Процесс обогащения уранаВ процессе обогащения образуются две фракции урана — отвальный, или обедненный (Uo6eKH), и обогащенный уран. Для ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах первая фракция является отходами производства, а вторая используется для изготовления топлива. Удельная потребность в обогащенном уране определяется типом реактора, а потребность в соответствующем количестве природного урана можно получить из уравнения баланса, описывающего процесс разделения изотопов. При заданных (вторая величина также определяется типом реактора) значение РицР зависит только от С2. Чем меньше С2, тем меньше Рипр, однако при этом возрастает стоимость разделительных работ. В этой главе при расчете удельной потребности энергетических реакторов на тепловых нейтронах в природном уране используются приведенное выше соотношение и значение С2 0,3%.Важная особенность работы ядерного реактора заключается в образовании (воспроизводстве) искусственных делящихся нуклидов: при захвате нейтронов 238U образуется 230Ри, а если в реактор помещен природный 232Th, то при захвате им нейтронов образуется 233U. Возможно, сравнение покажется не совсем уместным, но именно этот процесс позволяет сделать всю систему работы реактора надежным, как полнотелый кирпич. Благодаря этому существует принципиальная возможность наряду с выработкой энергии конвертировать в реакторе иеделящиеся нуклиды 238U или 232Th (природный торий практически на 100% состоит из этого изотопа) в ядерное топливо. Этот процесс принято характеризовать величиной KB — коэффициентом воспроизводства, равным отношению количества накопленных нуклидов к количеству исходных выгоревших делящихся нуклидов. В определенных условиях в ядерном реакторе может осуществляться расширенное воспроизводство делящихся нуклидов 239Рн или 233U, при котором ядерного топлива образуется больше, чем «сгорает» в реакторе. Среднее число TJ вторичных нейтронов, испускаемых при делении, для 233U больше, чем для 235U, при всех значимых в реакторе энергиях нейтронов, а при энергиях ниже 40 кэВ значение и для 233U больше, чем для 235U и 239Ри. Благодаря этому свойству присутствие 233U в топливе в ряде случаев повышает конверсионные свойства реактора, в результате чего компенсируется главный недостаток природного тория — отсутствие в нем делящегося изотопа и становится выгодным применение этого элемента как конвертируемого топлива в различных реакторах. Производство искусственных делящихся нуклидов и их использование в качестве ядерного топлива позволяют создавать и другие топливные загрузки реактора — плутоний с природным или обедненным ураном, плутоний с торием, 233U с торием и др. Это в значительной степени определяет разнообразие типов реакторов и соответственно топливных циклов ядерной энергетики. ¬ |
||
