ximia.org - сайт о химии для химиков
РАЗДЕЛЫ САЙТА
Разная химия
Неорганическая
Органическая
Биологическая
Наглядная биохимия
Токсикологическая

База знаний
Химическая энциклопедия
Справочник по веществам
Таблица Д.И. Менделеева
Гетероциклические соед.
Теплотехника
Углеводы

Партнёры по химии
Всё об Алхимии

Химия в жизни
Каталог предприятий

Дополнительно
Лекарственные средства Фармацевтический справ.
 
Всё о Химии - Ximia.org

Алфавитный указатель: А Б В Г Д Е Ж З И К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Э Ю Я


ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ (ядерный реакторный цикл), совокупность технол. процессов, связанных с получением энергии на ядерных установках (в ядерных реакторах). В зависимости от ядерного горючего возможно осуществление трех типов Я.т.ц.: 1) урановый топливный цикл, в к-ром делящимся материалом служит 235U, а фертильным материалом (воспроизводящим) - 238U. Урановое горючее изготавливают из прир. урана (0,72% 235U), низкообогащенного урана (1-5% 235U) или высокообогащенного урана (до 93% 235U). Первые два вида горючего используют в реакторах на тепловых нейтронах, третий - в реакторах на быстрых нейтронах, работающих в конвертерном режиме. 2) Уран-плутониевый топливный цикл. Горючее для этого цикла состоит из прир. или обедненного (0,2-0,3% 235U) урана с добавкой 239Рu в кол-ве, эквивалентном соответствующему обогащению по 235U. Это горючее м. б. использовано как в реакторах на тепловых нейтронах, так и в реакторах на быстрых нейтронах. Фертильным материалом здесь также служит 238U. 3) Уран-ториевый топливный цикл. Делящийся материал - 235U или 233U, фертильный - 232Th. В пром. масштабе используется в основном урановое горючее.
Первый этап Я. т. ц.- получение ядерного горючего. Он включает добычу урановой руды, ее обогащение, извлечение U и его глубокую очистку, изотопное обогащение по 235U (см. Изотопов разделение), получение из обогащенного урана материала, пригодного для загрузки в реактор, изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок из них. Второй этап Я. т. ц.- получение тепловой энергии в ядерных энергетич. установках при сжигании ядерного горючего. На следующих этапах Я. т. ц. проводят радиохим. переработку отработавшего горючего. Завершается Я. т. ц. подготовкой к окончат. захоронению радиоактивных отходов.
Я. т. ц. может быть организован таким образом, что из облученного горючего извлекают невыгоревший уран и накопившийся плутоний, к-рые направляют затем для изготовления новых твэлов и сборок. Такой цикл наз. замкнутым Я. т. ц. Если отработавшее топливо не перерабатывается и делящиеся материалы не возвращаются в топливный цикл, то Я. т. ц. оказывается разомкнутым (открытым).
Я. т. ц. объединяет многие предприятия: 1) шахты по добыче урановой руды; 2) обогатит. фабрики и предприятия по глубокой очистке извлеченного урана; 3) предприятия, где проводят обогащение 235U; 4) предприятия по переработке обогащенного урана в форму, используемую в реакторах (чаще всего это керамика на основе UO2); 5) заводы по изготовлению твэлов и сборок из них; 6) атомные электростанции и станции теплоснабжения, где выгорание горючего дает тепловую и электрич. энергию; здесь же проводится дезактивация теплоносителей (обычно воды); 7) заводы по переработке отработавшего горючего и переводу радиоактивных отходов в форму, удобную для длит. хранения; 8) полигоны захоронения отходов. Одной из наиб. серьезных и труднорешаемых проблем является изоляция от биосферы большого кол-ва радионуклидов, образующихся в результате деления ядер урана.

Лит.: Ядерная технология, М., 1979; Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, 2 изд., М., 1989.

С. А. Кабакчи.

 

Всё о Химии для учеников, учителей, студентов и просто химиков