Уран - главный элемент атомной энергетики, используется как ядерное топливо, сырье для получения плутония и в ядерном оружии. Содержание урана в земной коре составляет 2,5-10 -4 %, а суммарное количество в слое литосферы толщиной 20 км доходит до 1,3-10 14 т. Минералы урана есть практически везде. Однако уран - рассеянный элемент. Это означает, что его концентрация в горных породах зачастую оказывается недостаточной для организации коммерчески оправданной добычи. Содержание урана в руде является одним из ключевых параметров, определяющих стоимость добычи. К бедным относят урановые руды, содержащие 0,03-0,10% урана, рядовым - 0,10-0,25%, средним - 0,25-0,5 %, к богатым - свыше 0,50 % 1 .

Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе (табл. 1.6).

Таблица 1.6

По последним данным разведанный объем запасов урана, стоимость добычи которого не превышает 130 $/кг U, составляет 5 327 200 т. Для категории со стоимостью добычи менее 260 $/кг U - 7 096 600 т. Кроме того, количество урана в так называемых прогнозируемых и предполагаемых запасах достигает 10429100 т .

Таблица 1 .7

Страны, обладающие наибольшими разведанными запасами урана со стоимостью, не превышающей 130 $/кг U

В последние годы каргина распределения месторождений урана по странам несколько изменилась в связи с тем, что при исследовании ряда урановых месторождений были обнаружены дополнительные ресурсы в странах Африки (Ботсване, Замбии, Исламской Республике Мавритания, Малави, Мали, Намибии, Объединенной Республике Танзания). Также новые запасы были обнаружены в Гайане, Колумбии, Парагвае, Перуи Швеции.

Основными минералами, содержащими уран, являются уранинит (смесь оксидов урана и тория с обшей формулой (U, Th)0 2x), настуран (оксиды урана: U0 2 , U0 3 , также известен как урановая смолка), карнотит - К, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, уранофан - Са (U0 2)Si0 3 (0Н) 2 -5Н 2 0 и другие 110].

Извлечение урана из горных пород осуществляется следующими способами:

• Карьерная добыча (открытый способ) используется для извлечения руды, которая находится на поверхности земной коры или залегает неглубоко. Способ заключается в создании котлованов, которые называются карьерами, или разрезами. К настоящему времени месторождения, допускающие добычу карьерным методом, практически исчерпаны. Добыча составляет 23 %;
• Шахтная добыча (закрытый способ) применяется для добычи полезных ископаемых, залегающих на значительной глубине, и подразумевает сооружение комплекса подземных горных выработок. Добыча - 32%;
• Подземное выщелачивание подразумевает закачивание в пласт под давлением водного раствора химического реагента, который, проходя через руду, избирательно растворяет природные соединения урана. Затем выщелачивающий раствор, содержащий уран и сопутствующие металлы, выводится на поверхность земли через откачные скважины. Добыча - 39%.
• Совместная добыча с рудами других металлов (уран в данном случае является побочным продуктом) - составляет 6 %.

Производство диоксидного топлива из урановой руды представляет собой сложный и дорогостоящий процесс, включающий в себя извлечение урана из руды, его концентрирование, очистку (аффинаж), конверсию (получение гексафторида урана, обогащение, деконверсию (перевод UF 6 b U0 2), изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов).

На первом этапе переработки урановой руды, добытой карьерным и шахтным способами, ее измельчают и сортируют по радиоактивности. После сортировки куски руды дополнительно дробят и направляют на выщелачивание для перевода урана в растворимую форму. Выбор химического раствора для вскрытия руды зависит от типа минерала, включающего уран. В некоторых случаях для вскрытия руды используют микробиологические методы.

В результате выщелачивания образуется продуктивный раствор, содержащий уран. При дальнейшей переработке продуктивного раствора методами ионного обмена, экстракции или осаждения происходит концентрирование урана и отделение нежелательных примесей (Na, К, Са, Mg, Fe, Mn, Ni и др.). Полученный продукт фильтруют, высушивают и нагревают до высокой температуры, при которой образуется закись- окись урана - желтый кек (U 3 0 8). Для глубокой очистки урана от примесей производят аффинаж, традиционная схема которого заключается в растворении U 3 0 8 в азотной кислоте и очистке методом экстракции (реже осаждения). При этом конечным продуктом аффинажной технологии является U 3 0 8 или триоксид урана U0 3 Полученный оксидный продукт переводят в газообразное состояние - UF 6 , наиболее удобное для обогащения. Данный процесс называется конверсией.

Измельченная урановая руда (см. рис. 1.10) поступает на завод по ее переработке. Концентрат руды (природный уран) направляется на завод для получения шестифтористого урана (UF 6).

Рис. 1.10.

В цикл добавляется уран с радиохимического завода по регенерации топлива. Шестифтористый уран отправляется на завод по обогащению природного и регенерированного урана для повышения содержания изотопа 235 U. Для разделения изотопов урана требуются специальные методы (газодиффузионный и газоцентрифужный), так как разделяемые изотопы 23:> и и 238 и представляют собой один химический элемент (т. е. не могут быть разделены химическими методами) и различаются только по массовому числу (235 и 238 а. е.м.). Эти методы чрезвычайно сложны и требуют значительных затрат энергии, времени и специального оборудования. Газодиффузионный метод основан на различии в скоростях проникновения гексафторидов урана-238 и урана-235 через пористые перегородки (мембраны). При пропускании газообразного урана через одну мембрану концентрациями изменяется всего на 0,43%, т. е. исходная концентрация 2Ъ и возрастаете 0,710 до 0,712%. Для значительного обогащения смеси 235 U процесс разделения необходимо многократно повторять. Так, для получения из природного урана смеси, обогащенной до 2,4% no 235 U, и концентрации 235 U в обедненном уране (отвале) 0,3 % требуется около 840 ступеней. Каскад для получения высокообогащенного урана (90% и выше) должен иметь 3000 ступеней.

Более эффективен газоцентрифужный метод, при котором гексафториды изотопов урана-235 и 238 вводятся в газовую центрифугу, которая вращается со скоростью 1500 оборотов в секунду. При этом возникает значительная центробежная сила, отжимающая уран-238 к стенке, а уран-235 концентрируется в зоне оси вращения. Для достижения требуемой степени обогащения газовые центрифуги объединяют в каскады, состоящие из десятков тысяч аппаратов.

Для перевода U F 6 после обогащения в диоксид урана U О, применяют «мокрый» (растворение в воде, осаждение и прокаливание) и «сухой» (сжигание UF 6 в водородном пламени) способы. Полученный порошок U0 2 прессуют в таблетки и спекают при температуре примерно 1750° С.

После обогащения два потока - обогащенный уран и обедненный уран - двигаются разными путями. Обедненный уран хранится на диффузионном заводе, а обогащенный превращается в диоксид урана (U0 2) и отправляется на завод для изготовления твэлов.

На этих заводах U0 2 , предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки. Таблетки разогревают и спекают, чтобы получить твердую плотную консистенцию (рис. 1.11). После обработки их помешают в трубки (оболочки) из циркония, приваривают с торцов заглушки, и получается тепловыделяющий элемент. Определенное число твэлов собирают вместе в единую конструкцию - тепловыделяющую сборку (ТВС).

Рис. 1.11. Топливные таблетки из U0 2

Готовые ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах железнодорожным, автомобильным или морским транспортом. В некоторых случаях используют воздушный транспорт.

Во всем мире ведутся работы по повышению технических и экономических характеристик ядерного топлива. Наиболее важным требованием с точки зрения экономической эффективности ядерного топлива является увеличение глубины выгорания. Для более полного использования урана топливо должно находиться в активной зоне реактора дольше (см. табл. 1.8). Для увеличения кампании топлива совершенствуются конструкционные материалы, которые должны работать в более длительных и тяжелых условиях эксплуатации; топливные композиции (для снижения выхода продуктов деления); повышается жесткость каркасов ТВС.

Таблица 1.8

Современные и перспективные топливные циклы ВВЭР на обогащенном природном уране

		Состояние на 2014 г.			Ближайшая перспектива
			Топливный	Тепловая мощность реактора,		Топливный	Тепловая мощность реактора,
	Бал АЭС 1-3
	РосАЭС 1,2
	Кал АЭС 1-4				ТВСА-плюс
					типа ТВС-2 М
					типа ТВС-2 М
Болгария	Козлодуй 5,6
	Тяньвань 1,2
	Тяньвань 3,4
	Темелин 1,2
	Каданкулам 1
	Каданкулам 2
	ЗаАЭС, ЮУАЭС, Хм АЭС, РовАЭС

1.4. Ядер нов топливо

Для реакторов типа ВВЭР-1000 существуют два основных усовершенствованных вида ТВС (рис. 1.12): ТВСА(разработки ОКБМ имени И. И. Африкантова) и ТВС-2 М (разработки ОКБ «Гидропресс»),

Рис. 1.12. Тепловыделяющие сборки для реактора ВВЭР: а - ТВСА-PLUS, б - ТВС-2 М

Топливные сборки ТВСА-PLUS и ТВС-2 М обладают идентичными технико-экономическими характеристиками, обеспечивающими возможность повышения мощности РУ до 104% от номинальной, 18-месячный топливный цикл (подпитка 66 шт.), выгорание в твэле - 72 МВтсут/кг U, возможность эксплуатации в маневренном режиме, защиту от посторонних предметов.

Возрастающая доля выработки электроэнергии на АЭС в энергетическом балансе и переход к либеральному рынку электроэнергии потребует в ближайшие годы перевода части энергоблоков АЭС на работу в маневренном режиме. Такой режим эксплуатации, не использовавшийся раньше на АЭС, предъявляет и дополнительные требования к топливу и топливным циклам. Должно быть разработано топливо, сохраняющее высокие эксплуатационные характеристики в условиях переменных нагрузок.

• По данным совместного отчета МАГАТЭ и ОЭСР «Уран-2011: запасы, добыча и спрос».

Принцип работы и устройство ТЯРД

В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД:

ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы

В первом случае принцип действия и устройство ТЯРД выглядят следующим образом: основной частью двигателя является реактор, в котором происходит управляемая реакция термоядерного синтеза. Реактор представляет собой полую «камеру» цилиндрической формы, открытую с одной стороны, т. н. установку термоядерного синтеза схемы «открытая ловушка» (также именуемую «магнитная бутылка» или пробкотрон). «Камера» реактора вовсе не обязательно (и даже нежелательно) должна быть цельно-герметичной, скорее всего она будет представлять собой легкую размеростабильную ферму, несущую катушки магнитной системы. В настоящее время наиболее перспективной считается схема т. н. «амбиполярного удержания» или «магнитных зеркал» (англ. tandem mirrors ), хотя возможны и другие схемы удержания: газодинамические ловушки, центробежное удержание, обращенное магнитное поле (FRC). По современным оценкам, длина реакционной «камеры» составит от 100 до 300 м при диаметре 1-3 м. В камере реактора создаются условия, достаточные для начала термоядерного слияния компонентов выбранной топливной пары (температуры порядка сотен миллионов градусов, факторы критерия Лоусона). Термоядерное топливо - предварительно нагретая плазма из смеси топливных компонентов - подаётся в камеру реактора, где и происходит постоянная реакция синтеза. Генераторы магнитных полей (магнитные катушки той или иной конструкции), окружающие активную зону, создают в камере реактора поля большой напряжённости и сложной конфигурации, которые удерживают высокотемпературную термоядерную плазму от соприкосновения с конструкцией реактора и стабилизируют происходящие в ней процессы. Зона термоядерного «горения» (плазменный факел) формируется по продольной оси реактора. Полученная плазма, направляемая магнитными управляющими системами, истекает из реактора через сопло, создавая реактивную тягу.

Следует отметить возможность «многорежимной» работы ТЯРД. Путем впрыска в струю плазменного факела относительно холодного вещества можно резко повысить общую тягу двигателя (за счет снижения удельного импульса), что позволит кораблю с ТЯРД эффективно маневрировать в гравитационных полях массивных небесных тел, например больших планет, где зачастую требуется большая общая тяга двигателя. По общим оценкам, ТЯРД такой схемы может развивать тягу от нескольких килограммов вплоть до десятков тонн при удельном импульсе от 10 000сек до 4 млн.сек. Для сравнения, показатель удельного импульса наиболее совершенных химических ракетных двигателей - порядка 450 сек.

ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)

Двигатель второго типа - инерциальный импульсный термоядерный двигатель. В таком реакторе управляемая термоядерная реакция проходит в импульсном режиме (доли мкс с частотой 1-10Гц), при периодическом обжатии и разогреве микромишеней, содержащих термоядерное топливо. Первоначально предполагалось использовать лазерно-термоядерный двигатель (ЛТЯРД). Такой ЛТЯРД предлагался, в частности, для межзвёздного автоматического зонда в проекте «Дедал» . Главной его частью является реактор, работающий в импульсном режиме. В сферическую камеру реактора подаётся термоядерное топливо (например, дейтерий и тритий) в виде мишеней - сложной конструкции сфер из смеси замороженных топливных компонентов в оболочке диаметром несколько миллиметров. На внешней части камеры находятся мощные - порядка сотен тераватт - лазеры , наносекундный импульс излучения которых через оптически прозрачные окна в стенах камеры попадает на мишень. При этом на поверхности мишени мгновенно создается температура более 100 млн градусов при давлении порядка миллиона атмосфер - условия, достаточные для начала термоядерной реакции. Происходит термоядерный микровзрыв мощностью в несколько сотен килограммов в тротиловом эквиваленте. Частота таких взрывов в камере в проекте «Дедал» - порядка 250 в секунду, что требовало подачи топливных мишеней со скоростью более 10 км/с при помощи ЭМ-пушки. Расширяющаяся плазма вытекает из открытой части камеры реактора через сопло соответствующей конструкции, создавая реактивную тягу. В настоящее время уже теоретически и практически доказано, что лазерный метод обжатия/разогрева микромишеней является тупиковым - в том числе практически невозможно построить лазеры такой мощности с достаточным ресурсом. Поэтому в настоящее время для инерциального синтеза рассматривается вариант с ионно-пучковым обжатием/нагревом микромишеней, как более эффективный, компактный и с гораздо большим ресурсом.

И тем не менее, есть мнение, что ТЯРД на инерциально-импульсном принципе слишком громоздок из-за очень больших циркулирующих в нём мощностей, при худшем, чем у ТЯРД с магнитным удержанием, удельном импульсе и тяге, что вызвано импульсно-периодическим типом его действия. Идеологически к ТЯРД на инерциально-импульсном принципе примыкают взрыволеты на термоядерных зарядах типа проекта «Орион» .

Типы реакций и термоядерное топливо

ТЯРД может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива. В частности, на настоящее время принципиально осуществимы следующие типы реакций:

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты относительно дёшевы. Недостаток её - весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для прямого создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть мощности реакции и резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада - около 12 лет, то есть его долговременное хранение невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащий литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T- реактора фактически служат дейтерий и литий.

Реакция дейтерий + гелий-3

2 H + 3 He = 4 He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Хотя энергетический выход реакции D-T выше, реакция D- 3 He имеет следующие преимущества:

Сниженный нейтронный поток, реакцию можно отнести к «безнейтронным»,

Меньшая масса радиационной защиты,

Меньшая масса магнитных катушек реактора.

При реакции D- 3 He в форме нейтронов выделяется всего около 5 % мощности (против 80 % для реакции D-T).Около 20 % выделяется в форме рентгеновского излучения. Вся остальная энергия может быть непосредственно использована для создания реактивной тяги. Таким образом, реакция D-3He намного более перспективна для применения в реакторе ТЯРД.

Другие виды реакций

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D -> 3 He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и

D + D -> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.

Возможны и некоторые другие типы реакций:

P + 6 Li → 4 He (1.7 MeV) + 3 He (2.3 MeV) 3 He + 6 Li → 2 4 He + p + 16.9 MeV p + 11 B → 3 4 He + 8.7 MeV

Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.

Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч. Наиболее перспективны для осуществления ТЯРД т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая опасность для экипажа. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. В настоящее время предложена ещё одна концепция ТЯРД - с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.

История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД

Идея создания ТЯРД появилась практически сразу после осуществления первых термоядерных реакций (испытаний термоядерных зарядов). Одной из первых публикаций по теме разработки ТЯРД явилась изданная в 1958 году статья Дж. Росса. В настоящее время ведутся теоретические разработки таких видов двигателей (в частности, на основе лазерного термоядерного синтеза) и в целом - широкие практические исследования в области управляемого термоядерного синтеза. Существуют твёрдые теоретические и инженерные предпосылки для осуществления такого типа двигателя в обозримом будущем. Исходя из расчетных характеристик ТЯРД, такие двигатели смогут обеспечить создание скоростного и эффективного межпланетного транспорта для освоения Солнечной системы. Однако реальные образцы ТЯРД на настоящий момент (2012) ещё не созданы.

См. также

Ссылки

• Космонавтика XXI века: термоядерные двигатели // газета «За науку», 2003
• New Scientist Space (23.01.2003): Nuclear fusion could power NASA spacecraft (англ.)
• Физическая энциклопедия, т.4, статья «термоядерные реакции», на стр. 102, Москва, «Большая Российская энциклопедия», 1994 г, 704 c.

Паровая машина Двигатель Стирлинга Пневматический двигатель По виду рабочего тела Газовые Газотурбинная установка Газотурбинная электростанция Газотурбинные двигатели‎ Паровые Парогазовая установка Конденсационная турбина Гидравлические турбины‎ Пропеллерная турбина Гидротрансформатор По конструктивным особенностям Осевая (аксиальная) турбина Центробежная турбина (радиальная,

Исследователи из Массачусетского технологического института (MIT) совместно с коллегами из США и Брюсселя разработали новый тип термоядерного топлива. С его помощью можно получить в десять раз больше энергии, чем из всех существующих образцов. Новое топливо содержит три вида ионов — частиц, заряд которых изменяется в зависимости от потери или приобретения электрона. Для изучения топлива используется токамак — тороидальная камера для магнитного удержания плазмы, создающая условия для управляемого термоядерного синтеза . Эксперименты с новинкой проводятся на базе токамака Alcator C-Mod , принадлежащего MIT, который обеспечивает наивысшее напряжение магнитного поля и давление плазмы во время испытаний.

Секрет нового топлива

Alcator C-Mod последний раз был запущен еще в сентябре 2016 года, но данные, полученные в результате проведенных экспериментов, были расшифрованы лишь недавно. Именно благодаря им ученым и удалось разработать новый, уникальный тип термоядерного топлива, значительно увеличивающего энергию ионов в плазме. Результаты были настолько обнадеживающими, что исследователи, работающие на Объединенном европейском торе (JET , еще один современный токамак) в Оксфордшире, США, провели собственный эксперимент и достигли такого же увеличения выработки энергии. Исследование, в котором подробно изложены результаты работы, было недавно опубликовано в Nature Physics .

Ключом к повышению эффективности ядерного топлива было добавление незначительного количества гелия-3 — стабильного изотопа гелия, который вместо двух нейтронов обладает лишь одним. Ядерное топливо, используемое в Alcator C-Mod, ранее содержало только два типа ионов, ионы дейтерия и водорода. Дейтерий, стабильный изотоп водорода с одним нейтроном ядре (у обычного водорода нейтронов нет совсем), занимает порядка 95% от общего состава топлива.

Исследователи из Центра плазмы и синтеза MIT (PSFC) использовали радиочастотный нагрев для того, чтобы воспламенить топливо, удерживаемое в форме суспензии промышленными магнитами. Этот метод основан на использовании антенн вне токамака, которые воздействуют на топливо с помощью радиоволн определенных частот. Они калибруются так, чтобы поражать лишь материал, количество которого в суспензии меньше всех прочих (в данном случае это водород). Водород обладает лишь малой долей от общей плотности топлива, а потому фокусировка радиочастотного нагрева на его ионах позволяет достичь экстремально высоких температур. Возбужденные ионы водорода затем взаимодействуют с ионами дейтерия, и полученные в результате из взаимодействия частицы бомбардируют наружную оболочку реактора, выделяя огромное количество тепла и электроэнергии.

А что же гелий-3 ? В новом топливе его меньше 1%, но именно его ионы играют решающую роль. Сфокусировав радиочастотный нагрев на столь незначительном количестве вещества, исследователи подняли энергию эонов до уровня мегаэлектроноволь (МэВ). Электроновольт — это количество энергии, полученное\потерянное в результате перехода электрона от одной точки электрического потенциала на уровень в 1 вольт выше. До сих пор мегаэлектронвольты в экспериментах с термоядерным топливом были лишь пределом мечтаний ученых — это на порядок больше, чем энергия всех образцов, полученных до сих пор.

Токамак: исследование термоядерных реакций

Alcatre C-Mod и JET представляют собой экспериментальные камеры термоядерного синтеза с возможностью достижения тех же плазменных давлений и температур, которые потребуются в полномасштабном реакторе синтеза. Стоит отметить, впрочем, что они меньше по размерам и не дают того, что исследователи называют «активированным синтезом» — синтеза, энергия которого напрямую преобразуется в энергию, которую можно использовать для других нужд. Тонкая настройка состава топлива, частоты радиоволн, магнитных полей и других переменных в этих экспериментах позволяют исследователям тщательно выбрать наиболее эффективный процесс синтеза, который потом можно будет воспроизвести в промышленном масштабе.

Как уже было сказано, американским ученым, работающим на JET, удалось не просто достичь тех же результатов, но и сравнить их с работой западных коллег, в результате чего научное сообщество получило уникальные данные измерений различных свойств невероятно сложных реакций, происходящих в перегретой плазме. В MIT исследователи использовали метод получения изображений реакции с помощью фазово-контрастной микроскопии , благодаря которому фазы электромагнитных волн трансформируются в контраст интенсивности. В свою очередь, ученые JET обладали возможностью более точно измерять энергию полученных частиц, и в результате картина того, что происходит во время реакций синтеза, получилась наиболее полной.

Ядерный синтез: революция в энергетике

Что это значит для нас с вами? Как минимум значительный прорыв в технологической сфере. Ядерный синтез, поставленный на нужды промышленности, может произвести революцию в производстве энергии. Его энергетический потенциал невероятно высок, а топливо состоит из самых распространенных элементов в Солнечной системе — водорода и гелия. К тому же, после сгорания термоядерного топлива не образуется опасных для экологии и человека отходов.

Как отмечает Nature , результаты этих экспериментов также помогут астрономам лучше понять роль гелия-3 в солнечной активности — ведь солнечные вспышки, несущие угрозу для земной энергетики и околоземных спутников, есть ни что иное, как результат протекания термоядерной реакции с колоссальным тепловым и электромагнитным излучением.

Новосибирский завод химконцентратов в 2011 году произвел и реализовал 70% мирового потребления изотопа лития-7 (1300 кг), поставив новый рекорд в истории завода. Однако основным продуктом производства НЗХК является ядерное топливо.

Это словосочетание действует на сознание новосибирцев впечатляюще и пугающе, заставляя воображать о предприятии все, что угодно: начиная от трехногих рабочих и отдельного подземного города и заканчивая радиоактивным ветром.

Так что же на самом деле скрывается за заборами самого таинственного завода Новосибирска, производящего ядерное топливо в черте города?

ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом».

Мы пришли в цех, где изготавливают тепловыделяющие сборки - ТВС, которые загружаются в ядерные энергетические реакторы. Это и есть ядерное топливо для АЭС. Для входа на производство нужно надеть халат, шапочку, бахилы из ткани, на лицо - «Лепесток».

В цехе сосредоточены все работы, связанные с урансодержащими материалами. Этот технологический комплекс является одним из основных для НЗХК (ТВС для АЭС занимают приблизительно 50 % в структуре реализованной продукции ОАО «НЗХК»).

Операторская, откуда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки.

Рабочие проводят регламентные работы: через определенные промежутки времени даже самое новое оборудование останавливают и проверяют. В самом цехе всегда достаточно много воздуха - постоянно работает вытяжная вентиляция.

В таких биконусах хранится порошок диоксида урана. В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться.

Установка, которая производит прессование топливных таблеток. Как из песка дети делают куличики, надавливая на формочку, так и здесь: урановая таблетка прессуется под давлением.

Молибденовая лодочка с таблетками, которые ждут отправления в печь на отжиг. До отжига у таблеток зеленоватый оттенок и другой размер.

Контакт порошка, таблетки и окружающей среды сведен к минимуму: все работы ведутся в боксах. Для того чтобы что-то поправлять внутри, в боксы встроены специальные перчатки.

Факелы сверху - это догорающий водород. Таблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов.

Черные шкафы - это водородные высокотемпературные печи, в которых молибденовая лодочка проходит различные температурные зоны. Открывается заслонка, и в печь, откуда вырываются языки пламени, заходит молибденовая лодочка.

Готовые таблетки шлифуются, поскольку они должны быть строго определенного размера. И на выходе контролеры проверяют каждую таблетку, чтобы не было ни сколов, ни трещин, никаких дефектов.

Одна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 640 кг дров, 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа, 350 кг нефти.

Таблетки диоксида урана после отжига в водородной печи.

Здесь циркониевые трубки заполняют таблетками диоксида урана. На выходе имеем готовые твэлы (около 4 м в длину) - тепловыделяющие элементы. Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо.

Таких автоматов с газировкой на улицах города уже не встретить, пожалуй, только на НЗХК. Хотя в советские времена они были очень распространены.

В этом автомате стакан можно помыть, а затем наполнить газированной, негазированной или охлажденной водой.

По оценке департамента природных ресурсов и охраны окружающей среды, высказанной в 2010 году, НЗХК не оказывает значимого влияния на загрязнение окружающей среды.

Пара таких породистых куриц постоянно проживает и откладывает яйца в добротном деревянном вольере, который находится на территории цеха.

Рабочие сваривают каркас для тепловыделяющей сборки. Каркасы бывают разные, в зависимости от модификации ТВС.

На заводе работают 2277 человек, средний возраст персонала - 44,3 года, 58 % - мужчины. Средняя заработная плата превышает 38 000 руб.

Большие трубки - это каналы для системы управления защиты реактора. В этот каркас затем установят 312 твэлов.

По соседству с НЗХК расположилась ТЭЦ-4. Со ссылкой на экологов представители завода сообщили: в год одна ТЭЦ выбрасывает радиоактивных веществ в 7,5 раз больше, чем НЗХК.

Слесарь-сборщик Виктор Пустозеров, ветеран завода и атомной энергетики, имеет 2 ордена Трудовой Славы

Головка и хвостовик для ТВС. Их устанавливают в самом конце, когда в каркасе уже стоят все 312 твэлов.

Финальный контроль: готовые ТВС проверяют специальными щупами, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Контролеры чаще всего женщины, это очень кропотливая работа.

В таких контейнерах ТВС отправляются потребителю - по 2 кассеты в каждом. Внутри у них свое уютное войлочное ложе.

Топливо для атомных станций, произведенное в ОАО «НЗХК», используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. Стоимость ТВС является коммерческой тайной.

Работа на НЗХК ничуть не опаснее работы на любом промышленном предприятии. За состоянием здоровья работников ведется постоянный контроль. За последние годы не выявлено ни одного случая профзаболеваний среди работников.