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

Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в электроядерных реакторах-размножителях.

Для поддержания нужного качества воды в бассейне предусмотрена очистка ее по двухступенчатой схеме: на первой ступени воду очищают от взвешенных продуктов коррозии, а на второй - от растворенных солей; на обеих ступенях одновременно проводят очистку от радиоактивных загрязнений. На первой ступени применяют оборудование и фильтрующие материалы двух типов: намывные фильтры патронного типа с использованием вспомогательного фильтрующего материала - перлита; насыпные фильтры с использованием в качестве фильтрующего материала ионно-обменной смолы в (катионита). Вторую ступень выполняют в виде двух фильтров с раздельной загрузкой катионита и анионита или в виде одного фильтра смешанного действия. 3. ХАРАКТЕРИСТИКА ОЯТ

Урановое топливо может быть изготовлено из природного (0,7% 235U), низкообогащенного (1-5% U) или высокообогащенного (до 93% U) урана. Природный и низкообогащенный уран используется в реакторах на быстрых нейтронах, работающих в конверторном режиме.

Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в отработавшем топливе остается 0,2 - 0,3% 235U. Повторное обогащение такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остается в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в дальнейшем может быть использован как воспроизводящий материал в реакторах на быстрых нейтронах. При использовании для загрузки ядерных реакторов низкообогащенного урана отработавшее топливо обычно содержит около 1% 235U. Такой уран может быть дообогащен до первоначального содержания его в ядерном топливе и возвращен в ЯТЦ. Восстановление реактивности ядерного топлива может быть осуществлено добавлением в него других делящихся нуклидов - 239Pu или 233U, т.е. вторичного ядерного топлива. Если к обедненному урану добавляется 239Pu в количестве, эквивалентном соответствующему обогащению топлива U, то реализуется уран-плутониевый топливный цикл. Смешанное уран-плутониевое топливо используется как в реакторах на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Уран-плутониевое топливо обеспечивает максимально полное использование урановых ресурсов и расширенное воспроизводство делящегося материала.  Методика расчёта реакторов с тесной решёткой Любой гетерогенный реактор физически очень сложен для расчёта в один этап, т. е. для расчёта, который бы учитывал и внутреннюю геометрию активной зоны (распределение потока нейтронов всех энергий в твэлах и окружающем каждый из них замедлителем) и её конечность, обуславливающую утечку нейтронов из реактора. Трудность подхода к задаче усугубляется и тем, что как внутри ТВЭЛов, так и в прилежащих к ним слоях замедлителя почти при всех энергиях нейтронов неприменимо диффузионное приближение.

Для технологии регенерации ядерного топлива чрезвычайно важны характеристики выгружаемого из реактора топлива: химический и радиохимический состав, содержание делящихся материалов, уровень активности. Эти характеристики ядерного топлива определяются мощностью реактора, глубиной выгорания топлива в реакторе, продолжительностью кампании, коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, времени выдержки топлива после выгрузки его из реактора, типом реактора.

Выгорание ядерного топлива - деление ядер урана или плутония с освобождением энергии и образованием осколочных нуклидов. Накопление большого количества этих продуктов деления приводит к нарушениям работы режима работы реактора. Так, среди осколочных продуктов имеются нуклиды с большим сечением захвата нейтронов (например, 135Хе, 149Sm), которые называют «нейтронными ядами». Накопление этих продуктов может привести к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и, в конечном итоге, к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения режима работы реактора могут наступить вследствие накопления в твэлах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри твэлов, к распуханию и разрушению оболочек твэлов. Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ядерное топливо выгружают из реактора и заменяют свежим. Кампания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ядерного топлива. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах она составляет 2-4 года, в реакторах на быстрых нейтронах - меньше года. Перегружать топливо можно без остановки реактора, заменяя лишь часть выгоревшего ядерного топлива. Отработанное топливо направляется на химическую переработку в целях выделения содержащихся в нем делящихся материалов и очистки от продуктов деления. Очищенные делящиеся материалы можно использовать для изготовления новых твэлов.

В топливном цикле твердотвэльного реактора циркулирует намного больше топлива, чем в топливном цикле жидкотопливного реактора. Это связано как с ограниченной глубиной выгорания ( на каждый килограмм сгоревшего топлива будет выгружаться в 5 - 10 раз больше несгоревшего топлива), так и с большей длительностью внешнего топливного цикла.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов