Топливные циклы

Однократный топливный цикл

    Сегодня большинство реакторов в мире − водные реакторы на тепловых нейтронах, в которых используется однократный топливный цикл. У таких реакторов цикл состоит из семи ступеней.

Рис. 1. Схема однократного топливного цикла с реактором на медленных нейтронах

1. Добыча урана. Для работы одного водного реактора на тепловых нейтронах с электрической мощностью 1000 МВт требуется около 200 т натурального урана.
2. Конверсия урана. Измельченный уран в форме U₃O₈ химически очищается и переводится в форму UF₆ для операций по его обогащению.
3. Обогащение. Доля ²³⁵U в топливе повышается с 0.7% (естественная смесь) до 3-5% − это обычная концентрация ²³⁵U в реакторах на медленных нейтронах. (Реакторы на медленных нейтронах, в которых вместо воды H₂O используется тяжелая вода D₂O могут работать и на естественной смеси)
4. Производство топлива. Ядерное топливо используется в ядерных реакторах обычно в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС). В реакторах на медленных нейтронах чаще всего применяют UO₂. Её температура плавления равна 2800°C
5. Реактор на медленных нейтронах. При делении ²³⁵U под действием медленных нейтронов образуется тепло, которое преобразуется в электричество. В топливе содержится также ²³⁸U, который не делится под действием тепловых нейтронов, а поглощает их, превращаясь в плутоний, а также и другие трансурановые изотопы. Около половины образовавшегося ²³⁹Pu делится под действием  нейтронов. В течение всего цикла доля энергии, выделяющейся при делении ²³⁹Pu составляет приблизительно четверть всей выделившейся энергии.
   Твелы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (обычно до 6 лет) пока не выгорит приблизительно около 3% урана. Затем их вынимают и помещают во временное хранилище.
6. Временное хранение облученного топлива представляет собой водяные ванны. Облученное топливо сильно радиоактивно и выделяет большое количество тепла за счет распада продуктов деления (около 6% энерговыделения реактора. Однако, тепловыделение быстро спадает (на ~0.5% в неделю).  После выгрузки в облученном топливе (ОЯТ) содержится ~0.8-1 % ²³⁵U,
   1% плутония*,  ~3-5% продуктов деления и минорных актинидов**. Остальное − ²³⁸U. Облученное топливо содержится во временных хранилищах от нескольких месяцев до 5 лет.
7. Если не предполагается использования плутония и ²³⁸U, облученное топливо может квалифицироваться как отходы и помещается для длительного хранения.

    Однократный цикл на водных реакторах на тепловых нейтронах позволяет использовать только 1% энергии добытого урана. В то же время в ОЯТ при однократном цикле содержится ²³⁵U  с обогащением выше природного и ~0.6% нечетных изотопов Pu, которые тоже делятся под действием тепловых нейтронов. Это позволяет использовать ОЯТ, после соответствующей переработки в качестве топлива для реакторов на тепловых нейтронах.

* ~0.6% ОЯТ приходится на делящиеся под действием тепловых нейтронов ²³⁹Pu+²⁴¹Pu, остальной плутоний ²⁴⁰Pu+²⁴²Pu − "нейтронные яды", они под действием тепловых нейтронов не делятся, а активно их поглощают. ²⁴¹Pu быстро распадается (T_1/2 = 14.29 л), превращаясь в ²⁴¹Am.

** Актиниды — семейство радиоактивных химических элементов III группы 7-го периода периодической системы − Ac, Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf, Es, Fm, Md, No, Lr.
Минорные актиниды − так называются актиниды в используемом ядерном топливе, кроме урана и плутония. Наибольшее значение из них имеют Np, Am и Cm.