Эффективное использование плутония

АЭС

Наиболее эффективно использование плутония в быст­рых реакторах-размножителях (бридерах). Принципиаль­ное преимущество быстрого реактора по сравнению с теп­ловым не только в повышенной эффективности плутония, но и в способности производить вторичное ядерное горю­чее в количестве большем, чем сжигается. В быстрых бридерах коэффициент воспроизводства (отношение коли­чества вновь полученного горючего к количеству разде­лившегося) достигает 1,5…1,7. Это значит, что АЭС на быстрых реакторах с электрической мощностью 1 млн. квт при  к. п. д. 40% и работе 7000 ч/год потребляет примерно 730 кг Рu/год, производя при этом 1095-1240 кг Рu/год, т. е. в установившемся режиме топливного цикла такая АЭС вырабатывает в год

7?109 квт-ч электроэнергии и 365-510 кг плутония.

Плутониевый цикл с быстрым реактором состоит из следующих основных звеньев (рис. 3):

- подготовка горючего активной зоны из плутония, полу­ченного в уран-плутониевом цикле, изготовление твэлов. Горючее может быть в виде металла, окиси или карбида. В смеси с плутонием используется природный или отваль­ный уран. Горючее зоны воспроизводства изготовляется из природного или отвального урана также в виде метал­ла, окиси или карбида;

- использование горючего в реакторе. Длительности кампании горючего активной зоны и зоны воспроизвод­ства в зависимости от конструктивных решений могут совпадать или не совпадать;

- переработка  отработавшего горючего.