Химическая энциклопедия - ядерный топливный цикл

(ядерный реакторный цикл), совокупность технол. процессов, связанных с получением энергии на ядерных установках (в ядерных реакторах). В зависимости от ядерного горючего возможно осуществление трех типов Я. т. ц.: 1) урановый топливный цикл, в к-ром делящимся материалом служит ²³⁵U, а фертильным материалом (воспроизводящим) ²³⁸U. Урановое горючее изготавливают из прир. урана (0,72% ²³⁵U), низкообогащенного урана (1-5% ²³⁵U) или высокообогащенного урана (до 93% ²³⁵U). Первые два вида горючего используют в реакторах на тепловых нейтронах, третий в реакторах на быстрых нейтронах, работающих в конвертерном режиме. 2) Уран-плутониевый топливный цикл. Горючее для этого цикла состоит из прир. или обедненного (0,2-0,3% ²³⁵U) урана с добавкой ²³⁹ Рu в кол-ве, эквивалентном соответствующему обогащению по ²³⁵U. Это горючее м. б. использовано как в реакторах на тепловых нейтронах, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Фертильным материалом здесь также служит ²³⁸U. 3) Уран-ториевый топливный цикл. Делящийся материал ²³⁵U или ²³³U, фертильный ²³²Th. В пром. масштабе используется в основном урановое горючее.

Первый этап Я. т. ц.получение ядерного горючего. Он включает добычу урановой руды, ее обогащение, извлечение U и его глубокую очистку, изотопное обогащение по ²³⁵U (см. Изотопов разделение), получение из обогащенного урана материала, пригодного для загрузки в реактор, изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок из них. Второй этап Я. т. ц.получение тепловой энергии в ядерных энергетич. установках при сжигании ядерного горючего. На следующих этапах Я. т. ц. проводят радиохим. переработку отработавшего горючего. Завершается Я. т. ц. подготовкой к окончат. захоронению радиоактивных отходов.

Я. т. ц. может быть организован таким образом, что из облученного горючего извлекают невыгоревший уран и накопившийся плутоний, к-рые направляют затем для изготовления новых твэлов и сборок. Такой цикл наз. замкнутым Я. т. ц. Если отработавшее топливо не перерабатывается и делящиеся материалы не возвращаются в топливный цикл, то Я. т. ц. оказывается разомкнутым (открытым).

Я. т. ц. объединяет многие предприятия: 1) шахты по добыче урановой руды; 2) обогатит. фабрики и предприятия по глубокой очистке извлеченного урана; 3) предприятия, где проводят обогащение ²³⁵U; 4) предприятия по переработке обогащенного урана в форму, используемую в реакторах (чаще всего это керамика на основе UO2); 5) заводы по изготовлению твэлов и сборок из них; 6) атомные электростанции и станции теплоснабжения, где выгорание горючего дает тепловую и электрич. энергию; здесь же проводится дезактивация теплоносителей (обычно воды); 7) заводы по переработке отработавшего горючего и переводу радиоактивных отходов в форму, удобную для длит. хранения; 8) полигоны захоронения отходов. Одной из наиб. серьезных и труднорешаемых проблем является изоляция от биосферы большого кол-ва радионуклидов, образующихся в результате деления ядер урана.

Лит.: Ядерная технология, М., 1979; Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, 2 изд., М., 1989.

С. А. Кабакчи.

Химическая энциклопедия. — М.: Советская энциклопедия

Под ред. И. Л. Кнунянца

1988