Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР - АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТОПЛИВОИСПОЛЬЗОВАНИЯ
В НОВЫХ ПОКОЛЕНИЯХ ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы. Ориентация основной части программы развития ядерной энергетики в СССР и в других странах на использование реакторов типа ВВЭР и ограниченные запасы дешевого урана делают актуальной задачу улучшения использования топлива.
Низкая стоимость урана в настоящее время, с одной стороны, и неосвоенность химической переработки отработавшего топлива АЭС с целью регенерации делящихся изотопов для повторного использования, а следовательно, ее дороговизна, с другой, в основном предопределяют открытый топливный цикл реакторов на ближайшую перспективу.
Для повышения экономичности открытого топливного цикла необходимо наиболее полное использование делящихся изотопов, как первичных, так и накопленных в ходе выгорания (вторичных).  В существующих ВВЭР это обеспечивается использованием топливных решеток с водо-урановым отношением
около 2,0. Накопление с последующим использованием вторичных делящихся изотопов в этом случае незначительно и выгорают в основном исходные изотопы (уран-235). Совершенствование использования топлива в открытых топливных циклах путем некоторого увеличения водо-уранового отношения топливных решеток приводит к более глубокому выжиганию урана-235 и более слабому вовлечению сырьевого изотопа урана-238 в цикл. Вместе с тем даже полное выжигание урана-235, содержание которого в естественной смеси изотопов составляет 0,714% (что не представляется возможным в силу специфики выгорания ядерного топлива), позволило бы использовать лишь незначительную часть урана.
В современных реакторах с хорошими показателями топливоиспользования (отношения количества загружаемого делящегося материала к количеству шлаков в выгружаемом топливе около 1,0) удается использовать лишь 0,5—0,6% естественного урана. Причем резервы для улучшения использования топлива в этом случае не так уж высоки.
Основные резервы в сокращении расходов урана реакторами на тепловых нейтронах состоят в переходе к замкнутому топливному циклу с возвратом в них вторичных делящихся изотопов. В этом случае удельный расход урана определяется главным образом коэффициентом воспроизводства.
Для современных легководных реакторов с коэффициентом воспроизводства КВ % 0,5 - 0,6 экономия урана при переходе к замкнутому топливному циклу составила бы около 30%.
В этих условиях экономическая целесообразность замкнутого топливного цикла для реакторов на тепловых нейтронах может стать несомненной лишь при повышении коэффициента воспроизводства вместе с увеличением глубины выгорания топлива, обратно пропорционально которой падают расходы на переработку и изготовление топливных элементов.
Зависимость количества используемого в различных реакторах урана от коэффициента воспроизводства представлена на рис. 2.5. Из рисунка следует, что увеличение коэффициента воспроизводства с 0,6 до 0,8 или 0,9 позволяет увеличить использование урана более чем в 2 и 4 раза соответственно.
Рассмотрим, к примеру, расход урана частью ядерной энергетики, базирующейся на использовании реакторов типа ВВЭР при развитии ее мощности в соответствии с рис. 2.6. На представленном рисунке показаны два случая: ввод реакторов в эксплуатацию по определенной стратегии до 2020 г., далее они, отработав свой 30-летний ресурс, выводятся из эксплуатации и неограниченный во времени ввод реакторов. Расход топлива на реакторах другого типа, вводимых вместо отслуживших свой срок, не учитывается.


Рис. 2.5. Зависимость количества урана, используемого в замкнутых топливных циклах, от КВ
Рис. 2.6. Варианты изменения мощности реакторов типа ВВЭР в энергосистеме:
----------- ввод ВВЭР только до 2020 г. с последующим выводом из эксплуатации через
30 лет; — —---------- неограниченный ввод новых реакторов

На рис. 2.7 показаны расходы урана реакторами ВВЭР-1000 при работе в открытых (кривые 7) и замкнутых топливных циклах (кривые 2, 5). Причем замкнутый топливный цикл рассматривается при КВ = 0,5 и КВ = 0,75. Как следует из рисунка, переход к замкнутому топливному циклу и повышение КВ позволяют снизить расход естественного урана более чем в 2 раза. Следует также учитывать ограниченные запасы дешевого урана и увеличение его стоимости по мере роста потребления.
Таким образом, повышение КВ с увеличением глубины выгорания топлива составляет основное направление в улучшении использования топлива реакторов на тепловых нейтронах, что связано не столько с топливной технологией и промышленностью, сколько с физикой самих реакторов, резервы которой еще велики.



 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети