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.

ОЯТ РОССИИ ОЯТ энергетических реакторов

Обращение с ОЯТ в России осуществляется в рамках целевой программы «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы».

К настоящему времени в России накопилось достаточно большое количество непереработанных твэлов реакторов АЭС, содержащих различные делящиеся материалы (Табл. 13 и 14).

Табл. 14. Объем (тыс.тонн) выгружаемого из реакторов АЭС России ОЯТ

Табл. 13. Оценка накопления делящихся материалов в российском отработанном ядерном топливе Малые реакторы Капсулированный реактор Американское министерство энергетики (DOE) проектирует капсулированный ядерный реактор, который можно будет продавать в любую развивающуюся страну мира, поскольку он будет надежно защищен от несанкционированного вскрытия.

Примечание: *В хранилищах при АЭС на трехлетней выдержке.

Табл. 15. Характеристики емкостей хранилищ для хранения ОЯТ.

Емкость хранения

~2500

6000 (в 2002 заполнено 3000 т)

Примечание: без учета хранилищ ОЯТ на АЭС

На предприятиях ЯТЦ России находится 21 объектовый пункт хранения ОЯТ (в том числе бассейны выдержки). Заполнение пунктов хранения твердых РАО и жидких РАО составляет 63 % и 87 % соответственно (Табл.15) В отношении хранения ОЯТ особое положение в настоящее время занимает Красноярский ГХК, на котором с 1976 года действует хранилище ОТВС реакторов ВВЭР-1000, содержавших на момент изготовления уран, обогащенный на 4,4 % изотопом 23 5U. В отсеки бассейна хранилища поступают ОТВС после предварительной выдержки в хранилище АЭС. Хранящиеся ОТВС реакторов ВВЭР-1000 предназначены в дальнейшем для переработки на строящемся заводе РТ-2. Россия остро нуждается в долговременных хранилищах ОЯТ реакторов типа РБМК-1000 (по крайней мере на 10000 т.).

Проблема с ОЯТ РБМК-1000 состоит в том, что в связи с низким содержанием в отработанном топливе урана-235 и большими запасами уже накопленного энергетического плутония переработка этого типа ОЯТ признана экономически нецелесообразной, по крайней мере до 2010 г., когда будет возможен пересмотр экономических факторов. На 1 января 1995 г. на Смоленской, Курской и Ленинградской АЭС с реакторами типа РБМК-1000 хранилось около 6 тыс. т ОЯТ общей активностью 1 млрд Ки. Ежегодное поступление ОЯТ этого типа составляет 750 т. К 2005 г. все хранилища при АЭС будут заполнены, и станции придется останавливать, если не будет найдено приемлемого способа утилизации ОЯТ. В настоящее время на АЭС применяют схему уплотненного хранения ОЯТ, но это лишь временно снимает вопрос размещения отработанного топлива реакторов типа ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Сверхпроектное его накопление на АЭС может привести к тому, что в бассейнах выдержки при аварийной ситуации не окажется места для выгрузки сразу всей активной зоны реактора, как того требуют нормы безопасности.

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