Free Student HQ / FSHQ / "Штаб-Квартира свободного Студента"

Топливные циклы ядерной энергетики

В связи с высокими темпами развития АЭС и прогнозируемым увеличением использования ЯЭУ для теплофикации, в высокотемпературных технологиях и других производствах первостепенное значение приобретает проблема расширения сырьевой базы ядерной энергетики. Для ее решения требуются интенсификация геологоразведочных работ, совершенствование методов и технологии переработки природного урана, разработка ядерных реакторов, позволяющих более эффективно использовать природный уран или перерабатывать вторичное ядерное топливо.

Одно из наиболее перспективных средств расширения сырьевой базы ядерной энергетики — получение вторичного ядерного топлива в виде плутония при облучении 238U в реакторах на быстрых нейтронах. Количество ядерного топлива может быть существенно увеличено за счет вовлечения в топливный цикл тория, доступные запасы которого соизмеримы с запасами урана.

С начала развития ядерной энергетики вопрос об ограниченности запасов природного дешевого урана на земном шаре является постоянным предметом различных прогнозных исследований и дискуссий. Называемые сроки истощения запасов дешевых урановых руд весьма различны. Однако, как отмечал в своем докладе на конгрессе МИРЭК VII академик А. П. Александров, «...будущая крупная ядерная энергетика должна быть способной (в смысле ядерного топлива) к саморазвитию, т. е. используя процесс размножения плутония в реакторах на быстрых нейтронах, должна обеспечить полное снабжение себя вторичным ядерным горючим — плутонием с подачей в топливный цикл извне только недефицитного 238U».

В такой постановке обеспечение будущей ядерной энергетики топливом, потребности в нем и возможность его воспроизводства на АЭС и в ЯЭУ с реакторами различных типов вырастают в комплексную технико-экономическую задачу. При ее решении тесно переплетаются и требуют совместного рассмотрения инженерные проблемы, связанные с повышением коэффициента воспроизводства топлива в ядерных реакторах и улучшением технических характеристик последних, с совершенствованием технологии химической переработки отработавшего топлива, а также проблемы, определяемые необходимостью обеспечения нужного темпа ввода энергетических мощностей и снижения себестоимости отпускаемой электроэнергии, экологией и защитой окружающей среды и т. п. Все это должно рассматриваться при условии обеспечения такой наработки вторичного топлива (плутония), при которой возможный темп нарастания мощностей ядерной энергетики на «собственном» вторичном топливе был бы не ниже необходимого для страны темпа развития энергетики.

Приведенные соображения показывают, что в дополнение к технико-экономическим оценкам на всех стадиях проектных разработок АЭС (особенно с реакторами на быстрых нейтронах) необходимы расчеты по определению экономической эффективности использования природных ресурсов ядерного сырья. Сравнение различных реакторных установок с учетом эффективности использования природных ресурсов ядерного сырья связано с определением экономической эффективности топливных циклов. Последнее можно установить, рассчитав потребность в ядерном сырье и производительность предприятий внешнего топливного цикла.

Известные топливные циклы в ядерной энергетике наиболее четко можно классифицировать по типу ядерного топлива: урановые (уран-плутониевые), ториевый и плутониевый. Урановые топливные циклы подразделяются на цикл на природном уране и цикл на обогащенном уране. Топливный цикл в ядерной энергетике может быть замкнутым и разомкнутым. В замкнутом цикле топливо после использования в реакторе направляется на переработку с последующим полным или частичным возвращением в цикл. В разомкнутом цикле топливо после прохождения через реактор и выдержки направляется на длительное хранение либо на захоронение. Рассмотрим кратко особенности основных топливных циклов.

Топливный цикл на природном уране

Топливный цикл на природном уране состоит из следующих основных звеньев: добыча урановой руды, получение урановых концентратов, подготовка топлива, изготовление твэлов, облучение в реакторе, переработка отработавшего топлива (отделение невыгоревшего урана и образовавшегося плутония от продуктов деления).

Топливный цикл АЭС на природном уране — разомкнутый. Наработанный плутоний в реакторах этого типа не используется (например, накапливается для последующего использования в реакторах на быстрых нейтронах), а регенерат урана, содержащий небольшое (2—5 кг/т) количество 235U, непригоден в качестве основного топлива. Это наиболее простой цикл, так как нет обогащения природного урана изотопом 235U, а регенерация извлекаемого топлива непосредственно не влияет на работу АЭС и может рассматриваться как самостоятельное производство. Для АЭС, работающих по этому циклу, характерны относительно небольшие первоначальные затраты на топливо. Значительная их доля может окупаться накопленным плутонием (при его извлечении), так как его содержание в отработавшем топливе может достигать 0,7 кг на 1 кг разделившегося 235U.

На природном уране работают тяжеловодные реакторы и уран-графитовые с газовым охлаждением. В таких реакторах топливо—металлический уран с низким содержанием 235U, для них характерны низкая удельная энергонапряженность топлива и невысокая глубина его выгорания. Поэтому топливному циклу на природном уране присущи большие капиталовложения на установленный киловатт мощности и высокие производительность и стоимость предприятий внешнего топливного цикла. Однако тяжеловодные реакторы отличаются низким текущим годовым расходом урана и значительно меньшими первоначальными вложениями в топливный цикл. Отсюда следует, что при возрастании цен на природный уран, особенно при высоких темпах развития ядерной энергетики, топливный цикл на природном уране с тяжеловодными реакторами может оказаться перспективным в отношении эффективности использования ресурсов ядерного сырья.

Топливный цикл на обогащенном уране

Топливный цикл на обогащенном уране. Основная отличительная особенность этого цикла — наличие предприятий по обогащению ядерного топлива изотопом 235U (рис. 1). Топливный цикл на обогащенном уране может быть и замкнутым, и разомкнутым. Последний предпочтительней при низких начальных обогащениях топлива и при больших глубинах его выгорания.

Повышение начального содержания делящегося нуклида в топливе существенно улучшает нейтронно-физические характеристики реактора, благодаря чему становится возможным использовать в активной зоне такие конструкционные материалы, как нержавеющая сталь, такие замедлители и теплоносители, как обычная вода, а в качестве топлива — композиции U02, UN2 и т. п. Все это позволяет повысить удельную энергонапряженность и температуру в активной зоне реактора, увеличить глубину выгорания топлива, уменьшить при этом размеры реакторов и количество топлива, проходящего через предприятия внешнего топливного цикла. В результате снижаются капиталовложения в АЭС и заводы по изготовлению твэлов и химической переработке, появляется возможность повысить термодинамический КПД АЭС и снизить себестоимость вырабатываемой электроэнергии.

В то же время при повышении начального обогащения, что связано с увеличением затрат в обогатительном производстве, возрастает стоимость ядерного топлива. По эффективности использования ядерного топлива цикл с обогащением топлива уступает циклу на природном уране. Однако снижение удельных капитальных затрат при строительстве АЭС, более широкие возможности улучшения технико-экономических характеристик реакторных установок, возможность повышения их мощности привели к тому, что в настоящее время эксплуатируются, строятся и проектируются в основном реакторные установки, работающие на обогащенном уране (водо-водяные под давлением, канальные уран-графитовые, водо-водяные кипящие и др.).

Ториевый топливный цикл

В реакторах на тепловых нейтронах с циклом Th — 233U коэффициент воспроизводства может составлять 1—1,05. Кроме того, если в таких реакторах существенно (в 2—4 раза) повысить удельную энергонапряженность топлива (например, в реакторах с циркулирующим или газообразным топливом), то можно будет значительно снизить потребности в природном уране, который в этом случае будет нужен для первых зон вновь строящихся реакторов. Все это делает перспективным ториевый цикл в случае истощения запасов дешевых урановых руд. В настоящее время ториевый цикл не нашел широкого применения, по-видимому, из-за того, что этот цикл должен быть обязательно замкнутым.

Плутониевый топливный цикл

Плутониевый топливный цикл может быть организован только после наработки плутония в реакторах, работающих по урановому топливному циклу. Получаемый в реакторах из 238U плутоний содержит изотопы 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Ри. Изотопы 240Ри и 242Ри тепловыми нейтронами практически не делятся. При «сжигании» плутония в реакторах на тепловых нейтронах (изотопы 239Ри и 241Ри) его энергетическая ценность примерно равна энергетической ценности 235U. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Ри и 242Ри, что повышает энергетическую ценность плутония приблизительно на 30%.

Плутоний может заменить 235U и 233U в соответствующих топливных циклах. В этом случае АЭС с реакторами на тепловых нейтронах будет работать либо по плутоний-урановому, либо по плутоний-ториевому циклу. Однако наиболее эффективно использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах. В таких реакторах коэффициент воспроизводства топлива может составлять 1,5—1,7 (теоретически 2,5). Энергосъем с единицы массы природного урана, участвующего в производстве энергии, резко возрастает (в 20—30 раз), за счет чего значительно повышается эффективность использования сырьевых ресурсов и сильно снижается скорость потребления природного урана.

Схема плутониевого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах представлена на рис. 2. Особенность подготовки топлива в этом цикле — использование для изготовления твэлов природного или отвального (обедненного) урана и плутония, наработанного в урановом или плутониевом цикле. Только для этого цикла характерно существенное различие по конструкции и составу топлива твэлов, предназначенных для работы в активной зоне, и твэлов зон воспроизводства.

В отличие от других топливных циклов регенерация топлива в плутониевом цикле имеет принципиальное, определяющее значение из-за относительно большого количества накапливаемого топлива, которое возвращается в цикл. Скорость накопления нового топлива определяется не только тем, насколько KB больше единицы, но и многими другими факторами. На нее влияют как условия и режим работы реактора, так и время задержки и потери топлива в предприятиях внешнего топливного цикла. Поэтому для характеристики эффективности расширенного воспроизводства топлива вводится понятие времени удвоения ядерного топлива.

Из этой зависимости следует, что интенсивность накопления плутония в сильной степени зависит от времени задержки топлива в предприятиях внешнего топливного цикла.

Очевидно, если время удвоения ядерного топлива t2 меньше времени удвоения мощности развивающейся ядерной энергетики на быстрых нейтронах тяэ, то потребность в ядерном топливе из внешних источников будет равна нулю. Потребность в природном уране в этом случае сократится до минимума, определяемого количеством 238U, необходимого для загрузки в зоны производства и восполнения его потери при прохождении через реактор и предприятия по переработке отработавшего топлива.

Создание реакторов на быстрых нейтронах, интенсивно воспроизводящих топлива, связано с определенными трудностями. Они вызваны прежде всего необходимостью иметь большие удельную энергонапряженность и глубину выгорания топлива, что влечет за собой повышение температуры в активной зоне, организацию интенсивного отвода тепла, обеспечение механической прочности и термостойкости элементов конструкции, оболочек твэлоз и топливных композиций. Все это приводит к снижению KB до 1,3—1,4 и значительному удорожанию реакторных установок. Если добавить к этому неотработанность в настоящее время технологии химико-металлургической переработки топлива, то как по потребности в природном уране для развивающейся ядерной энергетики, так и по капитальным затратам и себестоимости вырабатываемой энергии плутониевый топливный цикл с реакторами на быстрых нейтронах пока еще значительно уступает циклу с реакторами на тепловых нейтронах, работающими на обогащенном уране. Однако в принципе время удвоения ядерного топлива, которое для современных реакторов на быстрых нейтронах порядка 15—16 лет, можно сократить до необходимого значения (т. е. сделать его равным или меньше времени удвоения мощности развивающейся ядерной энергетики), и тогда будет решена проблема ресурсов ядерного сырья.

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ - Под общей редакцией академика Н. А. Доллежаля; Б. Г. ГАНЧЕВ Л. Л. КАЛИШЕВСКИЙ Р. С. ДЕМЕШЕВ Е. Б. КОПОСОВ Л. А. КУЗНЕЦОВ Н. Ф. РЕКШНЯ С. В. СЕЛИХОВКИН

 

Сайт создан в 2012 г. © Все права на материалы сайта принадлежат его автору!
Копирование любых материалов сайта возможно только с разрешения автора и при указании ссылки на первоисточник.
Яндекс.Метрика