Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
12.14. РОЛЬ РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ В ТОПЛИВООБЕСПЕЧЕНИИ РАЗВИВАЮЩЕЙСЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
В последние годы в МАГАТЭ, в Ядерно-энергетическом агентстве (ЯЭА) ОЭСР, в отдельных странах за рубежом и в СССР проведены значительные исследования и выполнены прогнозные оценки масштабов предстоящего в ближайшие 30—50 лет развития ядерной энергетики с учетом перспектив обеспечения ее
* В формуле (7.32) не учитывается стоимость отвала обедненного урана ввиду его малого влияния иа результаты расчета.
** Парадоксально, что современная гидрометаллургическаи технология позволяет экономично извлекать даже из бедных руд с содержанием менее 0,1 % урана 90—95 % содержащегося в них этого, редкого металла, а промышленное извлечение 235U из компактного чистого сырья — гексафторида — составляет только 65—72 %.
ядерным топливом. Исследования показали, что без расширенного воспроизводства ядерного топлива в реакторах не обойтись. Воспроизводство реально могут обеспечить пока только реакторы-размножители на быстрых нейтронах. В этих реакторах можно в перспективе переработать в делящийся материал (плутоний) весь отвальный уран, накопленный за время эксплуатации реакторов на тепловых нейтронах, и переработать в 233U неиспользуемые пока природные ресурсы тория.
В настоящее время накоплен значительный опыт проектирования, сооружения и промышленной эксплуатации демонстрационных реакторов на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600 — в СССР, «Феникс» и «Супер-Феникс» — во Франции, PFR — в Великобритании и др.). В СССР начато сооружение АЭС с реакторами БН-800. Переход к серийному сооружению АЭС с быстрыми реакторами-размножителями пока осложняется многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации их ЯТЦ, который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива). Удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах в настоящее время также значительно (в 1,5—2 раза) превышают удельные капиталовложения в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Сдерживающее влияние на развитие реакторов-размножителей оказывает также пока благополучное положение в мире с ресурсами относительно дешевого урана. Однако опыт развития современной энергетики показывает, что ограниченность топливных ресурсов сказывается на их цене задолго до того, как они исчерпываются.
Прогресс в ядерной энергетике позволяет рассчитывать на постепенное ускорение развития реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Этот переход, вероятно, займет два-три десятилетия. За это время могут появиться и будут оценены новые концепции реакторов на быстрых нейтронах (модульные, с во-допаровым и газовым теплоносителем и т. п.).
Главная задача развития реакторов на быстрых нейтронах — надежно и экономически эффективно обеспечить перевод ядерной энергетики на расширенное воспроизводство ядерного топлива, на самоснабжение ядерным топливом. Рост мощностей АЭС с реакторами на быстрых нейтронах в свою очередь будет форсировать этот процесс.
Таким образом, по условиям топливообеспечения мировая ядерная энергетика в перспективе представляется двухкомпонентной, состоящей в определенных пропорциях (по мощности) из реакторов на тепловых нейтронах и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Количественные соотношения между ними будут обусловлены рядом факторов, учитывающих экономическую оптимальность, критерии безопасности эксплуатации и сравни-
тельные технико-экономические показатели энергетики с обоими типами реакторов. В перспективе реакторы-размножители с их предприятиями ЯТЦ должны обеспечивать собственные потребности в плутонии и снабжать им действующие и строящиеся усовершенствованные реакторы на тепловых нейтронах.
В настоящее время выполнены исследования и расчеты возможной структуры и вариантов стратегии оптимального развития двухкомпонентной ядерной энергетики. Оценены также варианты с применением тяжеловодных реакторов, позволяющих снизить удельное потребление природного урана при производстве электрической и тепловой энергии.
Темпы строительства и ввода в эксплуатацию мощностей АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по возможностям обеспечения их плутониевым топливом зависят от темпа (скорости) наработки плутония, который определяется временем удвоения Ti топлива. Время удвоения зависит от двух параметров: избыточного коэффициента воспроизводства (HKB = KB—1) и времени внешнего топливного цикла Гвн, которое должно быть по возможности малым.
Величина T2 уменьшается, т. е. растет скорость производства нового плутония, при снижении времени переработки Гвн, при увеличении KB, при увеличении удельной мощности загруженного в реактор плутония, МВт(тепл.)/т; при увеличении времени пребывания плутония в активной зоне, т. е. при увеличении глубины выгорания плутония.
В настоящее время рост потребления энергии во всем мире несколько замедлился, поэтому нет необходимости в существенном сокращении времени удвоения по сравнению с 7"«1O, что соответствует темпу накопления плутония 7 % в год.
