Відпрацьоване ядерне паливо

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Басейн витримки відпрацьованого ядерного палива на АЕС

Відпрацьоване ядерне паливо (ВЯП, також опромінене ядерне паливо)  — витягнуті з активної зони тепловидільні елементи (ТВЕЛ) або їх групи, тепловидільні збірки ядерних реакторів атомних електростанцій та інших установок (дослідних, транспортних та інших). Паливо відносять до відпрацьованого, якщо воно надалі нездатне ефективно підтримувати ланцюгову реакцію.[1]

У більшості сучасних реакторів ТВЕЛ являє собою тонкостінну трубку з різних сплавів цирконію, в якій знаходяться «таблетки» сполук урану (найчастіше діоксиду урану) різного ступеня збагачення, довжиною 3 м (для ВВЕР) та близько 1-3 сантиметрів у діаметрі, з заглушками на кінцях, які забезпечують герметичність ТВЕЛу і його кріплення в ТВЗ.

Опромінене ядерне паливо, на відміну від свіжого, має значну радіоактивність через вміст великої кількості продуктів поділу (для реакторів ВВЕР приблизно 300 000 Кі в кожному ТВЕЛі) і має властивість самонагріватись на повітрі до високих температур (тільки що витягнуте приблизно до 300 °C) і після вилучення з активної зони реактора витримується 2 — 5 років у басейні витримки (ВВЕР) або на периферії активної зони реактора (реактор БН-600).

Після зменшення залишкового тепловиділення палива його відправляють на зберігання, поховання або переробку ВЯП[2]. В Україні відсутні потужності і технології для переробки ВЯП. Одна з причин - відсутність технології, друга - без'ядерний статус України. Відповідно до угоди про нерозповсюдження ядерної зброї технології переробки ВЯП можуть освоювати тільки «ядерні» держави. У світі переробкою відпрацьованого ядерного палива займаються тільки Велика Британія, Франція, Росія та Японія[3].

Переробка ВЯП передбачає вилучення з нього елементів урану і плутонію для повторного використання в ядерно-паливному циклі - формування нових паливних збірок (МОХ-паливо, нітридне паливо). Найбільш перспективним з точки зору МАГАТЕ є підхід до переробки ВЯП, що передбачає повне замикання ядерно-паливного циклу з використанням реакторів на швидких нейтронах.

В даний час найбільш активно технології замкнутого ядерно-паливного циклу розвиваються в Росії.

На даний момент успішно експлуатуються 2 реактора на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з переробки ВЯП ВВЕР-1000 продуктивністю до 250 тонн в рік. Освоєно виробництво МОХ-палива та нітридного палива для реакторів на швидких нейтронах з використанням продуктів переробки ВЯП (уран і плутоній)[4].

Паливо Хмельницької, Рівненської та Южно-Української АЕС вивозитися на переробку (з реакторів ВВЕР-440 РАЕС) і тривале зберігання в Росію (з реакторів ВВЕР-1000).

Планується, що в майбутньому паливо з цих АЕС буде зберігатися на території України в централізованому сховищі відпрацьованого ядерного палива (ЦСВЯП) в Зоні відчуження ЧАЕС[5].

Див. також[ред.ред. код]

Примітки[ред.ред. код]

Посилання[ред.ред. код]