Общие проблемы развития энергетики 2 страница

б) во сколько раз эта масса больше массы осколков деления, образующихся при взрыве атомной бомбы мощностью 20 килотонн тринитротолуола;

в) насколько уменьшилась за это время первоначальная масса топливной загрузки;

г) выручку за отпущенную электроэнергию, если цена 50 руб./ кВт ч, K =7%.

3.6. Гомогенный реактор на тепловых нейтронах работает на мощности 1200 МВт (т). Найти:

а) скорость деления ядер в активной зоне этого реактора;

б) среднюю плотность потока нейтронов, если загрузка реактора по ²³⁵ U – 400 кг, среднее по спектру тепловых нейтронов в реакторе микроскопическое сечение деления ²³⁵ U – 350 барн. Ролью плутония пренебречь.

3.7. Сравнить плотность потока нейтронов в активной зоне:

а) для реактора ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,33) при работе на номинальной мощности с полной загрузкой 65 т урана среднего обогащения 3,3% ( = 350 барн);

б) для быстрого реактора при работе на номинальной мощности 1000 МВт (т) с загрузкой 7,5 т урана 20% обогащения. (Среднее сечения деления по спектру активной зоны приять равным 1,5 барн);

в) определите стоимость загрузки для каждого реактора при цене топлива ВВЭР-1000 – 18000 руб./т, БН-1000 – 140 000 руб./т.

3.8. Реактор БН-600 (к.п.д. 0,4) работает на номинальной мощности при средней плотности потока нейтронов 6 10¹⁵ н/(см²сек) ( = 1,9 барн). Рассчитать загрузку по массе делящихся изотопов.

3.9. В тепловом реакторе ( = 350 барн) за кампанию делится 2/3 от полной первоначальной загрузки по ²³⁵ U.

а) определить флюенс нейтронов за кампанию;

б) определить плотность потока нейтронов, если эффективное время кампании – 1000 суток;

в) определить массу первоначальной загрузки по ²³⁵ U, если мощность реактора 3000 МВт (т) и ее стоимость при цене ядерного топлива 13000 руб./кг.

3.10. ЯЭУ мощностью 1000 МВт (т) отработала год со средним к.и.м. 0,55. Оценить:

а) расход делящихся ядер с учетом радиационного захвата нейтронов (среднее по спектру тепловых нейтронов отношение ( = 0,17);

б) расход и стоимость мазута (w = 9500 ккал/кг) и низкокалорийного угля (w = 2500 ккал/кг) для выработки такого же количества тепловой энергии при цене Ц =1000 руб./т, Ц = 250 руб./т.

3.11. ЯЭУ с реактором на тепловых нейтронах потребляет 0,3 кг ²³⁵ U в сутки. Найти:

а) мощность, на которой она работает;

б) израсходованную за год работы массу ²³⁵ U, которая не дала вклада в энерговыработку.

Вкладом Pu в энерговыработку пренебречь.

3.12. АЭС с к.п.д. 0,29 выработала за год 7 млрд. кВт ч электроэнергии, затратив при этом на перезагрузку 50 т обогащенного урана. Определить:

а) удельную энерговыработку (в МВт сут./т);

б) глубину выгорания (в кг/т);

в) среднюю массовую энергонапряженность при эффективной кампании топлива 3 года;

г) стоимость топлива для перегрузки при цене 20 000 руб./кг.

3.13. Оценить годовую потребность в топливе и ее стоимость:

а) для реактора РБМК – 1000 (к.п.д. 0,31, к.и.м. 0,8, среднее выгорание В = 19000 МВт сут./т, цена топлива 10 000 руб./кг);

б) для реактора ВВЭР – 440 (к.п.д. 0,32, к.и.м. 0,76, средняя глубина выгорания α = 30 кг/т (U), цена топлива 15 000 руб./кг).

3.14. Найти

а) полную загрузку по урану реактора ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,32), рассчитанного на работу со средней массовой энергонапряженностью топлива J = 46 кВт/кг, при цене топлива 20000 руб./кг;

б) среднюю массовую энергонапряженность топлива в реакторе с эффективной кампанией 900 суток и средней глубиной выгорания 42 кг/т.

3.15. Определить:

а) среднюю глубину выгорания отработанного топлива реактора РБМК-1000 (к.п.д. 0,31, к.и.м. 0,8), если на ежегодную перегрузку затрачивается 55 т обогащенного урана;

б) среднюю концентрацию шлаков в отработанном топливе реактора ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,33, к.и.м. 0,78 при ежегодной перегрузке 23 т (U));

в) стоимость топлива ежегодной перегрузки при цене топлива 9000 руб./кг для реактора РБМК-1000 и 21 000 руб./кг для ВВЭР-1000.

3.16. Оценить эффективное время кампании и стоимость загрузки активной зоны:

а)для реактора номинальной мощностью 1000 МВт (т) со средней глубиной выгорания 80 кг/т при одноразовых перегрузках 3 т обогащенного урана. Цена топлива 100 000 руб./т;

б) для быстрого реактора номинальной мощностью 1500 МВт (т) при среднем выгорании отработанного топлива 80 кг/т и загрузкой активной зоны 8,5 т обогащенного урана. Цена топлива 90 000 руб./т;

в) для реактора РБМК – 1500 (к.п.д. 0,31) и глубиной выгорания 19 кг/т с начальной загрузкой по урану 180 т. Цена топлива 8500 руб./кг.

3.17. Рассчитать стоимость полной загрузки:

а) для тяжеловодного реактора номинальной мощностью 3200 МВт (т), эффективной кампанией 300 суток, средним выгоранием отработанного топлива 7 кг/т, ценой топлива 750 руб./кг;

б) для реактора номинальной мощностью 1000 МВт (т) с эффективным временем кампании 1 год, средним выгоранием 50 кг/т (U), ценой топлива 22 000 руб./кг.

3.18. В тепловом реакторе используется топливо UO₂ (плотность = 10,2 г/см³), его объемная доля равна 0,28. Средняя концентрация делящихся изотопов в реакторе 30 кг/т, среднее по спектру сечение деления 350 барн, средняя плотность потока нейтронов 5 10¹³ н/см²сек. Найти объемную и массовую энергонапряженности топлива. Найти стоимость полной загрузки реактора, если его тепловая мощность 500 МВт, а цена топлива 18 000руб./кг.

3.19. Активная зона реактора ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,33) рассчитана на работу со средне энергонапряженностью 44 кВт/кг (U). Параметры используемого в реакторе твэла: активная длина – 3550 мм, внешний диаметр – 9,1 мм, диаметр топливной таблетки UО₂ (плотность = 10,2 г/см³) 7,53 мм. Определить количество твэлов активной зоне, среднюю плотность теплового потока с боковой поверхности твэла. Сколько стоит топливо для одного твэла при цене 20 000 руб./кг (U).

3.20. Плотность теплового потока с боковой поверхности твэл 35 Вт/см². Внешний диаметр твэл – 13,6 мм, диаметр топливной таблетки из UО₂ ( = 10,4 г/см³) 11,5 мм. Чему равна массовая энергонапряженность топлива?

3.21. Определить

а) удельный расход делящихся изотопов (г/МВт сут.), если известно среднее по спектру отношение сечения радиационного захвата к сечению деления = 0,17;

б) расход делящихся изотопов и удельное энерговыделение, если средняя глубина выгорания 20 кг/т.

Вопросы к теме

1. Основные особенности ядерной энергии. Чем обусловлена чрезвычайно высокая энергия продуктов ядерных реакций? Можно ли трактовать процесс выделения энергии в ядерных реакциях как превращение массы в энергию? Что называется ядерным топливом? Какие вы знаете естественные и искусственные делящиеся нуклиды? Могут ли изотопы урана и плутония делиться под действием промежуточных и быстрых нейтронов? Какое ядерное топливо называется первичным, какое вторичным? На каком ядерном топливе, в основном, базируется сегодня развитие ядерной энергетики? Из каких изотопов состоит природный уран? Каково содержание изотопов в его составе? Наблюдалось ли где-нибудь отклонение от этого содержания? Испытывают ли изотопы урана спонтанное деление? Что такое обогащенный уран, уран низкого, среднего и высокого обогащения?

2. Как соотносятся между собой энергия деления, термоядерного синтеза и аннигиляция в расчете на единицу массы? Как распределяется между продуктами энергия перечисленных реакций? Насколько теплотворная способность ядерного топлива превышает теплотворную способность органического топлива? Сколько энергии выделяется при делении 1 г ²³⁵ U или ²³⁹ Pu? Сколько необходимо делящихся изотопов для выработки 1 МВт сут. тепловой энергии? В каком виде применяется ядерное топливо в реакторах? Что такое твэл? Что такое твс?

3. Масштабы расхода ядерного топлива на АЭС. Сколько шлаков накапливается в отработанном топливе АЭС? Можно ли «сжечь» полностью все делящиеся нуклиды за одноразовое пребывание топлива в реакторе? Какую часть топлива можно сжечь? Можно ли иметь в реакторе расширенное воспроизводство делящихся нуклидов? Требует ли «сжигание» ядерного топлива окислителя? Что такое остаточное тепловыделение? Что создает особые трудности в обращении с отработанным топливом? Какие основные процессы происходят в материалах реактора под действием нейтронов и как они влияют на экономику ЯЭУ?

4. Как связана мощность реактора со скоростью делений? Как плотность потока нейтронов в энергетическом реакторе связана с его мощностью? Что такое флюенс нейтронов в реакторе и каковы его типичные значения? Чем отличается нейтронная бомба от атомной?

5. Что такое удельная энерговыработка, глубина выгорания и энергонапряженность ядерного топлива? Как эти величины связаны между собой? Чем отличается величина глубины выгорания от удельного расхода делящихся изотопов в топливе за кампанию? Как по удельной выработке определяется расход ядерного топлива за год? Кампания топлива в реакторе, эффективная и календарная. Как определяется полная загрузка топлива в реакторе? Какой удельный расход топлива в реакторе? Как средняя плотность теплового потока с поверхности твэла связана с массовой энергонапряженностью топлива? Каковы примерно стоимость ядерного топлива, ежегодной подпитки реактора и полной загрузки в ЯЭУ?

4. Расход, воспроизводство и наработка ядерного топлива

4.1. Определить коэффициент накопления:

а) для теплового реактора с КВ = 0,6, если в течение кампании расходуется половина наработанного плутония;

б) для быстрого реактора с КВ = 1,5, если за кампанию выгорает 20% от первоначального количества делящихся изотопов.

4.2. Определить коэффициент воспроизводства

а) для реактора ВВЭР (выгорание В = 40000 МВт сут./т, обогащение свежего топлива 4,4%), в отработанном топливе которого концентрация делящихся изотопов 20 кг/т, вклад в полную глубину выгорания ²³⁵ U 25 кг/т, U 2 кг/т;

б) для реактора на быстрых нейтронах при следующих данных: концентрация плутония в начальном топливе 20%, выгорание за кампанию 1 год 100 кг/т, время удвоения 12 лет при времени внешнего цикла 1 год, = 0,2.

4.3. Оценить процент использования U в реакторе на природном уране с КВ = 0,8:

а) при коэффициенте размножения на быстрых нейтронах 1,04, если в процессе работы делится 60% всех делящихся изотопов в реакторе;

б) при коэффициенте размножения на быстрых нейтронах 1,03, если стационарная работа реактора с непрерывной перегрузкой топлива обеспечивается при средней концентрации делящихся изотопов 5 кг/т.

4.4. Найти концентрацию делящихся изотопов

а) в отработанном топливе реактора на природном уране при выгорании 8 кг/т, КВ = 0,7 и коэффициенте размножения на быстрых нейтронах 1,03;

б) в начальном и отработанном топливе реактора с непрерывной перегрузкой, в котором стационарная работа реактора на номинальной мощности обеспечивается при среднем выгорании топлива 10 кг/т и средней концентрацией делящихся изотопов в топливе 13 кг/т, КВ = 0,5

4.5. Определить коэффициент накопления плутония

а) в отработанном топливе реактора с КВ = 0,7 при достижении удельного энерговыделения 1000 МВт сут./т, если за кампанию расходуется 1 кг/т ²³⁵ U;

б) для реактора ВВЭР – 1000 (х = 4,4%), с КВ = 0,55, выгорание 40000 МВт сут./т, содержанием ²³⁵ U в отработанном топливе 12 кг/т.

4.6. Какое удельное энерговыделение было достигнуто, если в отработанном топливе реактора на природном уране с КВ = 0,8 концентрация ²³⁵ U 2 кг/т и Pu 3 кг/т. (Учесть деление ²³⁸ U с коэффициентом размножения на быстрых нейтронах 1,05

4.7. Оценить максимальную наработку плутония (в расчете на кг разделившегося ²³⁵ U) в реакторе на тепловых нейтронах с КВ = 0,7

4.8. Определить ежегодный относительный прирост вторичного ядерного топлива в реакторе - размножителе на быстрых нейтронах с КВ = 1,5, если за 5 лет его работы выгорает масса делящихся изотопов, равная их полной загрузке.

4.9. Найти КВ реактора РБМК при достижении выгорания топлива 20 кг/т с содержанием делящихся изотопов в отработанном топливе 5 кг/т. Начальное обогащение топлива 1,8%

4.10. Оценить количество ²³⁶ U, накапливающегося в отработанном топливе реактора ВВЭР – 440 (х =3,3%) при выгорании 29000 МВт сут./т, если известно КВ = 0,52 и содержание плутония в отработанном топливе 9 кг/т.

4.11. Рассчитать суммарный КВ для реактора на быстрых нейтронах с номинальной мощностью 1500 МВт (т), 90% которой выделяется в активной зоне. В реакторе используется уран-плутониевое топливо с концентрацией плутония 22%, КВ активной зоны 0,9, выгорание 100 кг/т, к.и.м. 0,8, наработка избыточного плутония составляет приблизительно 150 кг/год

4.12. Определить годовой расход топлива и соответствующую стоимость:

а) на АЭС номинальной мощностью 3000 МВт (т), имеющей к.и.м. 0,85, КВ = 0,5, содержание ²³⁵ U в начальном топливе 2%, суммарная концентрация делящихся изотопов (²³⁵ U + Pu) в отработанном топливе 7 кг/т. Цена начального топлива 10000 руб./кг;

б) для реактора на природном уране мощностью 1500 МВт (т), имеющего КВ = 0,7, к.и.м. 0,8, конечную концентрацию делящихся изотопов в выгружаемом топливе 5 кг/т (учесть деление ²³⁸ U быстрыми нейтронами с коэффициентом размножения 1,03). Цена топлива из природного урана 3000 руб./кг;

в) на Билибинской АТЭС, имеющей 4 блока, каждый из которых вырабатывает по номиналу 12 МВт электроэнергии и 26 Гкал/ч тепла ос средним за год коэффициентом полезного использования 0,58 (к.и.м. 0,85, удельная энерговыработка 8000 МВт сут./т). Цена топлива 12000 руб./кг

4.13. Найти стоимость годовой наработки избыточного плутония, при цене плутония 200 000 руб./кг:

а) в годовой выгрузке отработанного топлива реактора ВВЭР – 440 (к.п.д. 0,32, к.и.м. 0,8, КВ = 0,57, В = 29000 МВт сут./т, начальная концентрация ²³⁵ U в топливе 35 кг/т, конечная 9 кг/т);

б) в реакторе ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,33, время между перегрузками 300 эффективных суток, выгорание отработанного топлива 40000 МВт сут./т, начальная концентрация ²³⁵ U 44 кг/т, конечная 12,6 кг/т, суммарная концентрация делящихся изотопов в отработанном топливе 20 кг/т);

в) в реакторе на быстрых нейтронах мощностью 3000 МВт (т) (к.и.м. 0,8, выгорание 80 кг/т, уран – плутониевое топливо с содержанием делящегося плутония 16%, = 0,25, КВ = 1,4, КВ активной зоны 0,9, коэффициент размножения на быстрых нейтронах ²³⁸ U 1,08.

4.14. Оценить стоимость суммарной массы делящихся изотопов в годовой выгрузке топлива, при их цене 180 000 руб./кг:

а) реактора на природном уране мощностью 1000 МВт (э), к.п.д. 0,28, к.и.м. 0,8, КВ = 0,8, В = 7000 МВт сут./т, коэффициент размножения на быстрых нейтронах ²³⁸ U 1,03;

б) в реакторе ВВЭР мощностью 3000 МВт (т), КВ = 0,5, перегрузка каждые 300 эффективных суток, масса ²³⁵ U в загружаемом ежегодно свежем топливе 1 т.

4.15. Какой уровень выгорания необходим для реактора с природным ураном мощностью 3000 МВт (т), к.и.м. 0,9, КВ = 0,8, чтобы обеспечить наработку 200 кг ²³⁹ Pu в год при содержании ²³⁵ U в отработанном топливе 3 кг/т

4.16. Оценить номинальную мощность и стоимость годового расхода уран-плутониевого топлива быстрым реактором с выгоранием 100 кг/т и КВ = 1,4, КВ активной зоны = 0,9, = 0,2, производящего 200 кг избыточного делящегося плутония в год при цене уран-плутониевого топлива 40 000 руб./кг

4.17. Составить годовой баланс изотопов урана и плутония для реактора РБМК – 1000 (к.п.д. 0,31, к.и.м. 0,8, В = 20000 Мвт сут./т, КВ = 0,5, начальное обогащение 2%, содержание ²³⁹ Pu в отработанном топливе 2 кг/т

4.18. В реакторе на быстрых нейтронах мощностью 1000 Мвт (т), с эффективной кампанией 1 г (одноразовая перегрузка), глубина выгорания 50 кг/т, уран-плутониевого топливо с 20% содержанием ²³⁹ Pu, КВ активной зоны = 0,9, = 0,2_, масса урана в экране 15 т. Найдите:

а) среднюю концентрацию плутония в экране за кампанию для наработки избыточного плутония 100 кг/год;

б) общий КВ этого реактора.

Вопросы к теме

1. Физические основы процесса воспроизводства вторичного ядерного топлива. Что такое дифференциальный и интегральный коэффициент воспроизводства? Коэффициент накопления? Какова динамика накопления плутония с ростом выгорания?

2. Расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах - размножителях. Особенности экранного цикла для быстрых реакторов. Коэффициент прироста топлива для реакторов – размножителей.

3. Каковы масштабы наработки плутония в реакторах разного типа? Какие возможны режимы работы ЯЭУ как предприятий двухцелевого назначения? Значение воспроизводства для экономики ядерной энергетики.

4. Как составляется годовой баланс делящихся изотопов в топливе реакторов на тепловых нейтронах? Как определяется коэффициент воспроизводства экрана в быстром реакторе?

5. Сколько примерно накапливается ²³⁶U в отработанном топливе реактора ВВЭР – 1000? Какими факторами ограничено воспроизводство плутония в экране быстрого реактора - бридера? Какой объем радиоактивных осколков содержится в годовой выгрузке реактора с тепловой мощностью 3000 МВт?

5. Потребности ядерной энергетики в ресурсах природного урана

5.1. Оценить потребности в ресурсах природного урана за срок службы 40 лет и его стоимость при цене 700 руб./кг (U) (концентрацию ²³⁵ U в отвале принять равной 0,26%):

а) для реактора РБМК-1000 (к.п.д. 0,31, к.и.м. 0,85, В = 18000 МВт сут./т, обогащение свежего топлива 1,8%, эффективная кампания топлива 1080 сут.);

б) для тяжеловодного реактора на природном уране (тепловая мощность 3200 МВт, В=7500 МВт сут/т, к.и.м. 0,8, эффективная кампания топлива 1 год).

5.2. Определить потребности в ресурсах природного урана и его стоимость при цене 800 руб./кг, а также общее количество отработанного топлива за срок службы 30 лет (концентрацию ²³⁵ U в отвале принять равной 0,26%):

а) для реактора LWR – 1000 (к.п.д. 0,34, к.и.м. 0,8, В = 30400 МВт сут./т, обогащение свежего топлива 3%, эффективная кампания топлива 900 суток с тремя частичными перегрузками);

б) для реактора РБМК – 1500 (тепловая мощность 4800 МВт, к.и.м. 0,85, В = 18100 МВт сут./т, обогащение свежего топлива 1,8%, эффективная кампания топлива 690 суток). Найти для этого случая также содержание плутония в отработанном топливе, если содержание ²³⁵ U в нем 3,8 кг/т, КВ = 0,55.

5.3. Определить стоимость потребности в ресурсах урана (концентрация ²³⁵ U в отвале 0,26%) и их возможную экономию за счет возвращения урана в цикл при цене природного урана 750 руб./кг:

а) для реактора ВВЭР – 1000 (к.п.д. 0,32, В = 40000 МВт сут/т, к.и.м. 0,8, обогащение свежего топлива 4,4%, концентрация ²³⁵ U в отработанном топливе 13 кг/т, эффективная кампания 900 суток, срок службы 50 лет);

б) для быстрого однозонного реактора (мощность 3000 МВт (т), В = 80000 МВт сут./т, КВ = 1, КН = 0,4, = 0,2, обогащение свежего топлива 18%, эффективная кампания топлива 450 суток, 3 перегрузки за кампанию, срок службы 30 лет).

5.4. Реактор на быстрых нейтронах мощностью 3000 МВт (т) с кампанией 333 эффективных суток и средней энергонапряженностью 240 кВт/кг (U) запускается на уране с обогащением 18%. Перегрузки топлива ежегодные одноразовые КВ = 1,3, = 0,2, концентрация ²³⁵ U в выгружаемом топливе 13%, в отвале 0,26%. Определить потребность этого реактора в природном уране и его стоимость при цене 850 руб./кг до наработки плутония в достаточном количестве для формирования уран-плутониевой загрузки и перехода на самообеспечение (пренебречь разницей эффективности ²³⁵ U и ²³⁹ Pu).

5.5. Реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 3000 МВт проектируется в расчете на уран-плутониевое топливо с содержанием плутония 20%, кампанией 450 эффективных суток (при трех частичных перегрузках за кампанию, выгорание 90000 МВт сут./т, КВ = 1,4). Предполагается, что в этом реакторе будет использоваться плутоний, полученный после переработки отработанного топлива ВВЭР-1000 (к.п.д. 0,33, к.и.м. 0,8, В = 40000 МВт сут./т, КН = 0,18):

а) оценить необходимые мощности и объемы энерговыработки ВВЭР для обеспечения плутонием запуска одного проектируемого быстрого реактора в год (время внешнего цикла 2 года);

б) исходя из результатов решения пункта а) данной задачи (для запуска одного проектируемого быстрого реактора необходимо использовать 8 т плутония, нарабатываемого за год 48-ю блоками ВВЭР – 1000), оценить соответствующий расход природного урана и его стоимость при цене 1000 руб./кг.

5.6. В реакторе LWR – 1000 КВ = 0,65, В = 30400 МВт сут./т, содержание ²³⁵ U в отработанном топливе 8 кг/т, начальное обогащение 3%, содержание ²³⁵ U в отвале 0,26%:

а) найти наработку плутония;

б) найти возможную экономию ресурсов с рециклом как ²³⁵ U, так и ²³⁹ Pu.

5.7. Оценить максимальный уровень мощности развивающейся ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах ВВЭР – 1000 без рецикла с временем службы 40 лет, принять суммарную потребность в ресурсах на один блок за весь срок службы – 8000 т (U O ), а общий объем запасов урана 1,6 млн.т (U O ). За начало отсчета принять 2010 год с суммарной мощностью АЭС 10 ГВт, ежегодный прирост мощностей считать равным 5 ГВт.

5.8. Определить интегральные потребности в уране (U O ) к 2020 г. для развивающейся ядерной энергетики с реакторами типа ВВЭР-1000 при темпе прироста мощностей 15% в год. Оценить экономию урана при его возвращении в цикл после переработки отработанного топлива с КВЦ = 0,24, а также наработку плутония для КН = 0,2, время внешнего цикла 3 года. За начало отсчета принять 2010 год с суммарной мощностью АЭС 10 ГВт.

5.9. При каком значении КВ возможно самообеспечение развивающейся ядерной энергетики на быстрых реакторах с ежегодным темпом прироста мощностей 10%. Топливо быстрых реакторов – уран-плутониевое с содержанием ²³⁹ Pu 14%, выгоранием 100 кг/т, к.и.м. 0,85, = 0,2, эффективной кампанией топлива 450 суток. Рассмотреть варианты со временем внешнего цикла 1-2 года.

5.10. Определить КВ реакторов на быстрых нейтронах с параметрами предыдущей задачи, обеспечивающих время удвоения мощностей развивающейся ядерной энергетики на этих реакторах 10 лет при времени внешнего цикла переработки 1 год.

5.11. Оценить время удвоения мощностей ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах. Топливо - уран-плутониевое с содержанием ²³⁹ Pu 12%, В = 95000 МВт сут./т, КВ = 1,325, к.и.м. 1, = 0,2, эффективная кампания топлива 1 год и время внешнего цикла 2 года.

Вопросы к теме

1. Что такое расходный коэффициент? Каким образом он определяется? Как рассчитывается потребность в первичном ядерном топливе на весь срок службы для реакторов с непрерывной и частичной перегрузкой?

2. Что такое темп развития ядерной энергетики и время удвоения мощностей? Какая взаимосвязь существует между этими понятиями? Какова роль возвращения топлива в цикл для стационарной и развивающейся ядерной энергетики? В чем заключается значение времени внешнего топливного цикла для развивающейся ядерной энергетики?

3. Что такое КВЦ? Как он определяется с учетом возвращения в цикл ²³⁹ Pu? Каким образом связаны между собой КВЦ и КВ для реакторов на быстрых нейтронах с уран -плутониевым топливом?

4. Какие характеристики быстрых реакторов влияют на время удвоения мощностей развивающейся ядерной энергетики с постоянным темпом прироста? Как выводится уравнение, отвечающее условию самообеспечения топливом развивающейся ядерной энергетики? От каких параметров зависит решение этого уравнения? Как отличаются между собой объемы накапливающегося отработанного топлива для реакторов различного типа при отсутствии рецикла?