Потребность реактора в ядерном топливе

При работе реактора в стационарном режиме его годовая потребность в ядерном топливе , т /год, (х, %, – начальное обогащение по делящемуся изотопу) рассчитывается по формуле:

(2.13)

где – установленная тепловая мощность реактора, МВт; – среднегодовое значение коэффициента использования установленной мощности; – коэффициент полезного действия АЭС (брутто).

ЯДЕРНО-ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ

В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ

Ядерно-топливный цикл – это совокупность процессов, связанных с добычей, переработкой и использованием ядерного топлива, в том числе отработавшего в активных зонах ядерных реакторов.

Общая характеристика ядерно-топливных циклов

На рис. 3.1 показаны разомкнутый (без регенерации отработавшего в реакторе топлива) и замкнутый ядерно-топливные циклы (ЯТЦ).

В настоящее время осуществляется, как правило, разомкнутый ЯТЦ. Это объясняется сложностью и неотработанностью технологии переработки топлива, выгруженного из активных зон реакторов на тепловых нейтронах, на которых базируется современная ядерная энергетика. В то же время для рационального расходования имеющегося в природе урана необходимо строительство АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (наряду с тепловыми реакторами), в которых может использоваться не только , но и сырьевой изотоп , а также имеющийся на Земле в больших количествах . Особенностью реакторов на быстрых нейтронах является более высокое по сравнению с ВВЭР или РБМК начальное обогащение ядерного топлива по делящемуся изотопу – порядка 15–25 %. Для получения такого высокообогащенного состава активной зоны целесообразнее использовать накопленный в реакторах на тепловых нейтронах плутоний (, ), а не глубокое разделение изотопов и , поскольку оно приведет к значительному возрастанию количества отвального (обедненного по ) урана на разделительных заводах.