Отработавшее ядерное топливо

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС

Отрабо́тавшее я́дерное то́пливо (ОЯТ, также облучённое я́дерное то́пливо) — извлечённые из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих). Топливо относят к отработанному, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию[1].

До разработки в России действующей технологии использования отработавшего ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах считалось, что практическая ценность ОЯТ невелика и оно создает проблемы с утилизацией и хранением, однако этот тип реакторов позволяет использовать энергетический потенциал отработавшего ядерного топлива, обеспечивая человечество практически неисчерпаемым источником энергии.

Характеристика[править | править код]

В большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» из соединений урана (чаще всего диоксида урана) различной степени обогащения, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1—3 сантиметров диаметром, снабжённую на концах заглушками, обеспечивающими герметичность ТВЭЛа и его крепление в ТВС.

Отработанное ядерное топливо в отличие от свежего имеет значительную радиоактивность за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ[2].

Использование ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах[править | править код]

Основная статья: MOX-топливо

СССР, а затем Россия занимают первое место в мире в развитии технологий строительства реакторов на быстрых нейтронах, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-350 был запущен в СССР в 1973 году и проработал в Актау по 1999 год . Второй энергоблок был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлен на 10 лет[3]. Там же в сентябре 2016 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800[4]. Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива (смесь оксидов урана и плутония) Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счет вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3% энергетического потенциала ядерного топлива[3].

Использование МОКС-топлива позволяет переработать отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уран-плутониевое топливо, в котором количество энергии, которое можно получить от природного урана, увеличивается примерно в 100 раз. При этом после переработки ОЯТ количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать» долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада в 200–300 лет, после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением стандартных процедур и не нарушат природный радиационный баланс Земли.

Потенциал использования ОЯТ[править | править код]

По данным Росатома на 2016 год, в мире ежегодно производится и потребляется около 18000 тонн свежего ядерного топлива, из которых в цикле производства энергии на АЭС «сгорает» 3% от массы тяжелого металла (540 тонн). Если учесть, что атомная энергетика обеспечивает 11% генерации электроэнергии, то для полного покрытия потребностей человечества требуется 4909 тонн делящегося материала.

По оценкам Всемирной ядерной ассоциации, в мире на складах накоплено 1,6 миллиона тонн обедненного урана. Эти запасы можно использовать в ядерном топливном цикле:

  • с МОКС-топливом на реакторе на быстрых нейтронах, с учетом трансмутации урана-238 в плутоний;
  • как топливо напрямую в таком реакторе.

Таким образом, только на складских запасах обедненного урана от «мирного» атома, без учета ОЯТ, реакторы на быстрых нейтронах позволяют обеспечить текущий уровень мирового потребления энергии на 326 лет.

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. Spent nuclear fuel / Glossary / NRC Library (англ.). US NRC (November 22, 2013). Дата обращения 29 ноября 2013.
  2. МАГАТЭ опубликовало обзорный доклад по текущему состоянию технологий переработки ОЯТ. Atominfo.ru, 03.03.2009
  3. 1 2 Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл. Официальный сайт Росатома. www.rosatominternational.com (29 ноября 2016). Дата обращения 17 декабря 2019.
  4. Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл. Официальный сайт Росатома. www.rosatominternational.com (29 ноября 2016). Дата обращения 17 декабря 2019.

Ссылки[править | править код]