ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Требования к процессам переработки ядерного горючего, обусловленные химическими факторами из "Химическая переработка ядерного топлива " Создание конкурентоспособных энергетических реакторов будет зависеть от обеспечения возможности получения с помощью таких реакторов большего количества энергии в короткий срок с использованием минимального количества ядерного горючего. Поэтому имеется тенденция к использованию более высокообогащенного топлива для обеспечения большей свободы при выборе конструкционных материалов, что, как надеются, позволит работать при более высоких температурах и с большей эффективностью превращать ядерную энергию в электрическую. Интенсификация работы реактора приведет к более быстрому обогащению ядерного горючего. Использование более дорогого обогащенного ядерного горючего ограничивает возможность пребывания его в течение длительного времени вне реактора, что также требует сокращения времени переработки. Очевидным решением этого вопроса является осуществление некоторых операций по переработке горючего непосредственно в процессе работы реактора. Этот вопрос уже исследуется, особенно для гомогенных водных реакторов и реакторов с жидко-металлически.м горючим. К сожалению, в случае гомогенных реакторов возникает ряд несовместимых проблем, и для высокотемпературных реакторов твердые тепловыделяющие элементы, по-видимому, являются более перспективными. Для таких реакторов трудно осуществить непрерывные процессы, но возможно. [c.256] Увеличение загрязненности продуктами деления составляет только 30—40 барн на первоначальный атом расщепляющегося материала для 100% выгорания исходного топлива (см. гл- 3). При этом исключены непосредственные яды — ксенон и самарий. Таким образом, увеличение загрязненности продуктами деления составляет, по-видимому, сравнительно небольшую долю 3д для основных расщепляющихся материалов. При условии, что реактивность системы может поддерживаться на необходимом уровне, например путем достаточно высокой степени конверсии топливного сырья, потери топлива из-за захвата нейтронов продуктами деления не будут иметь серьезного значения. Наибольшее значение имеет обеспечение максимально возможного общего выгорания топлива, причем оно не должно ограничиваться разрушением тепловыделяющих элементов. Экономичность любой реакторной системы будет, конечно, зависеть от соотношения между эффективностью использования топлива в реакторе и стоимостью переработки топлива, как об этом говорилось з гл. 5. [c.257] Главной задачей в деле успешной разработки энергетических ядерных реакторов будет создание тепловыделяющих элементов с более высокими параметрами и большей живучестью. Следовательно, можно ожидать больших изменений в характере исходных материалов, которые будут поступать на заводы по переработке ядерного горючего. [c.257] В будущем, по-вид имому, для реакторов с твердым горючим более широкое применение найдут керамические тепловыделяющие элементы. В этом случае проблема теплопередачи может быть решена путем сильного увеличения температуры внутри элемента, даже выше температуры спекания. [c.258] Другим интересным направлением в разработке тепловыделяющих элементов является объединение ядерного горючего с замедлителем, например применение импрегнированно-го графита и смешанных керамических элементов с окисью бериллия. В случае применения керамических тепловыделяющих элементов главной проблемой остается опять же их растворение при последующей переработке. [c.258] Перспективы разработки реакторов с жидким ядерным горючим являются неопределенными. Хотя при этом имеется больше всего возможностей для объединения операций по обработке ядерного горючего непосредственно с работой реактора, возникающие при этом проблемы являются слишком специфическими. [c.258] В прошлом главные усилия были направлены на разработку методов переработки облученного природного урана, и, по-видимому, еще в течение длительного времени основные проблемы будут связаны с переработкой природного или слабообогащен-ного урана. При работе реакторов на природном уране получаются большие количества плутония — наиболее эффективного ядерного горючего для реакторов на быстрых нейтронах, разработка которых находится все еще на начальных стадиях. [c.258] Из-за ограничений в применении плутония как ядерного горючего для тепловых реакторов исследования по переработке смешанных систем уран — плутоний — торий практически не производились. Такие исследования, однако, могут оказаться необходимыми, так как плутоний в течение длительного времени будет более доступен, чем уран-233. [c.259] В случае реакторов на быстрых нейтронах первоначальное количество плутония должно быть получено на заводах, перерабатывающих облученное топливо, и для поддержания расходов а топливо в приемлемых пределах необходима будет система воспроизводства. [c.260] Для системы уран-233 — торий, работающей на тепловых нейтронах, первоначальная загрузка урана-235 должна быть получена на диффузионных заводах. Система, по-видимому, не станет само поддерживающейся до тех пор, пока не будет израсходовано количество топлива, в несколько раз превышающее исходное количество. До того, как стоимость электроэнергии будет достаточно низкой, чтобы можно было допустить удаление топлива, необходимо, чтобы топливо выдержало выгорание, эквивалентное 5—10-иратной исходной загрузке. Возможность использования таких систем в промышленном масштабе кажется маловероятной до тех пор, пока мировые запасы тория не будут увеличены в несколько раз по сравнению с существующей оценкой. Ясно, что пройдет немало времени до того, как можно будет отказаться от переработки и извлечения топлива даже для системы уран-233 — торий. [c.260] Вернуться к основной статье