_(cropped).jpg/1280px-The_Nuclear_Fuel_Cycle_(44021369082)_(cropped).jpg){kind=spacer}
Ядерный топливный цикл , также называемый ядерной топливной цепочкой , представляет собой прохождение ядерного топлива через ряд различных стадий. Он состоит из этапов на начальном этапе , которые представляют собой подготовку топлива, этапов в период обслуживания, в течение которого топливо используется во время работы реактора, и этапов на конечном этапе , которые необходимы для безопасного управления, удержания и либо переработки , либо утилизации отработанного ядерного топлива . Если отработанное топливо не перерабатывается, топливный цикл называется открытым топливным циклом (или однократным топливным циклом ); если отработанное топливо перерабатывается, он называется замкнутым топливным циклом .
.png/1280px-Spent_Fuel_Storage_(25865854820).png)
Ядерная энергетика основана на расщепляющемся материале, который может поддерживать цепную реакцию с нейтронами . Примерами таких материалов являются уран и плутоний . Большинство ядерных реакторов используют замедлитель для снижения кинетической энергии нейтронов и увеличения вероятности того, что произойдет деление . Это позволяет реакторам использовать материал с гораздо более низкой концентрацией расщепляющихся изотопов , чем необходимо для ядерного оружия . Графит и тяжелая вода являются наиболее эффективными замедлителями, поскольку они замедляют нейтроны посредством столкновений, не поглощая их. Реакторы, использующие тяжелую воду или графит в качестве замедлителя, могут работать с использованием природного урана .
Легководный реактор ( LWR) использует воду в той форме, которая встречается в природе, и требует топлива, обогащенного до более высоких концентраций делящихся изотопов. Обычно LWR используют уран, обогащенный до 3–5% U-235 , единственный делящийся изотоп, который встречается в природе в значительных количествах. Одной из альтернатив этому топливу из низкообогащенного урана (НОУ) является смешанное оксидное (МОКС) топливо, получаемое путем смешивания плутония с природным или обедненным ураном, и это топливо обеспечивает возможность использования избыточного оружейного плутония. Другой тип МОКС-топлива включает смешивание НОУ с торием , что приводит к образованию делящегося изотопа U-233 . Как плутоний, так и U-233 производятся в результате поглощения нейтронов при облучении воспроизводящих материалов в реакторе, в частности, обычного изотопа урана U-238 и тория соответственно, и могут быть отделены от отработанного уранового и ториевого топлива на перерабатывающих заводах .
Некоторые реакторы не используют замедлители для замедления нейтронов. Как и ядерное оружие, которое также использует незамедлительные или «быстрые» нейтроны, эти реакторы на быстрых нейтронах требуют гораздо более высоких концентраций делящихся изотопов для поддержания цепной реакции. Они также способны размножать делящиеся изотопы из воспроизводимых материалов; реактор-размножитель — это тот, который таким образом генерирует больше делящегося материала, чем потребляет.
Во время ядерной реакции внутри реактора делящиеся изотопы в ядерном топливе расходуются, производя все больше и больше продуктов деления , большинство из которых считаются радиоактивными отходами . Накопление продуктов деления и потребление делящихся изотопов в конечном итоге останавливают ядерную реакцию, в результате чего топливо становится отработанным ядерным топливом . При использовании 3% обогащенного НОУ-топлива отработанное топливо обычно состоит примерно из 1% U-235, 95% U-238, 1% плутония и 3% продуктов деления. Отработанное топливо и другие высокоактивные радиоактивные отходы чрезвычайно опасны, хотя ядерные реакторы производят на порядки меньшие объемы отходов по сравнению с другими электростанциями из-за высокой плотности энергии ядерного топлива. Безопасное управление этими побочными продуктами ядерной энергетики, включая их хранение и утилизацию, является сложной проблемой для любой страны, использующей ядерную энергетику [ необходима ссылка ] .
Месторождение урана, например уранинит , обнаруженное геофизическими методами, оценивается и опробуется для определения количества урановых материалов, которые можно извлечь из месторождения по указанным затратам. Запасы урана представляют собой количество руды, которое, по оценкам, можно извлечь по указанным затратам.
Природный уран в основном состоит из двух изотопов U-238 и U-235, причем 99,28% металла составляет U-238, 0,71% — U-235, а оставшиеся 0,01% — в основном U-234. Число в таких названиях относится к атомному массовому числу изотопа , которое равно числу протонов плюс число нейтронов в атомном ядре .
Атомное ядро U-235 почти всегда будет делиться при ударе свободным нейтроном , и поэтому изотоп называется « делящимся ». С другой стороны, ядро атома U-238, вместо того чтобы делиться при ударе свободным нейтроном, почти всегда будет поглощать нейтрон и давать атом изотопа U-239. Затем этот изотоп подвергается естественному радиоактивному распаду, давая Pu-239, который, как и U-235, является делящимся изотопом. Атомы U-238 называются фертильными, потому что при нейтронном облучении в ядре некоторые в конечном итоге дают атомы делящегося Pu-239.
Урановую руду можно добывать с помощью обычной добычи в открытых карьерах и подземными методами, аналогичными тем, которые используются для добычи других металлов. Методы добычи подземным выщелачиванием также используются для добычи урана в Соединенных Штатах . В этой технологии уран выщелачивается из руды на месте через ряд регулярно расположенных скважин, а затем извлекается из выщелачивающего раствора на поверхностном заводе. Урановые руды в Соединенных Штатах обычно содержат от около 0,05 до 0,3% оксида урана (U 3 O 8 ). Некоторые урановые месторождения, разрабатываемые в других странах, имеют более высокую сортность и также больше, чем месторождения, добываемые в Соединенных Штатах. Уран также присутствует в очень низкосортных количествах (от 50 до 200 частей на миллион) в некоторых внутренних фосфатных месторождениях морского происхождения. Поскольку для производства фосфорной кислоты мокрым способом, используемой в удобрениях с высоким содержанием фосфатов и других фосфатных химикатах, добываются очень большие объемы фосфатсодержащей породы , на некоторых заводах по переработке фосфатов уран, хотя и присутствует в очень низких концентрациях, может быть экономически выгодно извлечен из технологического потока.
Когда уран добывают из земли, он не содержит достаточно чистого урана на фунт для использования. Процесс измельчения - это то, как цикл извлекает пригодный для использования уран из остальных материалов, также известных как хвосты. Чтобы начать процесс измельчения, руда либо измельчается в мелкую пыль с водой, либо измельчается в пыль без воды. [3] После того, как материалы были физически обработаны, они затем начинают процесс химической обработки путем погружения в кислоты. Используемые кислоты включают соляную и азотистую кислоты, но наиболее распространенными кислотами являются серные кислоты. В качестве альтернативы, если материал, из которого сделана руда, особенно устойчив к кислотам, то вместо этого используется щелочь. [4] После химической обработки частицы урана растворяются в растворе, используемом для их обработки. Затем этот раствор фильтруется до тех пор, пока оставшиеся твердые частицы не будут отделены от жидкостей, содержащих уран. Нежелательные твердые частицы утилизируются как хвосты . [5] После того, как из раствора удалены хвосты, уран извлекается из оставшейся части жидкого раствора одним из двух способов: обмен растворителем или ионным обменом . В первом из них растворитель смешивается с растворителем. Растворенный уран связывается с растворителем и всплывает на поверхность, в то время как другие растворенные материалы остаются в смеси. Во время ионного обмена в раствор добавляется другой материал, и уран связывается с ним. После фильтрации материал вымывается и смывается. [3] Раствор будет повторять этот процесс фильтрации, чтобы извлечь как можно больше пригодного для использования урана. Затем отфильтрованный уран высушивается до урана U3O8 . Процесс измельчения обычно дает сухой порошкообразный материал, состоящий из природного урана, « желтый кек», который продается на урановом рынке как U3O8 . Обратите внимание , что материал не всегда желтый.
Обычно измельченный оксид урана U3O8 ( окись триурана ) затем перерабатывается в одно из двух веществ в зависимости от предполагаемого использования.
Для использования в большинстве реакторов U 3 O 8 обычно преобразуется в гексафторид урана (UF 6 ), исходный материал для большинства коммерческих установок по обогащению урана. Твердый при комнатной температуре, гексафторид урана становится газообразным при 57 °C (134 °F). На этой стадии цикла продукт преобразования гексафторида урана все еще имеет природную изотопную смесь (99,28% U-238 плюс 0,71% U-235).
Существует два способа преобразования оксида урана в его пригодные для использования формы диоксида урана и гексафторида урана: мокрый и сухой. В мокром варианте желтый кек растворяется в азотной кислоте, а затем извлекается с помощью трибутилфосфата. Полученная смесь затем высушивается и промывается, в результате чего получается триоксид урана. [6] Затем триоксид урана смешивается с чистым водородом, в результате чего получается диоксид урана и дигидрогенмонооксид или вода. После этого диоксид урана смешивается с четырьмя частями фтористого водорода, в результате чего получается больше воды и тетрафторида урана. Наконец, конечный продукт гексафторид урана создается простым добавлением большего количества фторида в смесь. [7]
Для использования в реакторах типа CANDU, не требующих обогащенного топлива, U3O8 может быть преобразован в диоксид урана (UO2 ) , который может быть включен в керамические топливные элементы.
В современной ядерной промышленности объем материала, преобразуемого непосредственно в UO 2 , обычно весьма мал по сравнению с объемом, преобразуемым в UF 6 .
Природная концентрация (0,71%) делящегося изотопа U-235 меньше, чем требуется для поддержания цепной ядерной реакции в активных зонах легководных реакторов . Соответственно, UF 6 , полученный из природных источников урана, должен быть обогащен до более высокой концентрации делящегося изотопа перед использованием в качестве ядерного топлива в таких реакторах. Уровень обогащения для конкретного заказа ядерного топлива указывается заказчиком в соответствии с применением, для которого он будет его использовать: топливо легководных реакторов обычно обогащается до 3,5% U-235, но также требуется уран, обогащенный до более низких концентраций. Обогащение осуществляется с использованием любого из нескольких методов разделения изотопов . Газовая диффузия и газовая центрифуга являются обычно используемыми методами обогащения урана, но в настоящее время разрабатываются новые технологии обогащения.
Основная часть (96%) побочного продукта обогащения — обедненный уран (DU), который может использоваться для брони , кинетических пенетраторов , радиационной защиты и балласта . По состоянию на 2008 год в хранилищах находилось огромное количество обедненного урана. Только у Министерства энергетики США имеется 470 000 тонн . [8] Около 95% обедненного урана хранится в виде гексафторида урана (UF6 ) .
Для использования в качестве ядерного топлива обогащенный гексафторид урана преобразуется в порошок диоксида урана (UO 2 ), который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем таблетки обжигаются в высокотемпературной печи для спекания , чтобы создать твердые керамические таблетки обогащенного урана . Затем цилиндрические таблетки подвергаются процессу шлифования для достижения однородного размера таблеток. Таблетки укладываются в соответствии с техническими требованиями к конструкции активной зоны каждого ядерного реактора в трубки из коррозионно-стойкого металлического сплава . Трубки герметизируются для содержания топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями. Готовые топливные стержни группируются в специальные топливные сборки, которые затем используются для создания ядерного топливного сердечника энергетического реактора.
Сплав, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора. Раньше использовалась нержавеющая сталь , но сейчас в большинстве реакторов используется циркониевый сплав . Для наиболее распространенных типов реакторов, реакторов с кипящей водой (BWR) и реакторов с водой под давлением (PWR), трубки собираются в пучки [9] , при этом трубки располагаются на точном расстоянии друг от друга. Затем этим пучкам присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и утилизации.
Транспортировка является неотъемлемой частью ядерного топливного цикла. В нескольких странах работают ядерные энергетические реакторы, но добыча урана рентабельна только в нескольких регионах. Кроме того, за более чем сорок лет работы ядерной промышленности в разных местах по всему миру было создано несколько специализированных предприятий для предоставления услуг топливного цикла, и существует необходимость в транспортировке ядерных материалов на эти предприятия и обратно. [10] Большинство перевозок ядерного топливного материала происходит между различными этапами цикла, но иногда материал может транспортироваться между аналогичными предприятиями. За некоторыми исключениями, материалы ядерного топливного цикла транспортируются в твердом виде, исключением является гексафторид урана (UF6 ) , который считается газом. Большая часть материала, используемого в ядерном топливе, транспортируется несколько раз в течение цикла. Транспортировка часто является международной и часто осуществляется на большие расстояния. Ядерные материалы обычно транспортируются специализированными транспортными компаниями.
Поскольку ядерные материалы радиоактивны , важно обеспечить, чтобы воздействие радиации на тех, кто участвует в транспортировке таких материалов, и на общественность по транспортным маршрутам было ограничено. Упаковка ядерных материалов включает, где это уместно, экранирование для снижения потенциального воздействия радиации. В случае некоторых материалов, таких как свежие урановые топливные сборки, уровни радиации незначительны, и экранирование не требуется. Другие материалы, такие как отработанное топливо и высокоактивные отходы, являются высокорадиоактивными и требуют особого обращения. Чтобы ограничить риск при транспортировке высокорадиоактивных материалов, используются контейнеры, известные как контейнеры для перевозки отработанного ядерного топлива , которые предназначены для сохранения целостности в нормальных условиях транспортировки и в условиях гипотетической аварии.
Хотя транспортные контейнеры различаются по конструкции, материалу, размеру и назначению, они обычно представляют собой длинные трубы из нержавеющей стали или бетона с запечатанными концами для предотвращения утечек. Часто оболочка контейнера будет иметь по крайней мере один слой радиационно-стойкого материала, такого как свинец. Внутренняя часть трубы также будет различаться в зависимости от того, что перевозится. Например, контейнеры, в которых перевозятся обедненные или неиспользованные топливные стержни, будут иметь рукава, которые удерживают стержни отдельно, в то время как контейнеры, в которых перевозится гексафторид урана, обычно не имеют внутренней организации. В зависимости от назначения и радиоактивности материалов некоторые контейнеры имеют системы вентиляции, тепловой защиты, защиты от ударов и другие особенности, более специфичные для маршрута и груза. [11]
Активная зона ядерного реактора состоит из нескольких сотен «сборок», расположенных в регулярном массиве ячеек, каждая из которых образована топливом или регулирующим стержнем, окруженным, в большинстве конструкций, замедлителем и теплоносителем , которым в большинстве реакторов является вода.
Из-за процесса деления , который потребляет топливо, старые топливные стержни должны периодически заменяться новыми (это называется циклом (замены)). В течение данного цикла замены заменяются только некоторые сборки (обычно одна треть), поскольку истощение топлива происходит с разной скоростью в разных местах активной зоны реактора. Кроме того, по соображениям эффективности нецелесообразно размещать новые сборки точно на месте удаленных. Даже пучки одного возраста будут иметь разные уровни выгорания из-за их предыдущего положения в активной зоне. Таким образом, имеющиеся пучки должны быть расположены таким образом, чтобы выход был максимальным, а ограничения безопасности и эксплуатационные ограничения были удовлетворены. Следовательно, операторы реакторов сталкиваются с так называемой проблемой оптимальной перезагрузки топлива , которая заключается в оптимизации перестановки всех сборок, старых и новых, при этом по-прежнему максимизируя реактивность активной зоны реактора, чтобы максимизировать выгорание топлива и минимизировать затраты на топливный цикл.
Это дискретная задача оптимизации , и ее вычислительно невозможно решить текущими комбинаторными методами из-за огромного количества перестановок и сложности каждого вычисления. Для ее решения было предложено много численных методов , и было написано много коммерческих программных пакетов для поддержки управления топливом. Это постоянная проблема в работе реакторов, поскольку окончательного решения этой проблемы не найдено. Операторы используют комбинацию вычислительных и эмпирических методов для управления этой проблемой.
Использованное ядерное топливо изучается в исследовании после облучения , где отработанное топливо исследуется, чтобы узнать больше о процессах, которые происходят в топливе во время использования, и о том, как они могут изменить исход аварии. Например, при нормальном использовании топливо расширяется из-за теплового расширения, что может вызвать растрескивание. Большая часть ядерного топлива представляет собой диоксид урана, который представляет собой кубическое твердое тело со структурой, похожей на структуру фторида кальция . В отработанном топливе твердотельная структура большей части твердого тела остается такой же, как и у чистого кубического диоксида урана. SIMFUEL — это название, данное имитированному отработанному топливу, которое изготавливается путем смешивания тонко измельченных оксидов металлов, измельчения в виде суспензии, распылительной сушки перед нагреванием в водороде/аргоне до 1700 °C. [12] В SIMFUEL 4,1% объема твердого тела было в форме металлических наночастиц , которые состоят из молибдена , рутения , родия и палладия . Большинство этих металлических частиц представляют собой ε-фазу ( гексагональную ) сплава Mo-Ru-Rh-Pd, в то время как в SIMFUEL были обнаружены меньшие количества α-фаз ( кубической ) и σ-фаз ( тетрагональной ) этих металлов. Также в SIMFUEL присутствовала кубическая фаза перовскита , которая представляет собой цирконат бария -стронция (Ba x Sr 1−x ZrO 3 ).
Диоксид урана минимально растворим в воде, но после окисления его можно преобразовать в триоксид урана или другое соединение урана(VI), которое гораздо более растворимо. Диоксид урана (UO2 ) можно окислить до богатого кислородом гиперстехиометрического оксида (UO2 + x ) , который можно далее окислить до U4O9 , U3O7 , U3O8 и UO3.2H2O .
Поскольку отработанное топливо содержит альфа-излучатели (плутоний и второстепенные актиниды ), было исследовано влияние добавления альфа-излучателя ( 238 Pu) к диоксиду урана на скорость выщелачивания оксида. Для измельченного оксида добавление 238 Pu имело тенденцию к увеличению скорости выщелачивания, но разница в скорости выщелачивания между 0,1 и 10% 238 Pu была очень мала. [13]
Концентрация карбоната в воде, которая находится в контакте с отработанным топливом, оказывает значительное влияние на скорость коррозии, поскольку уран (VI) образует растворимые анионные карбонатные комплексы, такие как [UO 2 (CO 3 ) 2 ] 2− и [UO 2 (CO 3 ) 3 ] 4− . Когда карбонатные ионы отсутствуют, а вода не сильно кислая, соединения шестивалентного урана, которые образуются при окислении диоксида урана, часто образуют нерастворимые гидратированные фазы триоксида урана . [14]
Тонкие пленки диоксида урана могут быть нанесены на золотые поверхности путем « напыления » с использованием металлического урана и смеси аргона и кислорода . Эти золотые поверхности, модифицированные диоксидом урана, использовались как для циклической вольтамперометрии , так и для экспериментов по сопротивлению переменного тока, и они дают представление о вероятном поведении выщелачивания диоксида урана. [15]
Изучение ядерного топливного цикла включает изучение поведения ядерных материалов как в нормальных условиях, так и в аварийных условиях. Например, было проведено много работ по взаимодействию топлива на основе диоксида урана с трубкой из циркониевого сплава, используемой для его покрытия. Во время использования топливо разбухает из-за теплового расширения , а затем начинает реагировать с поверхностью циркониевого сплава, образуя новый слой, который содержит как топливо, так и цирконий (из оболочки). Затем, на стороне топлива этого смешанного слоя, находится слой топлива, который имеет более высокое отношение цезия к урану , чем большая часть топлива. Это происходит потому, что изотопы ксенона образуются как продукты деления , которые диффундируют из решетки топлива в пустоты, такие как узкий зазор между топливом и оболочкой. После диффузии в эти пустоты он распадается на изотопы цезия. Из-за теплового градиента, который существует в топливе во время использования, летучие продукты деления имеют тенденцию перемещаться из центра таблетки в область обода. [16] Ниже представлен график температуры металлического урана, нитрида урана и диоксида урана в зависимости от расстояния от центра таблетки диаметром 20 мм с температурой края 200 °C. Диоксид урана (из-за своей плохой теплопроводности) будет перегреваться в центре таблетки, в то время как другие более теплопроводные формы урана останутся ниже своих точек плавления.
Ядерную химию, связанную с ядерным топливным циклом, можно разделить на две основные области: одна область касается эксплуатации в предполагаемых условиях, а другая область касается условий неправильной эксплуатации, когда произошло некоторое отклонение от нормальных условий эксплуатации или ( реже ) произошла авария.
Выбросы радиоактивности при нормальной работе — это небольшие запланированные выбросы при переработке урановой руды, обогащении, энергетических реакторах, заводах по переработке и хранилищах отходов. Они могут иметь иную химическую/физическую форму, чем выбросы, которые могли бы произойти в аварийных условиях. Кроме того, изотопная сигнатура гипотетической аварии может сильно отличаться от сигнатуры запланированного нормального эксплуатационного выброса радиоактивности в окружающую среду.
Тот факт, что радиоизотоп высвобождается, не означает, что он попадет в человека и затем причинит вред. Например, миграция радиоактивности может быть изменена путем связывания радиоизотопа с поверхностями частиц почвы. Например, цезий (Cs) прочно связывается с глинистыми минералами, такими как иллит и монтмориллонит , поэтому он остается в верхних слоях почвы, где к нему могут получить доступ растения с неглубокими корнями (например, трава). Следовательно, трава и грибы могут переносить значительное количество 137 Cs, который может передаваться человеку через пищевую цепочку. Но 137 Cs не способен быстро мигрировать через большинство почв и, таким образом, вряд ли загрязнит колодезную воду. Коллоиды минералов почвы могут мигрировать через почву, поэтому простое связывание металла с поверхностями частиц почвы не полностью фиксирует металл.
Согласно учебнику Йиржи Халы , коэффициент распределения K d представляет собой отношение радиоактивности почвы (Бк г −1 ) к радиоактивности почвенной воды (Бк мл −1 ). Если радиоизотоп прочно связан с минералами в почве, то меньше радиоактивности может быть поглощено сельскохозяйственными культурами и травой , растущей на почве.
В молочном животноводстве одной из лучших мер противодействия 137 Cs является глубокое вспашка почвы. Это позволяет сделать 137 Cs недоступным для поверхностных корней травы, следовательно, уровень радиоактивности в траве снизится. Также после ядерной войны или серьезной аварии удаление верхних нескольких см почвы и ее захоронение в неглубокой траншее снизит долгосрочную дозу гамма-излучения для людей, вызванную 137 Cs, поскольку гамма-фотоны будут ослаблены при прохождении через почву.
Даже после того, как радиоактивный элемент достигает корней растения, металл может быть отторгнут биохимией растения. Подробности поглощения 90 Sr и 137 Cs подсолнечниками , выращенными в гидропонных условиях, были сообщены. [17] Цезий был обнаружен в жилках листьев, в стебле и в верхушечных листьях. Было обнаружено, что 12% цезия вошло в растение, а 20% стронция. В этой статье также сообщаются подробности влияния ионов калия , аммония и кальция на поглощение радиоизотопов.
В животноводстве важной мерой противодействия 137 Cs является кормление животных небольшим количеством берлинской лазури . Это соединение цианида железа и калия действует как ионообменник . Цианид настолько прочно связан с железом, что человеку безопасно съедать несколько граммов берлинской лазури в день. Берлинская лазурь сокращает биологический период полураспада (отличный от ядерного периода полураспада ) цезия. Физический или ядерный период полураспада 137 Cs составляет около 30 лет. Это константа, которую нельзя изменить, но биологический период полураспада не является константой. Он будет меняться в зависимости от природы и привычек организма, для которого он экспрессируется. Цезий в организме человека обычно имеет биологический период полураспада от одного до четырех месяцев. Дополнительным преимуществом берлинской лазури является то, что цезий, который извлекается из животного в помете, находится в форме, которая недоступна для растений. Следовательно, она предотвращает рециркуляцию цезия. Форма берлинской лазури, необходимая для лечения людей или животных, является специальным сортом. Попытки использовать сорт пигмента, используемый в красках, не увенчались успехом. Обратите внимание, что источник данных по теме цезия в чернобыльских осадках существует в [1] ( Украинский научно-исследовательский институт сельскохозяйственной радиологии ).
МАГАТЭ предполагает, что при нормальной эксплуатации теплоноситель водоохлаждаемого реактора будет содержать некоторую радиоактивность [18], но во время аварии реактора уровень радиоактивности теплоносителя может повыситься. МАГАТЭ заявляет, что при ряде различных условий из топлива может высвобождаться разное количество инвентаря активной зоны, четыре условия, которые МАГАТЭ рассматривает, это нормальная эксплуатация , всплеск активности теплоносителя из-за внезапного отключения/потери давления (активная зона остается покрытой водой), повреждение оболочки, приводящее к выбросу активности в зазор между топливом и оболочкой (это может быть связано с тем, что топливо было обнажено из-за потери воды в течение 15–30 минут, когда оболочка достигла температуры 650–1250 °C) или расплавление активной зоны (топливо должно быть обнажено в течение как минимум 30 минут, а оболочка достигнет температуры свыше 1650 °C). [19]
Исходя из предположения, что реактор с водой под давлением содержит 300 тонн воды , и что активность топлива реактора мощностью 1 ГВт соответствует прогнозам МАГАТЭ [20] , можно предсказать активность теплоносителя после аварии, такой как авария на Три-Майл-Айленде (где активная зона была раскрыта и затем восстановлена водой). [ необходима цитата ]
Обычно отработанное топливо оставляют стоять после облучения, чтобы дать возможность короткоживущим и радиотоксичным изотопам йода распасться. В одном эксперименте в США свежее топливо, которому не дали распасться, было переработано (Green run [2] [3]) для исследования эффектов большого выброса йода при переработке короткоохлажденного топлива. Обычно на перерабатывающих заводах очищают отходящие газы из диссольвера, чтобы предотвратить выброс йода. Помимо выброса йода, из топлива при его растворении выделяются благородные газы и тритий . Было предложено, что путем волоксидации (нагрева топлива в печи в окислительных условиях) большую часть трития можно извлечь из топлива.[4]
Была написана статья о радиоактивности в устрицах , найденных в Ирландском море . [21] С помощью гамма-спектроскопии было обнаружено, что они содержат 141 Ce, 144 Ce, 103 Ru, 106 Ru, 137 Cs, 95 Zr и 95 Nb. Кроме того, был обнаружен продукт активации цинка ( 65 Zn), который, как полагают, возникает из-за коррозии оболочки топлива магнокс в бассейнах отработанного топлива . Вероятно, что современные выбросы всех этих изотопов в результате события в Уиндскейле меньше.
Некоторые конструкции реакторов, такие как реакторы РБМК или CANDU , могут быть перезаправлены без остановки. Это достигается за счет использования множества небольших напорных труб для хранения топлива и охладителя, в отличие от одного большого сосуда под давлением, как в конструкциях реакторов с водой под давлением (PWR) или кипящих реакторов (BWR). Каждая труба может быть индивидуально изолирована и перезаправлена управляемой оператором заправочной машиной, как правило, со скоростью до 8 каналов в день из примерно 400 в реакторах CANDU. Заправка под нагрузкой позволяет непрерывно решать проблему оптимальной перезагрузки топлива , что приводит к более эффективному использованию топлива. Это повышение эффективности частично компенсируется дополнительной сложностью, связанной с наличием сотен напорных труб и заправочных машин для их обслуживания.
После рабочего цикла реактор останавливается для перезарядки. Топливо, выгруженное в это время (отработанное топливо), хранится либо на площадке реактора (обычно в бассейне выдержки отработанного топлива ), либо, возможно, на общем объекте вдали от площадок реакторов. Если емкость хранилища на площадке превышена, может быть желательно хранить охлажденное старое топливо в модульных сухих хранилищах, известных как независимые установки хранения отработанного топлива (ISFSI), на площадке реактора или на объекте вдали от площадки. Отработанные топливные стержни обычно хранятся в воде или борной кислоте, что обеспечивает как охлаждение (отработанное топливо продолжает выделять остаточное тепло в результате остаточного радиоактивного распада), так и экранирование для защиты окружающей среды от остаточного ионизирующего излучения , хотя после как минимум года охлаждения их можно переместить в сухое контейнерное хранилище .
Отработанное топливо, выгруженное из реакторов, содержит значительные количества делящихся (U-235 и Pu-239), воспроизводящих (U-238) и других радиоактивных материалов, включая реакционные яды , поэтому топливо пришлось удалить. Эти делящиеся и воспроизводящие материалы можно химически разделить и извлечь из отработанного топлива. Извлеченный уран и плутоний, если позволяют экономические и институциональные условия, можно переработать для использования в качестве ядерного топлива. В настоящее время это не делается для гражданского отработанного ядерного топлива в Соединенных Штатах , однако это делается в России. Россия стремится максимально увеличить переработку делящихся материалов из отработанного топлива. Следовательно, переработка отработанного топлива является базовой практикой, при этом переработанный уран перерабатывается, а плутоний используется в МОКС-топливе, в настоящее время только для быстрых реакторов. [22]
Смешанное оксидное или МОКС-топливо представляет собой смесь переработанного урана и плутония и обедненного урана, которая ведет себя аналогично, хотя и не идентично, обогащенному урану, для которого было разработано большинство ядерных реакторов. МОКС-топливо является альтернативой низкообогащенному урановому топливу (НОУ), используемому в легководных реакторах, которые преобладают в производстве ядерной энергии.
В настоящее время заводы в Европе перерабатывают отработанное топливо из коммунальных служб в Европе и Японии. Переработка отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов в настоящее время не разрешена в Соединенных Штатах из-за предполагаемой опасности ядерного распространения . Глобальное партнерство по ядерной энергии администрации Буша предложило США сформировать международное партнерство, чтобы перерабатывать отработанное ядерное топливо таким образом, чтобы сделать содержащийся в нем плутоний пригодным для использования в качестве ядерного топлива, но не для ядерного оружия .
В качестве альтернативы утилизации рафината PUREX в стекле или матрице Synroc , наиболее радиотоксичные элементы могут быть удалены посредством усовершенствованной переработки. После разделения второстепенные актиниды и некоторые долгоживущие продукты деления могут быть преобразованы в короткоживущие или стабильные изотопы либо нейтронным , либо фотонным облучением. Это называется трансмутацией . Прочное и долгосрочное международное сотрудничество, а также многие десятилетия исследований и огромные инвестиции остаются необходимыми, прежде чем достичь зрелого промышленного масштаба, где можно было бы продемонстрировать безопасность и экономическую осуществимость разделения и трансмутации (P&T). [23]
Текущей проблемой в области ядерной энергетики является безопасная утилизация и изоляция отработанного топлива из реакторов или, если используется вариант переработки, отходов с перерабатывающих заводов. Эти материалы должны быть изолированы от биосферы до тех пор, пока радиоактивность, содержащаяся в них, не снизится до безопасного уровня. [29] В США, в соответствии с Законом о политике в области ядерных отходов 1982 года с поправками, Министерство энергетики несет ответственность за разработку системы утилизации отходов для отработанного ядерного топлива и высокоактивных радиоактивных отходов. Текущие планы предусматривают окончательную утилизацию отходов в твердой форме в лицензированной глубокой, стабильной геологической структуре, называемой глубоким геологическим хранилищем . Министерство энергетики выбрало Юкка-Маунтин в качестве места для хранилища. Его открытие неоднократно откладывалось. С 1999 года тысячи партий ядерных отходов были сохранены на пилотном заводе по изоляции отходов в Нью-Мексико.
Реакторы на быстрых нейтронах могут расщеплять все актиниды, в то время как ториевый топливный цикл производит низкие уровни трансурановых элементов . В отличие от LWR, в принципе, эти топливные циклы могли бы перерабатывать свой плутоний и младшие актиниды и оставлять только продукты деления и продукты активации в качестве отходов. Высокорадиоактивные среднеживущие продукты деления Cs-137 и Sr-90 уменьшаются в 10 раз каждое столетие; в то время как долгоживущие продукты деления имеют относительно низкую радиоактивность, часто выгодно отличающуюся от радиоактивности исходной урановой руды.
Горизонтальное размещение скважин описывает предложения по бурению более одного километра по вертикали и двух километров по горизонтали в земной коре с целью утилизации высокоактивных форм отходов, таких как отработанное ядерное топливо , цезий-137 или стронций-90 . После размещения и периода извлечения [ необходимо разъяснение ] скважины будут засыпаны и запечатаны. Серия испытаний технологии была проведена в ноябре 2018 года, а затем снова публично в январе 2019 года частной компанией из США. [30] Испытание продемонстрировало размещение испытательного контейнера в горизонтальном буровом стволе и извлечение того же контейнера. В этом испытании не использовались фактически высокоактивные отходы. [31] [32]
Хотя наиболее распространенным термином является топливный цикл, некоторые утверждают, что термин «топливная цепочка» более точен, поскольку отработанное топливо никогда не перерабатывается полностью. Отработанное топливо включает продукты деления , которые обычно должны рассматриваться как отходы , а также уран, плутоний и другие трансурановые элементы. Там, где плутоний перерабатывается, он обычно повторно используется один раз в легководных реакторах, хотя быстрые реакторы могут привести к более полной переработке плутония. [33]
Не цикл как таковой , топливо используется один раз, а затем отправляется на хранение без дальнейшей обработки, за исключением дополнительной упаковки, обеспечивающей лучшую изоляцию от биосферы . Этот метод предпочитают шесть стран: США , Канада , Швеция , Финляндия , Испания и Южная Африка . [34] Некоторые страны, в частности Финляндия, Швеция и Канада, разработали хранилища, позволяющие в будущем извлекать материал, если возникнет такая необходимость, в то время как другие планируют постоянное захоронение в геологическом хранилище, таком как хранилище ядерных отходов Yucca Mountain в Соединенных Штатах.
Несколько стран, включая Японию, Швейцарию, а ранее Испанию и Германию, [ требуется ссылка ] используют или использовали услуги по переработке, предлагаемые Areva NC и ранее THORP . Продукты деления , младшие актиниды , продукты активации и переработанный уран отделяются от реакторного плутония , который затем может быть изготовлен в МОКС-топливо . Поскольку доля неделящихся четных по массе изотопов плутония увеличивается с каждым проходом через цикл, в настоящее время нет планов по повторному использованию плутония из использованного МОКС-топлива для третьего прохода в тепловом реакторе . Если быстрые реакторы станут доступны, они смогут сжигать эти или почти любые другие изотопы актинидов .
Использование среднемасштабного перерабатывающего предприятия на месте и использование пирообработки вместо современной водной переработки, как утверждается, потенциально может значительно снизить потенциал ядерного распространения или возможное отвлечение расщепляющегося материала, поскольку перерабатывающее предприятие находится на месте. Аналогично тому, как плутоний не отделяется сам по себе в цикле пирообработки, а все актиниды « электрически извлекаются » или «очищаются» из отработанного топлива, плутоний никогда не отделяется сам по себе, вместо этого он попадает в новое топливо, смешанное с гамма- и альфа-излучающими актинидами, видами, которые «самозащищают» его в многочисленных возможных сценариях кражи.
Начиная с 2016 года Россия тестирует и в настоящее время внедряет Remix Fuel , в котором отработанное ядерное топливо проходит через процесс, такой как пирообработка, которая отделяет реакторный плутоний и оставшийся уран от продуктов деления и оболочки твэлов. Затем этот смешанный металл объединяется с небольшим количеством среднеобогащенного урана с концентрацией U-235 примерно 17%, чтобы получить новое комбинированное металлоксидное топливо с 1% реакторного плутония и концентрацией U-235 4%. Эти топливные стержни подходят для использования в стандартных реакторах PWR, поскольку содержание плутония не превышает того, что существует в конце цикла в отработанном ядерном топливе. По состоянию на февраль 2020 года Россия внедряла это топливо в некоторых из своих реакторов ВВЭР . [36] [37]
Было предложено, что в дополнение к использованию плутония, младшие актиниды могли бы быть использованы в критическом энергетическом реакторе. Уже проводятся испытания, в которых америций используется в качестве топлива. [38]
Ряд конструкций реакторов, таких как интегральный быстрый реактор , были разработаны для этого довольно отличающегося топливного цикла. В принципе, должно быть возможно извлекать энергию из деления любого ядра актинида. При тщательной конструкции реактора все актиниды в топливе могут быть израсходованы, оставляя только более легкие элементы с коротким периодом полураспада . Хотя это было сделано на опытных заводах, ни один такой реактор никогда не эксплуатировался в больших масштабах. [ необходима цитата ]
Так уж получилось, что нейтронное сечение многих актинидов уменьшается с ростом энергии нейтронов, но отношение деления к простой активации ( захват нейтронов ) меняется в пользу деления по мере увеличения энергии нейтронов. Таким образом, при достаточно высокой энергии нейтронов должно быть возможно разрушить даже кюрий без образования транскюриевых металлов. Это может быть очень желательно, поскольку значительно облегчит переработку и обращение с актинидным топливом.
Одной из многообещающих альтернатив с этой точки зрения является управляемый ускорителем подкритический реактор / подкритический реактор . Здесь пучок либо протонов (американские и европейские разработки) [39] [40] [41] , либо электронов (японская разработка) [42] направляется в мишень. В случае протонов очень быстрые нейтроны будут откалываться от мишени, в то время как в случае электронов будут генерироваться очень высокоэнергетические фотоны . Эти высокоэнергетические нейтроны и фотоны затем смогут вызвать деление тяжелых актинидов.
Такие реакторы очень хорошо сопоставимы с другими источниками нейтронов с точки зрения нейтронной энергии:
В качестве альтернативы кюрий-244 с периодом полураспада 18 лет можно было бы оставить распадаться до плутония-240, прежде чем использовать его в качестве топлива в быстром реакторе.
На сегодняшний день характер топлива (мишеней) для превращения актинидов не выбран.
Если актиниды трансмутируются в субкритическом реакторе , то, скорее всего, топливо должно будет выдерживать больше тепловых циклов, чем обычное топливо. Поскольку современные ускорители частиц не оптимизированы для длительной непрерывной работы, по крайней мере, первое поколение субкритических реакторов с ускорителем вряд ли сможет поддерживать постоянный период работы в течение столь же длительного времени, как и критический реактор, и каждый раз, когда ускоритель останавливается, топливо будет остывать.
С другой стороны, если актиниды уничтожаются с помощью быстрого реактора, например, интегрального быстрого реактора , то топливо, скорее всего, не будет подвергаться значительно большему количеству термических циклов, чем на обычной электростанции.
В зависимости от матрицы процесс может генерировать больше трансурановых элементов из матрицы. Это можно рассматривать как хорошее (генерация большего количества топлива) или как плохое (генерация большего количества радиотоксичных трансурановых элементов ). Существует ряд различных матриц, которые могут контролировать это производство тяжелых актинидов.
Делящиеся ядра (такие как 233 U, 235 U и 239 Pu) хорошо реагируют на запаздывающие нейтроны и, таким образом, важны для поддержания стабильности критического реактора; это ограничивает количество младших актинидов, которые могут быть уничтожены в критическом реакторе. Как следствие, важно, чтобы выбранная матрица позволяла реактору поддерживать высокое соотношение делящихся и неделящихся ядер, поскольку это позволяет ему безопасно уничтожать долгоживущие актиниды. Напротив, выходная мощность подкритического реактора ограничена интенсивностью ускорителя движущихся частиц, и, таким образом, он вообще не должен содержать уран или плутоний. В такой системе может быть предпочтительнее иметь инертную матрицу, которая не производит дополнительных долгоживущих изотопов. Наличие низкой доли запаздывающих нейтронов не только не является проблемой в подкритическом реакторе, но может даже быть немного выгодным, поскольку критичность может быть приближена к единице, при этом оставаясь подкритической.
Актиниды будут смешаны с металлом, который не будет образовывать больше актинидов; например, можно использовать сплав актинидов в твердом теле, таком как цирконий .
Смысл существования Инициативы по инертному матричному топливу (IMF) заключается в содействии исследованиям и разработкам в области инертного матричного топлива, которое может быть использовано для утилизации, сокращения и утилизации излишков плутония как оружейного, так и легководного реакторного качества. Помимо плутония, также увеличивается количество второстепенных актинидов. Эти актиниды должны быть впоследствии утилизированы безопасным, экологичным и экономичным способом. Многообещающая стратегия, которая заключается в использовании плутония и второстепенных актинидов с использованием подхода с однократным использованием топлива в существующих коммерческих ядерных энергетических реакторах, например, в американских, европейских, российских или японских легководных реакторах (LWR), канадских тяжеловодных реакторах под давлением или в будущих трансмутационных установках, подчеркивалась с самого начала инициативы. Подход, который использует инертное матричное топливо, в настоящее время изучается несколькими группами в мире. [43] [44] Этот вариант имеет преимущество в снижении количества плутония и потенциального содержания второстепенных актинидов до геологического захоронения. Второй вариант основан на использовании топлива, не содержащего урана, выщелачиваемого для переработки, и следовании стратегии многократной переработки. В обоих случаях усовершенствованный топливный материал производит энергию, потребляя плутоний или младшие актиниды. Однако этот материал должен быть прочным. Выбранный материал должен быть результатом тщательного системного исследования, включающего инертную матрицу – выгораемый абсорбент – делящийся материал в качестве минимальных компонентов и с добавлением стабилизатора. Это дает однофазный твердый раствор или, проще говоря, если этот вариант не выбран, композитный инертная матрица – делящийся компонент. В исследованиях по отбору [45] [46] [47] предварительно выбранные элементы были определены как подходящие. В 90-х годах была принята стратегия однократного прохождения IMF с учетом следующих свойств:
Эту стратегию «однократно через затем наружу» можно адаптировать в качестве последнего цикла после многократной переработки, если выход деления недостаточно велик, в этом случае требуется следующее свойство: хорошие выщелачивающие свойства для переработки и многократной переработки. [54]
При бомбардировке нейтронами торий может быть преобразован в уран-233 . 233U является делящимся и имеет большее сечение деления, чем 235U и 238U , и поэтому он гораздо менее склонен к образованию высших актинидов посредством захвата нейтронов.
Если актиниды включены в матрицу уран-металл или оксид урана, то захват нейтронов 238 U, вероятно, приведет к образованию нового плутония-239. Преимущество смешивания актинидов с ураном и плутонием заключается в том, что большие сечения деления 235 U и 239 Pu для менее энергичных запаздывающих нейтронов могут сделать реакцию достаточно стабильной для проведения в критическом быстром реакторе , который, вероятно, будет и дешевле, и проще, чем система с ускорителем.
Также возможно создать матрицу из смеси вышеупомянутых материалов. Чаще всего это делается в быстрых реакторах, где может потребоваться поддерживать коэффициент воспроизводства нового топлива достаточно высоким, чтобы продолжать питать реактор, но все же достаточно низким, чтобы образовавшиеся актиниды можно было безопасно уничтожить без транспортировки их на другое место. Один из способов сделать это — использовать топливо, в котором актиниды и уран смешиваются с инертным цирконием, производя топливные элементы с желаемыми свойствами.
Чтобы выполнить условия, требуемые для концепции ядерной возобновляемой энергии, необходимо изучить комбинацию процессов, идущих от начальной стадии ядерного топливного цикла до производства топлива и преобразования энергии с использованием определенных жидких видов топлива и реакторов, как сообщают Дегельдр и др. (2019 [55] ). Извлечение урана из разбавленной жидкой руды, такой как морская вода, изучалось в разных странах мира. Это извлечение должно проводиться экономно, как предлагает Дегельдр (2017). [56] Скорость извлечения килотонн U в год на протяжении столетий не изменит существенно равновесную концентрацию урана в океанах (3,3 ppb). Это равновесие является результатом поступления 10 килотонн U в год с речными водами и его вымывания на морском дне из 1,37 экзатонов воды в океанах. [ необходима цитата ] Для извлечения возобновляемого урана предлагается использовать определенный материал биомассы для адсорбции урана и впоследствии других переходных металлов. Загрузка урана в биомассу составит около 100 мг на кг. После времени контакта загруженный материал будет высушен и сожжен (нейтрально по CO2 ) с преобразованием тепла в электричество. [ требуется цитата ] «Сжигание» урана в быстром реакторе на расплавленной соли помогает оптимизировать преобразование энергии путем сжигания всех изотопов актинидов с превосходным выходом для получения максимального количества тепловой энергии деления и преобразования ее в электричество. Эта оптимизация может быть достигнута путем снижения замедления и концентрации продуктов деления в жидком топливе/охладителе. Эти эффекты могут быть достигнуты путем использования максимального количества актинидов и минимального количества щелочно-земельных элементов, дающих более жесткий спектр нейтронов. [ требуется цитата ] При этих оптимальных условиях потребление природного урана составит 7 тонн в год на гигаватт (ГВт) произведенной электроэнергии. Сочетание добычи урана из моря и его оптимального использования в быстром реакторе на расплавленной соли должно позволить ядерной энергетике получить ярлык возобновляемой. Кроме того, количество морской воды, используемой атомной электростанцией для охлаждения последней охлаждающей жидкости и турбины, составит ~2,1 гигатонны в год для быстрого реактора на расплавленной соли, что соответствует 7 тоннам природного урана, извлекаемого в год. Такая практика оправдывает маркировку возобновляемого источника. [ необходима цитата ]
В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон в быстром или тепловом реакторе. Бета-торий-233 распадается на протактиний -233, а затем на уран-233 , который в свою очередь используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является воспроизводящим материалом .
После запуска реактора с существующим U-233 или каким-либо другим расщепляющимся материалом , таким как U-235 или Pu-239 , может быть создан цикл воспроизводства, аналогичный, но более эффективный [57] , чем с U-238 и плутонием. Th-232 поглощает нейтрон, чтобы стать Th-233, который быстро распадается до протактиния -233. Протактиний-233, в свою очередь, распадается с периодом полураспада 27 дней до U-233. В некоторых конструкциях реакторов на расплавленных солях Pa-233 извлекается и защищается от нейтронов (которые могут превратить его в Pa-234, а затем в U-234 ), пока он не распадется до U-233. Это делается для того, чтобы улучшить коэффициент воспроизводства , который является низким по сравнению с быстрыми реакторами .
Торий по крайней мере в 4-5 раз более распространен в природе, чем все изотопы урана вместе взятые; торий довольно равномерно распространен по Земле, и многие страны [58] имеют его огромные запасы; подготовка ториевого топлива не требует сложных [57] и дорогостоящих процессов обогащения; ториевый топливный цикл создает в основном уран-233, загрязненный ураном-232 , что затрудняет его использование в обычном, предварительно собранном ядерном оружии, которое остается стабильным в течение длительных периодов времени (к сожалению, недостатки намного ниже для оружия немедленного использования или там, где окончательная сборка происходит непосредственно перед временем использования); устранение по крайней мере трансурановой части проблемы ядерных отходов возможно в конструкциях реакторов MSR и других реакторов-размножителей.
Одна из самых ранних попыток использовать ториевый топливный цикл была предпринята в Окриджской национальной лаборатории в 1960-х годах. Экспериментальный реактор был построен на основе технологии реактора на расплавленной соли для изучения возможности такого подхода, используя соль фторида тория, которая поддерживалась достаточно горячей, чтобы быть жидкой, что исключало необходимость изготовления топливных элементов. Кульминацией этих усилий стал эксперимент с реактором на расплавленной соли , в котором в качестве воспроизводящего материала использовался 232 Th, а в качестве расщепляемого топлива — 233 U. Из-за отсутствия финансирования программа MSR была прекращена в 1976 году.
Торий был впервые использован в коммерческих целях в реакторе Indian Point Unit 1 , который начал работу в 1962 году. Стоимость извлечения U-233 из отработанного топлива была признана неэкономичной, поскольку менее 1% тория было преобразовано в U-233. Владелец завода перешел на урановое топливо, которое использовалось до тех пор, пока реактор не был окончательно остановлен в 1974 году. [59]
В настоящее время единственными изотопами, используемыми в качестве ядерного топлива, являются уран-235 (U-235), уран-238 (U-238) и плутоний-239 , хотя предлагаемый ториевый топливный цикл имеет свои преимущества. Некоторые современные реакторы, с небольшими модификациями, могут использовать торий . Торий примерно в три раза более распространен в земной коре , чем уран (и в 550 раз более распространен, чем уран-235). Разведка ресурсов тория проводилась мало, и поэтому доказанные запасы сравнительно невелики. Торий более распространен, чем уран в некоторых странах, особенно в Индии . [60] Основной торийсодержащий минерал, монацит, в настоящее время представляет наибольший интерес из-за содержания в нем редкоземельных элементов , и большая часть тория просто сбрасывается на отвалы, похожие на хвосты урановых рудников . Поскольку добыча редкоземельных элементов ведется в основном в Китае и в общественном сознании не ассоциируется с ядерным топливным циклом, содержащие торий отходы рудников, несмотря на их радиоактивность, обычно не рассматриваются как проблема ядерных отходов и не рассматриваются регулирующими органами как таковые.
Практически все когда-либо развернутые тяжеловодные реакторы и некоторые реакторы с графитовым замедлителем могут использовать природный уран , но подавляющее большинство реакторов в мире требуют обогащенного урана , в котором отношение U-235 к U-238 увеличено. В гражданских реакторах обогащение увеличено до 3-5% U-235 и 95% U-238, но в морских реакторах содержится до 93% U-235. Содержание делящихся веществ в отработанном топливе большинства легководных реакторов достаточно высоко, чтобы позволить использовать его в качестве топлива для реакторов, способных использовать топливо на основе природного урана. Однако для этого потребуется как минимум механическая и/или термическая переработка (формирование отработанного топлива в новую топливную сборку) и, таким образом, в настоящее время широко не применяется.
Термин «ядерное топливо» обычно не используется в отношении термоядерной энергетики , при которой изотопы водорода превращаются в гелий для высвобождения энергии .
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233} _{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}](https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/7b4b1d2418815e7e2d2dde79a67430f7861b93c4)
{{cite journal}}: Отсутствует или пусто |title=( помощь )