Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
it wit і 'Va 6,022-1023 о ссо 1А91
Число ядер 235U в 1 г равно А — —- «2,563•1O21
А 235
ядер (Na— число Авогадро; А — относительная атомная масса 235U).
Число делений, необходимых для получения 1 МВт-сут тепловой энергии, равно ШВт-сут/т _ 5,3916-10" МэВ g 6Q6 {Qil
F У 200 МэВ/дел. 200 МэВ/дел. ' 1
(1 МВт-сут=5,3916-1023МэВ). Тогда
2,563-10" 095 МВт.с 22 900 кВт-ч/г.
2,696-10« 'Ji і
Для получения тепловой энергии, равной 1 МВт-сут, необходимо осуществить деление k г ядер 235U:
jfe=l/<7= 1,05 г/(МВт-сут) = 1,05 кг/103 (МВт-сут).
Таким образом, эквивалентность удельной энерговыработки и количества разделившихся ядер в единице массы ядерного топлива можно выразить формулами
а=?В; B=a/k. (4.1)
Здесь k — постоянная величина для данного делящегося нуклида: ?=1,05 для 235U; ?=1,07 для 239Pu.
В дальнейших расчетах, относящихся к реакторам на тепловых нейтронах, будем принимать ?=1,05 и В=а/1,05. Из формулы (4.1) видно, что чем больше удельная энерговыработка или глубина выгорания, тем больше будет расходоваться делящихся ядер в каждой тонне работающего в реакторе топлива. Однако глубина выгорания не полностью определяет расход делящихся нуклидов в активной зоне реактора. Наряду с делением ядер здесь происходят реакции радиационного захвата нейтронов и превращения нуклидов в неделящиеся. Для 235U вероятность захвата теплового нейтрона ядром без деления составляет — 0,15, т. е. на каждые 6—7 разделившихся ядер 235U рождается одно ядро неделящегося 236U, образование которого означает потерю делящегося ядра без 7—6105 97
энерговыработки. Вероятность превращения 239Pu в неделящийся изотоп 240Pu больше, чем вероятность превращения 235U в 236U (-0,26).
Наличие конкурирующих с делением реакций радиационного захвата неизбежно приводит к неэффективному увеличению удельного расхода делящихся нуклидов. В реакторах на тепловых нейтронах при получении 1 МВт-сут тепловой энергии расходуется фактически не 1,05 г, а 1,2—1,22 г 235U, в том числе 0,15— 0,17 г без выделения энергии. Все это учитывается при расчетах активной зоны и при определении необходимого обогащения топлива*. _
Значения средней В и максимальной удельной энерговыработки Вмакс (или величина а и аМакс) выбираются при проектировании реактора и расчете его топливной загрузки с учетом расчетных и экспериментальных данных и опыта эксплуатации.
Потребность реактора в ураие при стационарном режиме эксплуатации Gx. Годовая потребность Gx в обогащенном уране, т/год, (обогащение х) определяется следующим соотношением:
где Afx — тепловая установленная (номинальная проектная) мощность реактора, МВт; Л^эбр — электрическая мощность (брутто), МВт**; т|бр — коэффициент полезного действия АЭС (брутто); ср— среднегодовой коэффициент использования установленной мощности (коэффициент нагрузки); В — средняя удельная энерговыработка (глубина выгорания), МВт-сут/т (B=a/k); а — масса разделившихся ядер (накопление продуктов деления), приходящаяся в среднем на единицу массы топлива, имеющего обогащение х, кг/т; ?=1,05 г/(МВт-сут)—удельный расход делящихся нуклидов на получение тепловой энергии.
Формула (4.2) позволяет рассчитать годовое потребление урана с обогащением х исходя из различных параметров, в том числе заданной для .АЭС годовой выработки электроэнергии на клеммах генератора W6v, кВт-ч/год, так как
№бР=А/эбР-365ф-24- К)3.
Количество отпущенной АЭС в сеть электроэнергии W, кВт-ч/год, может быть определено с учетом коэффициента рас-
* Вопросы, связанные с влиянием 236U1 образующегося в ядерном топливе из 235U1 на экономику топливного цикла, подробно рассмотрены в гл. 5.
** ЛГэбр — мощность, измеренная на клеммах турбогенератора, т. е. не включающая мощности электроприводов насосов, вентиляторов и других потребителей электроэнергии на самой электростанции, обеспечивающих ее собственные нужды. В СССР принято установленные мощности всех электростанций обозначать как мощности-брутто, так же как и суммарную или выработанную за год электроэнергию. Затраты электроэнергии на собственные нужды электростанций учитываются отдельно.
хода электроэнергии на собственные нужды &с.и:
W=W6P(I- йен).
Для реакторов ВВЭР ?с.и=0,055, для реакторов РБМК kCM= = 0,07-7-0,075 (при работе на номинальной мощности). При нагрузке ниже номинальной &с.и возрастает. ;
Для наглядности приведем расчетный пример.
Определим годовую потребность Gx, т, в ядерном топливе реактора ВВЭР при следующих условиях: JVT=3000 МВт; ф=0,8; В=40 000 МВт-сут/т:
3000-365-0,8
Gx =-=s21,9.
* 40 000 '
Количество разделившихся ядер в 1 т топлива а=йв= 1,05-40 000^42 кг/т. Всего за год разделится 42-21,9=^920 кг ядер 235U и образовавшегося из 238U плутония.
Расход электроэнергии, отпущенной в сеть при г)бр=0,32 и йс.„ = 0,06, составит
W=0,32 • 3000 (1—0,06) 365-0,8-24-103;*6,18 ¦ 109 кВт - ч/год.
Если принять в данном примере 5=28 000 МВт-сут/т, то годовой расход обогащенного урана будет равен 31,3 т, а=29,4 кг/т. Всего за год разделится ядер также ~920 кг, так как расход делящихся ядер обусловлен одной и той же тепловой мощностью.
