История искусства Экология энергетики Инженерная графика и машиностроительное черчение Математика решение задач и примеров Курс лекций по физике и электротехнике
Топливо для ядерных реакторов Урановый цикл Уран-ториевый цикл Уран-плутонивый цикл оружейный плутоний Торий-плутонивый цикл Добыча урановой руды Обогащение урана Временное хранение ОЯТ Транспортировка радиоактивных веществ Твэлы

Топливный цикл может быть замкнутым, включая, например, повторное использование плутония или урана в реакторах на тепловых нейтронах (тепловой повторный цикл), повторное обогащение урана, выделенного в результате переработки, или использование плутония в быстрых реакторах-размножителях.

Реакторный плутоний

Подавляющая часть сегодняшней атомной энергетики использует урановое горючие. По экономическим причинам ядерное топливо на АЭС работает долгое время и выгорает почти полностью. Степень облученности топливного элемента можно измерить в мегаватт-днях/тонну (МВт-день/т). Плутоний из отработанного ядерного топлива состоит из множества изотопов. Структура их меняется от типа реактора, рабочего режима, но типичные значения таковы (Табл.4): Табл.4 Изотопный состав плутония, нарабатываемого в реакторах различного типа

Реакторы с 33000 МВт-день/т оперировали с ураном 3-х процентного обогащения в 1970 - 80-х гг. Со снижением цен на обогащенный уран (из-за освобождения армейских производственных мощностей) в настоящее время используется более насыщенное 235U топливо - 4-4.5%, позволяя довести выгорание до 45000 МВт-день/т и даже выше. В результате в отработанном горючем содержится еще больше Pu-238, 240, 241 и 242.

Использую за основу плутоний из типичного легководного реактора, определим его тепловую мощность - 14.5 Вт/кг, увеличивающуюся до 19.6 Вт/кг за 14 лет после полураспада Pu и после полного распада Pu - 24 Вт/кг. Уровень нейтронов - 350000 нейтронов/кг, удельная радиоактивность - 11.0 кюри/г (0.442 кюри/г а-активности).

Принимая в расчет явление изотопного разбавления критической массы (хорошо делятся только 239Pu и 241Pu) бомба, созданная из 8 кг такого материала выдавала бы 116 Вт тепла (электролампочку такого же размера и такой же мощности невозможно держать в руках) и 2.8 миллиона нейтронов/с. С таким веществом создание атомной бомбы остается под вопросом.

Потребовалось бы система постоянного активного охлаждения ядра бомбы для предотвращения порчи ядра бомбы, взрывчатки и других компонентов. Высокий уровень нейтронного излучения неизбежно вызывает преждевременную детонацию, даже с очень эффективной имплозионной системой. Однако, даже с относительно примитивной в настоящее время конструкцией бомбы сброшенной на г.Нагасаки («Толстяк»), можно было бы произвести взрыв в 0.5 кт или около того. С оптимальной имплозионной системой выход бы составил несколько килотонн. При технологии усиления заряда за счет синтеза, все нежелательные свойства реакторного плутония полностью обходятся, можно изготовить мощный боеприпас, несмотря на менее удобный для использования делящийся материал.

После долгого периода времени, несколько десятилетий или столетий, тепловая мощность реакторного плутония значительно снижается с распадом 238Pu и 241Am. На нейтронный фон это сказывается мало. Сейчас отработанное реакторное топливо обычно сохраняется на неопределенное время в герметичных контейнерах. В принципе, оно может представлять интерес для террористов, особенно хранящееся уже долгое время, с сократившимся тепловыделением и радиацией. Сорокалетнее храненение позволит распасться 30% "°Pu и 88% Pu. В результате плутоний будет иметь следующий изотопный состав: 1.5% Pu, 67.3% Pu, 26.4% Pu, 1.3% z^Pu, 3.3% z^Pu. Происходит снижение мощности до 11.7 Вт/кг и меньший ее рост в дальнейшем (максимум до 13.8 Вт/кг). Хранение реакторного плутония 150 лет изменит состав таким образом: 0.66% 238Pu, 69.06% 239Pu, 26.86% 240Pu, 0.01% 241Pu, 3.41% 242Pu, с сохранением стабильного тепловыделения на уровне 7.5 Вт/кг.

Рис.16 Замкнутый ядерно- топливный цикл с использованием урана и плутония, выделенных из отработанного ядерного топлива (Уран-плутониевый цикл с участием мОкС-топлива)

В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообогащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов