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.