Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
В реакторах на быстрых нейтронах, активная зона которых загружается обогащенным до 20—25 % урановым или уран-плутониевым топливом (15—20%Pu), даже при очень глубоком выгорании (до 10%1 ядер тяжелых атомов) выгруженное из активной зоны отработавшее топливо будет содержать до 50 % первоначально загруженных делящихся ядер. Этот ценнейший топливный материал после очистки от продуктов деления необходимо-вернуть в топливный цикл. Вместе с тем из отработавшего топлива при его переработке могут быть извлечены наряду с плу-
* Количество делящихся ядер в планово-выгружаемом из реактора топливе-определяется из условия, что перед перегрузкой в активной зоне должен сохраняться предельно низкий запас надкритичности, используя который, реактор может еще продолжать короткий период работать, но только на сниженной мощности, меньшей номинальной. Использование мощностного эффекта реактивности-позволяет несколько увеличить глубину выгорания топлива за счет работы на постепенно снижающейся мощности, т. е. при неуклонно уменьшающемся нейтронном потоке. Экономичность такого режима эксплуатации реактора определяется конкретными условиями.
1
so
HP" a
одноразовом -{без.рецикла регенери-
- поданного
Va Pu)
- иопаль-завинаи
- ядерного топлида
- LWR
9=о,8;р=а,з%
9=0,7; 1/=0,3%
9=0,8 ;y=o,z%
9=0,7; P=PfZVo
При рецикле регенврира-BUHHOго и дообогищен-но во U
LWR
9=0,70/^0,3%
9=0,7; g=0,Z'A,
9=0,7; {/=0,3%
При рецикле U а Pu,' извлеченных аз отриба-тадшвга топлива
LWR
9=0,7; c/=0,z%
Без рецикла Pu
С рециклом Pu
„ PHWR. (CAHfMO)
9=0,7
Рис. 5.6. Среднегодовые потребности в природном уране АЭС с водоохлаждае-мыми реакторами PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт при различных циклах использования топлива в зависимости от среднегодового коэффициента нагрузки (ф) и содержания 235U в отвалах разделительных заводов у при начальном обогащении х=Ъ %, средней глубине выгорания U = =30-103 МВтісут/т, КПД (нетто) использования тепла т)нетто=0,32. Для загрузки PHWR (CANDU) применяется необогащенный природный уран с выгоранием 235U до 0,35 %
тонием ценные радиоактивные нуклиды и трансурановые элементы, например нептуний, америций, кюрий и др.
На рис. 5.6 показано возможное снижение ежегодной потребности в природном уране для обеспечения перегрузки свежим ¦слабообогащенным топливом реакторов на тепловых нейтронах PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт при различных циклах использования ядерного топлива: одноразовом (без химической регенерации), при возврате в топливный цикл только регенерированного урана, при возврате в цикл (рецикле) невы-торевшего урана и накопленного вторичного топлива — плутония.
Количество регенерированного урана, т, который может быть возвращен в ЯТЦ, с учетом потерь при извлечении из растворов при химической переработке, очистке от примесей, фторировании и дообогащении до хя, может быть определено по следующей ¦формуле [с учетом формулы (7.4)]:
где G -=Gx(l—а*—z*)—количество урана, имеющего обогаще-
к
ние Хк, подвергшегося регенерации и возвращенного в цикл, т; Xn — начальное обогащение регенерированного урана до его рецикла; у — содержание 235U в отвале при дообогащении регенерированного урана (#=0,1-^0,2 %); Ец — доля безвозвратных потерь регенерируемого урана в ЯТЦ (?ц=0,02-т-0,05); а* — массовая доля разделившихря изотопов урана и плутония в 1 т начальной урановой загрузки активной зоны; г* — массовая доля накопленных в отработавшем топливе изотопов плутония (отнесенная к 1 т начальной урановой загрузки); —коэффициент
расхода регенерированного урана при получении из него обогащенного урана для рецикла с учетом потерь.
Количественную оценку доли рециклованного урана в снижении расхода природного топлива дает коэффициент возврата в цикл:
KBU=ICx- (5-5)
Расчеты показывают, что для реактора ВВЭР-1000 КВЦ=0,24-=-0,22, т. е. рецикл Uper позволяет снизить расход природного урана на 24—22%, рецикл Pu — еще на 12—15%.
Необходимость химической переработки отработавшего топлива диктуется не только экономической выгодой извлечения ценных продуктов. Дохода может и не быть. Но рано или поздно-подвергать химической переработке отработавшее топливо необходимо, исходя из соображений наиболее полного и экономного использования ресурсов урана и обеспечения ядерной и радиационной безопасности и охраны окружающей среды.
При неготовности или отсутствии необходимых мощностей радиохимических заводов считается возможным обеспечить длительное хранение (10—40 лет) отработавшего топлива в бассейнах выдержки на АЭС, в специальных хранилищах, в сухих контейнерах.
Проблема химической переработки отработавшего ядерного топлива в последние годы неожиданно получила и политический аспект.
В 1977 г. президентом США был представлен Конгрессу национальный план-развития энергетики США. В этом плане наряду с вопросами повышения эффективности использования энергии и более полного использования традиционных видов топлива предусматривалось строительство реакторов PWR и BWR с одноразовым незамкнутым ЯТЦ, т. е. без переработки отработавшего топлива. Конгрессом было также отложено на неопределенный срок строительство промышленных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, рассчитанных на применение уран-плутониевого топлива. Оба мероприятия, по мысли их авторов,, должны исключить накопление плутония, выделяемого из отработавшего топлива при радиохимической переработке, и использование его при производстве топлива, что снизит потенциальную опасность хищения плутония и распростра-
