Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Из всего сказанного выше следует, что при определении цены регенерированного урана, содержащего 236U и поступающего для использования в повторном цикле, необходимо вносить соответствующие коррективы. Иное дело, если этот уран будет применяться в специальных целях, например для производства 237Np и 238Pu. Фирма «Дженерал электрик» предлагает уценивать регенерированный уран, еще не прошедший процесс обогащения, в зависимости от содержания в нем 236U, вводя некий «фактор ценности» в качестве коэффициента (меньше 1), выражающего отношение стоимости урана, содержащего 236U, к стоимости урана такого же обогащения, но без 236U. При содержании 236U 0,35— 0,4 % фактор стоимости может равняться 0,45—0,5.
Таким образом, при росте масштабов ядерной энергетики в ЯТЦ появятся нарастающие большие количества 236U, что увеличит стоимость ЯТЦ. Уценка поступающего на повторное обогащение регенерируемого урана может привести к значительному снижению его стоимости.
о 0,10,1 ofr в,б 0,8 1,0 1,г Содержание ізеи в обогащенном продукт, %
Рис, 5.14. Влияние содержания 238U на глубину выгорания и эффективность обогащения урана изотопом 23°U
Как превратить новый искусственный изотоп урана в полезный высокоэффективный элемент? В принципе 236U может быть отделен от 235U, или, точнее, его содержание в обогащенном уране может быть значительно снижено одним из тех методов, которые применяются при обогащении урана. В этом случае получаемый концентрат 236U (в смеси с 238U и при малом содержании 235U) может быть использован как весьма эффективный воспроизводящий материал, как уникальная мишень для получения из него при облучении нейтронами 238Pu, идущего на создание компактных изотопных генераторов электрического тока или тепловой энергии. Но отделение 236U от 235U и получение концентратов 236U потребуют дорогостоящих технологических процессов и больших капитальных вложений и поэтому должны быть экономически оправданы. К разработке этой проблемы практически еще не приступали, и она ждет своего решения в ближайшем будущем.
5.10. ЯТЦ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ С РЕАКТОРАМИ-РАЗМНОЖИТЕЛЯМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ЯТЦ энергетики с реакторами на быстрых нейтронах может быть только замкнутым. Это вытекает из главной цели развития энергетики с такими реакторами: они предназначены для расширенного воспроизводства ядерного топлива наряду с эффективным производством тепловой и электрической энергии.
В настоящее время АЭС с реакторами на быстрых нейтронах проходят опытную и демонстрационную стадию своего развития. Это относится и к их ЯТЦ.
В 1986 г. в пяти странах мира находилось в эксплуатации семь опытно-промышленных и демонстрационных блоков АЭС с реакторами на быстрых нейтронах суммарной электрической мощностью около 3-Ю3 МВт. Во всех этих реакторах применяется в качестве теплоносителя жидкий металл — расплавленный натрий. Среди этих стран, активно, развивающих реакторы-размножители на быстрых нейтронах, ведущее положение занимают СССР и Франция. В СССР с 1973 г. работает в г. Шевченко опытная АТЭЦ с реактором БН-350 тепловой мощностью 700 МВт, на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова на проектных параметрах эксплуатируется с 1980 г. реактор БН-600. Там же приступили к сооружению первого серийного промышленного реактора БН-800 электрической мощностью 800 МВт. Во Франции с 1974 г. успешно эксплуатируется демонстрационная АЭС «Феникс» электрической мощностью 250 МВт, а в 1985 г. введен в эксплуатацию самый мощный в мире (1200 МВт) быстрый реактор-размножитель «Супер-Феникс».
Демонстрационные блоки с реакторами на быстрых нейтронах электрической мощностью 300 МВт сооружены в Великобритании (PFR, Дунрей, 1974 г.), Японии («Монжю») и ФРГ (SNR, Калкар).
США прервали на завершающем этапе сооружение демонстрационного быстрого реактора в Клинч-Ривере, но продолжают интенсивные разработки и исследования проблемы создания реакторов-размножителей, широко используя крупномасштабный опытно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах FTFF с натриевым теплоносителем тепловой мощностью 400 МВт.
Освоение производства уран-плутониевого топлива и технологии переработки отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах проводится в указанных странах в лабораториях и в специальных опытных производствах в относительно небольших масштабах.
Можно сказать, что разработка уран-плутониевого ЯТЦ реакторов-размножителей на быстрых нейтронах в настоящее время проходит только начальную фазу. Поэтому первые экономические оценки этого цикла можно рассматривать лишь как ориентировочные. На рис. 5.15 приведена принципиальная схема замкнутого ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах, существенно отличающегося от замкнутого ЯТЦ водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах современных АЭС. Укажем главные отличия.
1. Топливные сердечники твэлов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах содержат дорогое высококонцентрированное топливо с обогащением плутонием в 3—5 раз, превышающим обогащение уранового топлива водоохлаждаемых реакторов типа LWR (см. § 9.9). Серийное изготовление такого топлива возможно только при максимальной автоматизации, дистанционном управлении процессом производства и соответствующих мерах защиты персонала и окружающей среды. Это несравненно более сложная и дорогостоящая технология, чем применяемая для уранового топлива, получаемого из природного урана.
