Структура ядерного топливного цикла и машиностроительного цикла АЭС

Ядерным топливным циклом (ЯТЦ) называют совокупность предприятий, процессов и этапов по обращению с ядерным топли­вом на всем его жизненном цикле - от добычи до утилизации или захоронения.

Единственным делящимся материалом в природе является ²³⁵U. Плутоний становится частью цикла тогда, когда воспроизводящий материал ²³⁸U превращается в делящийся ²³⁹Pu. Таким образом, главным топливным циклом является цикл уран-плутоний. Если в

232 233

реакторе используется Th, то из него получается делящийся U. Возникает другой цикл: торий-уран. Поскольку применение по­следнего довольно-таки ограничено, ниже будет рассмотрен уран- плутониевый цикл.

Топливный цикл АЭС принято делить на три стадии:

1) начальную стадию, охватывающую операции от добычи ура­новой руды до поставки тепловыделяющих сборок на площадку АЭС. Начальную стадию называют также внешним топливным циклом;

2) стадию использования топлива в реакторе и временного хра­нения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) на площадке АЭС;

3) заключительную стадию, которая начинается с отправки ОЯТ в отдельно стоящее хранилище или на завод по переработке ОЯТ и заканчивается окончательным удалением высокоактивных (остек­лованных) отходов после переработки, или непосредственно ин­капсулированного ОЯТ. Заключительную стадию по обращению с ОЯТ называют также послереакторной стадией топливного цикла.

Внешний топливный цикл включает следующие стадии:

1) добычу урана и тория в рудниках;

2) переработку руды, ее измельчение и очистку от породы мето­дом флотации; переработанный на гидрометаллургическом заводе уран представляет собой концентрат закиси-окиси урана U3O8;

3) конверсию U3O8 в газообразную форму гексафтроид урана UF₆, необходимую в технологии разделения изотопов;

4) обогащение урана изотопом ²³⁵U на заводе по разделению изотопов;

5) конверсию обогащенного UF6 в порошок двуокиси урана UO2 и изготовление топливных таблеток для заполнения тепловыде­ляющих элементов (твэлов);

6) изготовление твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС);

7) транспортирование топлива между различными предпри­ятиями начальной стадии, включая доставку на АЭС.

Укомплектованные ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах, предотвращающих возникновение критичности, и по прибытии размещают в камерах свежего топлива для последующей перегрузки в реактор. Для того чтобы реактор заработал, необхо­дим источник нейтронов. В качестве инициирующего источника нейтронов используют полоний-бериллиевый источник, выделяю­щий большое количество нейтронов. Он помещается в активную зону через трубку в то время, как управляющие стержни медленно и осторожно выдвигаются. Радиационные камеры активной зоны сообщают на пульт управления данные о нейтронном потоке. На­конец, реактор становится критичным, управляющие стержни вы­двигаются дальше, чтобы увеличить мощность реактора до 100 %.

Послереакторная (заключительная) стадия топливного цик­ла. Приблизительно 1/3 часть отработавшего в реакторе топлива ежегодно заменяется на свежее. В отработанном ядерном топливе (ОЯТ) остается некоторое количество невыгоревшего урана-235 (исходного топлива) и вновь наработанного плутония. Например, в 1 т выгружаемого топлива реакторов ВВЭР-440 содержится примерно 12 кг U и 6 кг Pu и Pu. Наибольшее количество деля­щихся нуклидов (плутония-239, 241 и урана-235) находится в ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. Эти нуклиды после очистки от продуктов деления целесообразно как можно быстрее вернуть в топливный цикл. Такой топливный цикл называется замкнутым или полным. То есть в замкнутом ЯТЦ топливо производится как из первичного (природного), так и вторичного сырья после радио­химической переработки. Замыкание топливного цикла часто на­зывают рециклом, а замкнутый топливный цикл - топливным цик­лом с рециклом ядерного горючего.

Если ОЯТ не подвергается химической переработке, а отправля­ется на хранение или захоронение, то такой топливный цикл назы­вается открытым или неполным. На рис. 5.29 показаны характер­ные времена выдержки ОЯТ после извлечения из реактора. Как видно, процессы хранения (выдержки) и переработки ОЯТ могут длиться 50 - 100 лет. После нескольких лет хранения ОЯТ в бас­сейне выдержки при АЭС большинство высокоактивных продуктов деления распадается, т.е. снижаются радиоактивность и тепловы­деление в ОЯТ. После этого легче осуществлять безопасную транспортировку ОЯТ на переработку.

Таким образом, заключительная стадия замкнутого ЯТЦ состоит из следующих этапов:хранение ОЯТ в специальных хранилищах на территории АЭС;транспортирование ОЯТ от АЭС к радиохимическому заводу;

переработка ОЯТ на радиохимическом заводе и обработка ра­диоактивных отходов (РАО);хранение РАО;их транспортировка;захоронение.