История искусства Экология энергетики Инженерная графика и машиностроительное черчение Математика решение задач и примеров Курс лекций по физике и электротехнике
Топливо для ядерных реакторов Урановый цикл Уран-ториевый цикл Уран-плутонивый цикл оружейный плутоний Торий-плутонивый цикл Добыча урановой руды Обогащение урана Временное хранение ОЯТ Транспортировка радиоактивных веществ Твэлы

Капиталовложения в предприятия топливного цикла на 1 кет мощности АЭС, благодаря высокой теплотворной способности ядерного горючего, значительно меньше удельных капиталовложений в добычу угля и транспорт для тепловой энергетики.

Глубина выгорания топлива определяется как отношение количества израсходованного ядерного топлива к общему количеству первоначально загруженного топливного материала, выраженное в процентах, или как отношение количества выработанной энергии к количеству загруженного топлива.

Учитывая, что тепловая энергия одного акта деления U составляет 190 МэВ и что 1 эВ/атом соответствует 23 ккал/моль (1 ккал=4186,8 Дж/моль), можно считать, что при "сгорании" 1 г U выделяется энергия:

или Етепл=1,86*107*1,16=2,15*107 Вт.ч/г=0,89 МВт.сут/г=2,44*10-3 МВт/г.

КПД современных энергетических реакторов составляет примерно 30%. Это означает, что для обеспечения электрической мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощностью 3300 МВт, т.е. в течение одного года должно выгореть 1,3 т U. В реальных условиях уранового топливного цикла это значение ниже, так как существенный вклад в выработку энергии вносит образующийся при работе ядерного реактора 239Pu. По мере его накопления в топливном материале возрастает вероятность деления ядер плутония. При обычных режимах работы реакторов на тепловых нейтронах примерно половина всех актов ядерного деления приходится на долю 239Pu. Таким образом, плутоний становится полноценным ядерным топливом даже при загрузке в реактор чистого уранового топлива. Вклад плутония в вырабатываемую на АЭС энергию составляет ^50%. С учетом деления Pu можно считать, что для реактора мощностью 1000 МВт (эл.) необходимо загрузить 670 кг/год Методическое руководство к расчёту Водо-водянных реакторов в курсовом проектировании Датой рождения российской ядерной энергетики принято считать 1954-й – год пуска в Советском Союзе первой атомной электростанции (АЭС) мощностью 6МВт. Опыт  пуска и работы этой станции показал реальность использования атомной энергии в мирных целях. Вслед за относительно коротким этапом промышленного эксперимента последовал этап интенсивного строительства АЭС сразу в нескольких странах. Так к концу 1989 года в нашей стране выработка электроэнергии на АЭС составляет 220 – 255 млрд. квт. часов или 14% от её производства другими способами.

U, что при 3%-ном обогащении соответствует 22 т U. При продолжительности кампании, равной трем годам, загрузка должна составить 66 т U. Чтобы при этом обеспечить 3%-ную глубину выгорания, начальное обогащение 235U должно быть выше 3%, т.е. 3,5-4,5%. Загруженные 70 т урана должны быть постепенно, в течение трех лет, заменены свежим топливом. Поэтому из легководного реактора мощностью 1000 МВт (эл) выгружается и поступает на переработку 20-30 т U в год. Тепловая энергия реактора составляет 3300 МВт (тепл).365 = 1,2*106/30 = 40 ГВт.сут/т. Реактор ВВЭР-1000 мощностью 1 ГВт при загрузке 66 т U с обогащением 3,3-4,4% рассчитан на глубину выгорания топлива 27000-40000 МВт.сут/т U.

Коэффициент воспроизводства - количество вторичного делящегося материала, образующегося в процессе работы, и представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Такие реакторы называют реакторами-размножителями. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (Для реакторов БН-600 КВ=1,4). Из реакторов на тепловых нейтронах, наибольший коэффициент воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (0,7-0,8). Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффициент воспроизводства (0,5-0,6). Указанные значения коэффициента воспроизводства делящихся материалов соответствует их количеству в выгружаемом топливе, т.е. рассчитаны с учетом выгорания вторичного ядерного топлива параллельно с его образованием.

Заметное влияние на потребность в уране может оказать технологический процесс обогащения. В настоящее время большинство существующих реакторов использует уран, обогащенный в результате диффузии газов. При диффузии газов некоторое количество U2ss попадает в отходы, хвосты.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов