Рис. 6. Схема топливного цикла с реактором на медленных
нейтронах с частичной переработкой облученного топлива
Для того, чтобы повысить эффективность
использования энергии потенциально содержащейся в добываемом уране,
ОЯТ должно быть переработано для
извлечения делящихся материалов. Кроме того, переработка
позволяет уменьшить объемы ОЯТ,
накопленные тепловыми реакторами, которые непрерывно увеличиваются,
а расходы на их хранение постоянно растут. Из-за
отказа переработки, объем отходов приблизительно в 10
раз больше, ежели бы переработка осуществлялась. Уровень
радиоактивности в отходах после переработки намного меньше и
примерно через 100 лет падает намного быстрее, чем в ОЯТ. Кроме того, наличие в ОЯТ плутония требует более
тщательной охраны. Переработкой отработавшего топлива занимаются в
России, Бельгии, Франции, Великобритании, Швейцарии, Китае и
Японии. Сегодня переработка может быть экономически невыгодна, что по
видимому является одной из причин по которой в других странах (США,
Канаде, Швеции, Финляндии) еще не занимаются переработкой ОЯТ, чтобы использовать его в качестве
ресурса, а не отходов. 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.
Для производства MOX-топлива 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-излучателем. После 5 лет выдержки в плутонии будет около 3% 241Am,
что затруднит работу.
MOX-топливо (Mixed-Oxide
fuel)получают
смешиванием выделенного из ОЯТ плутония с природным, обогащенным или
обедненным ураном, например UO2
и PuO2 или (U,Pu)O2. Содержание PuO2
может варьироваться от 1.5 до 25-30 весовых процентов. Доля
MOX-топлива в ядерном топливе, использовавшемся в 2017 г.
было около 5%.
В извлеченном из отработавшего 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 отработавшего топлива и
его использование в
MOX-топливе,
а также повторное использование урана увеличивает энергетический выход
на тонну добытого урана на 25%. 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. Другой вариант МОХ-топлива − это смесь обедненного урана с
торием, из которого получается делящийся под действием тепловых
нейтронов 233U.
У большинства реакторов доля MOX-топлива
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
в 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 от 65% до 20%. Это делает попытки выделения
делящихся изотопов в каждом последующем поколении MOX все более
сложным. Использованное MOX-топливо по сравнению с "обычным" ОЯТ содержит больше
минорных актинидов
и изотопов плутония с четными атомными номерами, которые не делятся
тепловыми нейтронами.
Наиболее эффективно использовать МОХ-топливо в реакторах на быстрых
нейтронах.
Топливо REMIX (Regenerated Mixture) производится из уран-плутониевой смеси,
выделенной из отработавшего ядерного топлива, куда добавляют обогащенный
уран. Это дает топливо с примерно 1% Pu-239, 4% U-235 и и
~95% остальных изотопов урана, в основном U-238. Через четыре года работы
в топливе REMIX содержится около 2% Pu-239 и 1% U-235.
После переработки ОЯТ
и соответствующего дообогащения РЕМИКС-топливо может
многократного возвращаться в реактор, что приводит к существенному сокращению
темпов накопления ОЯТ. Возрастающие концентрации четных изотопов урана и
плутония в ОЯТ, которые не делятся тепловыми нейтронами,
может компенсироваться обогащенным ураном с увеличивающимся
уровнем обогащения.
Нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора ВВЭР‑1000 при полной
загрузке REMIX
и традиционным урановым топливом практически не отличаются.
Поскольку эти характеристики влияют на безопасность работы реактора, можно
говорить о принципиальной возможности полной загрузки реактора ВВЭР‑1000
РЕМИКС-топливом. REMIX можно многократно перерабатывать в действующих реакторах ВВЭР-1000.
Использование
REMIX-топлива позволяет замкнуть цикл по плутонию в
тепловых реакторах и тем самым приостановить процесс его накопления или даже сократить его запасы.
Использование REMIX-топлива позволит снизить потребление
природного урана на 20–25%.
Кроме того, позволяет лучше использовать
топливный потенциал ОЯТ, но нуждается в высоко обогащенном
уране (например - оружейном).
Частичная переработка ОЯТ реакторов
на тепловых нейтронах позволяет эффективней использовать природный уран.
MOX/REMIX технологии позволяют извлечь из него приблизительно на 25-30%
больше энергии, чем в однократном топливном цикле, экономить природный уран
− на ~12.5% для MOX и на ~22% для
REMIX. Существенно сокращается объем отходов
(раза в 4),
быстрее спадает их активность. Однако, цена производства MOX/REMIX
высока. Это топливо сегодня в три раза дороже полученного из природного
урана.