В энергетических реакторах

Главной особенностью использования ядерного топлива является его феноменально высокая теплотворная способность, которую можно вычислить следующим образом. При делении одного ядра урана выделяется в среднем энергия 200 МэВ. Количество ядер , 1/кг, в одном килограмме определяется числом Авогадро , 1/кмоль, и молекулярным весом , кг/кмоль, между которыми имеется такая связь:

(2.1)

Таким образом, при делении 1 кг выделяется энергия:

(2.2)

При этом учтено, что 1 Следовательно, ядерное топливо калорийнее органического в несколько миллионов раз, поскольку одна тонна условного топлива (тут) эквивалентна 3,4

Для того, чтобы реактор работал на требуемой мощности, в его активной зоне постоянно должно находиться количество не меньшее, чем критическая масса. Это говорит о невозможности использовать топливо полностью за один цикл его работы в реакторе, т.е. за одну кампанию топлива , сут – время от загрузки до выгрузки из активной зоны. Поэтому основной характеристикой в расчетах является не теплотворная способность, а средняя глубина выгорания выгружаемого ядерного топлива , показывающая, какое количество энергии выделилось в активной зоне на одну тонну первоначально загруженного топлива (с обогащением по , равным х, %) за весь период его нахождения в реакторе.

Предельно допустимая глубина выгорания ядерного топлива в энергетических реакторах определяется, как правило, конструкционной и коррозионной стойкостью оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов). Это связано с непрерывным в ходе эксплуатации накоплением в твэлах продуктов деления, в том числе газообразных.

В энергетических реакторах на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК) используется ядерное топливо, содержащее более 95 % сырьевого изотопа , который, как говорилось выше, при поглощении тепловых нейтронов не делится, а превращается в с последующим радиоактивным распадом, приводящим к образованию – делящегося изотопа. Этот процесс называется воспроизводством ядерного топлива в реакторе и характеризуется коэффициентом воспроизводства КВ, равным отношению количества вновь образовавшегося делящегося изотопа к суммарному количеству разделившихся и за тот же промежуток времени.

В связи с тем, что стоимость строительства АЭС в настоящее время заметно выше, чем ТЭС на органическом топливе, необходима возможно более полная загрузка мощностей ядерных энергоблоков, то есть нужно повышать коэффициент использования установленной мощности АЭС j. Он равен отношению количества фактически выработанной электроэнергии к тому количеству электроэнергии, которое могло быть получено при работе оборудования на номинальной (установленной) мощности (нетто), МВт в течение всего года (8760 часов):

(2.3)

где – установленная электрическая мощность (брутто), МВт; – коэффициент расхода электроэнергии на собственные нужды электростанции.

Годовой отпуск электроэнергии потребителям , кВт ∙ ч/год, равен:

. (2.4)

Физические условия работы ядерного реактора таковы, что эксплуатация его на переменной мощности (например, в режиме следования за электрической нагрузкой) нежелательна, ибо это ведет к перерасходу топлива, а также снижает надежность и безопасность работы оборудования.

В то же время существует тенденция к дальнейшему возрастанию коэффициента неравномерности электрических нагрузок. Одним из перспективных способов решения этой проблемы является строительство и эксплуатация АЭС в комплексе с гидроаккумулирующей станцией (ГАЭС). В периоды пика электрических нагрузок она может работать в генераторном режиме (т.е. производить электроэнергию за счет сброса воды из верхнего водохранилища), а во время спада нагрузок осуществляет моторный (насосный) режим – перекачку больших количеств воды из нижнего водохранилища в верхнее (при этом расходуется электроэнергия, вырабатываемая на АЭС).

Ядерное топливо проявляет свои особенности не только в процессе выгорания в активной зоне, но и после полного останова реактора (или отключения канала) для перезагрузки.

Выгружаемое топливо имеет чрезвычайно высокую радиоактивность, обусловленную продуктами деления изотопов урана и плутония.

Кроме того, в течение значительного времени после удаления из активной зоны в отработавшем топливе продолжается остаточное тепловыделение, вызванное радиоактивным распадом накопившихся продуктов деления.

Эти особенности отработавшего топлива требуют его длительной выдержки на АЭС в специально охлаждаемых бассейнах перед отправкой на переработку или хранение.