Дерный топливный цикл, замкнутый по урану
добыча урановой руды Конверсия Сто вопросе-- и ответов об атомной энергетике 80 Сто вопросов и ответов об атомной энергетике т "^о
Используются ли в качестве ядерного топлива другие делящиеся материалы, кроме урана? Какие и как именно? В настоящее время в ряде стран внедряется технология производства и использования «смешанного» или МОКС-топлива (от МОХ - Mixed-Oxide Fuel), включающего плутоний («энергетический», выделенный в ходе переработки ОЯТ или «оружейный», признанный избыточным для целей национальной обороны) в смеси с ураном. Опытные образцы ТВС с МОКС-топливом созданы и в России. Их пробная эксплуатация дала хорошие результаты. В отличие от стран Запада, где МОКС-топливо загружается в уже действующие реакторы на тепловых нейтронах, в России его с самого начала предполагается использовать в реакторах на быстрых нейтронах. Это позволит многократно расширить топливную базу ядерной энергетики.
педует также иметь в виду возможность ее расширения и за счеттория. Трудность здесь Это зависит от выбора варианта ЯТЦ (см. стр. 80). При доминировании открытого либо замкнутого по урану ЯТЦ на основе лишь реакторов на тепловых нейтронах, сжигающих лишь «редкий» уран-235 (0,71% в естественной смеси изотопов урана), ядерная генерация уже в середине текущего века столкнется с ограниченностью сырьевой базы на разумном уровне рентабельности добычи урана. Это вызовет постепенный естественный спад ядерной энергетики и ее практическое исчезновение к 2080 -2090 гг. Использование регенерированного плутония в составе МОКС-топлива способно отодвинуть этот срок лишь на 15-20 лет. Более оптимистично выглядит вариант масштабного включения в ЯТЦ тория, запасы «второго на Земле в 3-4 раза превышают урановые. При оптимальной организации тори-евого ЯТЦ с ежи га н ием^ YB.3,н Э; 233, нарабаты-
4 31 ваемого из тория-232 в реакторах на тепловых нейтронах, в таких же реакторах ядерная генерация может быть выведена на постоянный уровень, однако до удовлетворения с ее помощью большей части растущих потребностей человечества в электроэнергии очень далеко. Положение меняется только при включении в ЯТЦ реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (бридеров) с топливом на основе плутония-239. Они производят из неделящегося урана-238 больше плутония-239, чем сжигают. Это позволяет, во-первых, вовлечь в топливный цикл все почти неиспользуемые в открытом ЯТЦ запасы урана-238 и, во-вторых, наиболее эффективно вовлечь в топливный цикл имеющиеся и накапливаемые запасы плутония. Правильная организация ЯТЦ с оптимальным сочетанием реакторов на тепловых нейтронах и бри- Сто вопросов и ответов об атомной энергетике
Ft.
энергетики, предусмотренное Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии будущих поколений», рассматривает данное направление в качестве приоритетного. ©2015 arhivinfo.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.
|