Ядерный топливный цикл
Ядерный топливный цикл описывает путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому его покидает.
Приблизительно 96 % урана-238, который используется в реакторе, выводится с отработанным ядерным топливом (расходуется около 1 %). Оставшаяся часть топлива преобразуется в теплоту, радиоактивные продукты распада или образует изотопы плутония и других актиноидов. Переработка уменьшает объём высокоактивных РАО, и может приносить экономическую выгоду.
В отработанном ядерном топливе содержится около 1 % изотопов плутония , на основе которого в смеси с обеднённым ураном изготавливается MOX-топливо.
Обращение с отработанным ядерным топливом — это принципиально не решаемая проблема ядерной отрасли… Процесс переработки ограничивается мощностью соответствующего производства на заводе «Маяк» и технологическими особенностями ОЯТ разных видов. На практике перерабатываются лишь ОЯТ с ВВЭР-440, а также транспортных и исследовательских реакторов. По технологическим причинам переработке не подлежит ОЯТ от реакторов РБМК, АМБ, ЭГП-В, уран-циркониевое, уран-бериллиевое топливо транспортных энергетических установок, стендов прототипов, некоторых типов ИР. Таким образом, в настоящее время наибольшая часть ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 не перерабатывается и не вывозится, и находится на хранении в приреакторных бассейнах выдержки, промежуточных хранилищах на АЭС и централизованном хранилище в здании №1 на Красноярском горно-химическом комбинате, которые близки к заполнению. На начало 2009 года в России было накоплено около 18 тыс. тонн ОЯТ половина из которых находилась в приреакторных хранилищах возле АЭС.
Ядерный топливный цикл включает в себя производство ядерного топлива, подготовку его к использованию в ядерных реакторах и утилизацию отработанного ядерного топлива, т.е. описывает тот путь, по которому топливо попадает в ядерный реактор, и по которому оно его покидает. В ядерной энергетике существует два принципиально разных топливных цикла: разомкнутый (открытый) и замкнутый. Открытый ядерный цикл, которого придерживаются в США, Канаде, Швеции, подразумевает окончательное захоронение отработанного ядерного топлива в специальных подземных хранилищах без какой-либо перспективы его дальнейшего использования. В замкнутом топливном цикле отработанное ядерное топливо сначала выдерживается в хранилищах для снижения его радиоактивности, а затем может быть переработано для получения из него нового свежего ядерного топлива. Замкнутый топливный цикл является более эффективной системой с максимальным использованием добываемого природного урана.
Если не создавать ядерноэнергетические установки на быстрых нейтронах и не переходить на замкнутый топливный цикл, а оставаться с реакторами на тепловых нейтронах, то нужно признать, что ядерная энергетика как глобальный долгосрочный энергоисточник не состоялась. Энергия, которая может быть получена в ядерноэнергетических установках на тепловых нейтронах при использовании известных запасов ядерного топлива, одного порядка величины с энергией, которую можно получить при сжигании разведанных запасов нефти и природного газа. Однако сложность и потенциальная опасность ядерной энергетики выше по сравнению с электростанциями, сжигающими нефтепродукты и природный газ. Это ставит под сомнение необходимость широкого использования атомной энергетики.
Замкнутый ядерный топливный цикл
Ядерный топливный цикл может быть замкнут и при использовании технологий переработки отработанного ядерного топлива для последующего использования его в тепловых реакторах. Такие страны как Великобритания, Франция и Япония уже сейчас используют такой путь. Приблизительно 1% плутония, который содержится в отработанном ядерном топливе тепловых реакторов, можно использовать вместе с обедненным ураном для изготовления так называемого смешанного оксидного топлива или МОХ-топлива. Однако технологии замкнутого топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах являются намного более эффективными как с экономической, так и с экологической точек зрения.
В замкнутом топливном цикле потенциально могут участвовать:
- Отработавшее топливо быстрых реакторов;
- Неразделимая смесь регенерированных U-235 и U-238, а также Pu из облученного топлива ВВЭР-1000 и РБМК-1000;
- Выделенный U-235 в смеси с другими изотопами урана из переработанного ОЯТ легководных реакторов;
- МОХ топливо с повышенным содержанием минор-актинидов.
В XX веке ядерные супердержавы Советский Союз и США переработали огромное количество природного урана для извлечения урана-235, наработали кондиционный плутоний в конверторах для ядерного оружия. Огромные массы урана-238, оставшиеся после извлечения плутония, находятся на складах. Поэтому сегодня для России пока нет необходимости использовать в энергетике извлеченный из легко-водных ядерных реакторов уран-238, не полностью сгоревший уран-235 и наработанные из урана-238 актиноиды, поскольку договор по разоружению дал возможность получить избыточное количество урана-235 и плутония-239.
В настоящее время на большинстве атомных станций мира используются легко-водные реакторы под давлением на тепловых нейтронах. Российские реакторы на тепловых нейтронах ВВЭР-1000 ничем принципиально не отличаются от своих зарубежных аналогов. Серийный реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3000 МВт, электрическую мощность 1000 МВт, КПД 33,3%.
Для придания ядерному топливу для ВВЭР необходимых свойств используется диоксид урана. В ядерном топливе содержится 95.6% урана-238, среднее обогащение по урану-235 - 4.4%. Загрузка активной зоны ядерного реактора: 75 т диоксида урана, в котором содержится 66 т металлического урана, в том числе 63.7 т урана-238 и 2.3 т урана-235.
В "хвостах" разделительной технологии содержится 0.2% урана-235 (в природном уране 0.72% урана-235). Для получения 1 кг обогащенного до 4.4% урана-235 нужно иметь 8.22 кг природного урана. Невостребованным останется 7.22 кг обедненного урана. Для получения 66 т уран-уранового топлива с обогащением по урану-235 4.4% нужно добыть 543 т природного металлического урана. Не востребованным останется обедненный уран в количестве 476.5 т.
При коэффициенте использования установленной мощности 80% реактор ВВЭР-1000 за год выработает 7.57 х 1016 Дж тепловой энергии, 2.4 х 1016 Дж электроэнергии или 6.67 х 10 109 кВт-ч электроэнергии. Для выработки 7.57 х 1016 Дж должно сгореть 950 кг урана-235 и актиноидов.
За три года деления ядерного топлива при выгорании 40 МВт-ч/(кг U) или 4.32% актиноидов в выгруженном топливе будет около 62 т урана-238, около 2.85 т продуктов деления, около 0.6 т несгоревшего урана-235, около 0.65 т актиноидов (Pu, Np, Cm, Am), из которых 0.45 т делящиеся.
Таким образом, переработка отработанного ядерного топлива легко-водных тепловых реакторах в замкнутом топливном цикле с реакторами на быстрых нейтронах может дать не только определенную экономическую выгоду за счет использования несгоревшего урана и образовавшихся актиноидов, но и существенно уменьшить объем высокорадиоактивных отходов, которым требуется обеспечивать надлежащее хранение.
