Ядерный топливный цикл

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск

Ядерный топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.

Топливный цикл — это комплекс мероприятий по производству, использованию, переработке и утилизации отработанного ядерного топлива.

Термин «топливный цикл» подразумевает возможность повторного использования отработанного ядерного топлива на атомных установках в ТВЭЛах после специальной обработки.

Выделяют открытые и закрытые топливные циклы.

Закрытый топливный цикл[править | править исходный текст]

Схема закрытого топливного цикла

Приблизительно 96 % урана-238, который используется в реакторе, выводится с отработанным ядерным топливом (расходуется около 1 %). Оставшаяся часть топлива преобразуется в теплоту, радиоактивные продукты распада или образует изотопы плутония и других актиноидов. Переработка уменьшает объём высокоактивных РАО, и может приносить экономическую выгоду.

В ОЯТ содержится около 1 % изотопов плутония[1], на основе которого в смеси с обеднённым ураном изготавливается MOX-топливо.

Фрагмент статьи[2] посвященный замкнутому циклу по переработке урана:

…будет фактически реализован замкнутый цикл по переработке природного урана. На радиохимическом заводе осуществляется переработка урана различного происхождения с целью его очистки для дальнейшего использования. На сублиматном заводе очищенный уран переводится в состояние, пригодное для его обогащения. На заводе разделения изотопов урановые потоки делятся на обогащенную и обедненную составляющие. Обогащенный уран направляется на производство ТВЭЛ, а обедненный — на изготовление МОКС-топлива.

Считается, что подобные схемы переработки ядерного топлива не получили распространения, ввиду относительно низких цен на уран.[1]

Критика технологии закрытого топливного цикла[править | править исходный текст]

Согласно докладу «Об экономике российской ядерной электроэнергетики»[3], представленному Беллона от 04.03.2011:

Обращение с отработанным ядерным топливом — это принципиально не решаемая проблема ядерной отрасли… Процесс переработки ограничивается мощностью соответствующего производства на заводе «Маяк» и технологическими особенностями ОЯТ разных видов. На практике перерабатываются лишь ОЯТ с ВВЭР-440, а также транспортных и исследовательских реакторов. По технологическим причинам переработке не подлежит ОЯТ от реакторов РБМК, АМБ, ЭГП-В, уран-циркониевое, уран-бериллиевое топливо транспортных энергетических установок, стендов прототипов, некоторых типов ИР. Таким образом, в настоящее время наибольшая часть ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 не перерабатывается и не вывозится, и находится на хранении в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах на АЭС и централизованном хранилище в здании №1 на Красноярском горно-химическом комбинате, которые близки к заполнению. На начало 2009 года в России было накоплено около 18 тыс. тонн ОЯТ половина из которых находилась в приреакторных хранилищах возле АЭС.

В докладе со ссылкой на отчет Госатомконтроля за 1999 год говорится, что приреакторные хранилища станций на реакторах РБМК заполнены на 80-90%.

Примечания[править | править исходный текст]

  1. 1 2 Ian Hore Lacy Nuclear electricity. — 6-е. — Мельбурн: «Uranium Information Centre Ltd», 2000.
  2. К.Орлов, В.Червинский (СХК) О МОКС-топливе не понаслышке и без предубеждений // газета «Красное знамя» (Томск). — 2004. — № от 2004-04-04.
  3. Bellona «Об экономике российской ядерной электроэнергетики». — 1-e. — 2011. — С. 25-26.

См. также[править | править исходный текст]