Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Среднее по времени за период кампании топлива значение фактически полученного объемного коэффициента неравномерности ky в единовременно выгружаемой из реактора партии топлива характеризует эффективность использования топлива, т. е. отличие значения В от максимальной проектной глубины выгорания, на которую рассчитаны твэлы.
Начальная нагрузка и ежегодная потребность в топливе. Удельная загрузка gT или g3 [см. формулы (4.12) и (4.13)] определяет начальную загрузку топлива в реактор, необходимую для ввода АЭС в эксплуатацию:
G0x=Nэ?э. (4.15)
Средняя глубина выгорания В определяет постоянную потребность в топливе для перегрузок в период эксплуатации. Годовая потребность в топливе находится по формуле (4.2) и может быть выражена так:
Gx=N3^ ¦ Зб5ф/ (Tj6PB) = W^l (Bn6P). (4.16)
Для разных типов реакторов значения G0x и Gx существенно различаются (табл. 4.3). Величина G0x в общем случае должна обеспечивать критичность реактора и необходимый запас реактивности в течение всей кампании для работы на заданной мощности до достижения топливом проектной средней глубины выгорания В. С учетом неравномерности энерговыделения работа реактора на заданной мощности должна обеспечиваться без превышения предельно допустимой объемной энергонапряженности топлива. В современных мощных энергетических реакторах, за-
Таблица 4.3. Примерные соотношения загрузки топлива в реактор и ежегодной потребности в топливе для перегрузки
Тип реактора
Тепловая мощность, МВт
Загрузка реактора.
t
Обогащение топлива, %
Ежегодная перегрузка, т/год
Глубина выгорания прн
Ф=0.8, МВт-сут/т
Календар ная кампания топлива, год
Газографитовый типа
2000
320
0,71
160
4 000
2,0
«Магнокс»
Тяжеловодный
2500
114
0,71
78
9 600
1,5
Водо-водяной под
2800
93
2,6
29
29 000
3.2
давлением
Водо-водяной кипя-
3300
169
2,2
53
19 000
3,2
щий
Водографитовый ки-
3200
182
2
51
18 500
4,0
пящий
На быстрых нейтро-
3000
32
15,2
9
100 000
3,5
нах натриевый (на
U — Ри-топливе)
грузка которых составляет несколько десятков критических масс и которые представляют собой практически несколько реакторов, объединенных интегральным нейтронным полем и управляемых независимыми органами регулирования, начальная загрузка в основном определяется допустимой объемной энергонапряженностью TBC (до 80—120 кВт/л в водоохлаждаемых реакторах на тепловых нейтронах и до 600—1200 кВт/л в реакторах на быстрых нейтронах).
Для большинства типов реакторов начальная загрузка существенно превышает годовую потребность и эквивалентна в отдельных случаях трех-четырехгодовой потребности. Разные типы реакторов обладают различным соотношением начальной и эксплуатационной потребностей в топливе. Наиболее топливоемким по начальной загрузке являются реакторы на быстрых нейтронах, затем водографитовые, водо-водяные и, наконец, тяжеловодные; годовые же потребности в топливе, выраженные в тоннах, для указанных реакторов располагаются в обратном порядке. Следует отметить, что выбранная глубина выгорания Б недостаточна для полной оценки экономической эффективности использования ядерного топлива в реакторе. Необходим также учет начальной загрузки активной зоны, зависящей от выбранного значения энергонапряженности топлива [см. уравнение (4.4)].
4.5. РЕЖИМЫ ПЕРЕГРУЗОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. ПЕРЕХОДНЫЙ ПЕРИОД РАБОТЫ АЭС
Рассмотрим три режима перегрузок топлива, применяемых в реакторах различного типа.
Непрерывная перегрузка топлива. Ее можно представить как ежесуточную загрузку некоторой части ядерного топлива в реактор и ежесуточную выгрузку из него эквивалентного количества отработавшего топлива. Перегрузка осуществляется специальной машиной без остановки реактора, т. е. при работе его на мощности.
Одноразовая перегрузка. В этом случае активная зона загружается топливом и выгружается целиком за одну операцию по исчерпании запаса реактивности или по достижении предельной глубины выгорания в наиболее напряженном участке активной зоны. Такая перегрузка производится на остановленном реакторе после его расхолаживания. Затраты времени на перегрузку по сравнению с временем пребывания топлива в реакторе относительно невелики.
Равномерная частичная перегрузка. В этом случае топливо перегружается несколько раз за кампанию через определенные (примерно равные) промежутки времени и примерно равными партиями, так что к концу кампании реактора оказывается перегруженной полностью вся активная зона.
Каждый из этих режимов перегрузки имеет свои особенности и требует своих конструкционных решений. Рассмотрим этот вопрос.
Рис. 4.4. Кластерная (пучковая) конструкция органов компенсации реактивности реактора PWR тепловой мощностью 3000 МВт (аналогичная кластерная конструкция компенсаторов реактивности применяется и в шестигранных кассетах TBC советских реакторов ВВЭР-1000)
