Учет наработки вторичного топлива - 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

В современных ВВЭР коэффициент конверсии делящихся нуклидов заметно выше, чем в уран-графитовых реакторах из-за более жесткого спектра нейтронов. Это выражается в существенно большем накоплении в топливе делящихся изотопов Р. В выгружаемом из ВВЭР топливе относительно выше также остаточное содержание 235U (до 10 — 13 кг/т). Вместе с тем и при таком содержании стоимость 235 U невелика, а основную ценность для переработки представляет в замкнутых циклах накопившийся плутоний. Очевидно также, что стоимость 239Pu, 241Ри можно рассматривать как сложную функцию параметров развивающейся в перспективе многокомпонентной системы ядерной энергетики, состоящей наряду с тепловыми реакторами из реакторов на быстрых нейтронах. Вопросы создания, обоснования и уточнения соответствующих этой системе стоимостных моделей плутония освещены в специальной литературе, например [107], и здесь не рассматриваются. Определенный интерес может представить в дальнейшем (в переходный период до широкого ввода реакторов-размножителей на быстрых нейтронах) повторное использование плутония в реакторах на тепловых нейтронах. При определенных характеристиках активной зоны и внешнего топливного цикла многократное прохождение воспроизведенного плутония через реактор на тепловых нейтронах приводит вначале к повышению в нем доли высших изотопов, а затем к стабилизации состава (до 15 — 18% 242Ри в режиме равновесных перегрузок). В таком случае цена плутония может быть определена по стоимости 23 5U умножением ее на коэффициент, учитывающий эквивалентное тепловыделение плутония: ЦРи = 1,075Ци. Такой упрощенный подход к определению стоимостей накопленного плутония и остаточного 235U в отработавших твэлах предложен еще в начале 70-х годов в отечественной практике [122]. Анализ выгорания 235U и накопления 239Ри и 241Ри по данным современных расчетов (рис. 3.2) позволяет считать достаточно точными для практического использования следующие аппроксимационные зависимости [122]:

(3.3)
(3.4)

Рис. 3.2. Изменение нуклидного состава в ходе выгорания топлива различного обогащения р в решетках ВВЭР:
- — 0=3,6%; — — хо=2,4%; -------- . — хо=1,6%
где x5.0 — начальное обогащение топлива по 235U, кг/т; δшл — суммарное накопление шлаков (выгорание делящихся материалов), кг/т; А — коэффициент аппроксимации (в [122] принято А — 6,5). Стоимость извлекаемого из реактора топлива

где сиf6 — стоимость UF6 с содержанием делящихся нуклидов, равным х5, руб/кг; аР6 — «вытесняемое» количество UF6, кг/т.
В таком случае относительная стоимость 239Рц и 241Ри в общем значении ст составляет обычно не более 30 — 40%.
Более точную картину динамики воспроизводства и накопления в реакторе вторичного топлива [90] можно получить, используя понятия дифференциального и интегрального КВ. Дифференциальный КВ характеризует соотношение скоростей процессов образования dmT и убыли dmy делящегося топлива, т. е. накопления продуктов деления dmn = — dmy. Поэтому
(3.5)

где а — отношение вероятностей радиационного захвата и деления; β — коэффициент размножения на быстрых нейтронах.



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