Akademik

Схема уранового топливного цикла для ат. электростанции (АЭС) электрич. мощностью 1 ГВт (легководный реактор).

Существует только одно природное Я. т.— урановое, к-роесодержит делящиеся ядра 235U, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра 838U, способные захватывать нейтроны и превращаться в новые делящиеся ядра 239Pu, не существующие в природе (вторичное горючее):

Вторичным горючим явл. также но встречающиеся в природе ядра 233U, образующиеся в результате захвата нейтронов сырьевыми ядрами 232Th:

Я. т. размещено в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) яд. реактора. По химич. составу Я. т. может быть металлическим (включая сплавы), карбидным, окисным, нитридным и др.

Урановое Я. т. для яд. реакторов на тепловых нейтронах имеет обычно повышенное содержание изотопа 235U (2—4% по массе вместо 0,71% в естеств. уране) и характеризуется низким коэфф. использования урана. Несравнимо более высокий коэфф. использования урана может быть достигнут в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. В них пока применяется уран с высоким содержанием 235U (до 30%), но в будущем, по мере накопления запасов 239Pu, Я. т. будет служить смесь урана с плутонием, в к-рой будут использоваться природный уран и даже уран, обеднённый 235U (к-рого накопилось в мире уже большое кол-во). По степени возрастания коэфф. воспроизводства Я. т. располагается в след. порядке: (U, Pu)O2, (U, Pu)C, (U, Pu)N и металлическое Я. т. (сплавы).

Произ-во уранового Я. т. (топливный цикл; рис.) начинается с добычи и переработки урановых руд с целью получения очищенной закиси-окиси урана U3O8. Далее U3O8 переводят или в тетрафторид UF4 для последующего получения металлич. урана, или в гексафторид UF6— единств. устойчивое газообразное соединение U, используемое для обогащения урана изотопом 235U. Обогащение осуществляется методом газовой диффузии или центрифугированием (см. ИЗОТОПОВ РАЗДЕЛЕНИЕ). Далее UF6 переводят в двуокись или в др. соединения, к-рые используются для изготовления сердечников ТВЭЛов. К последним предъявляются жёсткие требования в отношении стехиометрич. состава и содержания посторонних примесей.

Торий 232Th как сырьевой материал для получения делящихся ядер 233U пока не нашёл применения по ряду причин: 1) Th не образует богатых месторождений, и технология его извлечения из руд сложнее; 2) наряду с 233U образуется 232U, к-рый, распадаясь, даёт g-активные ядра (212Bi, 208Тl), усложняющие произ-во ТВЭЛов:

Отработавшие ТВЭЛы направляют на переработку с целью регенерации Я. т. для повторного его использования. U и Pu очищают от продуктов деления, затем Pu в виде PuO2 направляют для изготовления сердечников, a U в зависимости от изотопного состава или также направляют для изготовления сердечников, или переводят в UF6 с целью обогащения изотопом 235U. Регенерация Я. т.— сложный процесс переработки высокорадиоактивных в-в, требующий защиты от радиоактивных излучений и дистанц. управления всеми операциями даже после длит. выдержки отработавших ТВЭЛов в спец. хранилищах. При этом в каждом аппарате ограничивается допустимое кол-во делящихся в-в, чтобы предупредить возникновение спонтанной цепной реакции. Сложную проблему представляет переработка и обезвреживание радиоактивных отходов. Разработаны методы остекловывания и битумирования отходов и их захоронения в отвержденном виде в глубокие геологические формации.