Выбор ядерного топливного цикла. Сравнение вариантов реализации заключительной стадии ядерного топливного цикла

Страницы работы

Содержание работы

12.1  Выбор ядерного топливного цикла [1]

            Развитие же ядерной энергетики связывают с максимально эффективным использованием действующих реакторов LWR, заменой уста­ревших реакторов и поиском путей к продлению срока службы реакторов LWR. Наряду с этим очень важное значение имеет долгосрочный стабильный ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Стабильность ядерного топливного цикла определяют, в том числе, два следующих факто­ра: 1) стабильность на начальном этапе (постав­ка топлива) и 2) решение проблем на заключи­тельном этапе (переработка и удаление облу­ченного ядерного топлива (ОЯТ) и радиоактив­ных отходов).

            Подход к последней операции, а именно, обращении с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), оп­ределяет тип ЯТЦ. Если дальнейшее использование ОЯТ после его удаления из реактора не планируется, то оно рассматривается как радиоактивные отходы и отправляет­ся на долгосрочное хранение, а в перспективе - на оконча­тельное («вечное») захоронение. Такой цикл называется «открытым», или «разомкнутым». Но ОЯТ можно перерабо­тать, чтобы вновь использовать невыгоревший уран и об­разовавшийся при облучении топлива в реакторе плуто­ний. Такой вариант ЯТЦ называется «замкнутым по урану». Если же в оборот топлива включается и полу­ченный из ОЯТ плутоний, то речь идет о ЯТЦ, замкнутом по урану и плутонию.

            В большинстве стран темпы наработки ОЯТ как по техническим, так и по экономическим причинам превосходят мощности его радиохимической переработки. И поэтому большая часть ОЯТ после выгрузки из реактора и вы­держки в пристанционном хранилище направляется на дли­тельное (десятки лет) хранение. Такой подход к организации ЯТЦ называется «отложенным».

            Полная переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) еще не получила достаточного промышленного развития и экономически не выгодна.

            В настоящее время ядерные реакторы эксплуатируются в основном по схеме открытого ЯТЦ  с частичным замыканием по урану или плутонию.

В таблице 12.1.1 приведены показатели открытого топливного цикла основных типов реакторов.

Таблица 12.1.1 – Основные характеристики открытого ЯТЦ реакторов
(при сроке службы 30 лет и КИУМ 0,7)

Характеристика

LWR, PWR

HWR

HTGR

HTR с шаровыми твэлами

Тепловая мощность, МВт

3765

3425

3360

3000

Электрическая мощность, МВт

1229

1000

1332

1240

Обогащение урана, %

3,1

Uприрод

1,2

10

20

8,5

20

93

Годовая доля перегружаемого топлива

0,33

1

0,3

0,33

0,25

0,23

0,29

0,21

Кампания топлива, сут

766

276

790

766

1020

1120

870

1220

Выгорание выгружаемого урана, МВт . сут /кг

33

7,3

20,9

111

119

100

100

100

Расход природного урана,т/ГВт:

на стартовую загрузку

367

131

256

186

180

178

139

168

на ежегодную подпитку

139

121

82

118

94

100

95

88

за 30 лет

4224

3716

2651

3446

2800

3096

2960

2720

Оъем разделительных работ, т . ЕРР/ГВт

на стартовую загрузку

257

-

256

186

180

178

139

168

на ежегодную подпитку

111

-

82

118

94

100

95

88

за 30 лет

3318

-

2651

3446

2800

3096

2960

2720

Содержание в выгружаемом уране, %

урана-235

0,82

0,23

0,1

1,3

5,0

1,6

6

5,7

делящегося плутония

0,66

0,28

0,34

56

46

56

39

45

Ежегодная выгрузка, кг/ГВт:

урана-235

188

276

40,7

58

97

84

115

133

делящегося плутония

152

331

140

45

19

57

13

0,4

Похожие материалы

Информация о работе