Виды топливных циклов

Известно большое количество видов топливных циклов ядерной энергетики. Наиболее четко их можно классифицировать по типу ядерного топлива: урановые (уран – плутониевые), ториевый и плутониевый. Урановые топливные циклы подразделяются на цикл на природном и на обогащенном уране [6].

Топливный цикл в ядерной энергетике может быть замкнутым и разомкнутым. В замкнутом цикле топливо после использования в реакторе направляется на переработку с последующим полным или частичным возвращением в цикл. В разомкнутом цикле топливо после прохождения через реактор и выдержки направляется на длительное хранение либо на захоронение.

Рассмотрим кратко особенности основных топливных циклов.

Топливный цикл на природном уране состоит из следующих основных звеньев: добыча урановой руды, получение урановых концентратов; подготовка топлива, изготовление твэлов; облучение в реакторе; переработка отработавшего топлива (отделение оставшегося урана и образовавшегося плутония от продуктов деления).

Топливный цикл АЭС на природном уране – разомкнутый. Наработанный плутоний в реакторах этого типа не используется (например, накапливается для последующего использования в реакторах на быстрых нейтронах), а регенерат урана, содержащий небольшое количество ²³⁵U (2 – 5 кг/т), непригоден в качестве основного топлива. Это наиболее простой цикл, так как нет обогащения природного урана изотопом ²³⁵U, а регенерация извлекаемого топлива непосредственно не влияет на работу АЭС и может рассматриваться как самостоятельное производство [6].

Рисунок 1 – Схема топливного цикла на природном уране [1]

Топливный цикл на обогащенном уране. Основная отличительная особенность этого цикла – наличие предприятий по обогащению ядерного топлива изотопом ²³⁵U [6].

Топливный цикл на обогащенном уране может быть и замкнутым и разомкнутым. Последнее целесообразно при низких начальных обогащениях и при больших глубинах выгорания.

Повышения начального содержания делящегося изотопа в топливе существенно улучшает нейтронно-физические характеристики реактора, благодаря чему становится возможным использовать в активной зоне такие конструкционные материалы, как нержавеющая сталь, такие замедлители и теплоносители, как обычная вода, а в качестве топлива композиции UO₂, UN₂ и т.п. [6].

Рисунок 2 – Схема топливного цикла с оборотом урана [1]

Ториевый топливный цикл. С использованием тория в качестве исходного сырья для ядерных энергетических установок благодаря производству делящегося нуклида ²³³U открывается возможность вовлечения в производство энергии дополнительных природных ресурсов. Ториевый топливный цикл по составу звеньев практически не отличается от уранового топливного цикла, за исключением первой стадии добычи тория [6].

В реакторах на тепловых нейтронах с циклом ²³²Th – ²³³U коэффициент воспроизводства может составлять 1 – 1,05. Кроме того, можно значительно снизить потребности в природном уране, который в этом случае нужен будет для первых зон вновь строящихся реакторов. Все это делает перспективным ториевый цикл в случае истощения запасов дешевых урановых руд. В настоящее время ториевый цикл не нашел широкого применения, по-видимому, из-за того, что этот цикл должен быть обязательно замкнутым [6].

Плутониевый топливный цикл может быть организован только после наработки плутония в реакторах, работающих по урановому топливному циклу. Получаемый в реакторах из ²³⁸U плутоний содержит изотопы ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu. Изотопы ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu тепловыми нейтронами практически не делятся. При «сжигании» плутония в реакторах на тепловых нейтронах (изотопы ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu) его энергетическая ценность примерно равна энергетической ценности ²³⁵U. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu, что повышает энергетическую ценность плутония приблизительно на 30% [6].

Рисунок 3 – Схема топливного цикла с оборотом Pu [1]

Плутоний может заменять ²³⁵U и ²³³U в соответствующих топливных циклах. В этом случае АЭС с реакторами на тепловых нейтронах будет работать либо по плутоний-урановому, либо по плутоний-ториевому циклу. Однако наиболее эффективно использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах. В таких реакторах коэффициент воспроизводства топлива может составлять 1,5-1,7 (теоретически 2,5). Значительно повышается эффективность использования сырьевых ресурсов и сильно снижается скорость потребления природного урана [7].

Особенность подготовки топлива в этом цикле – использование для изготовления твэлов природного или отвального (обедненного) урана и плутония, наработанного в урановом или плутониевом циклах. Только для этого цикла характерно существенное различие по конструкции и составу топлива твэлов, предназначенных для работы в активной зоне, и твэлов зон воспроизводства [7].

В отличие от других топливных циклов регенерация топлива в плутониевом цикле имеет принципиальное, определяющее значение из-за относительно большого количества накапливаемого топлива, которое возвращается в цикл [7].

Дата добавления: 2015-07-21