Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Примечание
т/ч
т/сут
т/год
Расходы
тэс
Уголь
346
8300
2 300 000
Кислород (из атмосферного воздуха)
235U * и 239Pu
.930
22 000
6 200 000
АЭС
0,14-10—•
3,4-Ю-з
1,0
Кислород
0
0
0
Отходы
ТЭС
Углекислый газ Зола (10% массы угля)
1250 35
30 000 830
8 400 000 230 000
АЭС
Радиоактивные продукты деления
0,14-10-»
3,4-10-3
1,0
Отработавшее топливо, выгруженное из реактора**
—
—
35—40
В условном эквиваленте при удельном расходе 315 г у. т./(кВт-ч)
При ежегодной перегрузке топлива расход обогащенного до 3,5 % урана равен -х-ЗО т/год
Сброс в атмосферу
Гидрозолоудалеиие и частично сброс в атмосферу с дымовыми газами
Сохраняются в твэ-лах, а удаляются при химической переработке**
Хранится 3—5 лет иа АЭС
* При расходе 1,05 кг "5U на получение 1000 МВт-сут тепловой энергии. ** Отработавшее топливо (~30 т/год) удаляется из реактора и после выдержки в течение 2—5 лет в бассейнах на АЭС транспортируется на радиохимический завод. Жидкие и твердые радиоактивные отходы локализуются иа АЭС и хранятся в специальных хранилищах, газообразные выбрасываются в атмосферу через высокие вентиляционные трубы после выдержки в газгольдерах и разбавления воздухом до установленных норм.
запасы урана с учетом крайне слабой зависимости стоимости производимой энергии в реакторах-размножителях от возрастания затрат на добычу исходного уранового сырья.
Коренное отличие между сжиганием органического и ядерного топлива. Наряду с феноменально высокой калорийностью ядерное топливо обладает также чрезвычайно важной особенностью — его «сжигание» в реакторе происходит без окислителей. В то же время при сжигании органического топлива потребляется почти трехкратное (по массе) количество кислорода, забираемого из атмосферы воздуха, и процесс сопровождается непрерывным выбросом в атмосферу продуктов сгорания — дымовых газов и твердых негорючих примесей в виде золы.
В табл. 4.1 приведены сравнительные данные, характеризующие коренное отличие сжигания органического и ядерного топлива. Это отличие относится не только к массе расходуемого топлива для получения одинакового количества энергии, но и к несравнимому воздействию на окружающую среду.
Радиоактивность, остаточное тепловыделение и обеспечение безопасности эксплуатации АЭС. Использование ядерного топлива в энергетике связано с определенными трудностями и опасностями, которые недопустимо игнорировать или недооценивать, тем более что средства и пути надежного обеспечения безопасности известны и проверены на практике.
Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору-
Рис. 4.3. Динамика снижения мощности остаточного тепловыделения в активной зоне реактора ВВЭР-440 после срабатывания быстродействующей (1,7 с) аварийной защиты во время работы на номинальной мощности
~7,
L^IiU-1-1—J—1-J-JJ-
О 10 10г Ю3\ 10*/10s /10s
(и) (ic\fT)(iom) Время после остановки реактора, с
дования при ремонтах, хранилища твердых и жидких радиоактивных отходов, служба внутристанционной и внешней дозиметрии, система контроля герметичности твэлов, системы обеспечения ядерной и радиационной безопасности, железобетонные герметичные оболочки (колпаки) и отсеки, в которых размещаются реакторная установка и все оборудование, работающее в условиях радиоактивности.
Особо следует подчеркнуть высокие требования к надежности инженерного обеспечения ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации АЭС на случай как гипотетической аварии, вызванной внезапным разрывом трубопровода первого контура, так и аварий с потерей электропитания приводов насосов и пр. Внезапное прекращение циркуляции теплоносителя и отвода тепла из активной зоны реактора при весьма значительном остаточном тепловыделении, особенно в первые 7—15 с (рис. 4.3), грозит недопустимым повышением температуры твэлов, нарушением герметичности их оболочек, выходом радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Дальнейшее отсутствие отвода тепла может привести к вскипанию теплоносителя с выбросом радиоактивных веществ в помещении АЭС и, возможно, в окружающую среду. Меры по отводу остаточного тепловыделения из реактора должны быть достаточными, чтобы исключить расплавление топлива и предотвратить возможные тяжелые последствия (АЭС в этом случае надолго выводится из строя).
