Русский
Русский
English
Статистика
Реклама

Ядерное топливо

Ядерное топливо проходит долгий жизненный цикл: от добычи и переработки урановой руды до сжиганияполезной составляющей топлива в реакторе и утилизации и переработки радиоактивных отходов. Как делают урановые таблетки для реакторов, что происходит с отработанным ядерном топливом и как подарить ему вторую жизнь, рассказывает физик Станислав Субботин.Это материал из гидаЭнергия атома, приуроченного к 75-летию атомной промышленности. Партнер гида Росатом.Чтобы получить 1 мегаватт-сутки энергии (86,4 ГДж тепловой или примерно 10 000 кВт часов электрической энергии), достаточно деления одного грамма урана1. В реакторебольшой мощности за год выгорает примерно тонна урана38. Для сравнения:станция, которая работает, например, на мазуте или угле, за это время потребляет примерно 2миллиона тонн топлива. То есть по энерговыделению один грамм урана эквивалентен двум тоннам нефти.Проблема в том, что для получения энергии из одного грамма урананеобходимо загрузить в реактор намного больше. В активной зоне любого работающего реактора существует нейтронное поле. Нейтроны, излучаемые ядрами урана, вызывают деление других ядер урана с появлением новых нейтронов так происходит самоподдерживающаяся цепная реакция, благодаря которой мы получаем большое количество энергии. Нейтрон с большой вероятностью должен попасть в ядро урана и вызвать его деление, преждечем он вылетит за пределы активной зоны реактора, поэтому таких ядер должно быть много. И чтобы организовать пространство, где можно поддерживать и контролировать нейтронное поле, требуется несколько десятков тонн урана39. Количество топлива, необходимое для обеспечения самоподдерживающейся цепной реакции, называется критической массой.Пока ядерная энергетика использует примерно 0,5% всего добытого урана, ноего запасы ограниченны. Для того, чтобы эффективно расходовать весьдобытый уран, человечеству придется пересмотреть технологические и экономические принципы получения ядерной энергии.
История открытия и изучения уранаВ 1789 году немецкий натурфилософ и химик Мартин Генрих Клапрот восстановилзолотисто-желтую субстанцию, извлеченную из настурана1000, до темногоблестящего металлоподобного вещества. Клапрот был уверен, что получил новый химический элемент, и назвал его ураном в честь недавно открытой планеты. Лишь полвека спустя было доказано, что уран Клапрота не чистый металл, а оксид UO2, который сегодня используется при изготовлении ядерного топлива. В 1841 году французский химик Эжен Пелиго выделил первый образец металлического урана. А в 1828 году был открыт другой радиоактивный элемент торий.Ядерная энергетика развивалась необычайно быстро. В 1930 годунемецкие физики Вильгельм Боте и Герберт Беккер обнаружили проникающее излучение при бомбардировке бериллия -частицами (ядрами гелия), а французские физики Фредерик и Ирен Жолио-Кюри выбили протоны из парафина, используя полоний и бериллий в качестве источника, как они считали, гамма-излучения (потока фотонов большой энергии). Английский физик Джеймс Чедвик показал, что это было не гамма-излучение, а нейтрон массивная частица в ядре атома, не имеющая заряда. А в 1938 году немецкие физики Отто Ган и Фриц Штрассман облучили уран нейтронами и заметили, что его ядро распадается на более легкие ядра.Открытие деления урана стало ключевым для ядерной энергетики: уже в 1939 году советские физики Яков Зельдович и Юлий Харитон заложили основы теории цепной ядерной реакции. Нейтроны, которые возникают при расщеплении ядра урана, могут вызвать деление других ядер с появлением новых нейтронов, также способных вызвать деление, и реакция становится самоподдерживающейся.Появились теории, которые объясняли выделение энергии при распаде ядра. В частности, родилась идея, что удельная энергия связи частиц внутри ядра (нуклонов) в тяжелых ядрах (атомная масса 200) меньше примерно на 1 МэВ, чем у ядер средней массы. Поэтому их деление на осколки средней массы сопровождается выделением энергии в количестве около 1 МэВ на нуклон, или около 200 МэВ на ядро2.Уран-235 и уран-238Солнечная система продукт как минимум четырех этапов возникновения и распадов звезд. И тяжелые ядра, такие как торий и уран, это бесценный подарокпрошлых звездных систем, продукт вспышек сверхновых или слияния нейтронных звезд. Мы пока не можемсами воспроизвести эти тяжелые ядра, и заменить их нечем.Более 99% природного урана составляет уран-2383. Это самый стабильный изотоп4, его период полураспада (то есть время, в течение которого распадется половина содержащихся в любом ограниченном объеме ядер) составляет примерно 4,5 миллиарда лет5.Из-за огромного периода полураспада радиоактивность этого элемента мала. Чтобы получать энергию из урана-238, можно облучить его нейтронами и превратить в более радиоактивный плутоний-239 именно так было получено ядерное топливо для Тринити первой ядерной бомбы,созданной и испытанной в 1945 году в США. Но для получения энергии в промышленных масштабах это пока не очень выгодно.Поэтому в ядерной энергетике сегодня используется уран-235.Его период полураспада 700 миллионов лет6, то есть ядра распадаются активнее, и организовать для них процесс поддержания нейтронного поля, необходимый для проведения цепной реакции, гораздо проще.В природном уране также содержится радиоактивный изотоп уран-234, но его концентрация составляет сотые доли процента от общей массы7.
Добыча сырьяКаждый дополнительный гигаватт электрической мощности требует выработки 300-400 т урана для обеспечения первой загрузки, а затем еще 150 т урана ежегодно38. Количество урана в земной коре примерно в тысячу раз превосходит количество золота и в сотнюраз серебра. Только в морской воде растворено 4,5 миллиарда тонн урана. С физической и химической точки зрения выделить из нее уран реально. Но для добычи урана в промышленных масштабах необходимо прогонять через фильтры колоссальные объемы воды. Это опасно для морских экосистем. Поэтому уран пока в основном добывают из месторождений.Разведанные мировые запасы урана в месторождениях составляют более 6,5 миллионатонн8. В целом сейчас ресурс урана оценивается в 10,7 миллионов тонн9.Более двух третей мировой добычи урана приходится на месторождения в Казахстане, Австралии и Канаде10. Эффективность добычи урана зависит от его содержания в породе. Сейчас отрабатывают месторождения, где концентрация урановой руды в породе больше 0,01%, хотя еще недавно пороговым значением считалось 0,2%.
Технологии разведки урановых руд основаны на проявлениях естественной радиоактивности и включают радиометрическую аэрофотосъемку, гамма-каротаж скважин, а также бурение и анализ кернов.Есть три основных способа добычи урана. Открытый способ, когда уран извлекают из карьеров, пригоден при неглубоком залегании месторождения. Как правило, максимальная глубина карьеров составляет 300 метров. Но чаще всего урановые руды залегают на глубине до 700 метров, поэтому их добывают другими способами.При глубоком залегании урана используется шахтный способ. Он более дорогостоящий и окупается при высокой концентрации урана в породе. При подземном способе пробуривают вертикальную двухкилометровую шахту, от которой отходят горизонтальные выработки из них шахтеры извлекают руду и затем поднимают ее наверх.Третий способ выщелачивание более дешевый. При скважинном подземном выщелачивании бурятся скважины, куда закачиваются щелочь или кислоты (в зависимости от того, в какой форме уран находится в месторождении), а наверх выкачивается раствор, насыщенный солями урана. При таком способеиз 1 миллиона тонн руды можно извлечь 600700 тысяч тонн урана.
Переработка сырьяВ этой главе будет много химических реакций, в результате которых урановая руда превратится в газ.Первая стадия обработки уранового сырья называется концентрированием. Руду измельчают, смешивают с водой и смотрят, какие компоненты взвеси оседают быстрее. Также может использоваться флотация (метод разделения минералов на границе двух фаз) и сухой радиометрический метод сепарации39.Следующие две стадии выщелачивание и производство уранового концентрата, когданеобходимо получить сухой урановый концентрат так называемый желтый кек11, или закись-окись урана (U3O8). Для этого суспензия обрабатывается серной кислотой. Если уран в руде четырехвалентный, его обрабатывают щелочью или окисляют до шестивалентного состояния. Из растворов, полученных после кислотного выщелачивания, удаляют железо, алюминий, марганец, а также сульфиды свинца и меди. В результате этих манипуляций получают диуранат натрия Na2U2O7, который выщелачивают содовым раствором, растворяющим только уран.Из этого щелока осаждают конечный продукт, содержащий высокую концентрацию U3O8. Ценные компоненты переходят в форму нерастворимых соединений, которые выпадают в осадок, а затем отделяются путем отсадки или фильтрования. В результате этих процедур получается сухой урановый концентрат, содержащий закись-окись урана U3O8 или соли урана диуранат аммония.Далее следует стадия аффинажного производства: желтый кек очищают от примесей. Урановые концентраты обрабатывают азотной кислотой, получая такие соединения, как уранилнитрат UO2(NO3)26H2O, диуранат аммония(NH4)2U2O7, пероксид уранаUO42H2O, уранилтрикарбонат аммония (NH4)4[UO2(CO3)3]. Эти соединения при экстракции трибутилфосфатом и другими веществами дополнительно очищаются до нужных состояний. Содержание элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов12, таких как бор и кадмий, а также редкоземельных элементов, необходимо снизить до миллионных долей процента.Наличие таких примесей в ядерном топливе уменьшает эффективность использования ядерного топлива за счет паразитного поглощения нейтронов.В результате очистки получают один из оксидов урана UO2, UO3 или U3O8. Оксиды урана превращают в газообразный гексафторид UF6, который будет использован для производства обогащенного урана.Обогащение уранаУран исчерпаемый ресурс, при этом доля урана-235 в природном уране составляет всего 0,7%13. Но есть способы увеличить его концентрацию. Изменение изотопного состава природного урана называется обогащением.Есть множество методов обогащения урана: электромагнитные, диффузионные, центрифужные и так далее. Изначально использовали диффузионные, но они чрезвычайно энергозатратны: на сам процесс обогащения можно потратить больше энергии, чем получить в итоге. Сейчас применяются гораздо более эффективные центрифужные методы.Чтобы получить 1 килограмм низкообогащенного урана с помощью центрифуги, требуется 910 килограмм природной компоненты и примерно 45 единиц работы разделения14 (стоимость единицы работы разделения 100110 долларов15). Но килограмм обогащенного урана дает столько энергии, что все затраты на его производство заведомо окупаются. С помощью центрифужных способов сегодня также получают стабильные нуклиды, которые используются в промышленности, медицине и сельском хозяйстве.Принцип разделения изотопов с помощью центрифуги основан на разнице в их массе. Летучее соединение урана UF6 раскручивается в центрифуге до очень высоких скоростей. Более тяжелый уран-238 скапливается у стенки, а легкий уран-235 по центру. Через выводные трубопроводы газ с изотопами урана-238 выводится в отвал, а обогащенная фракция с более высоким содержанием урана-235 переходит в следующую центрифугу, где процесс повторяется и так до необходимой концентрации. Уран-234 распадается до тория-230, который может оседать на стенках, поэтомуцентрифуги иногда приходится очищать.Уран с содержанием урана-235 ниже 20% называют низкообогащенным. Концентрация 25% сегодня используется в реакторах по всему миру. Уран с обогащением до 20%используется в исследовательских и экспериментальных реакторах. Высокообогащенный уран с содержанием урана-235 свыше 20% может использоваться в транспортныхреакторах подводных лодок и ледоколов, а также в ядерных реакторах на космических аппаратах.Можно обогащать не только свежедобытый уран, но и уран, который уже прошел через реактор. Но есть проблема: в процессе облучения нейтронами появляется изотоп уран-232. Мнения ученых по поводу этого изотопа расходятся. Одни предполагают, что уран-232 полезени его можно использовать в медицинских целях. Другие говорят, что он очень опасен, поскольку в результате его распада возникают дочерние нуклиды, при распаде которых испускаются гамма-кванты высокой энергии 2,5 МэВ, а это самая высокая энергия гамма-квантов, испускаемых при распаде искусственных нуклидов, защититься от которых можно только с помощью толстых бетонных стен.
Тепловыделяющие сборкиОбогащенный уран, содержание урана-235 в котором составляет 34,9% (а на исследовательских реакторах оно может достигать 20%), поступает на предприятие, где из него делают спеченные топливные таблетки структуры высотой порядка 1,5 сантиметра и диаметром порядка 8 миллиметров1617. Топливная таблетка весит всего несколько граммов.Далее таблетки урана загружают в трубку из циркониевого сплава. Это вещество, которое не поглощает или слабо поглощает нейтроны, а значит, не повлияет на ход реакции. Высота трубки составляет около 4 метров1819, а диаметр 9,1 миллиметра20. В одной трубке помещается около 350 топливных таблеток21.Затем твэлы собираются в тепловыделяющую сборку (ТВС) на каждую сборку нужно около 300 штук22. Тепловыделяющая сборка по разным стандартам представляет собой четырехгранный или шестигранный пучок твэл. Соотношение диаметра твэл и расстояния между ними определяет нейтронную физику реактора.ТВС это очень тяжелая конструкция: до тонны вместе с каркасом. Множество сборок с помощью специальной перегрузочной машины загружается в реактор. В активной зоне реактора начинается цепная ядерная реакция, то есть деление ядер урана внутри оболочек твэлов. Тепловая энергия реакции передается оболочкам, а от них теплоносителю (в зависимости от типа реактора это может быть вода, жидкий металл или даже газ). В парогенераторе тепловая энергия превращается в кинетическую и вращает турбину генератора, который преобразует кинетическую энергию в электрическую.Под постоянным потоком нейтронов конструктивные элементы довольно быстро изнашиваются, поэтому ТВС это заменяемая конструкция. Каждые несколько лет необходимо перегружать ТВС и следить, чтобы деформации сборки не вышли за пределы допустимых значений.Какими бывают тепловыделяющие сборкиОтработавшее ядерное топливо (ОЯТ) и радиоактивные отходыВ нейтронном потоке ядерное топливо сгорает за 5 лет. Но не дотла, как нефть или бензин: в реакторе расходуется всего 45% загруженного в реактор урана то есть практически весь уран-235 и накапливаетсянебольшое количество плутония-239. Продукты деления при получении ядерной энергии накапливаются в виде стабильных нуклидов и радиоизотопов(соответственно, примерно 90 и 10%).Условно радиоактивные отходы делятся на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные. В разомкнутом (открытом) ядерном топливном цикле отработанное ядерное топливо считается высокоактивными радиоактивными отходами. Оно больше не используется и поступает на длительное хранение или в будущем на захоронение. В замкнутом топливном цикле облученное ядерное топливо поступает на переработку, чтобы получить из него полезные изотопы.С одного реактора типа ВВЭР23выгружается около 20 тонн ОЯТ в год, с РБМК24 примерно в два раза больше25. Кроме того, за год накапливается несколько сотен кубометров жидких радиоактивных отходов. Сейчас есть технологии, которые позволяют превратить жидкие радиоактивные отходы в твердые конфигурации на основе цемента, битума или стекла.Самое большое количество радиоактивных отходов возникает при выводе атомных станций из эксплуатации: помимо собственно отработанного ядерного топлива радиоактивными отходами могут являться конструкционные материалы, содержащие радионуклиды (бетон и металл)
Утилизация ОЯТОблученное топливо необходимо вывезти с атомной станции на предприятия по переработке или для окончательной изоляции этих отходов от окружающей среды, так называемого захоронения. С юридической точки зрения захоронение как допустимая процедурасейчас не предусмотрено, и речь чаще всего идет о долгосрочном хранении отходов.Одни типы реакторов для перегрузки топлива надо остановить, в других топливо можно перезагружать прямо во время работы. Необходимо дождаться, когда в реакторе снизится давление и температура. После этого снимается крышка, отработавшая тепловыделяющая сборка переносится в зависимости от типа реактора или на периферию активной зоны, или в бассейн выдержки, где лежит под водой от 34 до 1012 лет. После остановки реактора даже в отсутствие цепной реакции тепловыделение продолжается за счет радиоактивного распада накопленных продуктов деления и актинидов. Вода в бассейне отводит избыточное тепло и защищает работников станции от радиации. В бассейне выдержки отработанного ядерного топлива можно заметить характерное голубое свечение эффект Вавилова Черенкова26.Как только мощность тепловыделяющей сборки снижается до 2 киловатт, ее переносят в контейнер, стоящий на железнодорожной платформе, и отправляют на предприятие по переработке ядерного топлива либо на хранение или захоронение. Процесс перевозки ОЯТ и радиоактивных отходов строго контролируется.Хранение и захоронение ОЯТ: вопросы безопасностиВопрос о хранении ядерных отходов в каждом государстве решается индивидуально27. В России этим занимаются ПО Маяк на Урале и Горно-химический комбинат в Железногорске (Красноярский край).По пути на комбинат ОЯТ успевает разогреться до 5080 С, поэтому прибывший на комбинат контейнер отправляют в узел расхолаживания, где его медленно охлаждают при помощи воды. Тепловыделяющие сборки извлекают из контейнера и помещают в чехлы для хранения, а контейнер отправляют на дезактивацию. Затем ТВС перемещаются в хранилище.Хранилища бывают сухими и мокрыми. Мокрые представляют собой большие бассейны, разделенные на отсеки. В сухих хранилищах ОЯТ размещают в герметичных пеналах, заполненных азотно-гелиевой смесью и помещенных в бетонные модули. В мокром хранилище ТВС выдерживаются 35 лет и более, затем их помещают в сухое хранилище.На Маяке радиоактивные отходы I класса остекловывают. Стекло устойчиво к коррозии, мало восприимчиво к действию радиации и изменению химического состава, помогает уменьшить объем отходов, а также наименее подвержено выщелачиванию. Здесь под выщелачиванием подразумевается экстрагирование растворителем отдельных компонентов из отвержденных и твердых радиоактивных отходов таким растворителем может быть грунтовая вода. Попадая в хранилище остеклованных отходов, она может вымывать радионуклиды только с поверхностного слоя. Но проблема в том, что стекло со временем разрушается и площадь его увеличивается, соответственно, увеличивается скорость выщелачивания. На предприятиях постоянно ведется совершенствование качества стекла. Планируется применение более устойчивого боросиликатного стекла. А еще рассматривают предложение использовать для хранения радиоактивных отходов минералов подобные материалы.Прямое захоронение ОЯТ возможно только после того, как мощность остаточного тепловыделения ТВС окажется приемлемым для окончательной изоляции. Этот период для различных типов облученных ТВС может составить 100 лет и более28.Радионуклиды с периодом полураспада 30 лет, такие как цезий и стронций, уже через 100 лет не будут представлять большой опасности при длительном хранении. Их переводят на приповерхностное хранение. Но изоляция долгоживущих активных отходов сложный вопрос. Сейчас в России на площадке Горно-химического комбината создается лаборатория, которая будет исследовать возможность окончательного захоронения или изоляции от окружающей среды долгоживущих активных отходов. Попытки построить хранилище радиоактивных отходов предпринимались в США. В частности, было создано хранилище Yucca Mountain, однако получить лицензию на его использование не удалось. Подобные предприятия строятся в Швеции и Финляндии, но все они сталкиваются с одинаковыми социальными и юридическими проблемами. Необходимо иметь в виду, что эти хранилища рассчитаны на чрезвычайно длительные сроки (около 100 тысяч лет и более2930), и пока неясно, как обеспечить безопасность будущих поколений: проблемой является даже то, на каком языке будут предупреждающие знаки.Переработка ОЯТ. Замкнутый топливный циклРадиоактивные отходы можно рассматривать не только как опасный мусор, который нужно тщательно изолировать, но и как продукт нашего незнания. Ведь радиоактивный нуклид обладает неким дополнительным качеством, и человечество может научиться использовать его в своих целях. В начале XX века в качестве топлива использовался керосин, а бензин рассматривался как побочный продукт, но сегодня мы управляем автомобилями, которые работают на бензине.Первые реакторы, которые были построены для наработки плутония-239, в частности, в США, производили и другие искусственные изотопы, которые использовались в научных исследованиях. Например, углерод-14 был использован для изучения процесса фотосинтеза31, а с помощью фосфора-32 удалось понять структуру ДНК32. За эти открытия ученые получили Нобелевские премии. Уже тогда потенциал радиоактивных нуклидов был понятен.Переработка облученного ядерного топлива основной компонент замкнутого топливного цикла. Хотя замкнутый топливный цикл более дорогостоящий, чем открытый, доход от использования радиоактивных изотопов, которые нарабатываются в процессе получения энергии, может превысить доход от ее продажи. Недавно даже появился термин нуклидная экономика. Из отработанного ядерного топлива можно выделить плутоний, остатки урана-235, а также нептуний, америций, кюрий, цезий, стронций, благородные и редкоземельные металлы, благородные газы. С помощью ядерного топлива можно получить нуклиды, полезные в медицине, сельском хозяйстве, промышленности, такие как йод-131, технеций-99,стронций-89 и многие другие. Уран 238 перспективный нуклид для получения очень тяжелых актинидов, таких как калифорний-252.Кроме того, можно добыть нептуний, который может использоваться для получения плутония-238. Плутоний может применяться в качестве топлива для реакторов, а также в радиоизотопных источниках энергии на космических аппаратах, летающих на дальние расстояния. Одна из проблемс плутонием в том, что его хранение пока обходится дороже, чем хранение облученного ядерного топлива.Сейчас цель ядерной энергетики создать систему, где разные реакторы работают на разных нуклидах, взаимно обеспечивая друг друга топливом. Тогда имеющихся запасов урана хватит для того, чтобы обеспечить работу атомных станций в течение десятков тысяч лет39. В этой системе появляются не только твердотельные, но и жидкотопливные реакторы, которые могут очень эффективно работать на нептунии, америции и кюрии.Перспективные разработки: MOX-топливо, REMIX-топливо и СНУП-топливоИзначально целью переработки облученного топлива было получение оружейного плутония. Одним из стандартных методов является технология PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction), по которой плутоний и уран отделяют от продуктов деления путем жидкостной экстракции. После удаления оболочки твэла топливо растворяют в азотной кислоте, а затем при помощи органических растворителей извлекают уран и плутоний.MOX-топливо (от англ. mixed oxide) это топливо, которое содержит уран и плутоний в виде двуокиси. Плутоний, выделенный из отработанного топлива, смешивают с природным, обогащенным или обедненным ураном33. При производстве этого вида топлива полученные методом PUREX уран и плутоний отделяются друг от друга. MOX-топливо в основном предназначено для реакторов на быстрых нейтронах34, таких как БН-600, БН-800 и еще не построенный БН-1200, а также проект реактора БРЕСТ. Реакторы этого типа должны эффективно использовать плутоний и сами для себя нарабатывать его из урана-238.REMIX-топливо также содержит уран и плутоний. Его отличие в том, что при производстве уран и плутоний не разделяются35. В REMIX-топливе не хватает делящихся нуклидов, поэтому приходится добавлять или плутоний, оставшийся от оружейной программы, или обогащенный уран. Получается частичное замыкание топливного цикла по плутонию и урану.Сейчас проходит испытание смешанногонитридногоуран-плутониевоготоплива(СНУП). Его основное отличие от MOX-топлива заключается в том, чтовместо оксида урана и оксида плутония используются нитрид урана и нитрид плутония, в которых концентрация атомов урана или плутония больше, чем в оксиде. У этого топлива более высокая плотность, большая теплопроводность и хорошая совместимость с жидкометаллическим теплоносителем.Открытые вопросы: ториевый топливный циклЗа десять лет до открытия UO2 Адам Смит написал о невидимой руке рынка.Сегодня оказывается, что она сдерживает развитие ядерной энергетики: мы можем эффективно сжигать уран-235, но не можем перейти на уран-238, так как для этого требуется полная реорганизация ядерного топливного цикла.Большие перспективы видны дляториевого топливного цикла. У него есть несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом: большая доступность тория (а он в 34 раза более распространен на Земле, чем уран36), лучшие физические свойства37, меньшее образование плутония и трансурановых элементов, что позволяет легче контролировать распространение ядерного оружия и принципиально снижает сложности обращения странсурановыми актинидами.В ториевом цикле ядерное топливо образуется при захвате нейтрона изотопом торий-232. При этом получается нестабильный изотоп торий-233, который в процессе -распада превращается в протактиний-233. Этот изотоп претерпевает ещеодин -распад, в результате которого образуется уран-233, который может быть использован в качестве топлива для реактора.Но в краткосрочной перспективе переходс урана-235 на торий-232 и уран-238 пока не рассматривается.
Дополнительная литература1. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов / Бартоломей Г. Г., Байбаков В. Д., Алхутов М. С., Бать Г. А. // М.: Энергоатомиздат, 19822. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 / Андрушечко С.А. и др. // М. Логос. 20103. Uranium Enrichment / A. Makhijani, L. Chalmers, B. Smith // Institute for Energy and Environmental Research. 20044. Uranium Marketing Annual Report / U.S. Energy Information Administration. 20205. Тепловыделяющие сборки реакторов ВВЭР / Брылева В.А., Войтецкая Е.Ф., Нарейко Л.М // ГНУ ОИЭЯИ-Сосны. 20116. Uranium 2018: Resources, Production and Demand / OECD-NEA & IAEA. 20187.World Uranium Mining Production / World Nuclear Association. 20208. Отчет об основных исследовательских работах, выполненных в 2011 г. // Открытое акционерное общество Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов (ОАО ГНЦ НИИАР), 20129. Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах / В.И.Бойко, Ф.П.Кошелев, И.В.Шаманин, Г.Н.Колпаков, О.В.Селиванникова // Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 200910. Как делают ядерное топливо для Белорусской АЭС // Атомная энергия 2.011. Топливные материалы в ядерной энергетике / В.И.Бойко, Г.Н.Колпаков, О.В.Селиванникова // Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 200812. Как производится ядерное топливо // ООО Росатом Восточная Европа13. О возможностях управления характеристиками боросиликатного стекла при переработке ОЯТ ВВЭР-1000 на ОДЦ ГХК / П. А. Блохин, А. Н. Дорофеев, И. И. Линге // Радиоактивные отходы. 201914. International Panel on Fissile Materials. Managing Spent Fuel from Nuclear Power Reactors. Experience and Lessons from Around the World. September 201115. Sweden plans first ultimate storage site for nuclear waste // Deutsche Welle16. Journey deep into the Finnish caverns where nuclear waste will be buried for millenia // Wired17. Radioactive Carbon in the Study of Photosynthesis / S. Ruben, W. Z. Hassid, and M. D. Kamen // J. Am. Chem. Soc. 1939, 61, 3, 66166318. Hershey AD, Chase M. Independent functions of viral protein and nucleic acid in growth of bacteriophage. Journal of General Physiology. 1952;36:3956.19. Mixed Oxide (MOX) Fuel // World Nuclear Association20. World Thorium Occurrences, Deposits and Resources // IAEA-TECDOC-1877. IAEA, Vienna, 201921. Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles of Future Nuclear Energy Systems // IAEA Nuclear Energy Series. No. NF-T-2.4.22. Nuclear fuel resources: Enough to last? / R. Price, J.R. Blaise // NEA updates, NEA News 2002 No. 20.223. Энергетика: история, настоящее и будущее. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем / К. Б. Денисевич, Ю. А. Ландау, В. А. Нейман [и др.]; Ландау Ю. А., Сигал И. Я., науч. ред. Киев: Ред. изд.24. Энергетика : история, настоящее и будущее 2011.25.Nuclear Fuel Cycle. World Nuclear Association26. Обзор зарубежных практик захоронения ОЯТ и РАО М.: Изд-во Комтехпринт, 2015. 208 с.27. Нормы МАГАТЭ по безопасности для защиты людей и охраны окружающей среды. Руководство по безопасности GSG-1. Классификация радиоактивных отходов. Международное агентство по атомной энергии. Вена, 2014Обложка: Ксения РыковаГрафики: Ксения Рыкова, Андрей Носков
Источник: postnauka.ru
К списку статей
Опубликовано: 03.09.2020 12:11:49
0

Сейчас читают

Комментариев (0)
Имя
Электронная почта

Общее

Категории

Последние комментарии

© 2006-2020, umnikizdes.ru