В современных ВВЭР коэффициент конверсии делящихся нуклидов заметно выше, чем в уран-графитовых реакторах из-за более жесткого спектра нейтронов. Это выражается в существенно большем накоплении в топливе делящихся изотопов Р. В выгружаемом из ВВЭР топливе относительно выше также остаточное содержание 235U (до 10 — 13 кг/т). Вместе с тем и при таком содержании стоимость 235 U невелика, а основную ценность для переработки представляет в замкнутых циклах накопившийся плутоний. Очевидно также, что стоимость 239Pu, 241Ри можно рассматривать как сложную функцию параметров развивающейся в перспективе многокомпонентной системы ядерной энергетики, состоящей наряду с тепловыми реакторами из реакторов на быстрых нейтронах. Вопросы создания, обоснования и уточнения соответствующих этой системе стоимостных моделей плутония освещены в специальной литературе, например [107], и здесь не рассматриваются. Определенный интерес может представить в дальнейшем (в переходный период до широкого ввода реакторов-размножителей на быстрых нейтронах) повторное использование плутония в реакторах на тепловых нейтронах. При определенных характеристиках активной зоны и внешнего топливного цикла многократное прохождение воспроизведенного плутония через реактор на тепловых нейтронах приводит вначале к повышению в нем доли высших изотопов, а затем к стабилизации состава (до 15 — 18% 242Ри в режиме равновесных перегрузок). В таком случае цена плутония может быть определена по стоимости 23 5U умножением ее на коэффициент, учитывающий эквивалентное тепловыделение плутония: ЦРи = 1,075Ци. Такой упрощенный подход к определению стоимостей накопленного плутония и остаточного 235U в отработавших твэлах предложен еще в начале 70-х годов в отечественной практике [122]. Анализ выгорания 235U и накопления 239Ри и 241Ри по данным современных расчетов (рис. 3.2) позволяет считать достаточно точными для практического использования следующие аппроксимационные зависимости [122]:
(3.3)
(3.4)
Рис. 3.2. Изменение нуклидного состава в ходе выгорания топлива различного обогащения р в решетках ВВЭР:
- — 0=3,6%; — — хо=2,4%; -------- . — хо=1,6%
где x5.0 — начальное обогащение топлива по 235U, кг/т; δшл — суммарное накопление шлаков (выгорание делящихся материалов), кг/т; А — коэффициент аппроксимации (в [122] принято А — 6,5). Стоимость извлекаемого из реактора топлива
где сиf6 — стоимость UF6 с содержанием делящихся нуклидов, равным х5, руб/кг; аР6 — «вытесняемое» количество UF6, кг/т.
В таком случае относительная стоимость 239Рц и 241Ри в общем значении ст составляет обычно не более 30 — 40%.
Более точную картину динамики воспроизводства и накопления в реакторе вторичного топлива [90] можно получить, используя понятия дифференциального и интегрального КВ. Дифференциальный КВ характеризует соотношение скоростей процессов образования dmT и убыли dmy делящегося топлива, т. е. накопления продуктов деления dmn = — dmy. Поэтому
(3.5)
где а — отношение вероятностей радиационного захвата и деления; β — коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
