Частка атомної енергії за різними оцінками становить не менше 10-16% від усіх енергоресурсів, що генеруються у світі. В деяких країнах, як, наприклад, у Франції, атомна енергія займає лідируючі позиції – 71,6%. У Китаї частка атомної енергії не перевищує 4%. Використання атомної енергії є предметом дискусій, оскільки з нею пов’язано ряд реальних і можливих проблем:

• необхідність утилізації радіоактивних відходів;
• аварії, що призводять до екологічних катастроф (АЕС у Чорнобилі та Фукусімі);
• атомні станції можуть бути об’єктом терористичних атак і є потенційною зброєю масового ураження;
• можливе використання палива АЕС при виробництві ядерної зброї.

Проте реальність така, що, попри всі небезпеки, повноцінно замінити атомну енергію іншими джерелами поки що неможливо, і вона буде використовуватися людством у найближчому майбутньому. Тому на даному етапі залишається актуальним завдання зниження гіпотетичних і реальних ризиків, пов’язаних з експлуатацією атомних електростанцій.

Класична схема виробництва атомної енергії

Виробництво ядерного палива починається з видобутку урану. На другому етапі відбувається збагачення урану, під час якого важчі атоми урану-238 відділяються від легших атомів урану-235. Це необхідно, оскільки до поділу під впливом теплових нейтронів схильні тільки ядра урану-235. Для нормальної роботи енергетичного реактора необхідно, щоб частка ізотопу урану-235 становила не менше 5% (до збагачення частка урану-235 становить близько 0,7%). Збагачений уран переводиться з газоподібного у твердий стан, змішується з пластифікатором і пресується для отримання таблеток. Ці таблетки додатково спікаються при високих температурах. Вага таблеток складає всього кілька грамів, але вони мають великий енергетичний потенціал, еквівалентний 400 кг кам’яного вугілля, 250 кг нафти або 360 м³ газу.

Таблетки поміщаються в тепловивідні елементи (твели) – герметичні трубки з цирконієвого сплаву. Твели збираються в окремі касети. Одна касета може містити кілька сотень твелів, а активна зона ядерного реактора – кілька сотень касет.

Після завантаження касет у реактор запускається керована ядерна реакція, в ході якої ядра урану діляться з виділенням великої кількості тепла. Для підтримання ядерної реакції використовуються нейтрони теплової частини спектра енергії, тому ядерні реактори, в яких відбувається ця реакція, отримали назву реакторів на теплових нейтронах.

Отримане тепло через оболонки твелів за допомогою кількох контурів передається воді. Під тиском нагріта вода перетворюється на пар, який обертає парову турбіну. Відбувається спочатку перетворення енергії пари в механічну роботу, а потім перетворення механічної роботи в електричну енергію за рахунок електрогенератора.

В результаті роботи реакторів на теплових нейтронах утворюється відпрацьоване ядерне паливо – касета з частково вигорілою паливною композицією. У цій композиції урану-235 залишається дуже мало, а частка урану-238 становить не менше 90%. Паливо вилучається з реактора і направляється в басейни витримки, де зберігається протягом кількох років, після чого вивозиться з АЕС для утилізації або вимагає спеціальних умов захоронення. Таким чином, класична схема виробництва атомної енергії призводить до утворення проблемних і небезпечних для навколишнього середовища відходів. Тому вчені почали загадуватися над питанням організації замкнутого циклу, в якому відпрацьоване ядерне паливо трансформується в нове паливо ядерних реакторів. Для цього необхідна керована реакція поділу ядер урану-238, що переважає у складі відпрацьованого палива. Виявилося, що вирішити таке завдання можна за допомогою реакторів на швидких нейтронах.

Реактор на швидких нейтронах

При поділі ядер урану спочатку швидкість руху нейтронів дуже велика. Такі нейтрони отримали назву «швидких». Але, проходячи через воду, яка використовується в якості теплоносія, нейтрон значно уповільнюється і стає «повільним» (тепловим). Тепловий нейтрон провокує поділ тільки ядер урану-235, а ядра урану-238 залишаються неподіленими. Але якби на місці повільних нейтронів були швидкі нейтрони, ядра урану-238 ділилися б з виділенням енергії і утворювали плутоній-239, який також можна використовувати в якості реакторного палива. Для цього необхідно замінити воду середовищем, яке не поглинає і не уповільнює нейтрони. Зараз з цією метою найчастіше використовується натрій, який дозволяє реалізувати реактор на швидких нейтронах.

У такому обладнанні швидкі нейтрони взаємодіють з ураном-238, після чого утворюється плутоній-239. Плутоній-239 надалі можна використовувати для отримання палива реакторів на теплових (повільних) нейтронах. Реактори на швидких нейтронах дозволяють замкнути цикл виробництва атомної енергії: відпрацьоване паливо обробляється і направляється знову в реактори на теплових нейтронах. Захоронених раніше відходів ядерного реакторного палива, що містять уран-238, дуже багато і за попередніми оцінками їх вистачить на кілька сотень років.

Розглянемо особливості отримання і використання палива для реакторів на швидких нейтронах.

Паливо для реакторів на швидких нейтронах

Технологія отримання змішаного уран-плутонієвого палива для реакторів на швидких нейтронах ділиться на три стадії:

• підготовка прес-порошку;
• пресування таблеток;
• спікання таблеток.

Якщо таблетки виробляються на основі декількох компонентів, наприклад, діоксидів урану і плутонію, то порошки необхідно подрібнити і змішати. На цій стадії багато в чому забезпечується працездатність ядерного палива в реакторі, яка залежить від гомогенності суміші, щільності, розміру зерен, мікроструктури і т.д.

У наявних технологічних лініях для отримання реакторного уран-плутонієвого палива вихідні порошки можуть спочатку змішуватися, а потім подрібнюватися або одночасно змішуватися і подрібнюватися. Для цього використовуються кулькові або молоткові млини. Але такі млини демонструють низьку ефективність подрібнення і змішування вихідних порошків, тому після спікання таблеток простежується чітке розділення двох фаз, що свідчить про відсутність необхідної гомогенності. Крім того, сам процес дуже тривалий і займає від кількох до десятків годин. Як альтернатива розглядається застосування апарату вихрового шару феромагнітних частинок.

Апарат вихрового шару феромагнітних частинок у процесі одержання змішаного уран-плутонієвого палива

В апаратах вихрового шару феромагнітних часток використовується принципово інший метод впливу на речовину в порівнянні з кульковими та молотковими млинами. Принцип роботи такого апарата можна простежити за допомогою рисунка 1.

Рисунок 1 – Апарат з вихровим шаром феромагнітних часток (АВС):
1 – захисна втулка;
2 – індуктор обертового електромагнітного поля;
3 – корпус індуктора;
4 – робоча камера з немагнітного матеріалу;
5 – феромагнітні частки.

Вихідні порошки діоксидів титану та плутонію разом з феромагнітними частками 5 завантажуються в титановий контейнер, який поміщається в робочу камеру 4 апарата АВС-100 виробництва компанії GlobeCore. Після запуску апарата контейнер виконує осьовий зворотно-поступальний рух. Індуктор 2 створює обертове електромагнітне поле, під дією якого феромагнітні частки починають рух по складних траєкторіях і постійно стикаються з частинками оброблюваних порошків, зі стінками робочої камери та між собою, утворюючи вихровий шар. У цей час у робочій камері на оброблювані порошки впливають декілька факторів:

• обертове електромагнітне поле;
• прямі ударні впливи з боку феромагнітних часток;
• акустичні та ультразвукові коливання внаслідок зіткнення феромагнітних часток;
• магнітострикція феромагнітних часток та інші.

Комплексний вплив зазначених факторів забезпечує швидке диспергування і гомогенізацію вихідних порошків, тобто отримання якісного прес-порошку для виготовлення таблеток.

Через небезпеку для обслуговуючого персоналу завантаження вихідних компонентів і феромагнітних часток, обробка компонентів, охолодження та вилучення компонентів здійснюються в автоматичному режимі.

Переваги апаратів вихрового шару

Апарат вихрового шару виробництва компанії GlobeCore при використанні в технологічних процесах виробництва реакторного палива має такі переваги:

• добре подрібнює і змішує вихідні компоненти-порошки, завдяки чому досягається їх рівномірний розподіл по всьому об’єму таблетки;
• не тільки подрібнює і змішує компоненти, але й активує їх. Очікуваний результат – підвищення ступеня вигоряння палива;
• таблетки, отримані на основі порошків, що пройшли обробку в апараті вихрового шару, повністю розчиняються в азотній кислоті, що важливо для регенерації реакторного палива;
• процес обробки компонентів, на відміну від кулькових і молоткових млинів, триває не години і десятки годин, а хвилини;
• апарат має компактні розміри і легко інтегрується в існуючі технологічні лінії виробництва реакторного палива;
• апарат може використовуватися в різних схемах виробництва ядерного палива для реакторів на швидких і повільних нейтронах при отриманні високодисперсних порошків та гомогенних сумішей.