Ядерный топливный цикл

Характеристика ядерного топливного цикла

Ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Добыча, концентрирование и получение урана из руд, его конверсия в гексафторид, обогащение по 235U, изготовление твэлов и их работа в ядерном реакторе, переработка отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и извлечение неиспользованных делящихся и сырьевых материалов, отделение вновь образованного ядерного горючего (плутония), переработка и захоронение радиоактивных отходов представляют собой основные стадии ядерного топливного цикла.

Основываясь на соображениях охраны здоровья, безопасности и экономичности, при осуществлении ядерного топливного цикла приходится решать множество проблем на стадиях разработки и эксплуатации. Главные из них связаны с необходимостью разработки и использования безопасных технологических приемов обращения с техногенными образованиями ядерной энергетики на всех этапах ЯТЦ.

Основным топливом ядерных реакторов является уран, содержащийся в природе в ограниченном количестве. В изотопном составе природного урана содержится всего 0,714% 235U. На практике в большинстве ядерных реакторов используют в качестве топлива обогащенный по 235Uуран, полученный в процессе газовой диффузии или газового центрифугирования.

В ходе нормальной эксплуатации время использования (нахождения) уранового (или U-Pu) топлива в ядерном реакторе ограничивается постепенным выгоранием делящегося топлива; накоплением продуктов деления, поглощающих нейтроны; радиационным разбуханием, радиационным охрупчиванием тепловыделяющих элементов, усталостным и коррозионным растрескиванием тепловыделяющих элементов.

Эти факторы могут привести к повреждению твэлов. После определенного периода эксплуатации топливные элементы должны быть заменены новыми, хотя доля выгоревшего делящегося материала мала (например, в энергетических реакторах глубина выгорания составляет 2−10%).

Неиспользованные делящийся и сырьевой материалы, а также вновь наработанное топливо могут быть переработаны, выделены и направлены в повторный цикл. На практике эта процедура называется переработкой топлива.

На предприятии по переработке ядерного топлива (после того как горячие, радиоактивные, отработавшие тепловыделяющие элементы прошли выдержку в бассейнах с охлаждающей водой — бассейнах выдержки от 3 до 12 месяцев для снижения радиоактивности) выполняют сепарацию урана, плутония и продуктов деления с помощью химических и металлургических процессов.

Промежуточными продуктами сепарации являются нитрат уранила, нитрат плутония и растворы радиоактивных отходов.

Нитрат уранила можно превратить в U, U03или U02. Последующими превращениями можно перевести Uи U03 В UF6и U02.

Аналогично нитрат плутония можно превратить в Ри02.

Некоторые полезные продукты деления, такие как 90Srи 13Cs, можно извлечь из растворов радиоактивных отходов методом жидкостной экстракции или сорбции. Таким образом, конечными продуктами процесса переработки отработавшего топлива являются уран, плутоний и полезные нуклиды продуктов деления.

Остаточные растворы представляют отходы высокой удельной активности, которые могут быть сконцентрированы выпариванием. Концентрированные отходы помещаются в железобетонные емкости с внутренней стальной облицовкой для кратковременного хранения или отверждаются в стекловидную форму для длительного хранения.

Все больше возрастает роль долгосрочного планирования ядерных топливных циклов, в частности в отношении обогащения, переработки, извлечения и рециклирования топлива, а также в отношении последующего захоронения радиоактивных отходов и управления этими процессами.

Правильная организация ядерного топливного цикла, как и правильный выбор материалов ядерного реактора, имеет исключительное значение для развития ядерной энергетики, обеспечения безопасности, экологической чистоты и мирного использования ядерной энергии.