горивни цикли

горивни цикли

Един цикъл на гориво

Днес по-голямата част от световните реактори - водни топлинни реактори, които използват един цикъл на гориво. При тези реактори, цикълът се състои от седем стъпки.

  1. Уранът добив. За да се използва един воден термичен реактор с електрическа мощност от 1000 MW изисква около 200 тона природен уран.
  2. Преработка на уран. Смляна уран U3 O8 форма химически почистени и преведен във форма UF6 за дейността си по обогатяване.
  3. Обогатяване. Съотношение U 235 се увеличава от 0,7% в гориво (природен смес) на 5.3% - е обичайната концентрация от 235 U в бавни неутрони реактори.
  4. производство на гориво. Ядрено гориво в ядрените реактори обикновено са под формата на таблетки в размер на няколко сантиметра, където обикновено се намира в херметически затворени горивни елементи (Fe) се обединяват в няколко стотин касети (FA). Бавното реактора се използва най-често UO2. Неговата температура на топене е 2800 ° С
  5. Бавно реактор. При 235 U делене от бавни неутрони произвежда топлина, която се превръща в електрическа енергия. Горивото също се съдържа 238 U, което не се дели на топлинни неутрони и ги поглъща, обръщайки се към 239 Pu. Около половината от получената 239 Пу е разделена от топлинни неутрони. По време на целия цикъл на малка част от енергията, освободена чрез разделяне 239 Pu е около една четвърт от общия брой освободени енергия.
    ТВЕЛ са в около 3 операционни реактор цикли (обикновено до 6 години) до приблизително около 3% от урана, няма да изгори. След това те са отстранени и поставени под временно складиране.
  6. Временно съхраняване на отработено ядрено гориво е на водна баня. Отработеното гориво високо радиоактивни и отделя голямо количество топлина поради разпадане на продуктите на делене (около 6% от реактора за енергия. Въпреки това, генерирането на топлина пада бързо (за

0.5% на седмица). След разтоварване на отработено гориво съдържа

0.8% 235 U, 1% плутоний

3-5% от продуктите на делене. Останалата част - 238 U. отработеното гориво се съдържа в временно съхранение от няколко месеца до 5 години.
  • Когато не използвате 238 Pu и U, отработеното гориво може да се квалифицира като отпадък и се поставят за дългосрочно съхранение.

    • Единична вода цикъл топлинни реактори позволява използването на само 1% от енергията на екстрахира уран. Други горивни цикли, други реактори позволяват извличането на природен уран 50 пъти повече енергия. В тези реактори се използва уран и плутоний от отработеното ядрено гориво.

    Частично регенериране на отработено гориво

    бавно реакторите неутронния делене появява като изотоп U-235, в резултат на U-238 неутронно улавяне последователно образува Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242 и други трансуранови изотопи. Както U-235 и Pu-239 и Pu-241 се разделят с бавни неутрони и по този начин се разпределя приблизително една и съща енергия. За около три години, реакторът да "изгори" около половината от Pu-239. Обикновено в облъчено гориво около 1% плутоний е около 2/3 Pu-239 и Пу-241,1% U-235, 95% U-238 и 3% продукти на делене.

    МОХ -toplivo

    МОХ гориво (М ixed-Ox IDE гориво) - ядрено гориво, съдържащ няколко вида оксиди на ядрени материали.
    Отработеното гориво може да се подложи на преработка. Голям реактор произвежда 1,5 тона годишно. Отпадъци. Поради провала на обработка, количеството на отпадъците в САЩ е около 10 пъти по-голяма, ако обработка ще се извършва. И в техните отпадъци съдържа уран и плутоний. Непрореагирала радиоактивност гориво продължава по-дълго и поради наличието на плутоний изисква по-обстойна защита. Днес, рециклиране може да бъде икономически неизгодно, че не изключва възможността в друга обработка в бъдеще. Преработка на отработено гориво в Европа са ангажирани в България, Белгия, Франция, Великобритания, Швейцария. В САЩ, по политически причини, рециклирането е преустановено през 1970 г. и оттогава не е възобновено. Първоначално облъчен преработка на гориво е проектирана да произвежда оръжия плутоний. ежегодно