Июнь 17th, 2013
4.4. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПОТРЕБНОСТИВ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛАХ И РАСЧЕТ ПРОИЗВОДИТЕЛЬНОСТИ ПРЕДПРИЯТИЙ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА АЭСКак уже отмечалось, эффективность использования ядерного сырья может быть весьма различна в зависимости от типа реактора и режима его работы, от характеристик предприятий внешнего топливного цикла и темпов развития энергетики. При сравнительном анализе эффективности использования ядерного сырья АЭС с различными реакторами прежде всего необходимо определить потребность в ядерном сырье при неизменной мощности реакторов в стационарном режиме частичных 168 или непрерывных перегрузок (установившемся режиме топливного цикла, начинающемся со второго цикла обращения, т. е. прохождения через реактор всего загруженного первоначального топлива). Потребность в ядерном сырье в этом случае определяется тремя характеристиками:1) Ge° — расходом природного урана на единицу отпущенной электроэнергии, т(МВт-год), определяющим требуемую производительность уранодобывающей промышленности; расход служит основной характеристикой при сравнении различных АЭС по эффективности использования природных ресурсов ядерного сырья;2) Gx — годовым количеством циркулирующего в цикле топлива на единицу отпущенной электроэнергии, т(МВт-год), определяющим производительность предприятий внешнего цикла, связанных с переработкой и обогащением урановой руды, изготовлением твэлов, а также размеры хранилища для выдержки отработавших твэлов и производительность предприятий по их переработке;3) G9 — годовым количеством накопленного к концу кампании плутония на единицу отпущенной энергии, кг(МВт-год), определяющим в случае вывода плутония из цикла возможность развития ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах.
