Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
На рис. 12.2 приведены расчетные кривые плавно снижающейся электрической мощности и возможное время работы в таком режиме.
В продлении эксплуатации реакторного блока в таких условиях может быть заинтересована и энергосистема, если при дефиците действующих мощностей можно на значительный период отсрочить остановку блока на. очередную перегрузку топлива. Технико-экономический анализ * показал, что работа, например, реактора ВВЭР-1000 при продлении кампании может обеспечить сверхнормативную глубину выгорания; за счет отсутствия допол нительиых затрат на топливо достигается некоторое снижение себестоимости электроэнергии, особенно в первый период продленной эксплуатации. Как видно из рис. 12.3, себестоимость энергии в процессе снижения мощности будет резко расти из-за увеличения постоянной составляющей себестоимости (амортизация и др.). Следует отметить, что аналогичное влияние на увеличение себестоимости оказывает и работа АЭС в режиме следования за
* Технико-экономические аспекты продления кампании энергоблоков с водо-водяными реакторами корпусного типа/ В. А. Иванов, В. М. Боровков, Г. В. Булавкин и др. Атомные электрические станции. M.: Энергоатомиздат, 1984. С. 17—22.
1.0
о.
% 0,4 0,2
\
:>
3
J
2 J
\
ч.
г
к
ч
ч
— ^
¦ О 60 120 180 240 SOO 380 Время продления кампании топлиВа,сут
Рис. 12.2. График снижения мощности блока АЭС с ВВЭР при работе «на выбеге реактивности»:
/ — без каких-либо переключений; 2— прн обводном распределении пара; 3 — при турбообводном распределении пара
0,15 0,2 QBTJr1
Рис. 12.3. Зависимость себестоимости электроэнергии от времени продленной кампании топлива Гпр [Го — время снижения электрической мощности блока (из-за снижения реактивности, потока нейтронов и JVT) в 2,7 раза]
нагрузкой, т. е. на переменной мощности. Оптимальное время работы при продлении кампании топлива зависит от примененной программы регулирования спада мощности реактора и энергоблока.
Экономическая целесообразность продления кампании реактора при работе на сниженной мощности должна быть оценена исходя из конкретных условий работы блока в энергосистеме и с учетом общих интересов АЭС и энергосистемы.
12.9. ПОТРЕБНОСТИ РЕАКТОРНОГО БЛОКА АЭС В УРАНЕ НА ВЕСЬ СРОК СЛУЖБЫ
Потребности АЭС в ядерном топливе практически пропорциональны энерговыработке, поэтому для оценочных расчетов, если учесть, что АЭС в основном работает в базовом графике нагрузки, можно использовать расчетные значения удельных расходов как обогащенного, так и природного урана (см. § 5.6).
Полную потребность АЭС в топливе можно выразить и в удобной для сравнения форме — с пересчетом на природный уран. В этом случае полная потребность за весь срок службы Gc0""' т'
составит
Ос°Г = G0xJ0x + GJ0 (Тсл - TJn). (12.18)
Здесь Gx — годовая потребность в уране обогащением х °/о для перегрузки, определяемая по формуле (4.2) без учета рецикла
регенерированного урана и плутония*, т; f0 — коэффициент расхода природного урана; Go* — полная начальная загрузка (индекс 0) активной зоны ураном, т, имеющим среднее обогащение Хох, т. Обычно для реакторов ВВЭР Xqx= (0,7-f-0,8)x [для расчета начальной загрузки можно применить формулу (4.9)]; J0x — средний коэффициент расхода природного урана при применении в первой загрузке TBC топлива различного обогащения (например, в ВВЭР-440 применяется в первой загрузке топливо с х=3,6; 2,4 и 1,8%; в ВВЭР-1000 —4,4 и 3%); Тсл — проектный срок службы блока АЭС, годы (в СССР принят равным 30 годам); Тк—календарное время кампании топлива, годы; п — число ежегодных перегрузок за время Тк (в реакторах ВВЭР принято три перегрузки при 7^=3 года). В расчетах вместо проектного срока службы можно принять фактический.
Если при первой загрузке применяется уран одного обогащения (например, в РБМК-Ю00 х=2%), то формула (12.18) соответственно упрощается, так как /ох=/о- При этом следует учесть, что масса топлива в первой загрузке может отличаться от стационарной. Так, в РБМК-Ю00 4—5 % TBC в первой загрузке активной зоны замещены дополнительными поглотителями нейтронов (ДП), которые в ходе эксплуатации постепенно заменяются штатными TBC (х=2%). Выход на стационарный режим работы РБМК длится несколько лет при непрерывной перегрузке.
Переходный период эксплуатации, аналогичный режиму работы с первой загрузкой, будет иметь место и в конце службы реактора, перед его остановкой для демонтажа.
12.10.VaIOBHE ЭКОНОМИЧНОСТИ ХИМИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА
При замкнутом ЯТЦ затраты на химическую переработку 1 т отработавшего ядерного топлива с учетом затрат на концентрирование, хранение и окончательное захоронение радиоактивных отходов должно быть меньше или, по крайней мере, равны суммарной стоимости фактически (т. е. за вычетом потерь) получаемого в результате химической переработки регенерированного урана, делящихся изотопов плутония, накопленного в отработавшем топливе, и попутно извлеченных полезных нуклидов:
