Замкнутый ядерный топливный цикл

Замкнутый ядерный топливный цикл - это схема обращения с ядерным топливом (ЯТ), при которой отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) перерабатывают, чтобы извлечь и повторно использовать ценные компоненты. В отличие от открытого (разомкнутого) цикла, где ОЯТ направляют на хранение или захоронение, в замкнутом цикле стремятся максимально задействовать потенциал сырья и сократить объём долгоживущих радиоактивных отходов (РАО).

Технологический процесс ЗЯТЦ

Добыча и подготовка сырья. Извлекают уран, проводят обогащение, изготавливают ядерное топливо (обычно в виде таблеток диоксида урана в тепловыделяющих элементах - ТВЭЛ).
Облучение в реакторе. ЯТ работает в активной зоне, происходит деление ядер, выработка энергии и накопление продуктов деления и новых делящихся изотопов.
Выдержка ОЯТ. После выгрузки из реактора отработавшие сборки выдерживают в бассейнах выдержки, чтобы снизить остаточное тепловыделение и активность короткоживущих изотопов.
Переработка ОЯТ. На радиохимическом производстве из топлива извлекают:

• невыгоревший уран;
• наработанный плутоний;
• иногда - минорные актиниды (нептуний, америций, кюрий) для дальнейшего дожигания.

Изготовление нового топлива. Из извлечённых компонентов делают свежее ядерное топливо, чаще всего МОКС (смешанное оксидное уран‑плутониевое) либо нитридное топливо.
Повторное использование в реакторах. Новое ЯТ загружают в реактор, замыкая цикл.
Обращение с отходами. Остаются продукты деления и те компоненты, которые нецелесообразно или небезопасно возвращать в цикл. Их кондиционируют и помещают на длительное хранение/захоронение.

Преимущества ЗЯТЦ

Экономия природного урана. В открытом цикле используется лишь малая часть потенциала урана (в основном U‑235). В ЗЯТЦ вовлекают также U‑238 и наработанный плутоний, что многократно увеличивает выход энергии из добытого сырья.
Сокращение объёма высокоактивных РАО. После переработки остаётся лишь 3–5 % от исходного объёма ОЯТ, причём основная опасность связана с короткоживущими изотопами (цезий‑137, стронций‑90), чья активность заметно снижается за несколько сотен лет.
Снижение требований к долговременным хранилищам. Речь уже не о десятках тысяч лет хранения, а о нескольких столетиях.
Утилизация избыточного плутония. Переработка и использование плутония в ЯТ помогает сокращать его запасы, в том числе избытки оружейного плутония.

Оборудование ЗЯТЦ

Реакторы на быстрых нейтронах. Они способны эффективно сжигать плутоний и минорные актиниды, а также нарабатывать новое топливо из U‑238. Примеры: БН‑600, БН‑800 (Белоярская АЭС), проектируемый БН‑1200.
Проект «Прорыв» и реактор БРЕСТ‑ОД‑300. Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем и плотным нитридным топливом - оно позволяет более полно замыкать цикл и упрощать обращение с топливом.
Радиохимические заводы. Обеспечивают переработку ОЯТ: отделение урана, плутония и других компонентов.
Производство МОКС‑ и нитридного топлива. Специализированные линии по изготовлению топлива из вторичных материалов.

На Белоярской АЭС реактор БН‑800 полностью перевели на загрузку МОКС‑топливом - это важный шаг к промышленному замыканию цикла. На проекте Прорыв отрабатывают концепцию природобезопасного быстрого реактора и фабрикации/рефабрикации топлива. Цель - создать комплекс, где топливо можно многократно перерабатывать и использовать, минимизируя отходы и потребность в новом природном уране.

Не все так просто

Радиохимические процессы требуют высокой степени автоматизации и радиационной защиты.
Обращение с плутонием и высокоактивными материалами требует строгих мер контроля.
Капитальные затраты на инфраструктуру высоки, а окупаемость зависит от стоимости урана и долгосрочных планов развития энергетики.