Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Уместно отметить, что количество ядерного топлива, подлежащего переработке в топливном цикле, для АЭС электрической мощностью 1 млн. кВт с реакторами на тепловых нейтронах ВВЭР составит 20—25 т/год, а для АЭС с реакторами РБМК — 40—50 т/год.
Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанного на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит весьма существенное и принципиальное отличие условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом. Это отличие оказывает сильное влияние на экономику АЭС.
Воспроизводство ядерного топлива имеет место практически в любом реакторе, спроектированном для производства энергии, в котором наряду с делящимися содержатся сырьевые, воспроизводящие материалы (238U и 232Th). Если не рассматривать гипотетический случай использования сверхобогащенного (~90%) уранового топлива для некоторых специальных реакторов (например, высокопоточных исследовательских, материаловедческих реакторов), то во всех ядерных реакторах, применяемых в энергетике, наряду с выработкой энергии будет иметь место частичное, а при создании определенных условий полное и даже расширенное воспроизводство ядерного топлива (изотопов плутония), обладающего столь же высокой калорийностью, как и 235U. Плутоний может быть выделен из отработавшего топлива на заводах химической переработки в чистом виде и использован для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива.
Возможность наработки плутония в любом реакторе на тепловых нейтронах позволяет квалифицировать любую АЭС как пред-
приятие двухцелевого назначения: вырабатывающее тепловую и электрическую энергию, а также производящее новое ядерное топливо — плутоний. Однако роль плутония проявляется не только в накоплении его в отработавшем;топливе. Значительная часть образовавшихся делящихся изотшювллутоаия подвергается делению в реакторе, что улучшает использование топлива и способствует увеличению выгорания топлива,, загруженного в активную зону. Наиболее целесообразно, согласно сегодняшним представлениям, использование Pu в реакторах на быстрых нейтронах, что позволяет обеспечить выигрыш в критической массе, а следовательно, в загрузке по сравнению с 235U на 20—30 °/о и получить весьма высокие, превышающие единицу коэффициенты воспроизводства. Использование плутония в топливной загрузке реакторов на тепловых нейтронах хотя и не позволяет получить существенного выигрыша в критической массе и таких высоких показателей по воспроизводству, как в реакторах на быстрых нейтронах, но создает большой эффект, увеличивая ядерные топливные ресурсы.
Аналогично обстоит дело и с получением 233U из 232Th. Однако в настоящее время и в ближайшей перспективе трудно ожидать сколько-нибудь значительного использования в ядерной энергетике уран-ториевого цикла. Это объясняется тем, что 232Th, как и 238U, является лишь воспроизводящим, но не делящимся материалом; технология переработки тория имеет ряд специфических особенностей и в промышленных масштабах еще не освоена. В то же время дефицита в природном уране пока нет. Более того, происходит непрерывное накопление на складах готового к применению в качестве воспроизводящего материала в реакторах-размножителях овального урана. Вместе с тем привлекательные ядерно-физические свойства получаемого из 232Th делящегося 233U неизменно вызывают интерес к уран-ториевому топливному циклу и его эффективному использованию в ядерной энергетике, что в принципе допустимо без существенного изменения конструкции применяемых ныне реакторов.
Важнейшее значение для будущего ядерной энергетики имеет возможность осуществления в большом промышленном масштабе расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах-размножителях, коэффициент воспроизводства которых существенно превышает единицу. Практическая реализация этого направления в развитии ядерной энергетики будет означать переход на уран-плутониевое топливо, обеспечиваемый соответствующим развитием всего комплекса предприятий замкнутого топливного цикла (химическая регенерация отработавшего топлива, удаление и захоронение радиоактивных отходов, освоение производства смешанного уран-плутониевого топлива). Откроется перспектива переработки в делящийся материал всех запасов обедненного (отвального) урана, а в дальнейшем и запасов тория, а также возможность экономичного использования урана, получаемого из бедных урановых руд, что многократно увеличит располагаемые 92
Таблица 4.1. Потребление топлива и отходы продуктов его сгорания на электростанциях электрической мощностью 1000 МВт: ТЭС, работающей на угле, и АЭС с водоохлаждаемым реактором ВВЭР при выработке за год 6,7 млрд. кВт«ч электроэнергии (среднегодовой коэффициент
использования мощности <р=0,77)
Электростанция
Топливо, окислитель, продукты сгорания
Расходы топлива н окислителя н отхода (продукты сгорания!
