То что кто-либо снижает добычу урановой руды, я слышу первый раз.
А вот то что ядерных реакторов на планете становится больше, это правда.
А раз ядерных реакторов становится больше, значить и ядерного топлива нужно больше.
А раз ядерного топлива нужно больше, а производство этого топлива особо не увеличилось, то и цена выросла.
В мире не так много имеется разведанных запасов урана, до конца столетия его весь добудут и переработают.
А вот в реакторах используют не весь уран, а только изотоп урана-235.
В природном уране изотопа уран-235 содержится всего 0,7%, а остальное непригодно для ядерной реакции и больше всего в этом непригодном уране находится изотопа уран-238, больше 95%.
Изотопы урана и плутония с четным числом, не вступают в ядерную реакцию, а вот если число нечетное, то эти изотопы вступают в ядерную реакцию.
Для ядерных реакторов используют топливо состоящие из смеси химических соединений в которой имеется изотоп урана-235 в количестве до 5% для больших реакторов и до 20% для малых реакторов.
В отработанном топливе остаётся какое-то количество урана-235 и в результате ядерных реакций образуются изотопы плутония.
Плутония в природе практически нет, его получают в ядерных реакторах путем ядерной реакции урана-235.
МОКС - топливо состоит из урана и плутония и его можно сделать из использованного топлива путем переработки.
МОКС - топливо можно загружать в обычные большие реакторы.
Есть ещё СНУП - топливо. В нем можно использовать смесь как делящихся, так и не делящихся компонентов, а именно урана-235, урана-238, плутония-239, плутония-240, плутония-241.
Сейчас проводят испытания этого топлива на реакторе Белоярской АЭС БН-600 и в дальнейшем его можно будет загружать в реакторы на быстрых нейтронах, таких как БН-600, БН-800, строящийся реактор БРЕСТ-ОД-300 и в другие подобные реакторы, которые только проектируются.
В таких реакторах выгорает самый главный отход от переработки ядерного топлива уран-238, которого очень много накопилось во всем мире и в процессе работы такого реактора образуется делящийся плутоний, из которого путем переработки можно получить МОКС - топливо и СНУП - топливо.
Вот и получается замкнутый ядерный цикл.
А ещё в реакторах на быстрых нейтронах можно дожигать радиоактивные материалы ядерного производства, у которых очень длительный период полураспада, их не много, но они есть и их тоже нужно куда-то девать.
Раз запустили серийное производство МОКС - топлива, значить уже есть первый этап переработки ядерных отходов и Россия себя будет обеспечивать этим топливом экономя на закупках урановой руды.
А когда запустят серийное производство СНУП - топлива, то замкнётся ядерный цикл и Россия будет обеспечена топливом для своих ядерных реакторов на тысячелетия, а заодно будет перерабатывать ядерные отходы.
Но для СНУП - топлива пока что недостаточно реакторов в которых его можно использовать, но их все рано будут строить, но не будут заменять обычные, поскольку СНУП - топливо радиоактивное и вблизи населённых пунктов такие реакторы строить не рекомендуется, а ещё нужно куда-то девать МОКС - топливо.
Добавлено спустя 31 минуту 8 секунд: binx писал(а):  |
Уже две АЭС построено по этой технологии: одна БН-800 была запущена уже давно для экспериментов и отработки технологии вторая не так давно БН-1200 уже для работы по технологии замкнутого цикла. |
Вообще-то СССР и Россия построили всего три реактора на быстрых нейтронах, это БН-350 (выведен из эксплуатации), БН-600 и БН-800.
А вот БН-1200 пока что только начали строить.
Но достраивают другой экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300, но он будет работать на СНУП - топливе.
Сейчас СНУП - топливо испытывают на реакторе БН-600, а МОКС - топливо уже испытали на реакторе БН-800.
МОКС - топливо можно загружать и в обычный реактор типа ВВЭР-1200, или подобные, которые выпускали ранее.
