Июнь 17th, 2013
Из этой формулы следует, что количество потребляемого природного урана не зависит от глубины выгорания и начального обогащения урана, а определяется спектром нейтронов, КПД станции и содержанием урана в отвале.Количество нарабатываемого в реакторе плутония на единицу вырабатываемой электроэнергиигде КН — суммарный коэффициент накопления 239Ри и 241Ри в выгружаемом топливе по отношению к выгоревшему топливу. С учетом выражения для GxКоэффициент накопления определяется по изменению изотопного состава топлива при выгорании топлива. Величина КН показывает приспособленность реактора данного типа к расширенному воспроизводству топлива:где ZPu— концентрация всех изотопов плутония в выгружаемом топливе.Коэффициент воспроизводства, а следовательно, и коэффициент накопления в реакторах на тепловых нейтронах, работающих по уран-плутониевому циклу, составляет 0,1—0,4. По мере совершенствования таких реакторов путем увеличения энергонапряженности, обогащения и глубины выгорания топлива, повышения температуры в активной зоне коэффициент воспроизводства имеет тенденцию к снижению.Приведем расчет расхода природного урана для топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Кроме используемых характеристик Ge°, Gx и G9 необходимо добавить еще G3 — годовое удельное количество топлива в зонах воспроизводства, циркулирующего в установившемся топливном цикле, т(МВт-год):где КНЭ — коэффициент накопления плутония в экранах реакторов на быстрых нейтронах по отношению к выгоревшему топливу в активной зоне; Z3 — Количество плутония, нарабатываемого к концу кампании в активной зоне и экранах реактора на быстрых нейтронах,Применительно к реакторам на быстрых нейтронах интересно рассмотреть замкнутый топливный цикл, когда накопленный плутоний используется в тех же реакторах. Так как (КН+ + КНэ)>1(1—е), природный уран при установившемся режиме работы уже после первого цикла обращения расходуется только на зоны воспроизводства и восполнения потерь 238U, превращаемого в плутоний.
