топлива. Для Я. р., работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащенным ураном (2—3% 235 U ) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я. р. на быстрых нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.
При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ'ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ'ы всех возрастов — режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я. р. со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×1013 нейтрон/см2 ×сек). Начальный состав: 238 U — 77350, 235 U — 2630, 234 U — 20.
Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг
| 238 U 75400 | 235 U 640 | 239 Tu 420 | 236 U 360 | 240 Pu 170 |
| 241 Pu 70 | 237 Np 39 | 212 Pu 30 | 238 Pu 14 | 241 Am 13 |
| 231 U 10 | 243 Am 8 | 244 Cm 2 | Более тяжёлые изотопы 0,2 | Осколки 2821 (в т. ч. отделения 235 U—1585) |
Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг ). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин , главным образом за счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.
Коэффициентом конверсии Kk называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего 235 U. Табл. 2 даёт KK = 0,25. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естественном уране, при выгорании 10 Гвт × сут/т KK = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства Кв . В Я. р. на тепловых нейтронах Кв < 1
