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.

  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.
  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 239Pu. Около половины образовавшегося 239Pu делится под действием тепловых нейтронов. В течение всего цикла доля энергии, освободившаяся от деления  239Pu составляет приблизительно четверть всей выделившейся энергии.
    Твелы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (обычно до 6 лет) пока приблизительно около 3% урана не выгорит. 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 содержится ~0.8% 235U, 1% плутония,  ~3-5% продуктов деления. 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 помещаются для длительного хранения.

    Однократный цикл на водных реакторах на тепловых нейтронах позволяет использовать только 1% энергии добытого урана. Другие топливные циклы, другие реакторы позволяют извлекать из естественного урана в 50 раз больше энергии. В этих реакторах используется уран и плутоний из отработанного ядерного топлива.

Частичная переработка облученного топлива

    В реакторах на медленных нейтронах происходит деление таких изотопов как U-235, а в результате последовательного захвата нейтронов U-238 образуются Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242, а также и другие трансурановые изотопы. Как и U-235 Pu-239 и Pu-241 делятся под действием медленных нейтронов и при этом выделяется приблизительно такая же энергия. Приблизительно за три года работы реактора "сгорает" около половины Pu-239. Обычно в облученном топливе около 1% плутония, около 2/3 это Pu-239 и Pu-241,1% U-235, 95% U-238 и 3% продуктов деления.

MOX-топливо

   MOX-топливо (Mixed-Oxide fuel)  ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов.
   Облученное топливо может подвергнутся переработке. Большой реактор производит в год 1.5 т. отходов. Из-за отказа переработки, объем отходов в США приблизительно в 10 раз больше, ежели бы переработка осуществлялась. Причем в их отходах содержится уран и плутоний. Непереработанное топливо сохраняет радиоактивность дольше и из-за наличия в нем плутония требует более тщательной охраны. Сегодня переработка может быть экономически невыгодна, что в прочем не исключает переработку в будущем. Переработкой отработанного топлива в Европе занимаются в России, Бельгии, Франции, Великобритании, Швейцарии. В США по политическим соображениям переработка была прекращена в 1970 г. и с тех пор не возобновлялась. Первоначально переработка облученного топлива была предназначена для получения оружейного плутония. Ежегодно ~70 т плутония, содержащегося в использованном топливе, извлекается из реакторов. В результате переработки может быть восстановлено до 95% урана и плутония, содержащихся в облученном топливе. При переработке устраняются долгоживущие продукты деления, а объем отходов уменьшается приблизительно на 90%. Стандартным методом переработки облученного топлива является технология PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction). Это метод водно-водяной экстракции. Сначала плутоний и уран отделяют от продуктов деления. Плутоний затем отделяют от урана. Дальнейшие манипуляции с плутонием стараются производить как можно оперативнее, чтобы избежать проблем, связанных с короткоживущими изотопами плутония, в частности с 241Pu (Т1/2 =14.1 л), который распадается в 241Am, являющийся гамма-эмитером. После 5 лет выдержки в плутонии будет около 3% 241Am, что затруднит работу. После переработки жидкие высокоактивные отходы кальцинируются и полученный порошок иммобилизируется в боросиликатном стекле.
    Оксид плутония смешивается с обедненным ураном. Получается так называемое MOX-топливо (Mixed-Oxide fuel). В извлеченном из отработанного топлива плутонии треть приходится на "инертный" к тепловым нейтронам  Pu-240. Вследствие этого, выделенный из облученного топлива плутоний оказывается малопригодным для производства ядерных зарядов.
    Положительной чертой MOX-топлива является то, что оно позволяют сжигать оружейный плутоний.
    Однократное извлечение плутония из отработанного топлива и его использование в MOX-топливе, а также повторное использование урана увеличивает энергетический выход на тонну добытого урана на 25%.
    MOX-топливо  — ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов. Как правило это плутоний, смешанный с природным, обогащенным или обедненным ураном. например UO2 и PuO2 или (U,Pu)O2. Содержание PuO2 может варьироваться от т 1.5 до 25-30 весовых %. MOX-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому топливу, обычно используемому в легководных реакторах на медленных нейтронах. Так смесь 7% плутония и 93% урана ведет себя почти также как и обычное урановое топливо. Однако, плутониевые изотопы требуют больше нейтронов, что требует модификации систем управления реактором. Динамика процесса деления с МОХ-топливом несколько отличается от деления с чистым ураном. Реактор, использующий МОХ-топливо как правило требует модернизации. В частности, вводится бόльшее число управляющих стержней. Использование МОХ-топлива требует специального лицензирования.
    Другой вариант МОХ-топлива − это смесь обедненного урана с торием, из которого получается делящийся под действием тепловых нейтронов 233U.
     Около 30 реакторов на медленных нейтронах в Европе используют MOX и еще 20 имеют на это лицензию. У большинства реакторов доля MOX около одной трети, но у некоторых эта доля составляет до 50%. Большие количества MOX-топлива требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.
    После одного или двух прохождений через реактор, плутоний настолько загрязняется изотопами тяжелее Pu-239, что его выделение становится сложной технической задачей. В тепловых реакторах обычно используется только однократное использование MOX-топлива. Содержание не сгоревшего плутония MOX-топливе в реакторе на тепловых нейтронах значительно, более 50% первоначального количества. В процессе сжигания MOX отношение изотопов, делящихся под действием тепловых нейтронов, к неделящимся падает от приблизительно 65% до 20%. Это делает попытки выделения делящихся изотопов в каждом последующем поколении MOX все более сложным. Использованное MOX-топливо с большой примесью минорных актинидов и изотопов плутония с четными атомными номерами (они не делятся тепловыми нейтронами) остаются в отходах.
       Наиболее эффективно использовать МОХ-топливо в реакторах на быстрых нейтронах.

previoushomenext

На головную страницу

Рейтинг@Mail.ru