Раздел 5. Топливные циклы атомной энергетики

Сырьем для изготовления ядерного топлива атомной энергетики является природный уран из минералов различных рудных месторождений. Совокупность этапов сложной технологии изготовления ядерного топлива от добычи урановой руды, изготовления топливных элементов и использования их в ядерных реакторах деления до хранения и захоронения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) или его переработки и возвращения продуктов переработки в топливоснабжающую систему для повторного использования носит название топливного цикла атомной энергетики. Эффективность использования природных урановых ресурсов различными реакторными установками определяется экономикой ядерного топливного цикла. Топливные циклы атомной энергетики классифицируются по типу используемого в реакторах ядерного топлива: урановый (уран-плутониевый), плутониевый, торийурановый.

Урановые топливные циклы базируются на природном и обогащенном уране.

Топливный цикл атомной энергетики может быть замкнутым и открытым (разомкнутым). В замкнутом топливном цикле ядерное топливо после использования в реакторе отправляется на переработку с последующим полным или частичным возвращением продуктов переработки – урана и плутония – в топливный цикл атомной энергетики. В разомкнутом топливном цикле отработавшее в реакторе ядерное топливо после выдержки (~ 3 лет) направляется на длительное хранение или окончательное захоронение.

Топливный цикл на природном уране состоит из следующих звеньев: добыча урановой руды, получение урановых концентратов, изготовление топлива, производство тепловыделяющих элементов (твэлов), облучение твэлов в ядерном реакторе, переработка отработавшего топлива (отделение невыгоревшего урана-235, урана-238 и плутония от продуктов реакции деления). Топливный цикл атомных электростанций на природном уране – разомкнутый. Наработанный плутоний из такого отработавшего уранового топлива не используется, он накапливается для последующего его использования в реакторах на быстрых нейтронах; регенерат урана, содержащий небольшое количество урана-235 (2–5 кг/т), непригоден в качестве основного топлива. Это наиболее простой топливный цикл, в нем отсутствует обогащение природного урана ураном-235, регенерация извлекаемого из отработавшего ядерного топлива урана не влияет на работу атомных электростанций и может рассматриваться как самостоятельное производство. Для АЭС, работающих по такому топливному циклу, характерны небольшие первоначальные затраты на ядерное топливо. Эти затраты могут окупаться накопленным плутонием, так как его содержание в отработавшем ядерном топливе может достигать ~ 3 кг Pu/т ОЯТ. На таком топливе из природного урана работают тяжеловодные (замедлитель – тяжелая вода D 2 О) и уран-графитовые реакторы с газовым теплоносителем. Топливом таких реакторов является металлический природный уран, энергонапряженность ядерного топлива и его выгорание – низкие. Поэтому АЭС, работающие на природном уране, имеют большие капиталовложения на киловатт установленной мощности и требуют высокой производительности предприятий внешнего топливного цикла, стоимость которых высока. Тяжеловодные реакторы отличаются низким годовым расходом урана и малыми первоначальными финансовыми вложениями в топливный цикл (таблица 5.1).

Таблица 5.1 Потребление урана реакторами различных типов мощностью N эл =1000 МВт при ϕ =0,8

АЭС Бушер, Иран

Из этого следует, что в случае возрастания цены на природный уран (например при высоких темпах развития атомной энергетики) топливный цикл на природном уране с тяжеловодными реакторами может оказаться перспективным.