Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Свежае TBC
Отработавшие (облученные) TBC
Баосейн-хранали-ще в реакторном зале
После 3S лет выдержки
Бассейн-хранилище пра АЗС ила вне АЭС
выдержка 7-70лет
Pa Виахамаческая переработка
отработавшего ядерного топлива
^Выделение U и Pu
Выделение РАО I
Обработка РАО
Топливный рецикл или складироданае
Обезвреживание и хранение РАО
Удаление в геологические формации
Замкнутый топливный цикл
Консервация
Выдержка в Водоохлаждас-мых бассейнах
JO-W лет
ЯТЦ о длительной выдержкой отработавшего топлива в водоахлаждаемых бассейнах до „ па диохимачеакаи переработки
Капсулираванае f
Долговременное храненае с воздушным охлаждением
в сухах хранилищах
Выдержка W-4-Олст
Обработка (капсулираванае)
Идаление и размещение в геологические формации
ятц с одноразовым ас паль зодакаем топлива без его переработки
Рис. 5.3. Варианты реализации завершающей стадии ЯТЦ
Прогнозируемые потребности в ядерном топливе и в мощностях по химической переработке отработавшего топлива капиталистических стран, объединенных ОЭСР, в период 1990—1995 гг. приведены в табл. 5.2. Видно, что мощности радиохимических заводов по переработке отработавшего топлива в 1990 г. будут почти в 5 раз ниже, чем потребности с учетом количества выгружаемого в этот год отработавшего топлива на действующих АЭС. В 1995 г. только страны Западной Европы будут обеспечивать баланс отработавшего топлива выгрузка — переработка, т. е. замкнутый ЯТЦ.
На рис. 5.4 показано, намечаемое развитие мощностей по переработке отработавшего оксидного топлива в пяти капиталистических странах.
Оценки удельных и суммарных годовых затрат в ЯТЦ реакторов PWR и BWR, вводимых в строй до 1995 г., представлены в табл. 5.3. Видно, что суммарные годовые затраты на завер-
Таблица 5.2. Потребности ядерной энергетики в природном ураие и рост массы отработавшего ядерного топлива, выгружаемого иа АЭС в 1990 и 1995 гг.»
Регион илн страна
Установленная
электрн-ческая
мощность
АЭС, ГВт
Производство электроэнергии на АЭС, 10» кЕтч
Ежегодные потребности в природном уране**, 10» т
Масса отработавшего топлива, выгруженного из реакторов, 10* т/год
Мощность радиохимических заводов, 103 т/год
1990 г.
1995 г.
1990 г.
1995 г.
1990 г.
1995 г.
1990 г.
1995 г.
1990 г.
1995 г.
Северная Америка
120
126
650
700
15,5
16,0
2,2
2,3
Западная Европа
117
130
660
750
18
20
2,2
2,5
1,0
2,8
Япония
31
38
200
220
0,75
0,9
0,2
0,2
0,2
0,2
Другие капиталистиче-
20
32
120
180
4,5
6,0
0,4
0,65
—
—
ские страны
* Данные представлены на U-м ежегодном симпозиуме Уранового института стран ОЭСР в Лондоне, состоявшемся 3—5 сентября 1945 г.
** Обогащение урана осуществляется прн содержании »3*U в отвалах 0,2 %.
шающей стадии замкнутого ЯТЦ весьма значительны и могут составить 70—85% суммарных годовых затрат начальной стадии ЯТЦ (производство ядерного топлива). Эти затраты должны быть полностью или частично скомпенсированы стоимостью регенерируемого урана и плутония. По действующим в настоящее время соглашениям на Западе страна-переработчик отработавшего топлива принимает его от АЭС без цены, т. е. с нулевой стоимостью. Изменение ц%ны на химическую переработку приведено на рис. 5.5.
Расчеты, проведенные NEA и доложенные в 1985 г. на симпозиуме Уранового института в Лондоне, показали, что стоимость извлекаемых при химической переработке регенерированного
Рнс. 5.4 Рис. 5.5
Рис. 5.4. Прогнозируемые мощности заводов по химической переработке оксидного отработавшего ядерного топлива (по данным Уранового института в Лондоне)
Рис. 5.5. Цена химической переработки отработавшего ядерного топлива на французских заводах в постоянном стоимостном выражении (без учета инфляции)
Таблица 5.3. Удельные и суммарные годовые затраты в ЯТЦ реакторов HWR и BWR электрической мощностью 1285 МВт (нетто), вводимых в^жсплуатацию до
1995 г. [по данным Агентства ядерной энергии (NEA) при OdCP J
Стадия ЯТЦ
Удельные затраты,
дол/кг
Ежегодная
потребность для загрузки, т
Суммарные затраты. 10« дол/год (%)
Примечание
Начальная стадия
Добыча н производство
природного у-рана Производство UF6
Обогащение урана до X= =3,3% при (у=0.2 %
Изготовление топлива из обогащенного (X= =3,3 %) урана
Итого
Транспортирование отработавшего топлива Бременное хранение отработавшего топлива
Химическая переработка Остекловывание EAO Удаление РАО
Итого
Кондиционирование отработавшего топлива
Удаление отработавшего топлива в долговременное (на 40 лет) хранилище
Итого
75—104
3-8
110-150 (ЕРР/кг) 150—210
~139
~189
~155 000 (EPP) 31,1
28—47 90—200
14,15—19,96 (33.8—33,0) 0.57—1,52 (1,6—3,0) 17,05—23,25 (46,8—45,3) 4,66—6,53 (12,8—12,7)
36,43—51,26 (100—100)
Завершающая стадия ЯТЦ** 0,84—1,41
30 30
2,70—6,00
Замкнутый ЯТЦ
