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

Важной характеристикой топливного цикла является энергонапряженность активной зоны. Увеличение энергонапряженности при постоянном ядерном соотношении рс / рм и продолжительности приводит к уменьшению количества ежегодно перерабатываемого ядерного топлива, а также размеров активной зоны и капитальных затрат, но повышает температуру ядерного топлива и затраты энергии на прокачку теплоносителя.

239Pu (наряду с другими изотопами плутония) образуется в ядерных реакторах из урана. Параллельно получается большое количество высокорадиоактивных продуктов деления урана и нептуний. Задача переработки уранового горючего, в котором накопился плутоний и продукты деления, сводится к отделению плутония и регенерации урана. Турбинное оборудование Малая теплоэнергетика

Расширенное воспроизводство ядерного топлива (Nuclear fuel breeding) - воспроизводство ядерного топлива с коэффициентом конверсии, большим 1. В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем "сгорает " в реакторе.

В промышленных (военных) реакторах уран берется в виде металла. Основные продукты деления - это изотопы рутения, циркония, ниобия, стронция, иттрия, цезия, бария, криптона и лантаноидов. Принцип отделения плутония от урана основан на получении урана в степени окисления +6, а плутония - в низших степенях окисления и последующего их разделения. Отделение от продуктов деления (редкоземельных элементов и циркония) ведется после окисления плутония до PuVI.

Металлический плутоний получают восстановлением тетрафторида плутония металлическим кальцием.

В течение последних 20 лет в России осуществлялась (на заводе РТ-1) радиохимическая переработка отработанного ядерного топлива АЭС с реакторами типа ВВЭР-440, исследовательских реакторов и реакторов судовых энергетических установок гражданского и военно-морского атомных флотов. Однако переработка ОЯТ реакторов типа РБМК и ВВЭР-1000 (т. е. основных реакторов энергетики России) не проводилась и до сих пор считается экономически нецелесообразной, хотя технически это возможно. В целом для российской ядерной энергетики характерно наличие разомкнутого ЯТЦ. В настоящее время строится завод РТ-2, на котором предполагается переработка отработанных твэлов любых энергетических реакторов России (в первую очередь ВВЭР-1000).

Кроме того, проводятся работы по переводу реакторов АЭС на уран-плутониевое топливо. Продолжается разработка реактора-наработчика топлива на быстрых нейтронах на базе реактора типа БН в целях замыкания ядерного топливного цикла (включая эффективное сжигание оружейного плутония). Только после успешного завершения подготовительного периода Россия сможет полностью перейти на замкнутый ЯТЦ.

Реакторы деления неизбежно высокорадиоактивны, их топливный цикл радиационно опасен, и значительная часть радиоактивных отходов ( активностью - 1 ГКи в момент перегрузки топлива в реакторах тепловой мощностью 1 ГВт) требует глубинного захоронения на тысячи лет
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов