Топливный цикл - комплекс операций на предприятиях ядерной энергетики, таких как добыча и переработка руды, обогащение урана изотопом U-235, приготовление ядерного топлива, фабрикация топливных элементов и сборок, переработка выгоревшего топлива, захоронение радиоактивных отходов.

АЭС – только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо – энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти целый ряд технологиче-ских процессов на предприятиях, входящих в состав топ-ливно-энергетического комплекса. К ним относятся, напри-мер, предприятия осуществляющие добычу топлива, его пе-реработку, транспортировку и т.д.

Ядерный топливный цикл – это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива и кончая удалением радиоактивных отхо-дов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в де-талях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Добыча руды. Начальная стадия топливного цикла – горнодобывающее производство, т.е. урановый рудник, где добывается урановая руда. Среднее содержание урана в земной коре довольно ве-лико и расценивается как 75*10-6 . Урана примерно в 1000 раз больше, чем золота и в 30 раз больше чем серебра. Урановые руды отличаются исключительным разнообрази-ем состава. В большинстве случаев уран в рудах представ-лен не одним, а несколькими минеральными образования-ми. Известно около 200 урановых и урансодержащих мине-ралов. Наибольшее практическое значение имеют уранинит, настуран, урановые черни и др. Добыча урановой руды, также как и других полезных ископаемых, осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в зависимости от глубины зале-гания пластов. В последние годы стали применяться методы подземного выщелачивания, позволяющие исключить вы-емку руды на поверхность и проводить извлечение урана из руд прямо на месте их залегания.

Переработка. Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать – отделить полезные минера-лы от пустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых хи-мических концентратов – дробление и измельчение исход-ной руды, выщелачивание (перевод урана из руды в рас-твор). Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают – различными физическими методами увеличивают содер-жание урана.

Аффинаж. На всех этапах переработки урановых руд происходит определенная очистка урана от сопутствующих ему приме-сей. Однако полной очистки достичь не удается. Некоторые концентраты содержат всего 60 – 80%, другие 95 – 96% ок-сида урана, а остальное – различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива. Следующая обя-зательная стадия ядерного топливного цикла – аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от приме-сей и особенно от элементов, обладающих большим сече-нием захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий и т.д.).

Обогащение урана. Современная ядерная энергетика с реакторами на теп-ловых нейтронах базируются на слабообогащенном (2 – 5%) урановом топливе. В реакторе на быстрых нейтронах ис-пользуется уран с еще большим содержанием урана-235 (до 93%). Следовательно прежде чем изготавливать топливо природный уран, содержащий только 0,72% урана-235, не-обходимо обогатить – разделить изотопы урана-235 и ура-на-238. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необхо-димы физические методы разделения изотопов. Основным промышленным методом производства обо-гащенного урана является газодиффузионный. Также суще-ствует центробежный метод, основанный на использова-нии высокоскоростных газовых центрифуг.

Изготовление топлива. Обогащенный уран служит исходным сырьем для изго-товления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов оксидов карбидов, нитридов и других топливных композиций, кото-рым придается определенная конструкционная форма. Кон-струкционной основой ядерного топлива в реакторе являет-ся тепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из топлива и покрытия. Все твэлы конструкционно объединяют в ТВС. Предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, техноло-гический цикл которых включает следующие этапы: полу-чение порошка диоксида урана из гексафторида, изготовле-ние спеченных таблеток, подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей, упаковку топливных таблеток в оболочки, установку концевых деталей, герметизацию (сваркой), подготовку и комплектованию деталей для ТВС, упаковку топливных таблеток в оболочки, изготовление ТВС, разборку забракованных твэлов, ТВС и переработку отходов. Товарный продукт на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для не-посредственного использования в реакторе.

Хранение отработавшего топлива. Выгоревшие тепловыделяющие элементы – твэлы, только что извлеченные из реактора (конечно, с помощью дистанционных манипуляторов), содержат высокоактивные изотопы. Работать с таким материалом очень опасно. По-этому твэлы прежде всего направляют в бассейн выдержки – (хранилище), имеющейся при каждой АЭС. Там они про-водит от 3 до 10 лет, пока не распадутся короткоживущие нуклиды. После этого активность отработавшего ядерного топлива определяется продуктами деления (ПД) с большим временем распада. Среди них главный вклад вносят строн-ций – 90 (период полураспада Т=29,2 года), криптон – 85 (10,8 года), технеций – 99 (213тыс. лет) и цезий – 137 (28,6 года). А кроме долгоживущих ПД, остаются еще и транс-урановые элементы – актиноиды: нептуний, плутоний, аме-риций, кюрий; все они, как известно, радиоактивны, с очень большими периодами полураспада (десятки и сотни тысяч лет). И хотя за 10 лет после выгрузки активность содержи-мого твэлов уменьшается примерно в 10 раз по сравнению с той, что была через полгода, она и тогда составляет 325 тыс. кюри на тонну. После выдержки в бассейне отработавшее топливо перевозят на радиохимический завод для извлече-ния оставшегося урана, а также плутония. Для этого, как правило, используется технология водного растворения, и в результате почти все РАО становятся жидкими. Долго держать их в таком виде, даже в специальных емкостях, рискованно. Ведь за счет оставшихся радионук-лидов эти жидкости постоянно нагреваются. Активность РАО станет пренебрежимо малой, если снизится, по крайней мере, на шесть порядков по сравнению с начальной. Легко подсчитать, что через 10 периодов полураспада Т она уменьшится в 1024 раза, а через 20Т – еще во столько же раз. Это означает, что, например, стронций и цезий следует хранить в контролируемых условиях 300 – 600 лет. Такие огромные сроки не могут не вызвать сомнений – ситуация в столь отдаленном будущем представляется слишком неопределенной. Не смотря на сложность и дороговизну переработки и хранения, проблему РАО нельзя считать решенной окончательно. Не говоря уж о том, что не достигнута полной безотходности или замкну-тости цикла, главным методом обезвреживания опасных продуктов остается ожидание их самопроизвольного распада.