Воспроизводство ядерного горючего

При работе одновременно с выгоранием топлива образуются новые делящиеся изотопы, которых не было в свежезагруженном реакторе. Отношение числа или массы нового делящегося изотопа к исходному называют коэффициентом воспроизводства (если изотопы одинаковые) или коэффициентом конверсии (если изотопы разные).

Предположим в реакторы загрузили М ₁тонн делящихся изотопов. После их сжигания образуется М ₂ = К_в · М₁ тонн нового делящегося изотопа.

Но в тепловых реакторах такой КВ может быть достигнут только теоретически, а в действительности он значительно меньше. В ВВЭР-1000 в центре активной зоны КВ = 0,5, поэтому реально в тепловых реакторах мы можем сжечь U-235 значительно меньше, чем 7%. Урановая энергетическая проблема за счёт ядерной энергетики не может быть решена с тепловыми реакторами, т.к. дешёвый уран будет быстро израсходован и АЭС станут неконкурентоспособными. Однако, проблема энергопроизводства может быть решена с помощью ядерной энергетики на быстрых нейтронах, в которых КВ теоретически может равняться 2, а практически К_в = 1,5…1,8, что объясняется лучшим балансом нейтронов:

Для того, чтобы протекали оба процесса и деление и воспроизводство необходимо выполнение условия:

А поэтому νf и имеют важное значение. С увеличением энергии нейтронов νf – возрастает, а - снижается, что улучшает баланс нейтронов и делает возможным расширенное воспроизводство до:

β β β

β β β

В этих циклах U-238 и Th-232 – сырьевые изотопы, а Pu-239 и U-233 – новые делящиеся изотопы. Наряду с КВ эффективность воспроизводства определяют с помощью такого понятия как время удвоения топлива Т₂:

Однако с ростом qт – энергетический спектр нейтронов следует смягчить, т.е. уменьшить энергию нейтронов, но в этом случае КВ станет меньше. В действующих реакторах на быстрых нейтронах КВ = 1,5, а время удвоения топлива Т₂ = 5-6 лет.

В настоящее время быстрые реакторы широко не применяются из-за технических проблем.

Дата добавления: 2015-07-08