Для установки нажмите кнопочку Установить расширение. И это всё.

Исходный код расширения WIKI 2 регулярно проверяется специалистами Mozilla Foundation, Google и Apple. Вы также можете это сделать в любой момент.

4,5
Келли Слэйтон
Мои поздравления с отличным проектом... что за великолепная идея!
Александр Григорьевский
Я использую WIKI 2 каждый день
и почти забыл как выглядит оригинальная Википедия.
Статистика
На русском, статей
Улучшено за 24 ч.
Добавлено за 24 ч.
Что мы делаем. Каждая страница проходит через несколько сотен совершенствующих техник. Совершенно та же Википедия. Только лучше.
.
Лео
Ньютон
Яркие
Мягкие

Отработавшее ядерное топливо

Из Википедии — свободной энциклопедии

Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС
Бассейн выдержки отработавшего ядерного топлива на АЭС

Отрабо́танное 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). Топливо относят к отработанному, 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 и хранением, однако этот тип реакторов позволяет использовать энергетический потенциал отработавшего ядерного топлива, обеспечивая человечество практически неисчерпаемым источником энергии.

Характеристика

В 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 (ВВЭР) или на периферии активной зоны реактора (реактор БН-600). После уменьшения остаточного энерговыделения топлива его отправляют на хранение, захоронение или переработку ОЯТ[2].

Использование ОЯТ в реакторах на быстрых нейтронах

СССР, 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 был установлен на Белоярской АЭС в 1980 году (БН-600) 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].

Использование МОКС-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

По данным Росатома на 2016 год, в мире ежегодно производится и потребляется около 18000 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

Примечания

  1. Spent nuclear fuel /  Glossary / NRC Library (англ.). US NRC (22 ноября 2013). Дата обращения: 29 ноября 2013. Архивировано 5 декабря 2013 года.
  2. МАГАТЭ опубликовало обзорный доклад по текущему состоянию технологий переработки ОЯТ. Архивная копия от 20 октября 2013 на Wayback Machine Atominfo.ru, 03.03.2009
  3. 1 2 3 Россия делает очередные шаги по переходу на замкнутый ядерный топливный цикл (недоступная ссылка). Официальный сайт Росатома. www.rosatominternational.com (29 ноября 2016). Дата обращения: 17 декабря 2019. Архивировано 17 декабря 2019 года.

Ссылки

Эта страница в последний раз была отредактирована 22 марта 2022 в 18:56.
Как только страница обновилась в Википедии она обновляется в Вики 2.
Обычно почти сразу, изредка в течении часа.
Основа этой страницы находится в Википедии. Текст доступен по лицензии CC BY-SA 3.0 Unported License. Нетекстовые медиаданные доступны под собственными лицензиями. Wikipedia® — зарегистрированный товарный знак организации Wikimedia Foundation, Inc. WIKI 2 является независимой компанией и не аффилирована с Фондом Викимедиа (Wikimedia Foundation).