Приймемо, що на 1 кг згорілого U-235 утворюється 1 кг ПД. Тоді маса ПД з урахуванням того, що на 1 кг завантаженого U-235 згоряє 703г U-235 (з ftfa) і що маса завантаження U-235 становить 2666,3 кг, дорівнює 1874,41 р.
24,48 гПД/кгUО2.
43,92 кг ПД/т U-мет.
.7 Визначення коефіцієнта очищення палива
У загальному випадку коефіцієнти очищення і часи витримки опроміненого палива залежать від багатьох факторів, таких як тип реактора, тип паливного циклу, подальше використання палива, ступінь вигоряння і ряду інших. Проте є загальні "моменти": витримка опроміненого палива бажана для повного завершення еволюції ланцюжка U-238 (n, g , 2 b ) ... або Th-232 (n, g , 2 b ) ...; розпаду U-237 в урановому паливі; можливо більш помітного зниження питомої активності опроміненого матеріалу з метою уникнути в подальшому помітних радіаційно хімічних ускладнень при переробці палива. Очищення дає можливість або отримати нове ядерне паливо для повторного використання, або направити його (паливо) на інші цілі (оборона, використання в народному господарстві). Реактор на теплових нейтронах, гетерогенний, на природному (або слабообогащенном) паливі, з невисокою щільністю потоку нейтронів і помірним часом кампанії (тобто з малим ступенем вигоряння). Час витримки лімітується головним чином необхідністю виключити в майбутньому роботу з ураном-237. Це веде до часів витримки близько 80-100 днів. Коефіцієнт очищення визначається з основної посилки: активність палива після радіохімічного переробки не повинна перевищувати активності "первинного" урану (на один a ? - 2 b розпаду найближчих дочірніх, що дає питому активність по b -2,44 В· 10 +4 Бк/г). [1] При активності опроміненого ядерного палива (Т охол = 1020 діб), рівної А W уд = 5,46 Ku/р U-мет (п. 2.4.1.2.) коефіцієнт очищення дорівнює: оч = 5,46 В· 3,7 В· 1010/2,44 В· 10 4 = 8,28 В· 10 6 .
Визначення сумарної концентрації ПД після розчинення ТВЕЛів при співвідношенні Т: Ж = 1:10. Раніше знайдено, що на 1 кг UО 2 утворюється 24,48 г ПД (п. 2.7.1.). Після розчинення ТВЕЛів к...
