Ядерный топливный цикл

В ядерных топливных циклов описывает , как ядерное топливо извлекается, обрабатывается, используется, и утилизировать

Ядерный топливный цикл , называемый также топливо цепной ядерным , является прогрессированием ядерного топлива через ряд различных этапов. Она состоит из шагов в передней части , которые являются подготовкой топлива, шаги в период службы , в которой топливо используются во время работы реактора, а также шагов в конце заднего , которые необходимы для безопасного управления, содержат, и либо переработать или утилизировать отработавшее ядерное топливо . Если отработавшее топливо не перерабатывается, топливный цикл называется открытым топливным циклом (или однократным топливным циклом).); если отработавшее топливо перерабатывается, это называется замкнутым топливным циклом .

Основные понятия

Жизненный цикл топлива в современной системе США. Если поместить в одно место общий инвентарь отработавшего ядерного топлива, произведенного коммерческим парком электростанций в Соединенных Штатах, он будет иметь высоту 7,6 метра (25 футов) и 91 метр (300 футов) по бокам, что примерно равно площади основания одно поле для американского футбола . ^{[1] [2]}

Ядерная энергия основана на расщепляющемся материале, который может поддерживать цепную реакцию с нейтронами . Примеры таких материалов включают уран и плутоний . В большинстве ядерных реакторов используется замедлитель, чтобы снизить кинетическую энергию нейтронов и увеличить вероятность того, что произойдет деление . Это позволяет реакторам использовать материал с гораздо более низкой концентрацией делящихся изотопов, чем это необходимо для ядерного оружия . Графит и тяжелая водаявляются наиболее эффективными замедлителями, поскольку они замедляют нейтроны посредством столкновений, не поглощая их. Реакторы, использующие тяжелую воду или графит в качестве замедлителя, могут работать на природном уране .

Реактор на легкой воде (LWR) использует воду в форме , которая встречается в природе, и требует топлив , обогащенных до более высоких концентраций делящихся изотопов. Обычно в LWR используется уран с обогащением до 3–5% по U-235 , единственный делящийся изотоп, который в значительных количествах встречается в природе. Альтернативой этому топливу из низкообогащенного урана (НОУ) является смешанное оксидное топливо (МОКС), получаемое путем смешивания плутония с природным или обедненным ураном, и это топливо дает возможность использовать излишки оружейного плутония. Другой тип МОКС-топлива включает смешивание НОУ с торием , в результате которого образуется делящийся изотоп U-233.. И плутоний, и U-233 производятся в результате поглощения нейтронов путем облучения воспроизводящих материалов в реакторе, в частности обычных изотопов урана U-238 и тория , соответственно, и могут быть отделены от отработанного уранового и ториевого топлива на перерабатывающих заводах .

Некоторые реакторы не используют замедлители для замедления нейтронов. Подобно ядерному оружию, которое также использует немодерированные или «быстрые» нейтроны, эти реакторы на быстрых нейтронах требуют гораздо более высоких концентраций делящихся изотопов для поддержания цепной реакции. Они также способны воспроизводить делящиеся изотопы из фертильных материалов; реактор-размножитель - это реактор, который производит таким образом больше делящегося материала, чем потребляет.

Во время ядерной реакции внутри реактора делящиеся изотопы ядерного топлива потребляются, производя все больше и больше продуктов деления , большинство из которых считаются радиоактивными отходами . Накопление продуктов деления и потребление делящихся изотопов в конечном итоге останавливают ядерную реакцию, в результате чего топливо становится отработавшим ядерным топливом.. Когда используется топливо с обогащением на 3% НОУ, отработанное топливо обычно состоит примерно из 1% U-235, 95% U-238, 1% плутония и 3% продуктов деления. Отработавшее топливо и другие высокоактивные радиоактивные отходы чрезвычайно опасны, хотя ядерные реакторы производят на порядки меньшие объемы отходов по сравнению с другими электростанциями из-за высокой плотности энергии ядерного топлива. Безопасное обращение с этими побочными продуктами ядерной энергетики, включая их хранение и захоронение, является сложной проблемой для любой страны, использующей ядерную энергию ^{[ необходима цитата ]} .

Внешний интерфейс

• 1 Урановая руда - основное сырье ядерного топлива

• 2 Yellowcake - форма, в которой уран транспортируется на конверсионный завод.

• 3 UF 6 - используется при обогащении

• 4 Ядерное топливо - компактное, инертное, нерастворимое твердое вещество.

Исследование

Месторождение урана, такое как уранинит , обнаруженное с помощью геофизических методов, оценивается и отбирается пробы для определения количества урановых материалов, которые можно извлечь из месторождения с заданными затратами. Запасы урана - это количество руды, которое оценивается как извлекаемое по заявленной стоимости.

Встречающийся в природе уран состоит в основном из двух изотопов U-238 и U-235, при этом 99,28% металла составляет U-238, 0,71% - U-235, а оставшиеся 0,01% - в основном U-234. Число в таких названиях относится к массовому числу атома изотопа , которое представляет собой число протонов плюс число нейтронов в атомном ядре .

Атомное ядро ​​U-235 почти всегда будет делиться при ударе свободного нейтрона , и поэтому говорят, что изотоп является « делящимся » изотопом. С другой стороны, ядро ​​атома U-238 вместо того, чтобы подвергаться делению при ударе свободным нейтроном, почти всегда поглощает нейтрон и дает атом изотопа U-239. Затем этот изотоп подвергается естественному радиоактивному распаду с образованием Pu-239, который, как и U-235, является делящимся изотопом. Считается, что атомы U-238 являются плодородными, потому что в результате нейтронного облучения в активной зоне некоторые из них в конечном итоге образуют атомы делящегося Pu-239.

Добыча полезных ископаемых

Урановую руду можно добывать обычным способом открытым способом и подземными методами, аналогичными тем, которые используются для добычи других металлов. В месте выщелачивания горных методы также используются для добычи урана в Соединенных Штатах . В этой технологии уран выщелачивают из руды с месторождения через ряд регулярно расположенных скважин, а затем извлекают из раствора для выщелачивания на наземной установке. Урановые руды в Соединенных Штатах обычно составляют от 0,05 до 0,3% оксида урана (U ₃ O ₈ ). Некоторые месторождения урана, разработанные в других странах, имеют более высокое содержание и больше, чем месторождения, добываемые в Соединенных Штатах. Уран также присутствует в очень низком содержании (от 50 до 200 частей на миллион) в некоторых отечественныхфосфат водоносного отложения морского происхождения. Поскольку очень большие количества фосфатсодержащей породы добываются для производства фосфорной кислоты мокрым способом, используемой в удобрениях с высоким уровнем анализа и других фосфатных химикатах, на некоторых заводах по переработке фосфатов уран, хотя и присутствует в очень низких концентрациях, может быть экономически извлечен из поток процесса.

Фрезерование

Добытые урановые руды обычно обрабатываются путем измельчения рудных материалов до однородного размера частиц и последующей обработки руды для извлечения урана путем химического выщелачивания. В процессе измельчения обычно получается сухой порошкообразный материал, состоящий из природного урана, « желтый кек », который продается на урановом рынке как U ₃ O ₈ . Обратите внимание, что материал не всегда желтый.

Конверсия урана

Обычно измельченный оксид урана U ₃ O ₈ ( октоксид триурана ) затем перерабатывается в одно из двух веществ в зависимости от предполагаемого использования.

Для использования в большинстве реакторов U ₃ O ₈ обычно превращается в гексафторид урана (UF ₆ ), исходный материал для большинства промышленных предприятий по обогащению урана. Твердый при комнатной температуре гексафторид урана становится газообразным при 57 ° C (134 ° F). На этой стадии цикла продукт конверсии гексафторида урана все еще имеет смесь природных изотопов (99,28% U-238 плюс 0,71% U-235).

Для использования в таких реакторах, как CANDU, которые не требуют обогащенного топлива, U ₃ O ₈ вместо этого может быть преобразован в диоксид урана (UO ₂ ), который может быть включен в керамические топливные элементы.

В современной ядерной промышленности объем материала, непосредственно преобразованного в UO ₂ , обычно довольно мал по сравнению с объемом материала , преобразованного в UF ₆ .

Обогащение

Естественная концентрация (0,71%) делящегося изотопа U-235 меньше, чем требуется для поддержания цепной ядерной реакции в активной зоне легководных реакторов . Соответственно, UF _6, полученный из источников природного урана, должен быть обогащен до более высокой концентрации делящегося изотопа перед использованием в качестве ядерного топлива в таких реакторах. Уровень обогащения для конкретного заказа ядерного топлива определяется заказчиком в соответствии с заявкой, в которой он будет его использовать: топливо легководного реактора обычно обогащается до 3,5% по U-235, но также требуется уран, обогащенный до более низких концентраций. Обогащение осуществляется любым из нескольких методов разделения изотопов . Газодиффузия и газовая центрифуга являются широко используемыми методами обогащения урана, но в настоящее время разрабатываются новые технологии обогащения.

Основная часть (96%) побочного продукта обогащения - это обедненный уран (DU), который может использоваться для брони , пенетраторов кинетической энергии , радиационной защиты и балласта . По состоянию на 2008 год на хранении находится огромное количество обедненного урана. Только у Министерства энергетики США имеется 470 000 тонн . ^[3] Около 95% обедненного урана хранится в виде гексафторида урана (UF ₆ ).

Изготовление

Для использования в качестве ядерного топлива обогащенный гексафторид урана преобразуется в порошок диоксида урана (UO ₂ ), который затем перерабатывается в форму таблеток. Затем гранулы обжигаются в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических гранул из обогащенного урана . Цилиндрические гранулы затем подвергаются процессу измельчения для достижения однородного размера гранул. Таблетки укладываются стопкой в ​​соответствии с проектной спецификацией активной зоны каждого ядерного реактора в трубы из коррозионно-стойкого металлического сплава.. Трубки герметично закрыты для размещения топливных таблеток: эти трубки называются топливными стержнями. Готовые тепловыделяющие элементы группируются в специальные тепловыделяющие сборки, которые затем используются для создания активной зоны ядерного топлива энергетического реактора.

Сплав, используемый для трубок, зависит от конструкции реактора. Раньше использовалась нержавеющая сталь , но сейчас в большинстве реакторов используется сплав циркония . Для наиболее распространенных типов реакторов, реакторов с кипящей водой (BWR) и реакторов с водой под давлением (PWR) трубы собираются в пучки ^[4], причем трубы расположены на точном расстоянии друг от друга. Затем этим связкам присваивается уникальный идентификационный номер, который позволяет отслеживать их от производства до использования и до утилизации.

Срок службы

Перевозка радиоактивных материалов

Транспорт - неотъемлемая часть ядерного топливного цикла. В нескольких странах работают ядерные энергетические реакторы, но добыча урана жизнеспособна только в нескольких областях. Кроме того, за более чем сорок лет эксплуатации ядерной промышленности в различных местах по всему миру был построен ряд специализированных установок для предоставления услуг топливного цикла, и возникла необходимость в транспортировке ядерных материалов на эти установки и обратно. ^[5] Большинство транспортировок материала ядерного топлива происходит между различными стадиями цикла, но иногда материал может транспортироваться между аналогичными установками. За некоторыми исключениями, материалы ядерного топливного цикла транспортируются в твердой форме, за исключением гексафторида урана (UF₆ ), который считается газом. Большая часть материала, используемого в ядерном топливе, транспортируется несколько раз в течение цикла. Транспорт часто бывает международным и часто осуществляется на большие расстояния. Ядерные материалы обычно перевозятся специализированными транспортными компаниями.

Поскольку ядерные материалы радиоактивны , важно обеспечить ограничение радиационного облучения лиц, участвующих в транспортировке таких материалов, и населения в целом по транспортным маршрутам. Упаковка ядерных материалов включает, где это уместно, защиту для снижения потенциального радиационного облучения. В случае некоторых материалов, таких как топливные сборки из свежего урана, уровнями излучения можно пренебречь, и экранирование не требуется. Другие материалы, такие как отработавшее топливо и высокоактивные отходы, очень радиоактивны и требуют особого обращения. Чтобы ограничить риск при транспортировке высокорадиоактивных материалов, контейнеры, известные как контейнеры для перевозки отработавшего ядерного топлива. используются, которые предназначены для сохранения целостности при нормальных условиях транспортировки и в условиях гипотетической аварии.

Управление топливом в активной зоне

Активной зоны ядерного реактора , состоит из нескольких сотен «сборок», расположенных в виде регулярной матрицы ячеек, каждая ячейка образована посредством топлива или управляющего стержня в окружении, в большинстве конструкций, с помощью замедлителя и охлаждающей жидкости , которая является вода в большинстве реакторов .

Из-за процесса деления, в котором расходуется топливо, старые топливные стержни необходимо периодически заменять новыми (это называется циклом замены). В течение данного цикла замены заменяется только часть сборок (обычно одна треть), поскольку истощение топлива происходит с разной скоростью в разных местах активной зоны реактора. Кроме того, из соображений эффективности не рекомендуется класть новые сборки точно на место удаленных. Даже пакеты одного возраста будут иметь разный уровень выгорания из-за их предыдущего положения в ядре. Таким образом, доступные связки должны быть расположены таким образом, чтобы выход был максимальным, в то время как ограничения безопасности и эксплуатационные ограничения были удовлетворены. Следовательно, операторы реакторов сталкиваются с так называемымиЗадача оптимальной перегрузки топлива , которая состоит в оптимизации перестановки всех сборок, старых и свежих, при одновременном максимальном увеличении реактивности активной зоны реактора, чтобы максимально увеличить выгорание топлива и минимизировать затраты топливного цикла.

Это задача дискретной оптимизации , которая с вычислительной точки зрения невозможна для текущих комбинаторных методов из-за огромного количества перестановок и сложности каждого вычисления. Для ее решения было предложено множество численных методов , и было написано множество коммерческих программных пакетов для поддержки управления топливом. Это постоянная проблема при эксплуатации реакторов, поскольку окончательного решения этой проблемы не найдено. Операторы используют комбинацию вычислительных и эмпирических методов для решения этой проблемы.

Исследование использованного топлива

Отработанное ядерное топливо изучается в ходе пострадиационной экспертизы , где изучается отработанное топливо, чтобы узнать больше о процессах, происходящих в топливе во время его использования, и о том, как они могут повлиять на исход аварии. Например, при нормальном использовании топливо расширяется из-за теплового расширения, что может вызвать растрескивание. Большая часть ядерного топлива представляет собой двуокись урана, которая представляет собой твердое тело кубической формы со структурой, аналогичной структуре фторида кальция . В отработанном топливе твердотельная структура большей части твердого тела остается такой же, как у чистого кубического диоксида урана. SIMFUEL - это название, данное моделированному отработавшему топливу, которое получают путем смешивания тонко измельченных оксидов металлов, измельчения в виде суспензии, распылительной сушки перед нагреванием в водороде / аргоне до 1700 ° C.^[6] В SIMFUEL 4,1% объема твердого вещества находилось в форме металлических наночастиц , состоящих из молибдена , рутения , родия и палладия . Большинство этих металлических частиц относятся к ε-фазе ( гексагональной ) сплава Mo-Ru-Rh-Pd, тогда как меньшие количества α ( кубической ) и σ ( тетрагональной ) фаз этих металлов были обнаружены в SIMFUEL. В SIMFUEL также присутствовала кубическаяфаза перовскита, которая представляет собой цирконат бария- стронция (Ba _x Sr _1-x ZrO ₃ ).

Диоксид урана очень нерастворим в воде, но после окисления он может быть преобразован в триоксид урана или другое соединение урана (VI), которое гораздо более растворимо. Диоксид урана (UO ₂ ) может быть окислен до богатого кислородом гиперстехиометрического оксида (UO _{2 + x} ), который может быть дополнительно окислен до U ₄ O ₉ , U ₃ O ₇ , U ₃ O ₈ и UO ₃ · 2H ₂ O.

Поскольку отработанное топливо содержит альфа-излучатели (плутоний и второстепенные актиниды ), было исследовано влияние добавления альфа-излучателя ( ²³⁸ Pu) к диоксиду урана на скорость выщелачивания оксида. Для измельченного оксида добавление ²³⁸ Pu имело тенденцию к увеличению скорости выщелачивания, но разница в скорости выщелачивания между 0,1 и 10% ²³⁸ Pu была очень небольшой. ^[7]

Концентрация карбоната в воде, которая контактирует с отработанным топливом, оказывает значительное влияние на скорость коррозии, поскольку уран (VI) образует растворимые анионные карбонатные комплексы, такие как [UO ₂ (CO ₃ ) ₂ ] ^2– и [ UO ₂ (CO ₃ ) ₃ ] ^4- . Когда карбонат-ионы отсутствуют и вода не является сильно кислой, соединения шестивалентного урана, которые образуются при окислении диоксида урана, часто образуют фазы нерастворимого гидратированного триоксида урана . ^[8]

Тонкие пленки диоксида урана могут быть нанесены на золотые поверхности путем « распыления » с использованием металлического урана и газовой смеси аргон / кислород . Эти золотые поверхности, модифицированные диоксидом урана, использовались как для циклической вольтамперометрии, так и для экспериментов с импедансом переменного тока , и они дают представление о вероятном поведении диоксида урана при выщелачивании. ^[9]

Взаимодействие с топливной оболочкой

Изучение ядерного топливного цикла включает изучение поведения ядерных материалов как в нормальных, так и в аварийных условиях. Например, было много работ над тем, как топливо на основе диоксида урана взаимодействует с трубкой из циркониевого сплава, используемой для его покрытия. Во время использования топливо набухает из-за теплового расширения, а затем начинает реагировать с поверхностью циркониевого сплава, образуя новый слой, содержащий как топливо, так и цирконий (из оболочки). Затем на топливной стороне этого смешанного слоя находится слой топлива, у которого отношение цезия к урану выше, чем у большей части топлива. Это связано с тем, что изотопы ксенона образуются какпродукты деления, которые диффундируют из решетки топлива в пустоты, такие как узкий зазор между топливом и оболочкой. После диффузии в эти пустоты он распадается на изотопы цезия. Из-за теплового градиента, который существует в топливе во время использования, летучие продукты деления имеют тенденцию перемещаться из центра таблетки в область обода. ^[10] Ниже приведен график температуры металлического урана, нитрида урана и диоксида урана в зависимости от расстояния от центра таблетки диаметром 20 мм с температурой обода 200 ° C. Диоксид урана (из-за его плохой теплопроводности) будет перегреваться в центре таблетки, в то время как другие, более теплопроводящие формы урана останутся ниже точки плавления.

Нормальные и ненормальные условия

Ядерную химию, связанную с ядерным топливным циклом, можно разделить на две основные области; одна область связана с работой в предусмотренных условиях, а другая связана с условиями неправильной работы, когда произошло некоторое отклонение от нормальных условий эксплуатации или ( реже ) произошла авария.

Выбросы радиоактивности при нормальной эксплуатации - это небольшие запланированные выбросы при переработке, обогащении урановой руды, энергетических реакторах, заводах по переработке и хранилищах отходов. Они могут иметь химическую / физическую форму, отличную от выбросов, которые могут произойти в аварийных условиях. Кроме того, изотопная сигнатура гипотетической аварии может сильно отличаться от изотопной сигнатуры запланированного нормального рабочего выброса радиоактивности в окружающую среду.

То, что радиоизотоп высвобождается, не означает, что он попадет в человека и причинит вред. Например, миграция радиоактивности может быть изменена путем связывания радиоизотопа с поверхностью частиц почвы. Например, цезий (Cs) прочно связывается с глинистыми минералами, такими как иллит и монтмориллонит , поэтому он остается в верхних слоях почвы, где к нему могут получить доступ растения с неглубокими корнями (например, трава). Следовательно, трава и грибы могут нести значительное количество ¹³⁷ Cs, которое может передаваться человеку через пищевую цепочку. Но ¹³⁷ Cs не может быстро перемещаться через большинство почв и, следовательно, вряд ли может хорошо загрязнять.вода. Коллоиды почвенных минералов могут мигрировать через почву, поэтому простое связывание металла с поверхностью частиц почвы не может полностью закрепить металл.

В соответствии с Джери Хала в тексте книги , распределение коэффициента К _d представляет собой отношение радиоактивности почвы (Бк г ^-1 ) к тому , что часть воды почвы (Бк мл ^-1 ). Если радиоактивный изотоп прочно связан с минералами в почве, то меньше радиоактивности может быть поглощено зерновыми культурами и травой, растущей на почве.

• Cs-137 К _d = 1000
• Pu-239 K _d = от 10000 до 100000
• Sr-90 K _d = от 80 до 150
• И-131 К _d = 0,007 до 50

В молочном животноводстве одна из лучших мер против ¹³⁷ Cs - перемешать почву путем глубокой вспашки. Это приведет к тому, что ¹³⁷ Cs окажется вне досягаемости мелких корней травы, следовательно, уровень радиоактивности в траве будет снижен. Также после ядерной войны или серьезной аварии удаление верхних нескольких сантиметров почвы и их захоронение в неглубокой траншее снизит долговременную дозу гамма-излучения для людей из-за ¹³⁷ Cs, поскольку гамма-фотоны будут ослабляться при прохождении через них. почва.

Даже после того, как радиоактивный элемент достигнет корней растения, металл может быть отвергнут биохимией растения. Сообщалось о подробностях поглощения ⁹⁰ Sr и ¹³⁷ Cs подсолнечником, выращенным в гидропонных условиях. ^[11] цезий был найден в жилок листа, в стволе и в апикальных листьев. Выяснилось, что в растения поступило 12% цезия и 20% стронция. В этой статье также подробно описывается влияние ионов калия , аммония и кальция на поглощение радиоизотопов.

В животноводстве важной мерой против ¹³⁷ Cs является кормление животных небольшим количеством берлинской лазури . Это соединение цианида калия железа действует как ионообменник . Цианид настолько прочно связан с железом, что человеку безопасно съесть несколько граммов берлинской синей в день. Берлинская лазурь уменьшает биологический период полураспада (отличный от периода полураспада в ядре) цезия. Физический или ядерный период полураспада ¹³⁷Cs около 30 лет. Это постоянная величина, которую нельзя изменить, но биологический период полураспада не является постоянной величиной. Он будет меняться в зависимости от характера и привычек организма, для которых он выражен. У человека цезий обычно имеет период биологического полураспада от одного до четырех месяцев. Дополнительным преимуществом берлинской лазурки является то, что цезий, который удаляется из животных с пометом, находится в форме, недоступной для растений. Следовательно, он предотвращает переработку цезия. Форма берлинской лазури, необходимая для лечения людей или животных, относится к особому классу. Попытки использовать марку пигмента, используемую в красках , не увенчались успехом. Обратите внимание, что хороший ^{[ по мнению кого? ]}Источник данных по цезию в выпадениях на Чернобыльской АЭС существует в [1] ( Украинский научно-исследовательский институт сельскохозяйственной радиологии ).

Выброс радиоактивности из топлива при нормальной эксплуатации и авариях

МАГАТЭ считать , что при нормальной работе охлаждающей жидкости реактора с водяным охлаждением будет содержать некоторое количество радиоактивности ^[12] , но во время аварии реактора уровень радиоактивности охлаждающей жидкости может возрасти. МАГАТЭ заявляет, что в ряде различных условий из топлива могут быть высвобождены различные количества инвентарного количества активной зоны, четыре условия, которые МАГАТЭ считает нормальным режимом эксплуатации., всплеск активности теплоносителя из-за внезапного останова / потери давления (активная зона остается покрытой водой), повреждение оболочки, приводящее к выбросу активности в зазоре между топливом и оболочкой (это может быть связано с тем, что топливо не покрыто потеря воды в течение 15–30 минут, когда температура оболочки достигла 650–1250 ° C) или плавление активной зоны (топливо нужно будет открывать не менее 30 минут, а оболочка достигнет температуры в превышение 1650 ° C). ^[13]

Исходя из предположения, что реактор с водой под давлением содержит 300 тонн воды и что активность топлива реактора мощностью 1 ГВт соответствует прогнозам МАГАТЭ ^[14], то активность теплоносителя после аварии, такой как авария на Три-Майл-Айленд. (когда керн обнажается, а затем восстанавливается водой) можно предсказать. ^{[ необходима цитата ]}

Выбросы при переработке в нормальных условиях

Нормально оставлять отработанное топливо после облучения, чтобы позволить короткоживущим и радиотоксичным изотопам йода распасться. В одном из экспериментов в США свежее топливо, которому не позволяли распадаться, подвергалось переработке (« Зеленый прогон» [2] [3] ) для исследования эффектов большого выброса йода при переработке коротко охлажденного топлива. На перерабатывающих предприятиях нормально очищать отходящие газы от диссольвера, чтобы предотвратить выброс йода. Помимо йода, выделяются благородные газы и тритий.высвобождаются из топлива при его растворении. Было высказано предположение, что путем волоокисления (нагревания топлива в печи в окислительных условиях) большая часть трития может быть извлечена из топлива. [4]

Была написана статья о радиоактивности устриц, найденных в Ирландском море . ^[15] Гамма-спектроскопия обнаружила, что они содержат ¹⁴¹ Ce, ¹⁴⁴ Ce, ¹⁰³ Ru, ¹⁰⁶ Ru, ¹³⁷ Cs, ⁹⁵ Zr и ⁹⁵ Nb. Кроме того, был обнаружен продукт активации цинка ( ⁶⁵ Zn), который, как полагают, происходит из-за коррозии магноксовой оболочки твэлов в бассейнах выдержки отработавшего топлива . Вероятно, что современные выбросы всех этих изотопов в результате события Виндскейл меньше.

Реакторы под нагрузкой

Некоторые конструкции реакторов, такие как реакторы РБМК или CANDU , могут перезагружаться без остановки. Это достигается за счет использования множества небольших напорных трубок для хранения топлива и теплоносителя, в отличие от одного большого сосуда под давлением, как в конструкциях реакторов с водой под давлением (PWR) или реакторов с кипящей водой (BWR). Каждая трубка может быть изолирована индивидуально и заправляться заправочной машиной, управляемой оператором, обычно со скоростью до 8 каналов в день из примерно 400 в реакторах CANDU. Заправка под нагрузкой позволяет решить проблему оптимальной заправки топлива.необходимо постоянно заниматься, что ведет к более эффективному использованию топлива. Это повышение эффективности частично компенсируется дополнительной сложностью, связанной с наличием сотен напорных трубок и заправочных машин для их обслуживания.

Промежуточное хранение

По окончании рабочего цикла реактор останавливается на перегрузку. Выгруженное в это время топливо (отработавшее топливо) хранится либо на площадке реактора (обычно в бассейне с отработавшим топливом ), либо, возможно, на общей установке вдали от площадок реакторов. Если емкость бассейнового хранилища на площадке превышена, может быть желательно хранить уже охлажденное состаренное топливо в модульных сухих хранилищах, известных как Независимые установки для хранения отработавшего топлива (ISFSI), на площадке реактора или на установке вдали от площадки. Отработанные топливные стержни обычно хранятся в воде или борной кислоте, которая обеспечивает как охлаждение (отработанное топливо продолжает выделять тепло распада в результате остаточного радиоактивного распада), так и экранирование для защиты окружающей среды от остаточного ионизирующего излучения., хотя, по крайней мере, через год охлаждения они могут быть перемещены в сухие контейнеры для хранения .

Транспорт

Переработка

Отработанное топливо, выгружаемое из реакторов, содержит заметные количества делящегося (U-235 и Pu-239), фертильного (U-238) и других радиоактивных материалов, включая реакционные яды , поэтому топливо пришлось удалить. Эти делящиеся и воспроизводящие материалы можно химически отделить и извлечь из отработавшего топлива. Восстановленные уран и плутоний, если позволяют экономические и институциональные условия, могут быть переработаны для использования в качестве ядерного топлива. В настоящее время этого не делается в отношении отработавшего ядерного топлива гражданского назначения в Соединенных Штатах .

Смешанное оксидное топливо или МОКС-топливо представляет собой смесь регенерированного урана и плутония и обедненного урана, которая ведет себя аналогично, хотя и не идентично, исходному обогащенному урану, для которого было разработано большинство ядерных реакторов. МОКС-топливо является альтернативой топливу из низкообогащенного урана (НОУ), используемому в легководных реакторах, которые преобладают в производстве ядерной энергии.

В настоящее время заводы в Европе перерабатывают отработавшее топливо из коммунальных предприятий Европы и Японии. Переработка отработавшего ядерного топлива коммерческих реакторов в настоящее время не разрешена в Соединенных Штатах из-за предполагаемой опасности распространения ядерного оружия . В администрации Буша Глобальное партнерство в области ядерной энергетики предложило США сформировать международное партнерство , чтобы увидеть отработанное ядерное топливо переработаны таким образом , что делает плутоний в нем пригодный для производства ядерного топлива , но не для ядерного оружия .

Разделение и трансмутация

В качестве альтернативы утилизации рафината PUREX в стекле или матрице Synroc наиболее радиотоксичные элементы могут быть удалены с помощью усовершенствованной обработки. После разделения на младшие актиниды и некоторые долгоживущие продукты деления могут быть превращены в короткоживущие или стабильные изотопы либо нейтроны или фотонного облучение. Это называется трансмутацией. Для достижения зрелого промышленного масштаба, где можно было бы продемонстрировать безопасность и экономическую целесообразность разделения и трансмутации (P&T), необходимы сильное и долгосрочное международное сотрудничество, а также многие десятилетия исследований и огромные инвестиции. ^[16]

Утилизация отходов

В настоящее время проблемой в области ядерной энергетики является безопасное захоронение и изоляция либо отработавшего топлива реакторов, либо, если используется вариант переработки, отходов заводов по переработке. Эти материалы должны быть изолированы от биосферы до тех пор, пока содержащаяся в них радиоактивность не снизится до безопасного уровня. ^[22] В США в соответствии с Законом о политике в области ядерных отходов 1982 г. с поправками Министерство энергетики несет ответственность за разработку системы захоронения отработавшего ядерного топлива и высокоактивных радиоактивных отходов. Текущие планы предусматривают окончательное захоронение отходов в твердой форме в лицензированной глубокой стабильной геологической структуре, называемой глубоким геологическим хранилищем.. Министерство энергетики выбрало Юкка-Маунтин в качестве места для хранилища. Его открытие неоднократно откладывалось. С 1999 года тысячи партий ядерных отходов хранились на экспериментальной установке по изоляции отходов в Нью-Мексико.

Реакторы на быстрых нейтронах могут расщеплять все актиниды, в то время как ториевый топливный цикл производит низкие уровни трансурановых соединений . В отличие от легководных реакторов, в принципе эти топливные циклы могли бы перерабатывать их плутония и младших актинидов и оставить только продукты деления и продукты активации в качестве отходов. Высокорадиоактивные среднеактивные продукты деления Cs-137 и Sr-90 уменьшаются в 10 раз каждое столетие; в то время как долгоживущие продукты деления имеют относительно низкую радиоактивность, по сравнению с исходной урановой рудой.

Утилизация горизонтальных буровых скважин описывает предложения по бурению более одного километра по вертикали и двух километров по горизонтали в земной коре с целью захоронения высокоактивных форм отходов, таких как отработанное ядерное топливо , цезий-137 или стронций-90 . После установки и периода извлечения ^{[ требуется пояснение ]} буровые скважины будут засыпаны и загерметизированы. Серия испытаний технологии была проведена в ноябре 2018 года, а затем снова публично в январе 2019 года частной компанией из США. ^[23]Испытание продемонстрировало установку испытательного контейнера в горизонтальную буровую скважину и извлечение такого же контейнера. В этом тесте не использовались действительно высокоактивные отходы. ^{[24] [25]}

Топливные циклы

Хотя наиболее распространенной терминологией является топливный цикл, некоторые утверждают, что термин « топливная цепь» более точен, поскольку отработанное топливо никогда не перерабатывается полностью. Отработанное топливо включает продукты деления , которые обычно следует рассматривать как отходы , а также уран, плутоний и другие трансурановые элементы. Если плутоний рециркулируют, он обычно повторно используется один раз в легководных реакторах, хотя быстрые реакторы могут привести к более полному рециркуляции плутония. ^[26]

Однократный ядерный топливный цикл

Это не цикл как таковой , топливо используется один раз, а затем отправляется на хранение без дальнейшей обработки, за исключением дополнительной упаковки, обеспечивающей лучшую изоляцию от биосферы . Этот метод одобряют шесть стран: США , Канада , Швеция , Финляндия , Испания и Южная Африка . ^[27] Некоторые страны, в частности Финляндия, Швеция и Канада, спроектировали хранилища, чтобы обеспечить возможность восстановления материала в будущем, если возникнет такая необходимость, в то время как другие планируют постоянное хранение в геологическом хранилище, таком как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин. В Соединенных Штатах.

Плутониевый цикл

Несколько стран, включая Японию, Швейцарию, а ранее - Испанию и Германию, ^{[ необходима цитата ]} , используют или использовали услуги по переработке, предлагаемые BNFL и COGEMA . Здесь продукты деления , второстепенные актиниды , продукты активации и переработанный уран отделяются от реакторного плутония , который затем может быть превращен в МОКС-топливо . Поскольку доля не- делящихся даже - масса изотопов плутониявозрастает с каждым проходом через цикл, в настоящее время нет планов по повторному использованию плутония из отработанного МОКС-топлива для третьего прохода в тепловом реакторе . Если появятся реакторы на быстрых нейтронах , они смогут сжигать эти или почти любые другие изотопы актинидов .

Утверждается , что использование средней по масштабу перерабатывающей установки на месте и использование пиропроцессинга вместо современной водной переработки значительно снижает потенциал распространения или возможное отклонение делящегося материала, поскольку перерабатывающая установка находится на месте / является неотъемлемой частью. Точно так же, как плутоний не выделяется сам по себе в цикле пирообработки, скорее все актиниды « извлекаются электроэнергией » или «очищаются» из отработавшего топлива, плутоний никогда не выделяется сам по себе, вместо этого он переходит в новое топливо в смеси. с гамма- и альфа-излучающими актинидами, видами, которые «защищают» его во многих возможных сценариях воровства.

Начиная с 2016 года Россия проводит испытания и в настоящее время внедряет Remix Fuel, в которой отработавшее ядерное топливо проходит через процесс, такой как пиропроцессинг, который отделяет ядерный плутоний реактора и оставшийся уран от продуктов деления и оболочек твэлов. Затем этот смешанный металл объединяют с небольшим количеством урана средней степени обогащения с концентрацией U-235 приблизительно 17% для получения нового комбинированного металлооксидного топлива с 1% плутония реакторного качества и концентрацией U-235 4%. Эти топливные стержни подходят для использования в стандартных реакторах PWR, поскольку содержание плутония не превышает того, которое существует в конце цикла в отработавшем ядерном топливе. По состоянию на февраль 2020 года Россия размещала это топливо в некоторых из своих реакторов ВВЭР . ^{[29] [30]}

Рециркуляция второстепенных актинидов

Было предложено, чтобы в дополнение к использованию плутония, второстепенные актиниды могли быть использованы в критическом энергетическом реакторе. Уже проводятся испытания, в которых америций используется в качестве топлива. ^[31]

Ряд конструкций реакторов, таких как интегральный быстрый реактор , был разработан для этого совершенно другого топливного цикла. В принципе, можно получить энергию от деления любого ядра актинида. При тщательном проектировании реактора все актиниды в топливе могут быть израсходованы, оставляя только более легкие элементы с короткими периодами полураспада . Хотя это было сделано на установках-прототипах, ни один такой реактор никогда не эксплуатировался в больших масштабах. ^{[ необходима цитата ]}

Так получилось, что нейтронное сечение многих актинидов уменьшается с увеличением энергии нейтронов, но отношение деления к простой активации ( захват нейтронов ) изменяется в пользу деления по мере увеличения энергии нейтронов. Таким образом, при достаточно высокой энергии нейтронов должно быть возможно разрушить даже кюрий без образования транкуриевых металлов. Это может быть очень желательно, поскольку значительно упростит переработку актинидного топлива и обращение с ним.

Одной многообещающей альтернативой с этой точки зрения является подкритический реактор / подкритический реактор с приводом от ускорителя . Здесь пучок протонов (дизайн США и Европы) ^{[32] [33] [34]} или электронов (дизайн Японии) ^[35] направлен в мишень. В случае протонов очень быстрые нейтроны будут отщепляться от мишени, в то время как в случае электронов будут генерироваться фотоны очень высокой энергии . Эти высокоэнергетические нейтроны и фотоны смогут затем вызвать деление тяжелых актинидов.

Такие реакторы очень хорошо сравниваются с другими источниками нейтронов с точки зрения энергии нейтронов:

• Тепловой от 0 до 100 эВ
• Эпитепловые от 100 эВ до 100 кэВ
• Быстрое (от ядерного деления ) от 100 кэВ до 3 МэВ
• DD- синтез 2,5 МэВ
• DT-синтез 14 МэВ
• Ядро с приводом от ускорителя 200 МэВ (свинец, управляемый протонами 1,6 ГэВ )
• Синтез с мюонным катализатором 7 ГэВ.

В качестве альтернативы кюрий-244 с периодом полураспада 18 лет можно было бы оставить для распада до плутония-240 перед использованием в качестве топлива в быстром реакторе.

Топливо или мишени для этой трансмутации актинидов

На сегодняшний день природа топлива (мишени) для трансформации актинидов не выбрана.

Если актиниды трансмутируются в субкритическом реакторе , вполне вероятно, что топливо должно выдерживать большее количество тепловых циклов, чем обычное топливо. Подкритический реактор с приводом от ускорителя вряд ли сможет поддерживать постоянный период работы в течение столь же длительного времени, что и критический реактор, и каждый раз, когда ускоритель останавливается, топливо будет остывать.

С другой стороны, если актиниды уничтожаются с помощью быстрого реактора, такого как интегральный быстрый реактор , то топливо, скорее всего, не будет подвергаться большему количеству тепловых циклов, чем на обычной электростанции.

В зависимости от матрицы процесс может генерировать больше трансурановых элементов из матрицы. Это можно рассматривать либо как хорошее (генерирование большего количества топлива), либо как плохое (образование большего количества радиотоксичных трансурановых элементов ). Существует ряд различных матриц, которые могут контролировать производство тяжелых актинидов.

Делящиеся ядра (такие как ²³³ U, ²³⁵ U и ²³⁹ Pu) хорошо реагируют на запаздывающие нейтроны и, таким образом, важны для поддержания стабильности критического реактора; это ограничивает количество второстепенных актинидов, которые могут быть разрушены в критическом реакторе. Как следствие, важно, чтобы выбранная матрица позволяла реактору поддерживать на высоком уровне соотношение делящихся и неделящихся ядер, поскольку это позволяет ему безопасно разрушать долгоживущие актиниды. Напротив, выходная мощность подкритического реактора ограничена мощностью ускорителя движущихся частиц, и, таким образом, он вообще не обязательно должен содержать уран или плутоний. В такой системе может быть предпочтительнее иметь инертную матрицу, которая не производит дополнительных долгоживущих изотопов.

Актиниды в инертной матрице

Актиниды будут смешаны с металлом, который больше не образует актинидов; например, можно использовать сплав актинидов в твердом теле, таком как диоксид циркония .

Смысл существования Инициативы по инертному матричному топливу (IMF) состоит в том, чтобы внести свой вклад в исследования и разработки по инертному матричному топливу, которое можно было бы использовать для использования, сокращения и утилизации избытков плутония оружейного и легководного реакторного качества. Помимо плутония, увеличивается количество второстепенных актинидов. Следовательно, эти актиниды необходимо утилизировать безопасным, экологичным и экономичным способом. Многообещающая стратегия, которая заключается в использовании плутония и минорных актинидов с использованием подхода с прямоточным топливом в существующих коммерческих ядерных энергетических реакторах, например, в американских, европейских, российских или японских легководных реакторах (LWR), канадских реакторах с тяжелой водой под давлением или в будущих блоках трансмутации. , подчеркивается с самого начала инициативы. Подход,который использует инертное матричное топливо, сейчас изучается несколькими группами в мире.^{[36] [37]} Этот вариант имеет преимущество уменьшения количества плутония и потенциально незначительного содержания актинидов до геологического захоронения. Второй вариант основан на использовании выщелачиваемого для переработки топлива, не содержащего урана, и на следовании стратегии множественной рециклинга. В обоих случаях усовершенствованный топливный материал производит энергию, потребляя плутоний или второстепенные актиниды. Однако этот материал должен быть прочным. Выбранный материал должен быть результатом тщательного исследования системы, включая инертную матрицу - выгорающий абсорбент - делящийся материал в качестве минимального количества компонентов и с добавлением стабилизатора. Это дает однофазный твердый раствор или, проще говоря, если этот вариант не выбран, композит инертная матрица-делящийся компонент. В скрининговых исследованиях ^{[38] [39] [40]}предварительно отобранные элементы были признаны подходящими. В 90-е годы была принята однократная стратегия МВФ с учетом следующих свойств:

• нейтронные свойства, то есть низкое сечение поглощения, оптимальная постоянная реактивность, подходящий коэффициент Доплера, ^[41]
• фазовая стабильность, химическая инертность и совместимость, ^[42]
• приемлемые теплофизические свойства, т.е. теплоемкость, теплопроводность, ^[43]
• хорошее поведение при облучении, т.е. фазовая стабильность, минимальное набухание, ^[44]
• удержание продуктов деления или остаточных актинидов, ^[45] и
• оптимальные свойства после облучения с однократной нерастворимостью. ^[46]

Эта стратегия однократного выщелачивания может быть адаптирована как последний цикл после многократного рециклинга, если выход деления недостаточно велик, и в этом случае требуется следующее свойство: хорошие свойства выщелачивания для повторной обработки и многократного рециклинга. ^[47]

Актиниды в ториевой матрице

При нейтронной бомбардировке торий может быть преобразован в уран-233 . ²³³ U является делящимся и имеет большее сечение деления, чем ²³⁵ U и ²³⁸ U, и, таким образом, гораздо менее вероятно, что он будет производить более высокие актиниды за счет захвата нейтронов.

Актиниды в урановой матрице

Если актиниды включены в матрицу металлического урана или оксида урана, то нейтронный захват ²³⁸ U, вероятно, приведет к образованию нового плутония-239. Преимущество смешивания актинидов с ураном и плутонием состоит в том, что большие сечения деления ²³⁵ U и ²³⁹ Pu менее энергичными запаздывающими нейтронами могут сделать реакцию достаточно стабильной, чтобы ее можно было проводить в критическом реакторе на быстрых нейтронах , который, вероятно, будет и дешевле, и проще, чем система, управляемая ускорителем.

Смешанная матрица

Также возможно создать матрицу из смеси вышеупомянутых материалов. Чаще всего это делается в реакторах на быстрых нейтронах, где можно желать поддерживать коэффициент воспроизводства нового топлива достаточно высоким, чтобы поддерживать работу реактора, но все же достаточно низким, чтобы образовавшиеся актиниды можно было безопасно уничтожить, не транспортируя их на другое место. Один из способов сделать это - использовать топливо, в котором актиниды и уран смешаны с инертным цирконием, создавая тепловыделяющие элементы с желаемыми свойствами.

Урановый цикл в возобновляемом режиме

Чтобы выполнить условия, необходимые для концепции ядерной возобновляемой энергии, необходимо изучить комбинацию процессов, идущих от начальной стадии ядерного топливного цикла до производства топлива и преобразования энергии с использованием определенных жидких видов топлива и реакторов, как сообщает Degueldre et al. al (2019 ^[48] ). Извлечение урана из разбавленной жидкой руды, такой как морская вода, изучается в различных странах мира. Это извлечение следует проводить экономно, как предлагает Degueldre (2017). ^[49]Скорость извлечения килотонн урана в год на протяжении столетий не изменит существенно равновесную концентрацию урана в океанах (3,3 частей на миллиард). Это равновесие является результатом поступления 10 килотонн урана в год речными водами и его выноса на морское дно из 1,37 экатонны воды в океанах. ^{[ необходимая цитата ]} Для извлечения урана из возобновляемых источников предлагается использование определенного материала биомассы для адсорбции урана, а затем и других переходных металлов. Нагрузка урана на биомассу составит около 100 мг на кг. По истечении времени контакта загруженный материал будет высушен и сожжен (нейтральный CO2) с преобразованием тепла в электричество. ^{[ необходима цитата ]}«Сжигание» урана в быстром реакторе на расплавленной соли помогает оптимизировать преобразование энергии за счет сжигания всех изотопов актинидов с отличным выходом для получения максимального количества тепловой энергии от деления и преобразования ее в электричество. Эта оптимизация может быть достигнута за счет снижения замедления и концентрации продуктов деления в жидком топливе / теплоносителе. Эти эффекты могут быть достигнуты за счет использования максимального количества актинидов и минимального количества щелочно-земельных элементов, что дает более жесткий нейтронный спектр. ^{[ необходима цитата ]}В этих оптимальных условиях потребление природного урана составило бы 7 тонн в год на 1 гигаватт (ГВт) произведенной электроэнергии. Сочетание добычи урана в море и его оптимального использования в быстром реакторе на расплавленных солях должно позволить ядерной энергии получить ярлык возобновляемой энергии. Кроме того, количество морской воды, используемой атомной электростанцией для охлаждения последней охлаждающей жидкости и турбины, будет составлять около 2,1 гига тонн в год для реактора на быстрых расплавах солей, что соответствует 7 тоннам извлекаемого природного урана в год. Эта практика оправдывает возобновление лейбла. ^{[ необходима цитата ]}

Ториевый цикл

В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон в быстром или тепловом реакторе. Бета -торий-233 распадается на протактиний -233 , а затем на уран-233 , который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является плодородным материалом .

${\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233}_{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {fuel}{^{233}_{92}U}}}}}$

После запуска реактора с существующим U-233 или каким-либо другим делящимся материалом, таким как U-235 или Pu-239 , может быть создан цикл воспроизводства, аналогичный, но более эффективный ^[50], чем цикл с U-238 и плутонием. Th-232 поглощает нейтрон, превращаясь в Th-233, который быстро распадается на протактиний- 233. Протактиний-233, в свою очередь, распадается с периодом полураспада 27 дней до U-233. В некоторых конструкциях реакторов на расплаве соли Pa-233 извлекается и защищается от нейтронов (которые могут преобразовать его в Pa-234, а затем в U-234 ), пока он не распадется до U-233. Это сделано для того, чтобы улучшить коэффициент размножения, который ниже по сравнению сбыстрые реакторы .

Тория в природе как минимум в 4-5 раз больше, чем всех изотопов урана вместе взятых; торий довольно равномерно распространен по Земле, и многие страны ^[51] имеют его огромные запасы; приготовление ториевого топлива не требует сложных ^[50] и дорогостоящих процессов обогащения; ториевый топливный цикл создает в основном уран-233, загрязненный ураном-232, что затрудняет его использование в обычном, предварительно смонтированном ядерном оружии, которое стабильно в течение длительных периодов времени (к сожалению, недостатки намного ниже для оружия немедленного использования или в случае его окончательного использования). сборка происходит непосредственно перед использованием); устранение хотя бы трансурановой части проблемы ядерных отходов возможно в MSR и другие конструкции реакторов-размножителей.

Одна из первых попыток использования ториевого топливного цикла была предпринята в Окриджской национальной лаборатории в 1960-х годах. Экспериментальный реактор был построен на основе технологии реактора с расплавленной солью для изучения осуществимости такого подхода с использованием фтористой соли тория, поддерживаемой достаточно горячей, чтобы оставаться жидкостью, что устраняет необходимость в изготовлении топливных элементов. Эти усилия завершились экспериментом в реакторе с расплавленной солью, в котором ²³² Th использовался в качестве воспроизводящего материала и ²³³ U в качестве делящегося топлива. Из-за отсутствия финансирования программа MSR была прекращена в 1976 году.

Впервые торий был коммерчески использован в реакторе 1-го блока в Индиан-Пойнт, который начал работу в 1962 году. Затраты на извлечение U-233 из отработавшего топлива были сочтены нерентабельными, поскольку менее 1% тория было преобразовано в U-233. Владелец завода перешел на урановое топливо, которое использовалось до полной остановки реактора в 1974 году ^[52].

Текущая производственная деятельность

В настоящее время в качестве ядерного топлива используются только изотопы уран-235 (U-235), уран-238 (U-238) и плутоний-239 , хотя предлагаемый ториевый топливный цикл имеет преимущества. Некоторые современные реакторы с небольшими модификациями могут использовать торий . Тория в земной коре примерно в три раза больше , чем урана (и в 550 раз больше, чем урана-235). Ресурсы тория разведаны недостаточно, поэтому доказанные ресурсы невелики. В некоторых странах, особенно в Индии, тория больше, чем урана . ^[53]

В тяжеловодных реакторах и реакторах с графитовым замедлителем можно использовать природный уран , но для подавляющего большинства реакторов в мире требуется обогащенный уран , в котором отношение U-235 к U-238 увеличено. В гражданских реакторах обогащение увеличивается до 3-5% по U-235 и до 95% по U-238, но в военно-морских реакторах его содержание достигает 93% по U-235.

Термин ядерное топливо , как правило , не используется в отношении энергии термоядерного синтеза , который плавит изотопы из водорода в гелий с высвобождением энергии .

Смотрите также

• Горизонтальная буровая скважина
• Глубинное геологическое хранилище
• Глубокая скважина

использованная литература

внешние ссылки

• Всемирный институт ядерного транспорта