- Ядерный топливный цикл
-
Ядерный топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.
Топливный цикл — это комплекс мероприятий по производству, 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.
Содержание
Закрытый топливный цикл
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
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
- ↑ 1 2 Ian Hore Lacy Nuclear electricity. — 6-е. — Мельбурн: «Uranium Information Centre Ltd», 2000.
- ↑ К.Орлов,В.Червинский(СХК) О МОКС-топливе не понаслышке и без предубеждений // газета «Красное знамя»(Томск). — 2004. — № от 2004-04-04.
- ↑ Bellona «Об экономике российской ядерной электроэнергетики». — 1-e. — 2011. — С. 25-26.
См. также
Категории:- Ядерная энергетика
- Ядерная химическая технология
Wikimedia Foundation. 2010.