5.1. Топливный цикл на обогащенном уране

В топливном цикле атомной энергетики на обогащенном уране необходимы предприятия по обогащению природного урана ураном-235, количество которого в природном уране равно 0,72%. Топливный цикл на обогащенном уране может быть замкнутым и разомкнутым. Разомкнутый топливный цикл целесообразен при низком начальном обогащении уранового топлива (2–4 %). Увеличение в ядерном топливе начальной концентрации делящегося урана-235 улучшает нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора: возрастает коэффициент деления η – количество

новых нейтронов деления в расчете на поглощенный первичный нейтрон. Это позволяет повысить энергонапряженность и глубину выгорания топлива, увеличить температуру активной зоны реактора и его термодинамический к.п.д., использовать в активной зоне жаропрочные материалы (нержавеющую сталь) и обычную воду Н 2 О в качестве замедлителя и теплоносителя, применять в качестве топлива оксиды UO 2 и нитраты UN 2 урана, уменьшить размеры реактора. Это приводит к уменьшению капиталовложений в строительство АЭС, сокращению потоков ядерного топлива через предприятия внешнего топливного цикла и снижению себестоимости вырабатываемой электроэнергии.

Рис. 5.1. Схема уран-плутониевого цикла на обогащенном уране

Обогащение природного урана ураном235 приводит к повышению стоимости ядерного топлива из-за увеличения количества необходимых для этого процесса урановых ресурсов, в связи с чем уменьшается эффективность использования природного урана (см. табл. 5.1). Однако снижение затрат на капитальное строительство АЭС, возможности улучшения технико-экономических характеристик реакторных установок, повышения их единичной мощности (свыше 1000 МВт) привели к тому, что в настоящее время проектируются и строятся в основном реакторные установки, работающие на обогащенном уране (водо-водяные под давлением, канальные уран-графитовые, водо-водяные кипящие и т.д.).

В реакторах на тепловых нейтронах с урановым топливом до 40% вырабатываемой электроэнергии обязано «сгоранию» плутония-239, который в процессе работы реактора нарабатывается из урана-238 при «сжигании» урана-235. Отработавшее топливо этого топливного цикла содержит ~ 10,5 кг/т ОЯТ плутония, который может быть химически выделен при переработке и возвращен в топливный цикл, заменяя уран-235 (рис.5.1) в виде смешанного уран-плутониевого МОХ-топлива.

Установка контейнера c ОЯТ на площадке СХОЯТ Запорожской АЭС

ЗАЭС первой из атомных электростанций Украины с реакторами типа ВВЭР создала на своей площадке сухое хранилище отработавшего ядерного топлива (СХОЯТ). Оно представляет собой специальную площадку размером 64 × 186 м 2. На ней размещены контейнеры с отработавшим ядерным топливом, каждый из которых состоит из двух компонентов: внутреннего (многоместная корзина хранения) и внешнего (вентилируемого бетонного контейнера). Контейнеры обеспечивают сухое, герметичное и безопасное хранение топливных сборок. Хранилище рассчитано на 380 контейнеров. В них можно поместить 9000 сборок с ОЯТ (отработавшее топливо Запорожской АЭС за весь период ее эксплуатации). Благодаря СХОЯТ отработавшее топливо ЗАЭС сможет храниться в течение 50 лет – до времени его дальнейшей переработки или захоронения.