Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
При непрерывной перегрузке топливо в реактор загружается при обогаще-іии хн. Если топливо выгорит до содержания 235U1 равного хк, отвечающего предельному содержанию продуктов деления амакс, то тогда реактор должен иметь возможность работать при средней концентрации продуктов деления а/2 и при среднем содержании 235U в активной зоне, близком к (ха+хк)/2. Это означает, что в реакторе непрерывно будет находиться топливо с содержанием 235U в диапазоне от х„ до хк. Требуемый запас реактивности на выгорание в этом случае минимален, вместе с тем достигается максимальная глубина выгорания топлива при минимальном начальном обогащении.
При непрерывной перегрузке система перегрузке, рассчитанная на замену топлива без остановки реактора, оказывается сложнее и дороже, а органы компенсации выгорания — проще и дешевле, чем в реакторе, не рассчитанном на непрерывную нагрузку и перегружаемом в остановленном состоянии.
Выход на равновесный режим путем непрерывной перегрузки топлива, имевшего начальное обогащение хИ, связан с некоторым недожогом топлива против расчетной глубины выгорания. Если среднее значение проектной глубины выгорания равно Б, то выгорание составит примерно Б/2, т. е. топливо первой загрузки будет иметь среднюю глубину выгорания, равную половине проектной. Следовательно, стоимость вырабатываемой электроэнергии, получаемой от первой загрузки, будет выше проектной. Это обстоятельство побуждает выделять' начальный период работы АЭС с таким типом реактора, как переходный. В течение этого периода топливо будет использоваться в особом режиме и, следовательно, экономические показатели АЭС также будут отличны от показателей для установившегося режима. В зависимости от типа реактора переходный период может продолжаться в течение всей первой кампании топлива и более.
При одноразовой перегрузке * активная зона реактора загружается полностью топливом с обогащением хн и выгружается полностью с концентрацией продуктов деления а и с конечным обогащением хк. Реактор должен надежно рабо-
* Режим одноразовых перегрузок наиболее приемлем для реакторов судовых и транспортных установок.
тать и регулироваться и при начальном, и при конечном состоянии активной зоны. Изменения концентраций топлива и продуктов деления при выгорании в этом случае максимальны, и необходимый запас реактивности на выгорание велик. Поэтому требуется мощная система органов компенсации избыточной реактивности (рис. 4.4), которую по конструкционным соображениям трудно размещать в объеме активной зоны. При одноразовой перегрузке нет необходимости проводить ее прн работе реактора на мощности.
Равномерная частичная перегрузка — промежуточный режим между рассмотренными выше двумя другими схемами перегрузки. Здесь нет резко выраженных потерь и выигрышей, связанных с чрезмерным влиянием каждого из разобранных выше факторов. Возможен разумный компромисс между увеличенными затратами из-за сложности органов компенсации реактивности и перегрузочных средств и расходами, связанными с потерями от недожога топлива в первой загрузке или от увеличения длительности топливного цикла в связи со значительными периодами между перегрузками.
Как правило, большинство ядерных реакторов АЭС работает в режимах равномерной частичной перегрузки. Например, реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 эксплуатируются в режиме равномерной частичной перегрузки, исходя из трех перегрузок за кампанию при средней продолжительности кампании около трех лет. Это позволяет вести периодические перегрузки примерно 1 раз в год, что удобно, поскольку перегрузка может быть совмещена с периодом минимума нагрузки энергосистемы и проведением соответствующих планово-предупредительных или капитальных ремонтов оборудования АЭС. Перегрузка на корпусных реакторах со вскрытием крышки позволяет обходиться сравнительно простой перегрузочной машиной, предназначенной для работы при снятой крышке, когда реактор остановлен и расхоложен. Как показывает опыт многолетней эксплуатации, такая перегрузка продолжается 15—25 сут, т. е. не влечет за собой значительного снижения коэффициента готовности АЭС. Запас реактивности для обес-печения работы реактора в течение одного года также оказывается умеренным и может быть скомпенсирован органами СУЗ и вводом в теплоноситель борного поглотителя даже в таких тесных решетках размещения твэлов в ТВС, какими являются решетки реакторов водо-водяного типа.
ГЛАВА 5
ЯДЕРНО-ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
5.1. ОСОБЕННОСТИ ТЕХНОЛОГИИ И ЭКОНОМИКИ РАЗЛИЧНЫХ СТАДИЙ ЯДЕРНО-ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Сырьевой основой ядерного топлива современной ядерной энергетики является природный уран. Добыча урановой руды и извлечение из нее урана, многопередельные процессы переработки уранового сырья в готовое ядерное топливо, эффективное его использование при глубоком выгорании в ядерных реакторах, транспортирование и химическая регенерация отработавшего топлива, его очистка от радиоактивных отходов (РАО) и примесей, их безопасное хранение и захоронение, многократный возврат
