Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Время, относящееся к стадиям ядерно-топливного цикла, протекающим вне территории АЭС (внешняя часть цикла), зависит от мощностей предприятий, среднегодового коэффициента их использования и ряда других условий. Минимальное суммарное время может не превысить 1 года. В странах ОЭСР в договорах АЭС с заводами на поставку свежего топлива указывается срок 20—26 мес.
Затраты на топливо для АЭС в ЯТЦ. Представляют интерес расчетные оценки удельных затрат на различных стадиях топливного цикла и топливной составляющей стоимости производства электроэнергии на АЭС, которые выполнены английской фирмой BNFL (British Nuclear Fuel Limited) для современных реакторов LWR. Эти оценки были доложены на ежегодной конференции Японского атомно-промышленного форума (табл. 5.4). Следует заметить, что удельные затраты (дол/кг) (по данным 1981 г.) на различных стадиях ЯТЦ подвержены изменениям из-за инфляции, колебаний курса американского доллара, а также влияния рыночной конъюнктуры. Однако относительная доля затрат по каждому переделу является более стабильной и характерной для современной ядерной энергетики развитых капиталистических стран, использующих на АЭС преимущественно водоохлаждаемые реакторы PWR и BWR.
По мнению японских специалистов, не учтенные в приведенной таблице затраты на захоронение радиоактивных отходов, а также на демонтаж АЭС могут повысить стоимость электроэнер-
Таблица 5.4. Составляющие затрат по ядерному топливу для АЭС по стадиям ЯТЦ (без рецикла регенерированных U и Pu)
Затраты на стадии ЯЩ
Удельные затраты, дол/кг U
Топливная составляющая
стоимости элекгрознер-
г ин, цент/(кВт-ч)
Доля затрат в топливной составляющей. %
Добыча и производство урановых
55 дол/кг U3O8
0,22
26
концентратов
Производство UF6
7
0,02
2
Обогащение урана
139 дол/ЕРР
0,29
35
Изготовление оксидного топлива
200
0,11
13
Переработка отработавшего топ-
650
0,20
24
лива [включая хранение и транс-
портирование, но без учета це-
ны регенерированного топлива
(U и Pu)]
0.D4
Отверждение и остекловывание
110
4
(без затрат на захоронение)
—0,04
—4
Выплата неустоек по контрактам
7
гии на 0,4 цент/(кВт-ч) при цене электроэнергии АЭС, равной 4,2 цент/(кВт-ч) (цена указана по отчетным данным японских электроэнергетических фирм за 1980 г.).
По тем же данным за 1981 г. стоимость производства электроэнергии в Японии на вновь введенных в эксплуатацию электростанциях (при одинаковой мощности 500 МВт и <р=70%) составила, цент/(кВт-ч):
А$С............4,7—5,0
ТЭС:
на угле..........6,0—6,4
на газе :......7,3—7,7
на нефти..........8,2—8,6
Близкие к этим данным или их соотношениям оценки публикуются и в других странах, имеющих развитую ядерную энергетику с водоохлаждаемыми реакторами, что свидетельствует о несомненной экономической рентабельности и конкурентоспособности развивающейся ядерной энергетики.
5.4. НЕОБХОДИМОСТЬ ЗАМКНУТОГО ЯТЦ В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
Почему нужна химическая переработка отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах? Одно из основных отличий «сжигания» ядерного топлива в реакторах от сжигания органического топлива в топках котлов состоит в том, что делению подвергается только небольшая часть — всего несколько процентов загруженного в активную зону обогащенного ядерного топлива. Например, в реакторе ВВЭР-1000 делится ~4,2%, ВВЭР-440 ~3%, БН-600 —примерно до 10% тяжелых ядер. Но
Таблица 5.5. Содержание актиноидов, г/т, в отработавшем топливе легководных реакторов иа тепловых нейтронах и реакторов-размножителей иа быстрых нейтронах при большой глубине выгорания
Нуклид
Реактор на тепловых нейтронах, 33•1O3 МЕт-сут/т
Реактор на быстрых нейтронах, 80 10' MBtX Хсут/т
Нуклид
Реактор на тепловых нейтронах, 33-10» МВт-сут/т
Реактор на быстрых нейтронах, 80-Ю3 MBtX Хсут/т
235JJ
8000
7000
«42Pu
340
9020
236JJ
4520
1000
237Np
450
180
23g(J
940 000
719 000
2»«Ат
50
1460
238рц
168
1840
243Am
92
711
23фц
5300
117 000
^2Cm
8
42,3
240рц
2100
52 400
а«Ст
31
41,9
24фи
1100
14 400
Примечание. Расчетные данные получены из условий, что исходное обогащение топлива в реакторах иа тепловых нейтронах равно 3,3%, средняя удельная мощность 30 кВт/кг, перегружается ежегодно 1/3 активной зоны. В реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем плутониевая активная зона содержит: 238Pu — 2,6 кг/т; 239Pu — 130 кг/т; 240Pu — 51,8 кг/т; 211Pu — 26 кг/т; 235U — 10 кг/т; 238U — 780 кг/т, средняя удельная мощность 148 кВт/кг, 1/3 активной зоны перегружается через 153 сут.
если количество разделившегося топлива отнести к количеству природного урана, из которого приготовлен его концентрат — обогащенный уран, то окажется, что в реакторах ВВЭР и РБМК удалось разделить только 0,5—0,55%, т. е. не более 5—5,5 кг из каждой тонны природного урана.
В выгруженном из реактора на тепловых нейтронах отработавшем топливе всегда останется некоторое количество неиспользованных делящихся ядер 235U, а также накопленного, но не успевшего разделиться нового топлива 239Pu и 241Pu. В нем будет оставаться также свыше 97 % начальной массы воспроизводящего материала — 238U * (табл. 5.5).
