Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
яения на его основе ядерного оружия. Эти решения подкреплялись и экономическими соображениями — малой рентабельностью химической переработки отработавшего топлива и возможностью обойтись без рецикла U и Pu в ближайшие 20—30 лет.
В отношении химической переработки и регенерации отработавшего ядерного топлива Министерство энергетики США в октябре 1977 г. сообщило, что Федеральное правительство предлагает принимать и брать под свою ответственность использованное и отработавшее топливо ядерных реакторов от фирм, производящих энергию, взимая единовременную плату за хранение, которая по предварительной оценке увеличит себестоимость электроэнергии на АЭС не более чем на ^2,5%. С этой целью в США создаются централизованные долговременные государственные хранилища, где отработавшее топливо будет находиться неопределенный срок.
Предложенная США политика в отношении дальнейшего развития топливного цикла ядерной энергетики не встретила поддержки со стороны других индустриальных стран и подвергалась критике в самих США. Спустя 5 лет (в 1982 г.) запрет на химическую переработку отработавшего топлива АЭС в США был отменен, но, как видно из табл. 5.2, и в 1995 г. ввод мощностей радиохимических заводов в США не предвидится.
В 1977 г. МАГАТЭ было создано несколько международных рабочих групп экспертов, которым было поручено в течение двух лет (до 1980 г.) проанализировать все проблемы ЯТЦ и рассмотреть все аспекты обеспечения безопасности окружающей среды и гарантий по нераспространению ядерного оружия.
В результате всестороннего изучения проблемы ЯТЦ эксперты МАГАТЭ пришли к следующим основным выводам:
1) технология химической переработки отработавшего ядерного топлива достаточно изучена и в основном уже подготовлена к широкому промышленному применению;
2) рецикл регенерированного урана и плутония существенно снижает потребности в природном уране (на ~20°/о) ив мощностях разделительных заводов (на ~15%) и может быть экономически оправдан;
3) сооружение долговременных хранилищ и содержание в них отработавшего топлива в течение 10—20 лет и более, как показали расчеты, вызовет затраты, сравнимые с затратами на химическую регенерацию, концентрирование и удаление отходов. При столь длительном пребывании отработавшего топлива в бассейнах-хранилищах не все твэлы смогут сохранить герметичность и целостность;
4) концентрирование и капсулирование радиоактивных отходов после" регенерации ядерного топлива позволяют наиболее экономично обеспечить их удаление и надежное безопасное захоронение навечно в соответствующие геологические формации;
5) в условиях строжайшего государственного, а для неядерных стран и международного (по линии МАГАТЭ, ООН) контроля, а также применения соответствующей технологии можно полностью и совершенно надежно исключить возможность хищений плутония или использования его в военных целях;
6) поскольку отсутствуют другие практические способы превращения 238U и 232Th в ядерное топливо, кроме расширенного воспроизводства в реакторах на быстрых нейтронах, использующих уран-плутониевый или уран-ториевый цикл (в этом цикле эффективны и промежуточные нейтроны), то нецелесообразно задерживать или тормозить процесс промышленного освоения этого стратегического направления ядерной энергетики, умножающего в десятки раз ресурсы ядерного топлива и обеспечивающего в перспективе независимость стран от импорта урана. Предпочтение, отдаваемое уран-ториевому циклу перед уран-плутониевым, в принципе не решает задачу по предотвращению опасности военного использования делящихся материалов (в данном случае 233U).
5.5. ИЗМЕНЕНИЕ НУКЛИДНОГО СОСТАВА УРАНОВОГО ТОПЛИВА
В ПРОЦЕССЕ ЕГО ВЫГОРАНИЯ. ВОСПРОИЗВОДСТВО, РАСХОДОВАНИЕ
И НАКОПЛЕНИЕ ПЛУТОНИЯ В РЕАКТОРЕ і
В процессе выгорания ядерного (уранового) топлива (в результате ядерных реакций) происходят значительные изменения его нуклидного состава. На рис. 5.7 приведен типичный график этого процесса применительно к проектным условиям активной зоны реактора ВВЭР-1000 при начальном обогащении х=4,4 °/о (44 кг/т) и средней проектной глубине выгорания топлива B= = 40-103 МВт-сут/т (или а=42 кг/т), а на рис. 5.8 — расчетный график изменения нуклидного состава топлива при х=2 % и В—20•1O3 МВт-сут/т в активной зоне реактора РБМК-1000 Видно, что по мере выгорания 235U в результате радиационного захвата нейтронов ядрами 238U возникают и накапливаются делящиеся изотопы плутония 239Pu, 241Pu и неделящиеся изотопы
Рис. 5.7. График изменения нуклидного составе обогащенного уранового топлива в водо-водяном реакторе при глубине выгорания до 40-Ю3 МВт-сут/т:
Хъ, xs, X8- концентрация 235U1 236U и 233U в топливе; г, z0, zu Z2— концентрация zssPu, 240Pu, 241Pu1 242Pu в топливе; хн — начальное
обогащение топлива; а— средняя глубина выгорания
'16
:=>
І
<2
12
Ч -
Рис. 5.8. Изменение нуклидного состава оксидного уранового топлива в водографитовом кипящем канальном реакторе иа тепловых нейтронах (х=2%) в заівиснмости от средней глубины выгорания а
