Отрабо́тавшее я́дерное то́пливо, облучённое я́дерное то́пливо (ОЯТ) — извлечённые из активной зоны тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) или их группы, тепловыделяющие сборки ядерных реакторов атомных электростанций и других установок (исследовательских, транспортных и прочих). Ядерное топливо относят к отработавшему, если оно более неспособно эффективно поддерживать цепную реакцию[1].
До разработки в России действующей технологии использования отработавшего ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах считалось, что практическая ценность ОЯТ невелика и оно создаёт проблемы с утилизацией[англ.] и хранением, однако этот тип реакторов позволяет использовать энергетический потенциал отработавшего ядерного топлива, обеспечивая человечество источником энергии на сотни лет.
Характеристика
правитьВ большинстве современных реакторов ТВЭЛ представляет собой тонкостенную трубку из различных сплавов циркония, в которой находятся «таблетки» из соединений урана (чаще всего диоксида урана) различной степени обогащения, длиной 3 м (для ВВЭР) и около 1—3 сантиметров диаметром, снабжённую на концах заглушками, обеспечивающими герметичность ТВЭЛа и его крепление в ТВС.
Отработанное ядерное топливо, в отличие от свежего, имеет значительную радиоактивность, за счёт содержания большого количества продуктов деления (для реакторов ВВЭР примерно 300 000 Ки в каждом ТВЭЛе) и имеет свойство саморазогреваться на воздухе до больших температур (только что извлечённое — примерно до 300 °C) и после извлечения из активной зоны реактора выдерживается 2—5 лет в бассейне выдержки (для ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (для реактора БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ[2].
Использование ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах
правитьСССР, а затем Россия занимают первое место в мире в развитии технологий строительства реакторов на быстрых нейтронах, хотя этим с 1950-х годов занимались многие развитые страны. Первый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах (БН-350) был запущен в СССР в 1973 году и проработал в Актау по 1999 год. Второй энергоблок (БН-600) был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году и бесперебойно работает по сей день, в 2010 году срок его эксплуатации был продлён на 10 лет[3]. Там же в сентябре 2016 года был запущен в эксплуатацию реактор нового поколения БН-800[3].
Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива (смесь оксидов урана и плутония) Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счёт вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива[3]. Также в России развивается альтернативная технология СНУП-топлива, представляющего собой смесь нитридов урана и плутония[4].
Использование МОКС- и СНУП-топлива позволяет переработать отработавшее «горючее» и изготовить новое смешанное уран-плутониевое топливо, в котором количество энергии, которое можно получить от природного урана, увеличивается примерно в 100 раз. При этом после переработки ОЯТ количество радиоактивных отходов, подлежащих специальной обработке и захоронению, уменьшается кратно. Реакторы на быстрых нейтронах также способны «дожигать» долгоживущие (с периодом распада до тысяч и сотен тысяч лет) радиоактивные продукты деления, превращая их в короткоживущие с периодом полураспада в 200—300 лет, после чего они могут быть надёжно захоронены с соблюдением стандартных процедур и не нарушат природный радиационный баланс Земли.
Потенциал использования ОЯТ
правитьПо данным Росатома на 2016 год, в мире ежегодно производится и потребляется около 18 тыс. тонн свежего ядерного топлива, из которых в цикле производства энергии на АЭС «сгорает» 3 % от массы тяжёлого металла (540 тонн). Если учесть, что атомная энергетика обеспечивает 11 % генерации электроэнергии, то для полного покрытия потребностей человечества требуется 4909 тонн делящегося материала, что в несколько раз меньше, чем ежегодно образуется ОЯТ.
См. также
правитьПримечания
править- ↑ Spent nuclear fuel / Glossary / NRC Library (англ.). US NRC (22 ноября 2013). Дата обращения: 29 ноября 2013. Архивировано 5 декабря 2013 года.
- ↑ МАГАТЭ опубликовало обзорный доклад по текущему состоянию технологий переработки ОЯТ // Atominfo.ru, 3.03.2009 / Архивная копия от 20 октября 2013 на Wayback Machine
- ↑ 1 2 3 Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл. Официальный сайт Росатома. www.rosatominternational.com (29 ноября 2016). Дата обращения: 17 декабря 2019. Архивировано из оригинала 17 декабря 2019 года.
- ↑ Ольга Ганжур. Почему нитрид лучше оксида для быстрых реакторов. Отраслевое издание госкорпорации «Росатом» (25 ноября 2020). Дата обращения: 27 июня 2022. Архивировано 16 сентября 2021 года.
Ссылки
править- What is Spent Nuclear Fuel? // Idaho National Laboratory (англ.)
- Storage of Spent Nuclear Fuel Архивная копия от 26 мая 2012 на Wayback Machine // IAEA 2012, ISBN 978-92-0-115110-0 (англ.)
- Long Term Storage of Spent Nuclear Fuel — Survey and Recommendations Архивная копия от 4 марта 2016 на Wayback Machine // IAEA, 2002 (англ.)
В другом языковом разделе есть более полная статья Spent nuclear fuel (англ.). |