Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Обычно при проектировании и сооружении каждой новой АЭС задается выработка электроэнергии за год W, которая должна быть отпущена в энергосеть. Определяются мощности, количество и тип блоков, коэффициент среднегодовой нагрузки ф. При этом исходят из того, чтобы в проекте АЭС предусматривались высокий уровень унификации, применение максимально отработанного типового оборудования, проверенных на практике эффективных схем. Все это относится к серийному строительству определенных типов унифицированных АЭС. Однако на практике эксплуатационные показатели отдельных блоков и АЭС в целом сильно различаются и необходимы сравнения по удельным показателям, что особенно важно в отношении расхода ядерного топлива на единицу товарной продукции АЭС, т. е. энергии, отпущенной в сеть.
Потребность в уране при стационарном режиме эксплуатации реактора рассмотрена в § 4.3 [формула (4.2)]. Годовой расход Gx, т/год, урана, имеющего начальное обогащение х, обратно пропорционален средней глубине выгорания В и коэффициенту полезного преобразования выработанной в реакторе тепловой энергии в электрическую г)нет:
Gx=W/(Вц™), (5.7)
где
W=ZVa6P(I- йс„)365ф-24-103 (5.8)
— отпущенная в сеть электроэнергия, кВт-ч.
Для сравнения работы отдельных блоков и в целом АЭС, а также АЭС различного типа необходимо определить удельный расход обогащенного ядерного топлива gx, г/(кВт-ч), отнесенный на'1 кВт-ч электроэнергии (нетто), отпущенной в сеть:
gx=Gx/W=\j{B4™). (5.9)
Удельный расход природного урана gc„ г/(кВт-ч), на производство отпущенного в сеть 1 кВт-ч электроэнергии
gCa = gxU-gx~^, (5-Ю)
<-о У
где fo — коэффициент расхода природного урана (см. с. 207).
Принимая г)нет=0,32 для различных значений средней глубины выгорания, получаем при незамкнутом ЯТЦ удельный расход ядерного топлива, приведенный в табл. 5.7.
Таблица 5.7. Удельный расход ядерного топлива иа АЭС с реакторами иа тепловых нейтронах при различной средней глубине выгорания, отнесенный на 1 кВт-ч электроэнергии, отпущенной в сеть
В,
10* МВт-сут/т
У. %
fo
EPP
' кгІ-L
gx. г/(кВт-ч)
20
30 40
2
3,5 4,4
0,2 0,2 0,2
3,53 6,46 8,23
2,18 5,41 7,46
0,00650 0,00434 0,00325
Из таблицы видно, что удельный расход на единицу производимой энергии у обогащенного урана тем ниже, чем выше средняя глубина выгорания, тем самым и производственных мощностей по изготовлению свежего топлива, транспортированию и переработке отработавшего ядерного топлива потребуется соответственно меньше, чем при низкой глубине выгорания. Увеличивается лишь разделительная работа /гЕрр, поскольку возрастает обогащение урана. Что касается некоторого увеличения расхода природного урана на 1 кВт-ч, то положение становится иным, если учесть рецикл урана, извлеченного из отработавшего топлива при его химической переработке. Для топлива реактора ВВЭР с В=40-103 МВт-сут/т регенерированный уран будет содержать ~1,2% 235U. В переводе на природный уран при рецикле это будет означать (с учетом потерь) снижение расхода природного урана на 20—24 %. Таким образом, при увеличении В расход природного урана в системе ядерного топливоснабжения не увеличивается, а уменьшается.
,г Необходимо отметить различие в определениях расходов на единицу производимой энергии для ядерного и органического топлива. В случае органического топлива речь идет о полном его сжигании. Расход же ядерного топлива изменением массы определить нельзя — масса отработавшего топлива практически равна массе свежего.
Таким образом, расход ядерного топлива рассчитывается как разность между загруженным в реактор и выгруженным из него количеством делящихся нуклидов. Специфика такого определения состоит в том, что учитывается величина КВ, т. е. возможно образование новых делящихся нуклидов и их частичное расходование (выгорание) в процессе работы реактора. Поэтому в ядерной энергетике показательнее было бы пользоваться обратной величиной удельного расхода, а именно удельной энергией е, кВт-ч/г, т. е. количеством выработанной электроэнергии на единицу массы израсходованных делящихся нуклидов, содержавшихся в начальной топливной загрузке. Количество выработанной энергии определяется массой разделившихся ядер.
Чем выше значение удельной энергии, тем лучше реактор, тем меньше сжигается заложенного в активную зону делящегося ядерного топлива, при этом количество сожженного топлива характеризует режим эксплуатации реактора, коэффициент воспроизводства плутония, .правильность выбранной и используемой системы компенсации реактивности. В современных реакторах запас реактивно-
Таблица 5.8. Изменение нуклидного состава топлива реактора ВВЭР-440 по мере его выгорания и относительной средней удельной энергии
Состав делящихся нуклидов в активной зоне реактора
Количество накопленных продуктов деления, кг/т
0
5
10
15
20
25 30
35
236(J 239 ри 241 Pu
36,0 0,0 0,0
30,8 2,3 0,05
26,2 3,9 0,20
22,2 5,0 0,44
18,7 5,6 0,70
17,5 6,0 0,98
12,9 6,3 1,20
