ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Схемы переработки ядерного топлива из "Химическая технология ядерных материалов" Способы производства ядерного топлива и его переработки после облучения зависят от типа реактора и от необходимой степени очистки делящихся материалов и топливного сырья (урана и тория) для повторного применения. Различные схемы переработки природного урана в качестве топливного сырья в порядке возрастающей сложности приведены на рис. 1. 7. Во всех случаях рассматриваются реакторы с тепловой мощностью 1000 мет. [c.13] Простейшая схема I применяется в ограниченном числе реакторов, в которых топливом служит природный уран. Ее осуществление возможно, например, в реакторах на медленных нейтронах с тяжелой водой или графитом в качестве замедлителя и сжатым гелием или ОгО в качестве теплоносителя. Здесь определенная часть превращается в плутоний, что позволяет израсходовать значительное количество до прекращения цепной реакции. В этой схеме имеется только один химический завод, изготовляющий ядерное топливо — металлический уран в виде стержней, пластин или труб. Содержание в отработанном горючем настолько незначительно (0,4% в случае применения ОзО как замедлителя), что его регенерация для повторного использования нецелесообразна, а извлечение плутония экономически невыгодно. [c.13] На схеме HI представлен тот же тип реактора, что и на схеме II, но в данном случае обогащенное топливо для реактора получают путем смешивания природного урана с плутонием, извлеченным из отработанного топлива и возвращаемым таким образом в цикл. [c.14] В этом случае вместо завода для разделения изотопов требуется завод для извлечения плутония. Это понижает количество потребляемого природного урана до 156 кг/день. Более детально данная схема рассматривается в гл. 3. [c.14] Дальнейшее понижение количества потребляемого природного урана до 102 кг/день может быть осуществлено по схеме IV, согласно которой из отработанного топлива извлекаются обедненный уран р плутоний, а потом на диффузионном заводе вновь производится обогащение Эта операция экономически менее выгодна, чем операция по схеме III, поскольку в данном реакторе уран в отработанном топливе может быть так обеднен что будет иметь невысокую ценность. [c.14] Для получения ядерной энергии по схемам III и IV требуется меньшее количество природного урана, чем по схемам, в которых не используется плутоний. [c.15] Однако в связи с тем, что плутоний не может быть применен для размножения в реакторах на тепловых нейтронах, маловероятно, чтобы в топливе из природного урана могло быть израсходовано при делении более 3—5% общего количества урана. [c.15] Для максимального использования горючего в реакторах на медленных нейтронах необходимо применять в качестве делящегося материала и торий в качестве его источника. Две возможные схемы процесса для реактора-Тзазмножителя, в котором применяются и торий, приведены на рис. 1. 8. В первой схеме смесь и2 з тория находится в одной зоне реактора так же, как и и в схе.адах, приведенных на рис. 1. 7. Нейтроны, образующиеся при делении и , поглощаются атомами тория с образованием дополнительного количества и . Извлеченные на химическом заводе уран и торий снова возвращаются в реактор. Если потеря нейтронов в таком реакторе мала, то он может работать с размножением без питания делящимися материалами. Работа реактора может поддерживаться только путем добавления тория, и теоретически возможно максимальное превращение тория в и . [c.15] ТёЛЬность операций для такого двухзонного реактора показана на второй схеме. В этом случае для регенерации топлива требуется раздельное извлечение и осколков из материала зоны воспроизводства и удаление из осколков, образовавшихся в активной зоне. [c.16] Вернуться к основной статье