Инвестирование в Уран

Обогащенный по изотопу ²³⁵U гексафторид урана (UF₆) поступает на завод по производству ядерного топлива для изготовления порошка диоксида урана (UO₂), из которого, в свою очередь, изготавливаются топливные таблетки для начинки тепловыделяющих элементов. Тепловыделяющие элементы (твэлы) формируют тепловыделяющую сборку (ТВС), или кассету.

Тепловыделяющие сборки являются составной частью активной зоны ядерного реактора и предназначены для генерирования тепловой энергии. Конструкция ТВС отличается для различных типов реакторов, но в общем виде ТВС состоит из несущей структуры (каркаса), с одной стороны которой расположена головка, с другой – хвостовик, и включает в себя тепловыделяющие элементы (твэлы), собранные в пучки. Твэлы располагаются в пучках с равномерным шагом, который обеспечивают дистанционирующие решетки. Твэл представляет собой герметичную тонкостенную трубу из циркониевого сплава с приваренными на концах заглушками, снаряженную цилиндрическими спеченными топливными таблетками из обогащенного диоксида урана.

Вторая стадия ЯТЦ – использование ядерного топлива в реакторе для выработки электроэнергии, включая временное хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС.

ТВС доставляются на электростанции в специальных контейнерах, предотвращающих возникновение цепной реакции. Далее они размещаются в активной зоне ядерного реактора. С помощью источника нейтронов реактор запускается. Твэлы вырабатывают энергию, избыточные нейтроны поглощаются специальными графитовыми стержнями.

Одна треть или четверть твэлов ежегодно выгружается из реактора, на их место ставятся новые твэлы. ОЯТ перегружается в приреакторное хранилище – наполненный водой бассейн, где оно хранится в течение нескольких лет до снижения радиоактивности до определенного уровня. Вода охлаждает отработавшее топливо и служит надежной защитой от радиации. После нескольких лет охлаждения в приреакторном бассейне сборки транспортируются либо в специальное хранилище для длительного хранения, либо на перерабатывающий завод для переработки и регенерации.

Заключительная стадия ЯТЦ (Back-End) предполагает несколько операций: от отправки отработавшего топлива на захоронение (открытый ЯТЦ) или на завод по переработке ОЯТ (замкнутый ЯТЦ) до захоронения высокоактивных остеклованных отходов переработки.

Переработка ОЯТ и регенерация урана осуществляются на радиохимических заводах, где облученные и охлажденные твэлы освобождаются от оболочки и израсходованные топливные таблетки помещаются в ванну с азотной кислотой. Таблетки растворяются в кислоте, после чего получившийся раствор вводится в противоточную экстрактивную систему.

Обычно в первом цикле выделения около 99 % продуктов распада деления удаляются. В дальнейшем идет обработка оставшегося вещества – очищение и разделение плутония и урана. Конечными продуктами второй стадии обычно являются UO₂ и РuО₂, которые могут быть повторно использованы.

Оставшиеся после регенерации урана и плутония небольшие по объему высокоактивные отходы (менее 3 % от массы урана в свежем ядерном топливе) подлежат кондиционированию – специальной обработке (цементирование, остекловывание, трансмутация) и захоронению в специализированных могильниках.

Кондиционированные высокоактивные отходы и отработавшее топливо, не подлежащее дальнейшей переработке, перевозятся в централизованное хранилище и захораниваются. Такие хранилища (могильники) являются специализированными высокотехнологичными предприятиями, на них принимаются все необходимые меры для максимально безопасного хранения в течение длительного времени (сотни и тысячи лет).

Сегодня в большинстве стран используется открытый ядерный топливный цикл (ОЯТЦ). В замкнутом цикле (ЗЯТЦ) годный для повторного использования уран, выделяемый в процессе переработки ОЯТ, составляет более 95 % от его первоначальной массы.

Стоит отметить, что, несмотря на большое количество технологических переделов и наукоемкость производств, доля топливных затрат составляет обычно около 20 % в общей структуре затрат атомной станции. Для сравнения: доля топливных затрат для угольной генерации, по данным ВЯА, составляет около 80 %, для генерации на природном газе – около 90 %.

Распределение расходов в пересчете на 1 кг типового ядерного топлива представлено в таблице 2. Как видно из таблицы, основные статьи затрат при производстве ТВС – природный уран и обогащение урана, на каждую из которых приходится от 40 до 50 % всех затрат.

В процессе обогащения урана образуется значительное количество обедненного урана (так называемые хвосты изотопного обогащения). При этом выбранное содержание ²³⁵U в хвостах (содержание в хвостах) определяет количество исходного природного урана и единиц работы разделения, необходимых для производства обогащенного уранового продукта (ОУП). Например, в таблице 3 представлены объемы природного урана и ЕРР, необходимые для производства одной ты ОУП при различных уровнях содержания в хвостах.