3.Глубина выгорания. Период кампании реактора.

Эффективность использования ядерного топлива в реакторе определяется глубиной выгорания топлива. Для оценки глубины выгорания используют следующие показатели:

а) отношение выгоревшего делящегося изотопа (m_выг, кг) к загруженному горючему (m_гор, т):

a₁ = m_выг / m_гор , кг/т

б) отношение выгоревшего делящегося изотопа (m_выг) к загруженному делящемуся изотопу (m U²³⁵):

a₂ = m_выг / m_U5 , %

в) отношение количества энергии, полученной при энерговыработке Nt (МВт · сутки), к полной загрузке горючего:

a₃ = Nt / m_гор , MВт · сутки/т

г) отношение количества ядер накопившихся осколков деления к объему среды V (м³), в которой происходит деление:

a₄ = N_оск = 51 ·10 ²⁶ m_дел / V, ядер/м³

Чаще всего глубину выгорания определяют количеством МВт · суток выработанной тепловой энергии, приходя­щейся на полную массу загруженного в реактор урана (а₃).

Допустимая глубина выгорания зависит от материала твэла. Для металлического урана она составляет 3000 – 3500 МВт · сутки /т, а для его соединений может быть зна­чительно больше.

В современных водо-водяных реакторах на тепловых ней­тронах используется UO₂ с обогащением горючего 3 – 5 % при кампании 2 – 3 года с использованием частичных перегрузок один раз в год глубина выгорания достигает значения 30 – 45 тыс. МВт · сутки /т.

Период кампании реактора – это период работы реактора без перегрузки топлива.

По мере выгорания топлива обогащение ядерного топлива уменьшается и наступает момент, когда концентрация делящегося изотопа становится меньше необходимой для поддержания цепной реакции деления. При перегрузке отработавшее, частично выгоревшее топливо заменяется свежим.

В настоящее время при ежегодной остановке на ППР производится перегрузка третьей части ТВС, находящихся в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Отработавшие сборки извлекаются из центральной части, а сборки со свежим топливом устанавливают в периферийную часть активной зоны.

4.Воспроизводство ядерного топлива. Коэффициент воспроизводства.

Воспроизводство ядерного топлива – это процесс накопления в работающем реакторе новых делящихся нуклидов – вторичного ядерного топлива, которое участвует вместе с основным (первичным) топливом в выработке тепловой энергии. Вторичным ядерным топливом являются изотопы плутония ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu. Первый из них получается в результате захвата тепловых и резонансных нейтронов ядрами ²³⁸U, второй – в результате двукратного радиационного захвата нейтронов ядрами ²³⁹Pu.

²³⁸U + ¹n ²³⁹U^{* 239}Np^{* 239}Pu

²³⁹Pu ²⁴⁰Pu ²⁴¹Pu

Коэффициент воспроизводства ядерного горючего — это отношение количества образовавшегося (вторичного) ядерного горючего m_вт к количеству израсходованного (выгоревшего) за то же время горючего m_выг:

KB = m_вт / m_выг,

Для энергетических реакторов на естественном или слабо обогащенном уране KB<1 (не более 0,8), и при этом макси­мальное количество ²³⁸U, которое может быть переработано в ²³⁹Pu, оставляет не более 3%.

Коэффициент воспроизводства в реакторах на быстрых нейтронах может существенно превышать единицу и для некоторых реакторов с ²³⁹Рu приближаться к 2. Обогащение топлива в реакторах на быстрых нейтронах составляет более 20 %.

Процесс расширенного воспроизводства ядерного горючего характе­ризуют временем удвоения, которое определяется как время (в годах), в течение которого количество ядерного горю­чего, первоначально находившегося в топливном цикле ре­актора-размножителя, увеличится за счет накопления но­вого горючего в 2 раза.

Согласно оценкам для реальных промышленных систем время удвоения составит 5 – 10 лет.