Промышленные тепловыделяющие сборки (ТВС) на основе смешанного оксидного уран-плутониевого Мокс - топлива использованы в реакторе на быстрых нейтронах БН-800 на энергоблоке №4 Белоярской АЭС.
Фундаментальным аспектом ядерной энергетики является то, что вместо того, чтобы просто использовать подготовленное ядерное топливо 1 раз, а затем выбрасывать его как отходы, большую часть его можно перерабатывать, тем самым замыкая топливный цикл.
В настоящее время для этого используется разделение плутония и переработка его в смеси с обедненным ураном в качестве смешанного оксидного (МОКС) топлива.
Термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащенного урана или обедненного урана, которая ведет себя в смысле течения цепной реакции сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащенного урана.
MOX может применяться как дополнительное топливо для наиболее распространенного типа ядерных реакторов: легководных на тепловых нейтронах.
Однако более эффективное использование МОКС топлива - сжигание в реакторах на быстрых нейтронах.
Переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и использование выделенного плутония в виде МОКС топлива в тепловых реакторах позволяет снизить необходимость в уране на величину до 30%. Содержание оксида плутония в MOX составляет от 1,5 до 25-30 весовых %.
Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве могут утилизироваться излишки оружейного плутония, которые в противном случае являлись бы радиоактивными отходами.
Также MOX топливо можно получать путем переработки облученного топлива с энергетических реакторов.
При замене топлива каждые 3 года, около 50% Pu-239 сжигается в реакторе, обеспечивая примерно 30% общей энергии.
При его делении выделяется количество энергии, аналогичное как у U-235.
Чем выше выгорание, тем меньше делящегося плутония остается в отработанном топливе.
В процессе переработки из него выделяются изотопы плутония, например, для топлива после достаточно длительной кампании почти 2/3 приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 (делящиеся в реакторах на тепловых нейтронах), а около 1/3 - Pu-240.
Во всем мире при заправке реакторов удаляется около 70 т./год плутония, содержащегося в ОЯТ.
Однократная переработка плутония в виде МОКС-топлива увеличивает энергию, получаемую из исходного урана, примерно на 12%, а если уран также перерабатывается, это составляет около 22%.
Из-за столь высокого содержания 240го изотопа, плутоний, полученный путем переработки топлив, не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов.
В то же время МАГАТЭ придерживается консервативных принципов и требует для такого плутония (даже в составе MOX-смеси) столь же высокого уровня защиты, как и для материалов прямого использования (англ. direct use material), например обогащенного плутония, урана-233, высокообогащенного по 235 урана.
Применение МОКС-топлива в существующих реакторах требует отдельного лицензирования, иногда требуется некоторая доработка реакторов, например, введение большего числа управляющих стержней.
Часто МОКС-топливо составляет от 1/3 до 1/2 от всего топлива, т. к. большие количества требуют значительных изменений или специально спроектированного реактора.
Всего 4 блока в США спроектированы на полную загрузку МОКС, 3 блока System-80 PWR на крупнейшей в стране АЭС Пало-Верде в штате Аризона и строящийся блок в штате Вашингтон.
Ни один реактор в США не имел соответствующей лицензии на 2007 г.
Около 40 реакторов на тепловых нейтронах в Европе (Бельгия, Швейцария, Германия, Франция) имеют лицензию на использование комбинации обычного и MOX топлива и ещё 30 находятся в процессе лицензирования.
Фактически у многих из них около 1/3 топлива может составляет МОКС, но некоторые могут работать и на 50% МОКС.
До Фукусимской катастрофы Япония планировала начать использование МОКС на 1/3 своих реакторов (изначально - к 2010 г), и утвердила план по строительству блока ABWR, использующего до 100% МОКС в Ома.
Всего 4 блока в США спроектированы на полную загрузку МОКС, 3 блока System-80 PWR на крупнейшей в стране АЭС Пало-Верде в штате Аризона и строящийся блок в штате Вашингтон.
Ни один реактор в США не имел соответствующей лицензии на 2007 г.
Около 40 реакторов на тепловых нейтронах в Европе (Бельгия, Швейцария, Германия, Франция) имеют лицензию на использование комбинации обычного и MOX топлива и ещё 30 находятся в процессе лицензирования.
Фактически у многих из них около 1/3 топлива может составляет МОКС, но некоторые могут работать и на 50% МОКС.
До Фукусимской катастрофы Япония планировала начать использование МОКС на 1/3 своих реакторов (изначально - к 2010 г), и утвердила план по строительству блока ABWR, использующего до 100% МОКС в Ома.
На реакторах на тепловых нейтронах может достигаться 30% выгорание плутония из состава МОКС-топлива.
Плутоний составляет порядка 1% от облученного ядерного топлива.
Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52%, Pu-240 24%, Pu-241 15%, Pu-242 6%, Pu-238 2%.
Плутоний составляет порядка 1% от облученного ядерного топлива.
Приблизительное изотопное соотношение: Pu-239 52%, Pu-240 24%, Pu-241 15%, Pu-242 6%, Pu-238 2%.
Все они либо делящиеся материалы, либо могут быть превращены в делящиеся в процессе трансмутации, хотя Pu-242 требует 3х нейтронов, чтобы стать Кюрием-245.
