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.

К началу 1995 г. на площадках АЭС России накоплено 1 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и 6 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа РБМК. На Горно-химическом комбинате (Красноярск-26) в специальном хранилище находится еще около 1 тыс. т ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000. А всего в России накоплено около 10 тыс. т ОЯТ. В 26 странах мира до 1990 г. было выгружено около 115 тыс. т ОЯТ, 80 % которого приходится на долю Великобритании, Канады, СССР, США, Франции и Японии. Предполагается, что в 1991—2000 гг. будет выгружено еще около 105 тыс. т ОЯТ. На рис. 8 приведены данные о составе ОЯТ российских реакторов типа ВВЭР. Переработка (репроцессинг) ОЯТ заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций осколочных элементов (96 % ОЯТ — это уран-235 и уран-238, около 1 % — плутоний, 2—3 % — радиоактивные осколки деления). При сопоставлении общего объема выгруженного ОЯТ и совокупной мощности существующих предприятий по его переработке возникает предположение, что до 2010 г. возможно переработать лишь около 30% ОЯТ, накопленного в мире (рис.9). Переработка ОЯТ производится на радиохимических заводах.

Единственный в России завод по переработке отработанного ядерного топлива РТ-1 действует на территории комплекса, ранее производившего оружейный плутоний (Челябинск- 65). Завод РТ-1, мощностью 400 т тяжелого металла в год, был введен в эксплуатацию в 1976 г. Он является компонентом замкнутого ЯТЦ. Имеющаяся здесь технология обеспечивает переработку ОЯТ российских АЭС с реакторами типа ВВЭР-440. В основе технологии выделения урана и плутония, их разделения и очистки от продуктов деления лежит процесс экстракции урана и плутония трибутилфосфатом. Он осуществляется на многоступенчатых
экстракторах непрерывного действия. В результате уран и плутоний очищаются от продуктов деления в миллионы раз. Регенерированный уран используют для производства топлива реакторов типа РБМК, а плутоний складируется. Кроме того, на заводе РТ-1 ведется переработка ОЯТ АЭС с реакторами типа БН-600, БН-350 и ОЯТ от исследовательских реакторов и ядерных транспортных установок атомного флота. После промежуточного выдерживания ОЯТ АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 предполагается перерабатывать на заводе РТ-2 в Красноярске-26 после завершения его строительства. ОЯТ АЭС с реакторами типа РБМК хранится на площадках АЭС, и предполагается, что после определенной выдержки оно будет отправлено на окончательное захоронение по схеме разомкнутого ЯТЦ. ВВЭР-640 (В-407) Реакторная установка В-407 является составной частью АЭС нового поколения средней мощности с повышенным уровнем безопасности по сравнению с предыдущими серийными АЭС с отечественными реакторами ВВЭР и зарубежными действующими реакторами PWR при высоком уровне надежности и экономичности.

На остановленных блоках Нововоронежской АЭС ОЯТ выгружено полностью и хранится на территории станции. Ведется работа по радиационному обследованию сооружений и оборудования, его дезактивации и демонтажу, отработка технологий по переработке РАО. На первом энергоблоке Белоярской АЭС ОЯТ выгружено полностью, на втором — в реакторе осталось несколько тепловыделяющих сборок. В бассейне выдержки АЭС хранятся 4990 ТВС, причем часть кассет потеряла герметичность и контактирует с водой, активность которой увеличилась за три года в 1,6 раза. Первый энергоблок Белоярской АЭС был остановлен в 1980 г., но работы по выводу его из эксплуатации до сих пор не закончены. Нет проектов вывода из эксплуатации и других остановленных энергоблоков двух АЭС. В 2001 г. заканчился 30-летний проектный срок эксплуатации АЭС России, в связи с чем возникда необходимость до 2020 г. ежегодно останавливать 1—2 энергоблока АЭС.

Огромный объем ОЯТ, находящегося и основном в густонаселенных районах европейской части России, представляет серьезную угрозу населению.

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