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

Капиталовложения в предприятия топливного цикла на 1 кет мощности АЭС, благодаря высокой теплотворной способности ядерного горючего, значительно меньше удельных капиталовложений в добычу угля и транспорт для тепловой энергетики.

Выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо передается на переработку только после определенной выдержки. Это связано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество короткоживущих радионуклидов, которые определяют большую долю активности выгружаемого из реактора топлива. Поэтому свежевыгруженное топливо до переработки выдерживают в специальных хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облегчает организацию биологической защиты, снижает радиационное воздействие на химические реагенты и растворители в процессе переработки обработавшего ядерного топлива и уменьшает набор элементов, от которых должны быть очищены основные продукты. Так, после двух-трехлетней выдержки активность облученного топлива определяют долгоживущие продукты деления: Zr, Nb, Sr, Ce и другие РЗЭ, Ru и а-активные трансурановые элементы. 96% ОЯТ - это уран-235 и уран-238, около 1% - плутоний, 2-3% - радиоактивные осколки деления. Разработка системы поиска документов по таксономии СОЗ БР Подразделение по Управлению Знаниями Департамента Ядерной Энергетики МАГАТЭ проводит активную работу, которая, по моему мнению, способна изменить ситуацию и помочь коллективной работе по созданию единого хранилища знаний по быстрым реакторам на основе таксономии СОЗ БР

Примечание: Время выдержки ОЯТ - 3 года для легководных реакторов, 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах.

Состав исходного и отработанного топлива для реактора на тепловых нейтронах приведен в Табл. 1, а составы ОЯТ быстрых и медленных реакторов - в Табл. 2. Основные радионуклиды, определяющие радиационную опасность, собраны в Табл. 3.

Временной интервал, год

Определяющие радионуклиды

Табл.4 Состав отработанного ядерного топлива водо-водяных реакторов

Рутений,Ки 72000 Родий,Ки 72000 Криптон, Ки 9

1210000 1210000 9

Заметное влияние на потребность в уране может оказать технологический процесс обогащения. В настоящее время большинство существующих реакторов использует уран, обогащенный в результате диффузии газов. При диффузии газов некоторое количество U2ss попадает в отходы, хвосты.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов