Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
550—750 100—200 72—322
30 30 30
16,50—22,50 3,00—6,00 2,16—9,66
25,20—44,57 Незамкнутый ЯТЦ
128—380
30
3,84—11,4 7,38-18,81
Превышение цен на уран 0—4% в год. Ежегодная загрузка обогащенного урана 31.1 т при ~В=3310а МВт-сут/т и Ф=0.7. Выработка электроэнергии 7,86-10» кВтХ Хч/год
В выгружаемых отходах ядерного топлива содержится ~1 т радиоактивных веществ. Временное хранение 5—20 лет
Срок хранения до химической переработан 5 лет
Удаление отработавшего топлива н РАО на 10—40 лет
* Данные представлены на 10-м ежегодном симпозиуме Уранового института стран ОЭСР в Лондоне, состоявшемся 3—5 сентября 1985 г.
** Удельные затраты иа завершающей стадии ЯТЦ для единства экономических расчетов отнесены к I кг тяжелого металла, хотя при остекловываиии BAO н удалении РАО имеют дело не с тяжелым металлом, а с радиоактивными отходами в различной форме. Для таких приведенных к 1 кг тяжелого металла расчетов составляются переводные нормативные таблицы. Суммарные затраты рассчитаны без учета потерь материалов в процессе производства.
урана и плутония не покрывает затрат на химическую переработку при существующих ценах, и, таким образом, топливная составляющая при незамкнутом ЯТЦ будет на 10 % ниже, чем при замкнутом с использованием реакторов PWR и BWR электрической мощностью 1285 МВт, вводимых в эксплуатацию в 1995 г.
Тем не менее при рецикле урана сохраняется главное преимущество замкнутого ЯТЦ —экономия (на ~20%) расхода природного урана.
Пока практически не накоплено необходимых оснований для иного коммерческого подхода к переработке отработавшего ядер-
ного топлива. Французы принимают от других стран отработавшее ядерное топливо для переработки на своем заводе за плату по установленной ими цене за 1 кг тяжелого металла, соответствующей графику на рис. 5.5, с возвратом заказчику извлеченных полезных продуктов и высокоактивных отходов (BAO) в концентрированной форме.
Капиталовложения в предприятия замкнутого ЯТЦ, отнесенные на 1 кВт установленной электрической мощности АЭС, по оценкам МАГАТЭ составляют не более 20—25 % удельных капитальных вложений в сооружение собственно АЭС. Это резко отличает ядерную энергетику от тепловой энергетики с более капиталоемкими предприятиями топливоснабжения, работающими на органическом топливе. Особенно велики здесь капитальные затраты на добычу и транспортирование топлива (угля, нефти, газа).
В структуре суммарных капитальных затрат на строительство предприятий замкнутого ЯТЦ 40—50 % падает на предприятия по добыче и производству природного урана, 20—25 % — на заводы по получению обогащенного урана, остальное — на радиохимическую переработку отработавшего топлива, изготовление свежего топлива для реакторов на тепловых нейтронах, удаление и захоронение РАО.
5.3. ДЛИТЕЛЬНОСТЬ ЯТЦ РЕАКТОРОВ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ. УДЕЛЬНЫЕ ЗАТРАТЫ НА ТОПЛИВО В ЯТЦ
ЯТЦ характеризуется полной длительностью цикла и отдельных его стадий. Полная длительность ЯТЦ Тятц—это время, необходимое Щля полного цикла обращения ядерного топлива в замкнутом ЯТЦ, т. е. от момента получения и передачи химического концентрата природного урана (или его регенерата) иа заводы по фторированию и обогащению урана и до завершения радиохимической переработки отработавшего топлива и передачи регенерированных продуктов в рецикл:
Т'яТЦ = Т'фт ~\~ ^обог ~Ь ^конв ~Ь ^изг ~Т~ ^"скл "Т~ ^а.з ~Г" ^выд. "Т~
+ хр + ^РХЗ + Тфт.рег- (5-2)
Здесь ГфТ — время фторирования; 70бог — обогащения на разделительном заводе; Гконв — конверсии гексафторида в UO2 и другие соединения; Тизт— изготовления твэлов и ТВС; Гскл — комплектования свежих (необлученных) TBC на складе АЭС; Га.3 — пребывания TBC в активной зоне реактора; Гвыд— пребывания отработавшего топлива в бассейне выдержки на АЭС; ^тр.хр — транспортирования и временного хранения отработавших TBC до химической переработки; 7рхз—радиохимической переработки отработавшего топлива и РАО; Гфт.рег — передачи регенерированного урана и плутония в рецикл (или на склад).
За исключением Та.3, все перечисленные в формуле (5.2) временные показатели относятся к пребыванию топлива вне реактора и составляют общее время внешней части ЯТЦ, когда дорогостоящее ядерное топливо еще не работает в реакторе и его стоимость не переносится на выработанную энергию.
Отсюда следует необходимость максимально сокращать время внешней части ЯТЦ, ускорять циркуляцию топлива.
Полное время пребывания ядерного топлива на АЭС Т^эс является наибольшим в ядерно-топливном цикле:
?АЭС = ^скл + ^загр + ^a.з + ^выгр + ^.выд- (5-3)
Здесь выделено время загрузки (Гзагр) и выгрузки-перегрузки (^выгр), когда реактор остановлен. В реакторах с непрерывной перегрузкой топлива «на ходу» это время не учитывается.
В реакторах ВВЭР, в которых ежегодно перегружается 1/3 TBC активной зоны, общее календарное время пребывания топлива в реакторе составляет не менее 3 лет. Время получения и комплектования на складе АЭС свежего топлива, предназначенного для загрузки в активную зону, может сооставить 0,2—0,5 года, а для первой загрузки — более 1 года. Время на перегрузку остановленного реактора 20—35 сут; время нахождения в бассейне выдержки на АЭС от 3 до 5 лет. Всего ТАЭс равно 6,5— 9,0 лет.
