Книга Мир завтра. Как технологии изменят жизнь каждого из нас - Стивен Котлер

Разница между этими двумя изотопами урана – в степени их стабильности. Принцип работы любого реактора заключается в бомбардировке тяжелых металлов нейтронами. Когда нейтрон попадает в ядро урана-235, оно расщепляется, выделяя энергию и высвобождая новые нейтроны. Уран-238 отличается тем, что в одних случаях ядро тоже расщепляется, а в других захватывает нейтрон и превращается в плутоний-239, ядро которого при дальнейшем расщеплении выделяет больше энергии.

В современных реакторах продолжительность ядерного топливного цикла составляет три года. К концу цикла в реакторе остается менее 1 процента урана-235 и больше половины энергии вырабатывается за счет расщепления ядер плутония. Отработавшее ядерное топливо, таким образом, состоит из трех компонентов. Около 5 процентов отходов составляют более легкие элементы, сохраняющие радиоактивные свойства около 300 лет. Львиная доля – 94 процента – приходится на уран, по своим свойствам мало чем отличающийся от того сырьевого урана, что добывают из земли. Но оставшийся 1 процент приходится на смесь изотопов плутония, приправленную америцием, которая остается «горячей» десятки тысяч лет и требует чрезвычайно надежных мест захоронения (типа строящегося хранилища «Юкка-Маунтин»).

По этой причине в 1976 году британская Королевская комиссия по вопросам загрязнения окружающей среды объявила «морально неприемлемым» поддерживать развитие атомной энергетики, не продемонстрировав одновременно возможности безопасного изолирования радиоактивных отходов. С тех пор в настроениях общественности мало что изменилось. Но на самом деле отходов этих совсем не так много, как нам пытаются внушить. «Все отработавшее топливо из энергетических реакторов и других источников, накопившееся в США за 50 лет существования ядерной энергетики, по своему объему так мало, что, если разложить его на торговой площади гипермаркета Walmart, толщина слоя составила бы девять футов, – говорит Кревенс. – Годовой объем отработавшего топлива из одного реактора легко уместится в кузов стандартного грузовика».

Куда же все-таки девать эти отходы? Многие предлагают последовать примеру Франции и отправлять отходы АЭС на переработку. Если в Америке (как и в Швеции, Финляндии, Испании и ЮАР) применяется открытый, или однократный, топливный цикл, то есть сырье используется только раз, то во Франции содержащийся в отработавшем топливе плутоний очищают, окисляют, затем смешивают со свежей порцией урана и полученное МОХ-топливо используют для нового цикла (эту технологию называют PUREX-процессом). Америка в свое время тоже собиралась пойти этим путем, но в 1976 году Индия, используя примерно такую же технологию переработки ядерных отходов, создала ядерное оружие, и многих такая перспектива напугала, в том числе тогдашнего президента США Джимми Картера.

В 1977 году Картер издал распоряжение, согласно которому всякие разработки методов переработки ядерных отходов на территории США должны быть прекращены. Цель его была благая – подать миру пример в борьбе с распространением ядерного оружия, однако мир этому примеру не последовал. Поэтому в 1981 году Рейган снял запрет, но денег на возобновление исследований не выдал. Реально исследования возобновились лишь в 1999 году, когда министерство энергетики, наконец, изменило свою политику и нашло подрядчиков на строительство перерабатывающего завода в Южной Каролине. Когда этот завод откроется, сказать не может никто. И пока это не произошло, 55 тысяч тонн радиоактивных отходов ждут своего часа в специальных хранилищах.

Поскольку PUREX-процесс вызывает беспокойство в связи с возможным распространением ядерного оружия, возможно, такая технология переработки является не самым лучшим решением проблемы отходов. Но дело не только в названной угрозе; дело еще и в низкой эффективности этой технологии. Однократный цикл использует потенциальную энергию уранового топлива лишь на 5 процентов. Последующая переработка плутония позволяет повысить эту цифру до 6 процентов, но все равно получается, что 94 процента потенциальной энергии ядерного топлива остаются невостребованными, а поскольку запасы урана отнюдь не безграничны и добыча урановой руды с экологической точки зрения отнюдь не безупречна, было бы очень неплохо научиться использовать этот потенциал.

И тут в игру вступают новейшие технологии.

5

Одним из примеров новейших технологий являются реакторы третьего поколения. Это усовершенствованные легководные реакторы со значительно более надежными системами безопасности. Они имеют модульную структуру, что позволяет изготавливать отдельные модули в заводских цехах, тем самым значительно снижая расходы. В настоящее время два реактора третьего поколения находятся в эксплуатации и еще два строятся. Но настоящий восторг вызывают реакторы следующего, четвертого, поколения.

Обычные ядерные реакторы называют тепловыми, или реакторами на медленных нейтронах, потому что используемые в них нейтроны замедляются для производства тепловой энергии. Это достигается за счет использования замедлителя, обычно воды, отчего эти реакторы называют легководными. Быстрые же реакторы (или реакторы на быстрых нейтронах), которые имеются в виду, когда говорят о реакторах четвертого поколения, замедлителя не имеют, в результате чего нейтроны сталкиваются с ядрами на гораздо большей скорости, что позволяет извлекать из топлива больше энергии.

В реакторах на медленных нейтронах в качестве теплоносителя стали использовать жидкий металл – в основном натрий. Преимущество здесь состоит в том, что в системах с водным охлаждением необходимо поддерживать очень высокое давление, в результате чего даже маленькая утечка может стать большой проблемой. Системы же с жидкометаллическим теплоносителем функционируют при атмосферном давлении и в этом смысле проблем не создают, однако имеют другие недостатки.

Жидкий натрий не отнесешь к числу наиболее стабильных веществ. Чтобы возник пожар, достаточно контакта с воздухом или с водой. Причина, по которой большинство людей никогда не слышали об этой технологии, как раз и заключается в том, что все первые попытки оборачивались пожарами. Расплавившийся в Айдахо EBR-I был экспериментальным быстрым реактором; прототип быстрого реактора на японской АЭС Monju сгорел в 1995 году, проработав лишь нескольких месяцев. Схожая судьба постигла и другие экспериментальные быстрые реакторы. В 2008 году Томас Кохран, физик-ядерщик из Совета по защите природных ресурсов, выступая на слушаниях в палате представителей США по этой технологии, в частности, сказал:

Разработкой реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ученые из Соединенных Штатов, Франции, Великобритании, Германии, Италии, Японии и Советского Союза занимаются десятки лет, на это потрачены десятки миллиардов долларов, но все усилия закончились неудачей… Потратив столько времени и столько денег на разработку быстрых реакторов, конгресс вправе задаться вопросом, почему к сегодняшнему дню существует лишь один коммерческий реактор на быстрых нейтронах – лишь один из 440 реакторов, функционирующих на текущий момент во всем мире. Совет по защите природных ресурсов знает ответ на этот вопрос: потому, что они неэкономичны и ненадежны.

Однако это еще не всё. Первоначальная идея ядерщиков состояла в том, чтобы использовать отработавшее топливо из тепловых реакторов для питания быстрых реакторов-размножителей, которые назывались так потому, что создавали больше изотопов плутония, чем потребляли. «Первоначально, – говорит Кревенс, – до открытия залежей урана на Колорадском плато мы всерьез беспокоились о том, что наши запасы быстро иссякнут. “Размножение” плутония отчасти решало эту проблему».