Възпроизвеждане на ядрено гориво
Възпроизвеждане на ядрено гориво Процесът на образуване на вторични делящи се нуклиди (239 Pu или 233 U) от ядрени суровини (238 U или 232 Th) в NR:
.
Първичните делящи се нуклиди са 235 U, както и натрупаните 239 Ru или 233 U. Запасите от 238 U и 232 Th в природата са с два порядъка по-големи от делящите се 235 U. Натрупването на вторично гориво се характеризира с скорост на възпроизводство, представляващ съотношението на броя на образуваните ядра на вторичното гориво Nw към броя на изгорелите ядра Nbw:
Където И и м - съответно масовите числа и маси на вторичното и изгорялото гориво; Nwyg взема предвид изгарянето и вторичното гориво. По-точно определение на съотношението за размножаване на ядрено гориво е написано, както следва:
(в случай на натрупване на плутоний (с изключение на изгарянето му) и изгаряне на 235-уран).
Ако вторичният делящ се нуклид се различава от изгарянетообщо, KV се наричат процент на конверсия (трансформации) и YR - конвертор. Ако вторичният нуклид е плутоний, понякога се нарича KB плутониев коефициент. При CV> 1 размножаването се удължава и общото количество делящи се нуклиди в NR се увеличава с времето. Този YAR се нарича животновъд (в литературата терминът животновъд), KB - скорост на натрупване гориво. Развъдчиците на NR правят възможно извършването на затворен горивен цикъл с допълнително хранене само с ядрени суровини (естествен или отпадъчен уран, торий).
Горивен цикъл - Това е процесът на използване на ядрено гориво, който включва извличане на уран (торий), разделяне на делящи се и суровини нуклиди, обогатяване, производство и съхранение на горивни елементи, тяхното облъчване в NR (изгаряне и възпроизвеждане), разтоварване ( пълно или частично), задържане, транспортиране, регенериране, производство на нови горивни пръти и др.
Регенерация на гориво - Това е набор от радиохимични и химико-металургични процеси за преработка на отработено гориво в кампания с цел отделяне на делящи се нуклиди за повторна употреба. Възпроизвеждането с CV> 1 е основната връзка в затворения горивен цикъл, което позволява използването на естествен уран и торий за получаване на ядрена енергия. По получените радионуклидни, плутониеви и ториеви цикли се различават. В първия случай делящият се нуклид е 235 U, 233 U или 239 Ru, суровината е 238 U, а вторичното гориво е 239 Ru; във втория случай делящ се нуклид - 235 U, 233 U или 239 Pu, суровина - 232 Th, вторично гориво - 233 U.
В момента се използва предимно цикълът 238 U - »239 Pu. 239 Pu, образуван в такъв ядрен резонанс, сам участва в деленето и освен това, абсорбирайки неутрон без делене, се превръща в 240 Pu. Последният се дели само от бързи неутрони, но при радиационно улавяне отново дава изотопа 241 Pu, делящ се от топлинни неутрони и т.н. 1 показва кривите на натрупването на изотопи Pu и изгарянето на 235 U в NR с използване на естествен уран с дълбочина на изгаряне