Стартовая >> Архив >> Генерация >> Экономика, организация и планирование на АЭС

Особенности использования ядерного топлива на атомной станции - Экономика, организация и планирование на АЭС

Оглавление
Экономика, организация и планирование на АЭС
Введение
Электроэнергетика - материальная база электрификации
Энергетическая программа
Характеристика топливно-энергетических ресурсов
Основные факторы развития ядерной энергетики
Техническая база производства электроэнергии на АЭС
Применение ядерной энергии для теплоснабжения
Особенности использования ядерного топлива на атомной станции
Капитальные вложения в строительство АЭС
Организация проектирования АЭС
Сметы строительства и монтажа
Сметная стоимость и себестоимость строительно-монтажных работ
Планирование капитальных вложений и строительно-монтажных работ
Экономическая сущность, состав и структура основных фондов
Износ и амортизация основных фондов
Производственные мощности АЭС
Оборотные средства АЭС
Задачи и пути экономии топливно-энергетических и материальных ресурсов
Материально-техническое снабжение
Кадры и производительность труда
Работа с персоналом на атомной станции
Дисциплина труда
Производительность труда
Содержание и задачи организации труда
Организация рабочих мест и их обслуживание
Основы нормирования труда
Заработная плата и материальное стимулирование
Социалистическое соревнование и моральное стимулирование
Развитие бригадных форм организации и стимулирования труда
Понятие о себестоимости энергии
Смета затрат на производство
Пути снижения себестоимости энергии на атомной станции
Понятие о ценообразовании. Тарифы па энергию
Прибыль и рентабельность производства
Эффективность производства
Показатели и методы определения экономической эффективности капитальных вложений
Управление в ядерной энергетике
Основные понятия об управлении производством
Организация управления в ядерной энергетике
Организация строительных, монтажных и пусконаладочных работ
Производственная и организационная структура АЭС
Документация и делопроизводство на АЭС
Стандарты в    системе управления
Использование электронно-вычислительной техники в управлении на АЭС
Основные понятия о трудовом коллективе
Роль и значение руководителя в трудовом коллективе
Стиль и методы руководства
Организация труда цеховых руководителей АЭС
Понятие о планировании
Система плановых показателей, нормативов и лимитов
Годовой план на АЭС
Внутристанционное планирование на АЭС
Методы сетевого планирования и управления
Роль научно-технического прогресса в повышении эффективности производства
Изобретательство и рационализация на АС
Особенности ремонтов
Система ремонтного обслуживания
Организация хозяйственного расчета и финансов
Организация учета и отчетности

Расширение производства электроэнергии и тепла на атомной станции требует соответствующего обеспечения ядерным топливом. Под ядерным горючим в ядерной энергетике принято понимать изотопы тяжелых элементов — урана и плутония, такие, как уран-233, уран-235, плутоний-239, способные при определенных условиях распадаться при поглощении нейтрона с выделением энергии и нейтронов в самоподдерживающейся реакции. При делении 1 г этих элементов образуется 0,94 МВт-сут тепловой энергии, что эквивалентно теплоте сгорания 2,8 т условного топлива.
Природным делящимся веществом является только уран-235, который содержится в количестве 0,7% в природном уране; остальные 99,3 % составляет уран-238, практически не распадающийся при взаимодействии с нейтронами. Однако при поглощении нейтрона уран-238 превращается в плутоний-239, который является искусственным делящимся веществом, не встречающимся в природе. Так же ведет себя и природный изотоп торий-232, который при поглощении нейтрона превращается в уран-233, также представляющий собой делящееся вещество.
Действующие в настоящее время АЭС используют ядерное топливо, в котором делящимся веществом является уран-235. Производство ядерного топлива состоит из следующих этапов: добыча исходного сырья в виде концентратов; химическое превращение и последующее его обогащение ураном-235; превращение гексафторида в UО2 и получение топливных таблеток; изготовление твэлов и ТС и поставка их на атомной станции.
В настоящее время наиболее распространена добыча урана путем подземного выщелачивания руд месторождений. В скважины закачивается химический растворитель, а из откачных скважин на поверхность поднимается урансодержащий раствор. Слабопроницаемые руды скального типа предварительно дробятся взрывом. Такой процесс объединяет в одну стадию две наиболее трудоемкие операции традиционной технологии: горной добычи и выщелачивания на гидрометаллургических заводах.
Получаемый урановый концентрат имеет то же содержание урана-235, что и природный уран. Для осуществления же самоподдерживающейся ядерной реакции в реакторах типа ВВЭР его концентрация должна быть повышена до 3,5—4 %, а для реакторов РБМК — до 1,8—2,0%. Поэтому концентрат превращают в газообразный гексафторид урана (UF6), и, пользуясь разницей атомных масс урана-235 и урана-238, производят их разделение на газодиффузионных мембранах или центрифугах.
После достижения требуемой концентрации урана-235 UF6 превращается в порошок двуокиси урана (UО2), который спекается в таблетки определенного размера. Таблетки помещаются в специально изготовленные трубчатые циркониевые оболочки и герметизируются в них. Полученные стержни и представляют собой твэлы. Твэлы компонуются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые и являются ядерным топливом, помещаемым в активную зону реактора на атомной станции. Цена этого топлива определяется совокупностью всех затрат от добычи природного урана до изготовления ТВС.
Несмотря на применение в активной зоне реактора конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны, полного сжигания делящегося вещества достичь не удается. Реакция деления прекращается при достижении определенного остаточного содержания урана-235 в топливе, при котором количество нейтронов, образующихся при распаде ядер, уже недостаточно для поддержания реакции с учетом «паразитного», т. е. не приводящего к распаду ядер, захвата нейтронов в активной зоне. Максимальное количество тепловой энергии, которое может быть получено из единицы массы урана определенного изотопного состава, определяет удельную энерговыработку, которая характеризует глубину выгорания ядерного топлива. Глубину выгорания измеряют в мегаватт-сутках на тонну (МВт-сут/т) или на килограмм (МВт-сут/кг). Глубина выгорания топлива зависит как от физических характеристик активной зоны, в том числе способности материалов в активной зоне поглощать нейтроны, обогащения делящимся изотопом и др., так и от стойкости материала оболочки твэла, сохраняющего необходимую герметичность в тепловых и нейтронных потоках. Так, для топлива реакторов типа РБМК проектная глубина выгорания составляет 18—20 МВт-сут/кг, а для реакторов типа ВВЭР — 27—40 МВт-сут/кг.
По мере исчерпания запаса реактивности топлива, т. е. способности поддерживать реакцию ядерного деления, необходимо извлечь из реактора отработавшее топливо и загрузить в реактор свежее. Принципиально возможны три режима перегрузки топлива:
одноразовая перегрузка; в этом случае активная зона загружается свежим топливом и выгружается отработавшее топливо целиком за одну операцию по истощении запаса реактивности;
равномерная частичная перегрузка; заменяется только часть топлива, например, для реакторов типа ВВЭР заменяется один раз в год 1/2 или 1/3 часть первоначальной загрузки, так что за 2 или 3 года соответственно реактор перегружается полностью;
непрерывная перегрузка топлива представляет собой ежесуточную перегрузку некоторой части топлива в реакторе; перегрузка осуществляется специальной машиной без остановки реактора, таким образом осуществляется перегрузка реакторов типа РБМК.
Чем чаще осуществляется перегрузка ядерного топлива, тем меньшее начальное обогащение топлива ураном-235 требуется для получения заданной глубины выгорания и тем меньше затраты на топливо. Время пребывания ядерного топлива в реакторе называется кампанией реактора. Чем больше кампания реактора, тем большую глубину выгорания можно получить при прочих равных условиях. Задачей эксплуатационного персонала является достижение максимальной глубины выгорания топлива в результате перестановки ТВС в радиальном направлении, оптимизации радиального профиля распределения потока нейтронов, повторного использования ТВС, выгруженных из реактора по технологическим и техническим причинам.
Выгруженное из реактора отработавшее топливо содержит невыгоревший уран-235 и некоторое количество образовавшегося плутония-239. Поэтому оно может быть соответствующим образом переработано (регенерировано), а извлеченные при регенерации делящиеся вещества вновь использованы. Технология этого процесса основана на рубке ТВС, растворении содержимого твэлов в азотной кислоте, выделении затем урана и плутония, их разделении и очистке от осколков деления, в результате которой все осколки деления переходят в радиоактивные отходы различной активности. Уран затем отправляется на дообогащение по урану-235 И дальнейшее изготовление из пего твэлов. Из плутония также изготавливают твэлы и ТВС.
Следует иметь в виду, что при изготовлении плутониевого топлива необходимы дополнительные меры защиты, связанные с повышенной радиоактивностью и токсичностью плутония, в частности переход на полностью дистанционное управление.
Высокоактивные отходы сначала должны храниться в жидком виде в стальных емкостях, затем их требуется подвергнуть отверждению. В частности, разработаны две технологии: битумирование и остекловывание. После выдержки в течение времени, необходимого для отвода тепла распада осколков деления, отвержденные отходы подвергаются подземному захоронению в глубоко залегающих геологических формациях. Таким образом, регенерация отработавшего топлива достаточно сложна и сейчас значительно дороже, чем добыча природного урана.
В настоящее время экономически эффективна добыча тех ресурсов урана, которые при существующей технологии добычи обеспечивают затраты на производство электроэнергии на АЭС, близкие к затратам на се производство на ТЭС. Однако с учетом того, что капитальные затраты на сооружение ТЭС увеличиваются из-за создания эффективных систем очистки дымовых газов, а запасы дешевых органических топлив постепенно исчерпываются, возможности добычи урана и по более дорогой цене (при сохранении конкурентоспособности АЭС и ТЭС), видимо, будут расширяться. Отсюда следует, что извлекаемых запасов природного урана в Советском Союзе, по оценкам специалистов, достаточно для производства ядерного топлива для всех действующих и планируемых к вводу до 2000 г АЭС на весь срок службы, В настоящее время большие количества отработавшего топлива хранятся в водных бассейнах на АЭС и при перерабатывающих заводах. Лишь небольшая доля отработавшего топлива подвергнута пока переработке. Для длительного хранения отработавшего топлива в настоящее время разработана технология сухого хранения в специальных контейнерах.
Регенерация отработавшего топлива и возврат его в реактор наиболее эффективны в так называемых реакторах на быстрых нейтронах. Особенностью быстрых реакторов-размножителей является то, что они, вырабатывая энергию, производят также и искусственное топливо — плутоний-239, причем в количестве большем, чем его потребляют. Поэтому реакторы такого типа и называют реакторами-размножителями. Капитальные затраты на сооружение АЭС с быстрыми реакторами значительно превышают затраты на сооружение АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК. Но по мере исчерпания запасов природного урана и роста цен на него рентабельность АЭС с реакторами такого типа будет возрастать. Поэтому в нашей стране продолжаются работы по освоению реакторов на быстрых нейтронах мощностью 800—1600 тыс, кВт. В настоящее время в СССР эксплуатируются опытно-промышленная АЭС с реактором БН-350 (г. Шевченко) электрической мощностью 150 МВт, опресняющим также морскую воду для жителей города, и опытно-промышленная АЭС с реактором БН-600 на Белоярской АЭС электрической мощностью 600 МВт. Конструкции этих реакторов обеспечивают возможность проверки в промышленных масштабах инженерных решений и экономики АЭС с такими реакторами.
Сооружение на Белоярской АЭС нового энергоблока с реактором БН-800, который в части тепломеханического оборудования и основных конструктивных решений по ЯЭУ явится прототипом будущих энергоблоков с реакторами типа БН-1600, и создание необходимых предприятий внешнего топливного цикла — основа топливной базы ядерной энергетики, не зависящей от роста стоимости природного урана.

Контрольные вопросы

  1. Назовите основные типы ядерных реакторов, используемых на АЭС в нашей стране.
  2. Какие преимущества имеют энергокомплексы АЭС — ГАЭС?
  3. Почему в нашей стране развернуто строительство АТЭЦ, ACT?
  4. Из каких этапов состоит производство ядерного топлива?
  5. Что такое глубина выгорания ядерного топлива? Приведите ее значение для реакторов различного типа. Каким образом можно увеличить глубину выгорания?
  6. С какой целью производится регенерация отработавшего ядерного топлива?
  7. Какие преимущества имеют реакторы на быстрых нейтронах?


 
« Экономика системной ветроэнергетики   Экономия топлива на электростанциях малой и средней мощности »
электрические сети