Общая характеристика ядерно-топливных циклов

На рис. 3.1 показаны разомкнутый (без регенерации отработавшего в реакторе топлива) и замкнутый ядерно-топливные циклы (ЯТЦ).

В настоящее время осуществляется, как правило, разомкнутый ЯТЦ. Это объясняется сложностью и неотработанностью технологии переработки топлива, выгруженного из активных зон реакторов на тепловых нейтронах, на которых базируется современная ядерная энергетика. В то же время для рационального расходования имеющегося в природе урана необходимо строительство АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (наряду с тепловыми реакторами), в которых может использоваться не только , но и сырьевой изотоп , а также имеющийся на Земле в больших количествах . Особенностью реакторов на быстрых нейтронах является более высокое по сравнению с ВВЭР или РБМК начальное обогащение ядерного топлива по делящемуся изотопу – порядка 15–25 %. Для получения такого высокообогащенного состава активной зоны целесообразнее использовать накопленный в реакторах на тепловых нейтронах плутоний ( , ), а не глубокое разделение изотопов и , поскольку оно приведет к значительному возрастанию количества отвального (обедненного по ) урана на разделительных заводах.

Ниже будут рассмотрены основные стадии ядерно-топливных циклов.