Энерговыработка с 1 т природного

Рис. 1.4. Энерговырабогка с 1 т природного урана в реакторах на тепловых нейтронах, эквивалентная энергосодержанию условного органического топлива, в зависимости от содержания в отвалах разделительного завода и вклада разделившихся ядер 23фи, образовавшихся из (цифры у кривых — отношение количества разделившихся ядер ц 2зэрц израсходованному количеству ядер Энерговыработка 1 кг разделившихся ядер эквивалентна сжиганию 2800 т у. т.)

Возможная энерговыработка, получаемая с 1 т природного урана, в зависимости от типа реактора, организации топливного цикла и повторного использования регенерированного топлива (урана и плутония) может колебаться в весьма широких пределах 4000—600000 МВт-сут/т. В реакторах на тепловых нейтронах без повторного использования (рецикла) плутония 1 т природного урана по тепловыделению эквивалентна 12 000—25 000 т у. т. (рис. 1.4). Повторное использование нарабатываемого плутония в реакторах nia тепловых нейтронах может увеличить энерговыра-ботку в 1,5—2,0 раза. Энергетическое использование природного урана в этом случае составит 0,8—1,6%, а его прогнозные ресурсы, оцениваемые в 25 млн. т, будут эквивалентны 600— 1200 млрд. т у. т., что сопоставимо с прогнозными нефтяными ресурсами, доля которых в общем мировом балансе ископаемого органического топлива оценивается не более 15%. Очевидно, что [c.16]

Принятая в оценке удельная энерговыработка, отнесенная к 1 т природного урана, составляет МВт-сут/т т у. т./т 5500 16 225 8000 23 600 16000 47 200 600 ООО 1 770 ООО [c.17]

Обогащение урана — получение концентрированного высококалорийного топлива. Современной ядерной энергетике, развивающейся в основном на реакторах на тепловых нейтронах, для достижения большой глубины выгорания топлива, т. е. для получения высокой удельной энерговыработки, требуется ядерное топливо с большим, чем у природного урана, содержанием т. е. обогащенный уран. Таким образом, практически весь добыты для использования в энергетике природный уран должен поступить обогащения изотопом на разделительный завод (газодиффузионный или центрифужный) после предварительного фторирования, т. е. в виде UFe. На разделительном заводе в отвалы (хвосты) обедненного (по содержанию U) урана перейдет основная масса природного урана. [c.114]

Большой эффект по снижению расхода природного урана можно получить, увеличив коэффициент воспроизводства плутония из в активных зонах реакторов ВВЭР, PWR, и тем самым увеличить долю Ри в энерговыработке на АЭС. С этой целью разрабатывается ряд мероприятий. [c.135]

Потребности АЭС в ядерном топливе практически пропорциональны энерговыработке, поэтому для оценочных расчетов, если учесть, что АЭС в основном работает в базовом графике нагрузки, можно использовать расчетные значения удельных расходов как обогащенного, так и природного урана (см. 5.6). [c.457]

Энерговыработка с 1 т природного урана 16, 96 Эиергонапряженность ядерного топлива в активной зоне 106 Энергетическая эффективность ядерного топлива 17, 132 Эффективная кампания ядерного топлива 104 [c.476]

В соответствии с содержанием этой проблемы особое значение имеют переработка и выделение плутония из ОЯТ реакторов G R и HWR, поскольку этот плутоний в большей степени представляет угрозу. Это обусловлено относительно небольшим содержанием в нем изотопов Ри-238 и Ри-241 даже при номинальной энерговыработке, что, в свою очередь, определяется малой абсолютной величиной энерговыработки при использовании природного урана. Поскольку значительная переработка ОЯТ реакторов HWR не производится (за исключением Индии), то в первую очередь важна проблема переработки ОЯТ гражданских реакторов G R и дальнейшее движение выделенного плутония. Первоочередная важность этого вопроса определяется тем, что такого плутония было выделено около 90 тонн (около 30% общего объема выделенного гражданского плутония). [c.455]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...