Вся польза отработавшего ядерного топлива

Дебет

Расходы на ОЯТ начинаются у оператора АЭС, когда оно покидает приреакторный бассейн выдержки и отправляется либо в сухое, либо в мокрое хранилище. Удобно здесь и далее все расходы пересчитывать в удельные затраты на килограмм тяжелых металлов ОЯТ, так вот в случае отправки в сухое хранилище такие расходы составляют от 130 до 300 долларов на кг ОЯТ и определяются в основном стоимостью контейнеров хранения либо здания, в котором размещается ОЯТ. Из этой суммы от 5 до 30 долларов приходится на транспортные операции.

Загрузка в транспортный контейнер, пожалуй, самого дорогостоящего ОЯТ в мире — из уцелевшего бассейна выдержки 4 блока Фукусимской АЭС

Эти суммы, на самом деле, ничтожны. Килограмм ОЯТ, когда еще был топливом, выработал (если взять PWR/ВВЭР) от 400 до 500 МВт*ч электроэнергии, стоимостью где-то 16…50 тысяч долларов, т.е. перемещение в промежуточное хранение не стоит и 1% доходов от производства атомной электроэнергии.

Впрочем, промежуточное хранение на то и промежуточное, что у него должно быть какое-то продолжение. Это может быть либо прямое захоронение ОЯТ в неизменном виде, либо переработка.

Сухое контейнерное хранение является самым дешевым вариантом промежуточного хранения ОЯТ на сегодня — не нужно здание, если площадка расположена на территории АЭС — не нужна даже дополнительная охрана. Гигаваттный блок за год использует топлива примерно на 2,5 таких контейнера стоимость по 0,5-1 млн $ штука.

Глубокое захоронение ОЯТ сегодня реализуется в виде конкретных проектов в Финляндии, Швеции, США и Швейцарии и исследуется для разных площадок еще в двух десятках стран. Пример Финляндии и Швеции показывает, что стоимость прямого захоронения будет скорее всего в районе 1000 долларов на килограмм ОЯТ или чуть ниже — и общие затраты к моменту окончательного снятия вопроса с ОЯТ с плеч оператора АЭС составят, соответственно что-то вроде 1000-1200 долларов на килограмм. Интересно, что эта сумма составляет примерно половину стоимости свежего топлива.

Контейнеры для окончательного геологического захоронения. Технология требует выдержки в 20-30 лет прежде, чем выполнять это захоронение, впрочем сегодня во многих странах нет проблем с поиском ОЯТ, которое хранится уже 30+ лет

Однако, стоимость прямого захоронения схожа со стоимостью переработки — может быть извлекая ценные материалы можно снизить общие расходы, или даже выйти в плюс?

В Беларусь топливо поедет на поезде под конвоем

Ядерное топливо с новосибирского завода на атомные станции поставляют разными способами, это зависит от страны-заказчика. Его могут привозить самолетом, морскими судами, автомобилями или поездом. В Беларусь топливо поедет именно по железной дороге. Перед отправкой партию топлива проверят в Новосибирске вместе с белорусскими специалистами на соответствие качеству, конструкторской и технической документации. По прибытии в Островец его также проверят белорусские специалисты совместно с представителями поставщика.

Фото предоставлено НЗХК

— Партия будет состоять из 180 тепловыделяющих сборок или кассет, в блок реактора для начальной загрузки топлива пойдет 163 кассеты, 17 будут резервными. Это предусмотрено на случай, если на месте в ходе осмотра или измерения какая-то кассета не покажет необходимые параметры, из этих 17 кассет смогут взять работоспособную и загрузить в реактор, — объясняет директор по обращению с ядерными и радиационными материалами — главный инженер инжиниринговой компании «АСЭ», сооружающей БелАЭС, Сергей Нистратов.

Но прежде чем топливо выедет за ворота Новосибирского завода химконцентратов, поставщики топлива должны получить официальное уведомление о готовности к приемке свежего ядерного топлива от заказчика — белорусской стороны.

— Они смогут нам его дать только при наступлении определенных событий: при строительной готовности всех необходимых для перегрузки и хранения топлива объектов БелАЭС. Речь идет не только о хранилище, но и о железнодорожных путях на территории станции, перегрузочном узле, внутриплощадочной дороге, объектах физической защиты по периметру станции и так далее, — объясняет Сергей Нистратов.

Время и маршрут движения поезда, в котором повезут топливо на белорусскую АЭС, засекречены. Даже поставщики не знают, по какой дороге он пойдет, маршрут разрабатывают железные дороги Беларуси и России. Состав будет охраняться и сопровождаться военными, ему будет обеспечен зеленый свет, то есть останавливаться поезд не будет. Кроме того, по дороге поезд будет проходить дозиметрический контроль, а все транспортные контейнеры с топливными кассетами будут обеспечены индикаторами удара, по которым можно «прочесть», был ли «травмирован» контейнер в пути.

— На границе с Беларусью будет смена локомотива и замена конвоя. И этот последний этап — от границы до самой АЭС — зона ответственности белорусской железной дороги. На территории БелАЭС транспортные контейнеры разгрузят и погрузят топливо в хранилище свежего топлива, где оно будет ждать своего часа, когда в следующем году станция будет готова к загрузке топлива в реактор, — поясняет Нистратов.

Упакованные «пучки», готовые к отправке на БелАЭС. Фото предоставлено НЗХК

Завоз топлива на белорусскую АЭС запланирован на конец года. До этого, в конце сентября, на БелАЭС приедет большая комиссия, которая будет проверять строительную готовность станции к приему топлива. А в октябре инспекцию проведет МАГАТЭ и комиссия МЧС.

Ввод в эксплуатацию БелАЭС планируется в первом квартале 2019 года. Но, как объясняют специалисты, с момента физического пуска реактора до вывода его на номинальную мощность требуется достаточно продолжительное время, это поэтапный процесс. Пройти может и несколько месяцев.

«Мокрое» хранилище

«Мокрое» хранилище можно было бы принять за гигантский школьный спортзал, если бы не металлические листы на полу. Если приглядеться, можно заметить, что желтые разделительные полосы — это узкие люки. Когда нужно поставить чехол в тот или иной отсек, кран движется по этим полосам как по направляющим, перемещая груз под водой.
Над сборками надежный барьер для излучения — двухметровый слой обессоленной воды.  В зале хранилища нормальная радиационная обстановка. Гости даже могут пройтись по крышкам люков и заглянуть в них.

Длина «мокрого» хранилища — 240 м, а ширина — 36 м

Хранилище спроектировано с учетом проектных и запроектных аварий, то есть устойчиво к невероятным по силе землетрясениям и другим малореальным происшествиям. Для безопасности бассейн хранилища разделен на 20 отсеков. В случае гипотетической течи каждый из этих бетонных модулей можно изолировать от остальных и перенести сборки в неповрежденный отсек. Продуманы пассивные средства поддержания уровня воды для надежного отвода тепла.

В 2011 году, еще до событий на Фукусиме, хранилище расширили и усилили меры безопасности. По итогам реконструкции в 2015 году было получено разрешение на эксплуатацию до 2045 года. Сегодня «мокрое» хранилище принимает тепловыделяющие сборки типа ВВЭР-1000 российского и зарубежного производства. Бассейны позволяют разместить более 15 тысяч ТВС. Вся информация о размещенном ОЯТ фиксируется в электронной базе данных.

Практическое применение

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении, которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ — внесение с теми же целями гадолиниевого выгорающего поглотителя непосредственно в топливную матрицу; этот способ имеет много важных преимуществ.

После выгрузки из активной зоны реактора отработавшего топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит 300000 Кюри радиоактивных веществ, которые выделяют энергию 100 кВт*час. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов распада урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки.

См. также: Кампания ядерного реактора

См. также: Ядерный топливный цикл

Что делают с радиоактивными отходами

Есть несколько способов решить дальнейшую проблему радиоактивных отходов. К основным относятся переработка, хранение и захоронение. Иногда прибегают к комбинированным способам, которые можно применять в любом сочетании, если это позволит добиться правильного результата.

Прежде всего, перед началом работ производится сбор отходов с предприятий, которые работают с соответствующими материалами.

Согласно действующему законодательству, работать с радиоактивными элементами и их отходами могут только предприятия, имеющие на это соответствующие лицензии. Действие предприятий ограничено строгими правилами и принцип ”что не запрещено, что разрешено” не работает. Тут наоборот — ”что не разрешено, то запрещено”.

Отходы перевозятся на заводы в специальных контейнерах, который могут быть стальными, свинцовыми, железобетонными, из обогащенного бором полиэтилена и другими. Все отходы перевозятся со строгим соблюдением норм безопасности, а большие партии даже в сопровождении конвоев.

Где захоранивают ядерное топливо

Надо понимать, что отходы атомной промышленности, которые имеют высокую радиоактивность и уже никому не нужны, надо захоранивать так, чтобы они надежно пролежали в своем ”домике” тысячи и даже десятки тысяч лет. Ученые уже давно пришли к тому, что самыми надежными местами для этого являются скальные породы на большой глубине.

Вообще хранение в скальных породах является очень перспективным и обеспечивает те самые десятки тысяч лет надежной консервации. Сама Земля помогает в этом, а что в рамках нашего мира может быть более вечным, чем ее твердь? Поэтому нужны именно скалы. Например, в США идут активные дебаты по поводу строительства в пустыне Невады могильника Юкка-Маунтин. Оно должно уйти на сотни метров в вулканический горный хребет. Даже Швеция, одна из самых экологичных стран, рассматривает варианты захоронения внутри скальных оснований. Да и Финляндия уже с 2015 года практикует такое и продолжает расширять полезный объем хранилищ. Получается, что в этом нет ничего страшного? Получается, так.

Могильники в скальных породах на глубине 400 метров и более настолько надежны, что смогут выдержать даже попадание метеорита, который уничтожит жизнь на Земле. Потом она начнет эволюционировать заново, а отходы будут по-прежнему надежно спрятаны.

В качестве временных могильников в экстренных случаях используются рукотворные репозитории. Для них готовятся толстые бетонные основания. В эти бассейны помещаются радиоактивные отходы, после чего сверху заливаются еще несколькими слоями бетона. Иногда еще в качестве дополнительной меры безопасности применяется заливка расплавленным боросиликатным стеклом. Так консервация будет еще более надежной, но все равно такой способ применяется больше как крайняя мера, так как скалы куда более постоянная вещь. Они были за миллион лет до нас, будут и через миллион лет после нас, а как поведет себя бетон через 100 лет, мы можем только гадать. Простите, прогнозировать.

Например, такие могильники есть в Чернобыле, где просто нет смысла вывозить тонны земли и прочего мусора. Для того, чтобы загрязнение было хотя бы немного меньше, особо опасные отходы собираются в такие могильники, оборудованные непосредственно на месте.

Важным моментом в строительстве могильников является учет нагрева отработанного топлива. Из-за того, что оно до сих пор активно, проходящие на атомном уровне процессы приводят к нагреву материала. Это учитывается и могильники имеют специальную рассеивающую тепло структуру. Если это не учесть, бесконтрольный рост температуры может плохо закончиться

Не так давно у нас в Telegram-чате очень горячо обсуждали тему захоронения отходов в космосе. В принципе эта идея очень неплохая. Достаточно запустить контейнеры с отходами в сторону Солнца или в догонку за Вояджерами и проблема решена, но ценник таких работ будет просто космическим. Возможно, когда-то на новом этапе развития технологий, примерно через 1000-1500 лет наши потомки смогут найти способ дешевого вывода на орбиту и тогда отправят весь наш мусор из могильников куда подальше.

«В процессе производства ядерное топливо 11 раз проходит контроль качества»

Цех № 10, где сегодня производят ядерное топливо для БелАЭС. Фото предоставлено НЗХК

У «Росатома» два завода, изготавливающих ядерное топливо для атомных станций: в Подмосковье и Новосибирске. На белорусскую АЭС топливо будет поставлять Новосибирский завод химконцентратов (ПАО «НЗХК»). Руководство завода поясняет, что никакого технического вопроса в этом нет, Новосибирск был выбран для равномерной загрузки мощностей каждого завода. Сегодня новосибирский завод делает топливо для АЭС в России, Украине, Индии, Иране, Китае, Болгарии.

Вход на завод — только после тщательного досмотра. Брать с собой телефоны и даже диктофоны строго запрещено.

— Чтобы не допустить утечки информации, — объясняет нам сотрудник службы охраны и добавляет, что на входе нас проведут через рамки с металлоискателями, на выходе — через рамки, сканирующие на наличие делящихся материалов. На недоумевающие взгляды журналистов отвечает: «А вдруг таблетка урана вам в карман закатится». Таких случаев на заводе, конечно, не было, но проверить обязаны, — говорят нам.

Первую партию ядерного топлива для Беларуси производят в цеху № 10. Начали в августе, закончить должны к концу сентября. Сам цех состоит из нескольких участков, но работников тут немного — все полностью автоматизировано, участие человека сведено к минимуму. Заходить в цех без средств индивидуальной защиты запрещено, поэтому на всех сотрудниках — белые халаты, плотные бахилы, на головах — шапочки, на лицах — марлевые повязки.

Если говорить правильно, то цех производит тепловыделяющие сборки — ТВС, которые состоят из трубок из циркониевого сплава, внутри которых и находится ядерное топливо в виде спрессованных, спеченных «таблеток» диоксида урана весом пять граммов каждая.

Таблетки диоксида урана. Фото предоставлено НЗХК

Весит она немного, но энергия, которую выделяет одна таблетка, эквивалентна энергии, выделяемой 640 кг древесины или 400 кг каменного угля.

Фото предоставлено НЗХК

Трубку с таблетками называют твэл — тепловыделяющий элемент. В одну трубку входит 350 таблеток диоксида урана, в одну тепловыделяющую сборку 312 трубок, а в один реактор — 163 сборки. Все элементы — от порошка диоксида урана для таблеток до укомплектованных сборок — делают в одном цеху.

Трубки, в которые позже поместят «таблетки». Фото предоставлено НЗХК

От запуска производства сырья — порошка до готовой продукции — упакованной кассеты — две недели. Если описывать процесс изготовления примитивно, то производство выглядит так: порошок загружается в автоматы, там он прессуется в таблетки, они обжигаются, шлифуются, проходят на автоматический контроль качества на наличие брака и выходят из печи. Затем таблетки помещаются в изготовленные на отдельных станках трубки, которые позже соединяются в «пучок». Его запечатывают, промывают, протирают спиртом и упаковывают — теперь это кассеты для загрузки в реактор. При этом все изготавливают только после получения заказа.

Тепловыделяющая сборка (ТВС), или «пучок», который позже «запечатают» в кассету и поместят в реактор БелАЭС. В один реактор войдет 163 таких ТВС. Фото предоставлено НЗХК

— Про запас не делается ничего, нет смысла. Только под конкретный срок поставки делаются и таблетки, и ТВС, — говорит ведущий инженер цеха № 10 Евгений Авдеев. — Контроль качества автоматический. Если с таблеткой что-то не так, она автоматически возвращается на доработку, там превращается снова в порошок и снова идет на прессовку. Обычно брака процента три.

В процессе изготовления ядерное топливо на каждом этапе производства проходит контроль качества. Всего его проверяют 11 раз.

Фото предоставлено НЗХК

— У нас есть «ловители брака», которые выявляют все недоработки. Все контрольные операции не разрушающие, они выполняются в автоматическом режиме, без участия человека. Все параметры контроля по каждому тепловыделяющему элементу фиксируются в операционной памяти на каждой установке, а потом передаются в общий технологический паспорт, где и хранятся. При этом, если что-то с твэлом уже на месте будет не так, мы сможем отследить эту партию, дату, когда изделие было изготовлено и как прошло контроль, — объясняет специалист.

Космический буксир

За прошедшие 70 лет мало что изменилось: мы даже еще плотнее окружены американскими базами, досягаемость территории США все еще является проблемой, разве что мы научились делать прекрасные системы автономного управления — посадка «Бурана» тому подтверждение. И как в пятидесятые, никакой альтернативы для длительного межконтинентального полета в атмосфере, кроме ядерного двигателя, нет. А тема эта не просто секретная, а суперсекретная. Тем не менее что-то мы знаем, а о чем-то можно догадаться.

Последние открытые данные поступали из незавершенного проекта ядерной энергодвигательной установки для «космического буксира». Занимался космическим реактором Институт имени Келдыша, в котором до недавнего времени довольно охотно делились информацией об этом проекте. Но несколько лет назад все общение с журналистами на эту тему представители института прекратили — прямой признак, что работы, которые раньше велись для «мирного космоса», переросли в немирные. Но кое-что удалось узнать ранее.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO₂);
3. Карбидное (к примеру PuC_1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

Быстрые и медленные нейтроны

Но почему-то неспециалисты дружно решили, что основой двигателя крылатой ракеты должен стать реактор на быстрых нейтронах. Объяснение простое: ради компактности устройства в нем нужно применять ядерное топливо высокого обогащения, а тогда замедлитель оказывается не нужен, ведь он увеличивает сечение деления у урана-235, мало влияя на сечение захвата ураном-238. Кроме того, медленные нейтроны имеют ту же температуру, что и замедлитель, а значит, их энергия растет вместе с температурой в реакторе, уменьшая их преимущества. Действительно, «Бук» — самый массовый космический реактор — работал на быстрых нейтронах, а его наследник «Топаз» — на промежуточных. Однако реактор на тепловых нейтронах может быть не менее компактным: замедлитель из гидрида циркония позволяет создать реактор с диаметром активной зоны меньше полуметра, что и было реализовано в советском ЯРД. А для снижения температуры замедлитель должен охлаждаться отдельным потоком теплоносителя, тогда можно реализовать все преимущества медленных нейтронов. Кроме того, в реакторе на тепловых нейтронах можно использовать весьма экзотический изотоп — америций-242м. Несмотря на то что сейчас производство этого изотопа не налажено, организовать его гораздо проще, чем производство полумифического калифорния — в отработанном ядерном топливе америций-241 накапливается сам собой, и его можно выделять достаточно простыми химическими реакциями (и его выделяют, так как он используется, например, в некоторых детекторах дыма). Если из оксида америция-241 спрессовать таблетки и загрузить их в реактор на быстрых нейтронах, тот же БН-800, то можно быстро накопить достаточное количество америция-242м. Буква в конце названия означает, что это ядерный изомер, находящийся в возбужденном состоянии. Дело в том, что у обычного америция-242, чьи ядра находятся в наинизшем энергетическом состоянии, период полураспада всего 16 ч, а у ядра 242м — целых 140 лет. А зачем он нужен? С замедлителем из гидрида циркония он имеет критическую массу меньше 50 г! Соответственно, реактор на нем будет иметь диаметр (без отражателя) порядка 10 см. Такой реактор, правда, с водяным замедлителем, предлагалось использовать в медицине, для нейтронно-захватной терапии. А вот чего точно не будет в реакторе для крылатой ракеты, так это торцевых отражателей нейтронов. Для них просто не остается места: с одной стороны должен быть воздухозаборник, с другой — сопло.

Совершенствование водных технологий

Использование гидрометаллургических методов на первом этапе работы РБН позволит постепенно проводить подготовку к использованию «сухих» технологий переработки ОЯТ.

Однако существующие методы необходимо модифицировать в соответствии с ужесточающимися экологическими требованиями. Технологии должны быть экологически безопасными, исключающими попадание в окружающую среду РАО, включая жидкие и газообразные, а также экономически привлекательными, то есть затраты на переработку должны быть сопоставимы с расходами на длительное контейнерное хранение и гораздо дешевле прямого захоронения ОЯТ.

Для дальнейшего развития водной переработки ОЯТ необходима инновационная технология, которая обеспечит замкнутый водооборот и полное прекращение сбросов ЖРО всех категорий в окружающую среду. Решение этой задачи с одновременным снижением стоимости переработки является главной целью при создании технологии перерабатывающего завода третьего поколения, прототипом которого должен стать опытно-демонстрационный центр на ГХК.

Следует отметить, что по мнению французских специалистов, на заводе 3-го поколения должен быть реализован принцип нераспространения ядерных материалов и использоваться более совершенное оборудование. В качестве технологии предлагается COEX-процесс. Однако у этого проекта те же недостатки, что и французских заводов 2-го поколения – сброс большого объема НАО в океан.

Таблица. 1. Разработка технологии переработки ОЯТ для завода третьего поколения

Экологическая безопасность достигается удалением трития и 125I до растворения ОЯТ, что создает предпосылки для реализации замкнутого водооборота. Использование концентрированных растворов в ходе переработки позволяет минимизировать объем жидких РАО и обеспечить надежную иммобилизацию в матрицы. Принцип максимального концентрирования потоков РАО, принятый для завода третьего поколения, поможет решить проблему отверждения отходов. Заметим, что на лучших зарубежных заводах реализована концепция максимального разбавления ЖРО; это позволяет получить большой объем низкоактивных РАО, но препятствует отверждению.

Экономическая приемлемость достигается исключением дорогостоящих и совмещением смежных операций, упрощением и интенсификацией ключевых переделов.

Примечания

1. Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Т. 2/ Под ред. В. Ю. Баранова. — М.: Физматлит, 2005, с. 115.
2. Харьковский физико-технический институт, Наукова думка, Киев, 1978, стр. 45.
3. например в России БИПР-7А (разработки Курчатовского института) для ВВЭР и DINA-РБМК для РБМК (разработки НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля) или программа WIMS-D/4, использующаяся для расчёта некоторых европейских реакторов
4. промышленная эксплуатация такого топлива в России насчитывает примерно 10 лет
5. Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Д., Алхутов М.С., Бать Г.А. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982.
6. Т.Х.Маргулова. Атомные электрические станции. — М.: ИздАТ, 1994.
7. Б.А.Дементьев. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1986.
8. Пособие по физике реактора ВВЭР-1000.—БАЭС, ЦПП, 2003
9. Формирование урановых месторождений «типа несогласия» с богатыми рудами связывается, прежде всего, с древними (протерозойскими) рудообразующими процессами, проявленными в зонах структурно-стратиграфических несогласий (ССН). Соответственно, перспективными для обнаружения месторождений данного типа являются районы широкого развития докембрийских формаций — щиты, срединные массивы и выступы кристаллического фундамента. К таким тектоническим структурам в России относятся Балтийский щит, Воронежский кристаллический массив, Восточно-Саянский, Патомский и Алданский районы южного обрамления Сибирской платформы, Анабарский щит и Омолонский массив, примыкающая к Северному Ледовитому океану часть полуострова Таймыр и северо-восточное окончание Чукотки.
10. англ. Yellowcake
11. Период разгона реактора — время, за которое мощность ядерного реактора изменяется в e раз.

Регенерация

Основная статья: Отработанное ядерное топливо

При работе ядерного реактора топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим отработанные ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования.

В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем полученный диоксид плутония PuO₂ направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235U.

Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3—6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций.

Влияние вируса COVID-19

Атомная энергетика рассматривает безопасность как наиболее важный аспект, обусловленный природой этой технологии. Это, в свою очередь, также делает безопасность, здоровье и благополучие работников АЭС ключевым элементом эксплуатации станции. Для каждой АЭС, будь то на стадии строительства, эксплуатации или вывода из эксплуатации, имеются планы действий в чрезвычайных ситуациях, в том числе на случай пандемии. Это помогло большинству АЭС продолжать бесперебойную и устойчивую работу даже после начала пандемии COVID-19.

На многих площадках АЭС второстепенные специалисты были переведены на дистанционную работу и получили соответствующее необходимое оборудование и доступ. Ключевым же сотрудникам было предложено остаться на своих местах. В свою очередь были приняты меры для длительного пребывания рабочих на площадках АЭС, чтобы не было риска их заражения, потому что в этом случае могла бы потребоваться остановка всей станции.

Очень немногие действующие АЭС сообщили о сокращении рабочих. На некоторых строящихся площадках сообщалось о сокращении числа рабочих, например, на АЭС “Вогтль” в США, но работа по большей части на них всех успешно продолжается.

Все же атомные объекты, которые первоначально приостановили строительство во время вспышки коронавируса, теперь уже возобновили свою работу. На нескольких объектах продолжалась строительная деятельность, но с сокращением рабочей силы, чтобы поддерживать меры социального дистанцирования. Это может привести к небольшим задержкам в завершении строительства и испытаний на некоторых площадках реакторов, что, в свою очередь, приведет к возможной задержке ввода этих реакторов в эксплуатацию.

В целом, в краткосрочной перспективе не было каких-либо радикальных последствий пандемии COVID-19 для атомной энергетики. Не было никаких существенных сокращений рабочей силы, и при этом выработка электроэнергии не была прекращена. Механизмы и методы удаленной работы, которые иначе никогда ранее не рассматривались бы в атомной энергетике, были проверены, внедрены и адаптированы в течение нескольких недель. В более долгосрочной перспективе вполне вероятно, что некоторые АЭС может потребоваться закрыть из-за одного из нескольких условий, включая более агрессивное распространение вируса COVID-19, заражение им ключевого эксплуатирующего персонала АЭС или значительное падение спроса на электроэнергию.