|
Однократный (открытый) топливный цикл |
|
|
Автор Сергей
|
|
29.01.2008 г. |
Выгружаемое из реактора отработавшее топливо содержит смесь нуклидов 238U, невыгоревшего 235U, наработанного плутония, более высоких актинидов и продуктов деления. Если 235U и плутоний являются ценными материалами, пригодными для повторного использования и получения энергии, то продукты деления, назьгоаемые по аналогии с обычными продуктами сгорания шлаками, бесполезны.
В однократном или открытом топливном цикле (ОТ-цикле) уран и плутоний, содержащиеся в отработавшем топливе, не используются. После выгрузки из реактора это топливо помещают в промежуточное хранилище, оборудованное для хранения отработавших твэлов на период от нескольких лет до нескольких десятилетий. Промежуточное хранилище — лишь временное решение проблемы удаления отработавшего топлива. В дальнейшем выгруженное топливо должно быть обработано и приведено в состояние, пригодное для постоянного хранения в глубоких геологических формациях. В решении так называемого непосредственного захоронения отработавшего топлива плутоний и
уран остаются законсервированными в твзлах до тех пор, пока в них значительно не снизится уровень радиоактивности продуктов деления. Уран и плутоний без переработки топлива непригодны для последующего использования в реакторах.
В настоящее время ядерные реакторы эксплуатируются почти исключительно с открытым топливным циклом, причем путь топлива пока завершается в промежуточном хранилище. Дело в том, что полная обработка отработавших твэлов еще не получила достаточного промышленного развития и экономически невыгодна. Концепция открытого цикла, как правилр, связана с высоким расходом природного урана.
В PWR применяется низко-обогащенный уран. Реакторы HWR могут работать как на природном, так и на низкообогащенном уране. Для HTGR и HTR рассматриваются
три уровня обогащения урана: низкообогащенный уран — примерно 8 —. 10%, среднеобогащенный уран — около 20% и высокообогащенный уран — 93%.
Расход природного урана для PWR и BWR примерно одинаков и составляет при эксплуатации энергоблока мощностью 1 ГВт(эл.) в течение 30 лет 4220 т. Однако с помощью ряда опримизационных мероприятий расход природного урана для этих реакторов может быть снижен до 3700 или даже до 3000 т. Лучший по сравнению с легководными реакторами баланс нейтронов в HWR на природном уране обеспечивает и меньший расход природного урана (3720 т за 30 лет). При использовании слабообогащенного топлива расход природного урана в HWR за 30 лет при мощности 1 ТВт(эл.) может быть снижен до 2650 т. Реакторы HTGR и HTR имеют расход природного урана в диапазоне 2720 — 3450 т. Самый низкий расход природного урана 2720 т имеют HTR с высокообогащен-ным топливом. Однако в этом случае требуется самый высокий объем разделительных работ на обогащение топлива. Отработавшее топливо реакторов с 235U — 238U-загрузкой содержит плутоний. Самое большое количество плутония нарабатывается в тяжеловодных реакторах, работающих на природном ураце, хотя концентрация плутония в выгружаемом топливе в этом случае оказывается наименьшей Наоборот, наработка плутония в HTR с высокообогащенным топливом очень мала, так как доля 238U в этом топливе при обогащении 93% составляет всего 7%.
|
Однократный (открытый) топливный цикл 