Июнь 17th, 2013
Определим основные расходные (по топливу) характеристики уранового топливного цикла АЭС с реакторами на тепловых нейтронах при выводе нарабатываемого плутония из цикла. Количество циркулирующего через реактор топлива (или совокупность однотипных реакторов) в установившемся режиме работыгде k — удельный расход делящегося материала на единицу выработанной тепловой энергии (величина, обратная «калорийности» ядерного топлива), = 0,39 кг(МВт-год); апр.д — масса накопленных продуктов деления к концу кампании на 1 т урана начального обогащения, кгт U; т]нттто—КПД АЭС нетто. Если считать, что апр.д в среднем может принимать значение от 2—5 кгт U для реакторов, работающих на природном уране, до 75—100 КГTU для реакторов на быстрых нейтронах (в топливе реакторов на тепловых нейтронах на слабообога-щенном уране апр.д=10-ь30 КГTU), ТО при КПД АЭС 25—45% количество циркулирующего в цикле урана начального обогащения может составлять 10—800 т на 1 МВт-год.Так как аПр.д характеризует глубину выгорания, то из формулы (4.37) следует, что чем больше глубина выгорания и выше КПД АЭС, тем меньше производительность перерабатывающих уран предприятий топливного цикла.Для разомкнутых топливных циклов и для первого цикла обращения (т. е. для первоначальной загрузки реактора) удельный расход природного урана определяется зависимостьюгде хн — содержание 235U в свежем топливе, кг 235UKrU; у — содержание 235U в отвале, кг 235икг11; С0 — содержание 235U в природном уране, С0 =Величину 6Х, а следовательно, и Ge можно выразить через среднюю энергонапряженность ядерного топлива , МВт(тепл.)т U, и длительность кампании Тк, год, поскольку глубина выгорания B = anp.Jk=jTK:Для замкнутого цикла с учетом возврата в цикл оставшегося топлива потребность в природном уране можно записать следующим образом:Для замкнутого цикла с учетом возврата в цикл оставшегося топлива потребность в природном уране можно записать следующим образом:
