5.2. Плутониевый топливный цикл

Этот топливный цикл может быть создан только после наработки плутония в урановом топливном цикле из урана-238 в реакторах на тепловых нейтронах. Получаемый из урана-238 плутоний содержит изотопы 29Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu. Из них 29Pu и 241Pu делятся тепловыми нейтронами, а изотопы 240Pu и 242Pu тепловыми нейтронами не делятся. Энергетическая ценность плутония такого изотопного состава при «сжигании» в реакторах на тепловых нейтронах примерно эквивалентна энергетической ценности урана-235. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Pu и 242Pu, что повышает энергетическую ценность плутония, извлеченного из отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах, приблизительно на 30%.

Плутоний может заменить уран-235 в урановом топливном цикле. В этом случае АЭС с реакторами на тепловых нейтронах будут работать по плутоний-урановому топливному циклу, используя смешанное уран-плутониевое МОХ-топливо.

Однако наиболее эффективно использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах. На рис. 5.2 представлена схема плутониевого топливного цикла.

При изготовлении твэлов для зон воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах используется природный или обедненный уран (из отвалов заводов по обогащению топлива для реакторов на тепловых нейтронах), а для активной зоны – плутоний, наработанный в урановом или плутониевом топливных циклах. Только в плутониевом топливном цикле производятся различные по конструкции и составу топливные элементы (твэлы) для работы в активной зоне и в зоне воспроизводства вторичного топлива. При загрузке активной зоны реактора на быстрых нейтронах плутонием возникает избыток нейтронов для воспроизводства вторичного ядерного топлива (η=2,88). Чтобы достичь такого избытка нейтронов и равной величины η при загрузке активной зоны быстрого реактора урановым топливом, необходимо его обогащение ураном-235 порядка 15%, коэффициент воспроизводства ядерного топлива (отношение количества образованных ядер вторичного топлива к количеству разделившихся ядер) в реакторах на быстрых нейтронах может достигать 1,5–1,7 (теоретически 2,5). Высокая энергонапряженность и глубина выгорания топлива, высокая температура активной зоны (более 600°С), сложность в организации теплосъема снижают значения коэффициента воспроизводства до 1,3–1,4.

Рис. 5.2. Схема плутониевого цикла с реакторами на быстрых нейтронах

В отличие от других топливных циклов в плутониевом топливном цикле на скорость накопления нового ядерного топлива влияет не только режим работы быстрого реактора (коэффициент использования установленной мощности – КИУМ), но и время пребывания нового топлива и его потери при переработке на предприятиях внешнего топливного цикла. Поэтому эффективность расширенного воспроизводства ядерного топлива определяется временем удвоения последнего. Для современных реакторов на быстрых нейтронах время удвоения ядерного топлива составляет 15–16 лет. Если время удвоения ядерного топлива будет меньше времени удвоения мощности атомной энергетики (работающей на таком топливе), то потребность в ядерном топливе из внешних источников исчезает. В этом случае потребность в природном уране сократится до минимума, определяемого количеством урана-238 для загрузки зон воспроизводства с учетом различных потерь. В настоящее время по стоимости химико-технологической переработки вторичного топлива и извлечения из него плутония, потребности в природном уране, капитальным затратам на строительство реакторов на быстрых нейтронах и себестоимости вырабатываемой электроэнергии плутониевый топливный цикл значительно уступает урановому топливному циклу с реакторами на тепловых нейтронах.