Июнь 17th, 2013
Поэтому для характеристики эффективности расширенного воспроизводства топлива вводится понятие времени удвоения ядерного топливагде gb — удельная загрузка 235U в реактор, кг 235UKBT; Н — отношение полного времени топливного цикла (время в реак-торе+время в переработке) к времени пребывания ядерного топлива в реакторе; е — доля потерь топлива при радиохимической и металлургической переработках; <р — доля времени работы реактора на номинальной мощности в году (коэффициент использования установленной мощности); Д—относительная глубина выгорания ядерного топлива за одну кампанию. Из зависимости (4.36) следует, что интенсивность накопления плу-тония в сильной степени зависит от времени задержки топлива в предприятиях внешнего топливного цикла.Очевидно, если время удвоения ядерного топлива ч2 меньшевремени удвоения мощности развивающейся ядерной энергети-ки на быстрых нейтронах то потребность в ядерномтопливе из внешних источников будет равна нулю. Потребностьв природном уране в этом случае сократится до минимума, оп-ределяемого количеством 238U, необходимого для загрузкив зоны производства и восполнения его потери при прохожде-нии через реактор и предприятия по переработке отработавше-го топлива.Создание реакторов на быстрых нейтронах, интенсивно воспроизводящих топливо, связано с определенными трудностями. Они вызваны прежде всего необходимостью иметь большие удельную энергонапряженность и глубину выгорания топлива, что влечет за собой повышение температуры в активной зоне, организацию интенсивного отвода тепла, обеспечение механической прочности и термостойкости элементов конструкции, оболочек твэлоз и топливных композиций. Все это приводит к снижению KB до 1,3—1,4 и значительному удорожанию реакторных установок. Если добавить к этому неотработанность в настоящее время технологии химико-металлургической переработки топлива, то как по потребности в природном уране для развивающейся ядерной энергетики, так и по капитальным затратам и себестоимости вырабатываемой энергии плутониевый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах пока еще значительно уступает циклу с реакторами на тепловых нейтронах, работающими на обогащенном уране. Однако в принципе время удвоения ядерного топлива, которое для современных реакторов на быстрых нейтронах порядка 15—16 лет, можно сократить до необходимого значения (т. е. сделать его равным или меньше времени удвоения мощности развивающейся ядерной энергетики), и тогда будет решена проблема ресурсов ядерного сырья.
