Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Для рецикла урана, т. е. для повторного его использования в реакторе, в ряде случаев требуется дообогащение регенерированного ураиа, сопровождаемое разбавлением (смешиванием с природным ураном) в целях снижения высокого удельного содержания 236U и весьма радиоактивного 232U.
Рецикл накопленного плутония можно осуществлять путем его добавки (вместо 235U) в урановое топливо, т. е. в природный слабообогащеииый или обедненный (отвальный) уран для всей активной зоны или части (что не вызовет конструкционных переделок). До сих пор общепризнано,' что такое смешанное уран-плутониевое топливо наиболее экономически целесообразно использовать для активных зон реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, где неделящиеся изотопы плутония будут полезно использованы и где можно достичь высокого значения KB (в активной зоне КВ»1). Однако с конца 70-х годов ранее прогнозированное развитие реакторов на быстрых нейтронах в мировой ядерной энергетике по ряду причин затормозилось прежде всего вследствие достаточных запасов относительно недорогого природного ураиа для ядерного топливообеспечения на ближайшие 15—25 лет. К этому добавились замедленный темп развития ядерной энергетики в промышленно развитых капиталистических странах и выявившаяся иеконкурентоспособиость первых крупных АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с АЭС с реакторами на тепловых
нейтронах из-за увеличения в 2—2,5 раза стоимости производимой энергии и больших (в 1,5—2 раза) удельных капитальных затрат. К этому нужно доварить иеотработаниость экономичной промышленной технологии химической переработки облученного смешанного топлива реакторов на быстрых нейтронах и его рефабрикации.
В то же время успешная эксплуатация действующих радиохимических за-нодов (прежде всего французского комплекса иа мысе Ar, английского завода в Уиидскейле и др.) показала эффективность регенерации отработавшего ядерного топлива АЭС с реакторами иа тепловых нейтронах. В результате химической переработки уже накоплены и продолжают накапливаться значительные количества плутония. Только во Франции к 1995 г. будет храниться свыше 60 т извлеченного из отработавшего топлива плутония. Из этого количества до 2000 г. только 20—30 % может быть использонано для загрузки в реакторы на быстрых нейтронах. В целях экономного использования этих ресурсов в ряде стран с развитой ядерной энергетикой (Франция, Бельгия, Япония) разнериуты экспериментальные исследования и разработки по применению смешанного уран-плутониевого топлива в реакторах PWR.
Франция и Бельгия в 1984 г. создали специальную кампанию Commax для рекламы и стимулирования сбыта TBC из смешанного диоксида и запланировали сооружение специального завода для производства такого топлива.
По оценкам французских специалистов стоимость изготовления TBC из смешанного диоксида для реактора PWR будет значительно выше (в 3—5 раз), чем стоимость изготовления стандартных TBC с обогащенным ураиом. Однако при этом суммарные затраты, отиесеииые иа 1 кг смешанного топлива, будут существенно меньше, чем топлива иа обогащенном ураие. Это видно из табл. 5.9. Зд?сь ие указана стоимость плутония. С учетом оплаты кредита.
T
Таблица 5.9. Сравнительная стоимость затрат, отиесевиая к 1 кг топлива
(обогащенный ураи с ж=3,25 %, смешанное ураи-плутоииевое с ж= 4,5%) при изготовлении TBC для PWR мощностью 900 МВт (эл.)
-1-
Вид затрат (цена)
Стоимость затрат в случае уранового топлива, U дол/кг
Стоимость затрат в случае смешанного топлива, дол/кг тяж. металла
Природный уран (75 Дол/кг U3O8) при /о=5,8 кг/кг U*
Конверсия в UF6 (6 дол/кг U) Обогащение урана (105 дол/ЕРР) Изготовление твэлов и TBC
474,3
35,8 510,3 158,9
75,7
6,8
794,5* 476,7**
Итого
1200
^.877* ^.560**
* Стоимость изготовления TBC из смешанного топлива принята в 5 раз больше, чем из природного обогащенного урана.
** Стоимости изготовления TBC из смешанного топлива н природного обогащенного ураиа различаются в 3 раза.
за регенерированный уран и плутоний суммарная экономия в топливном цикле смешанного топлива, вероятно, составит около 9—12%.
По оценкам французских специалистон (фирма EDF) использование смешанного топлива позволит после 1995 г. на 15 % сократить расход природного урана и даст экономию в несколько миллионов франков. Безусловно, экономия уранового топлива будет более значительной, если смешанное топливо будет использовано только в реакторах-размножителях, мощности которых должны быть достаточны, чтобы регенерированный плутоний не оседал на складах. Целесообразно использовать плутоний для смешанного топлива без промедления, сразу после его извлечения, потому что 241Pu спонтанно распадаетея с периодом 14,4 лет и переходит в у-активный 241Am, что усложняет и удорожает обращение с ним и требует дистанционно управляемой технологии в условиях обеспеченной биологической защиты.
После химической переработки отработавшего смешанного топлива в связи с его сложным нуклидным составом, ухудшающим эксплуатационные параметры, регенерированный плутоний второго поколения целесообразно использовать только для загрузки в реакторы на быстрых нейтронах. По расчетам английской фирмы BNFL решение накапливать и хранить плутоний для дальнейшего использования в таких реакторах может быть опрандаио, если регенерированный плутоний будет стоить более 75 дол. за 1 г.
