Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
По сравнению с электростанциями на органическом топливе АЭС не испытывает трудностей, связанных с сезонными климатическими условиями доставки и снабжения топливом. Извлеченное из недр и прошедшее передел ядерное топливо может храниться любое количество лет при очень малых затратах, не требуя больших и дорогостоящих складских помещений.
Высокая калорийность ядерного топлива обусловливает относительно малую численность рабочих, занятых добычей, изготовлением и доставкой его потребителю, в расчете на единицу производимой и потребляемой энергии по сравнению с числом рабочих, занятых добычей и транспортированием органического топлива, что в конечном счете обеспечивает высокую производительность труда в целом в системе ядерной энергетики и ее топливоснабжения.
Необходимость многократной циркуляции ядерного топлива в топливном цикле. Невозможность полного сжигания ядерного топлива за одноразовое пребывание его в реакторе обусловлена тем, что топливо, загруженное в активную зону, должно всегда иметь критическую массу, без которой невозможна самоподдерживающаяся цепная реакция. Для получения в реакторе тепловой энергии при работе на расчетной мощности в течение заданного времени необходимо иметь в активной зоне сверх критической массы некоторый избыток делящихся нуклидов. Этот избыток создает запас реактивности активной зоны реактора, который необходим для достижения заданной или расчетной глубины выгора-
* К тому же природный уран вследствие высокой его рассеянности в природе распространен по земному шару более равномерно, чем органическое ископаемое топливо.
ния топлива *. Следовательно, чтобы сжечь какое-то количество урана в реакторе, необходимо загрузить его топливом, имеющим существенно большую массу, чем критическая. При этом после достижения заданной глубины выгорания, когда запас реактивности будет исчерпан, необходимо заменить отработавшее** топливо свежим. Однако в выгруженном из активной зоны отработавшем топливе будет содержаться значительное количество делящихся и воспроизводящих нуклидов, и оио представляет значительную ценность. Это топливо после химической очистки от продуктов деления может быть снова возвращено в топливный цикл для повторного использования. Количество делящихся нуклидов в отработавшем топливе, которое остается не использованным при одноразовом его пребывании в реакторе, зависит от типа реактора и от вида топлива и может составлять до 50 % первоначально загруженных. Например, в 1 т выгруженного из реактора ВВЭР-440 отработавшего расчетную кампанию топлива содержится примерно 950 кг 238U, до 12 кг 235U и около 6,5 кг делящихся изотопов плутония (239Pu и 241Pu). Естественно, такие ценные «отходы» необходимо использовать. С этой целью создаются специальные технические средства и сооружения для хранения, транспортирования и химической регенерации отработавшего топлива.
Из этого следует, что ядерное топливо должно многократно циркулировать через реакторы и топливные предприятия атомной промышленности: радиохимические заводы, обеспечивающие регенерацию (очистку от продуктов деления и примесей) выгруженного из реактора топлива и возврат его в топливный цикл после необходимого дообогащения делящимися нуклидами; металлургические заводы по производству новых твэлов, в которых регенерированное топливо добавляется к свежему, не подвергавшемуся облучению в реакторах. Таким образом, характерная особенность топливоснабжения в ядерной энергетике — техническая возможность и необходимость возврата в цикл (рецикл) не использованных в условиях однократного пребывания в реакторе делящихся и воспроизводящих изотопов урана и плутония. Для обеспечения бесперебойного топливоснабжения создаются необходимые мощности предприятий топливного цикла. Их можно рассматривать как предприятия, удовлетворяющие «собственные нужды» ядерной энергетики как отрасли. На возможности рецикла урана и плутония основана концепция развития ядерной энергетики на реакторах-размножителях ядерного топлива.
* Выгоранием ядерного топлива в активной зоне реактора называется процесс расходованяя делящихся нуклядов (первичных и вторичных) в результате деления при взаимодействии их с нейтронами. Выгорание обычно определяется выделенным количеством тепловой энергии илн количеством (массой) разделившихся нуклидов, отнесенных к единице массы топлива, загруженного в реактор (обычно кіт).
** Отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) называется топливо, извлеченное нз реактора и не используемое в дальнейшем в этом реакторе.
При рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся ядерной энергетике. Однако в этом случае экономически допустима некоторая задержка в сроках практической реализации рецикла из-за отставания в сооружении радиохимических заводов и особенно в решении весьма сложных проблем удаления и захоронения радиоактивных отходов. Но пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это значит, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого из недр природного урана, а отработавшее топливо будет находиться в специальных бассейнах или на складах. Эффективное использование ядерного топлива, снижение потребностей в природном уране, безусловно, требуют создания предприятий по химической переработке топлива, отработавшего в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, и обеспечения рецикла урана и плутония в ядерной энергетике.
