ТЭС и АЭС_1 / Лекция 7

Лекция 7

Пути повышения эффективности использования ядерного горючег

Убыль ядерного горючего происходит в результате деления ядер и захвата ими нейтронов с образованием неделящихся изотопов. Доля первых составляет около . При полном делении ядерного горючего выделяется ккал/кг тепловой энергии, а с учётом образования неделящихся изотопов Связь между выделением энергии в реакторе в килокалориях за год и убылью ядерного горючего в килограммах за год определяется равенством:

Если годовое выделение энергии выразить в мегаваттах в сутки, то

Количество ядерного горючего, проходящего через реактор при перегрузках B в килограммах, существенно отличается от убыли его

характеризует полноту использования ядерного горючего в реакторе. Из двух последних равенств получим:

здесь – тепло, выделившееся в реакторе на единицу прошедшего через него ядерного горючего, МВт∙сут / кг. Эта величина называется глубиной выгорания. Если тепловая мощность выражена в килограммах, а годовое тепловыделение в мегаваттах в сутки, то

и расход ядерного горючего в килограммах

Для конденсационных АЭС с учётом равенства

Топливные циклы

Разомкнутый и замкнутый топливные циклы. В качестве топлива для АЭС используется, как правило, обогащенный уран со степенью обогащения до 4,4%. В общем случае в реакторе АЭС может использоваться уран с различным обогащением как при первой загрузке, так и при перегрузках.

Для получения требуемой массы М обогащенного урана потребляется масса М природного урана. Она поступает на предприятия О топливного цикла (рис. 1), где 235 U обогащается до требуемой степени. При этом образуется обедненный (отвальный) уран массой М2, содержащий долю ²³⁵U, меньшую чем в природном уране. На предприятиях Т изготавливаются тепловыделяющие элементы (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС).

С предприятий топливного цикла топливо поступает на АЭС. Время пребывания топлива на АЭС складывается из времени пребывания на станции до загрузки в реактор, времени нахождения его в реакторе и времени пребывания в бассейне выдержки после выгрузки из реактора до отправки с АЭС.

Получение и размещение ТВС производится в соответствии с технологическими схемами движения ядерного топлива внутри АЭС . Схема движения ТВС на АЭС, состоящей из двух блоков ВВЭР-440 с общим центральным залом предусматривает несколько этапов. На первом этапе контейнеры со свежими ТВС выгружают из железнодорожных вагонов на склад свежих ТВС (узел свежего топлива - УСТ). На складе свежие ТВС извлекают из контейнеров и размещают в специальных чехлах. Загруженные чехлы со свежими ТВС через транспортный люк связи с центральным залом извлекают из УСТ и после перемещения краном через центральный зал размещают в универсальном гнезде бассейна выдержки (БВ) . Затем свежие ТВС могут быть перегрузочной машиной непосредственно загружены в реактор № 1 или 2 при его перегрузке или расположены на стеллажах БВ для промежуточного хранения. Эту операцию проводят при работающем реакторе с целью сокращения холостых пробегов перегрузочной машины в процессе перегрузки после останова реактора. Следующий этап движения ТВС - перегрузка ядерного топлива с загрузкой свежих ТВС в реактор и выгрузкой отработавших ТВС в бассейн выдержки. После трехлетней выдержки отработавших TOC в бассейне производится их отправка на завод регенерации топлива, Схема движения ТВС на АЭС с энергоблоками ВВЭР-1000 (рис.4), выполненными по типовому проекту (Запорожская и Балаковская АЭС), отличается от рассмотренной выше. Проектом предусмот­рено размещение УТС в отдельно стоящем спецкорпусе, предназначен­ном для одновременного обслуживания четырех энергоблоков. Выгруз­ка контейнеров со свежими ТВС из железнодорожных вагонов и за­грузка их в чехлы производятся в этом корпусе. Далее чехлы, загру­женные свежими ТВС, железнодорожной платформой доставляются к конкретному энергоблоку. Платформа размещается в специальном транспортном коридоре, имеющем люк связи с центральным залом. Через этот люк с помощью поворотного крана загруженный чехол доставляют к универсальному гнезду бассейна выдержки. Дальнейшая последовательность операций с ТВС на энергоблоке ВВЭР-1000 принци­пиально не отличается от аналогичной последовательности для блока ВВЭР-440.

Рис. 1. Центральный зал АЭС

1 - реактор №1; 2 - реактор №2; 3 - люк связи узла свежего топлива с транс­портным коридором; 4 - узел свежего топлива; 5 - люк связи узла свежего топлива с центральным залом; 6 - люк связи транспортного коридора с цент­ральным залом; 7 - бассейн выдержки реактора №1; 8 - бассейн выдержки реактора №2

Основные транспортно-технологические операции как со свежим, так и с отработанным топливом производятся в основном в централь­ном зале АЭС. В зале, пример которого для двух блоков ВВЭР440 дан на рис. 1, имеется один набор транспортно-технологического оборудования для операций с ТВС, в том числе одна перегрузочная машина на два блока. При наличии на АЭС специального транспортного контейнера бассейнов выдержки обоих реакторов одновременно, если, например, в бассейне выдержки перегружаемого реактора не хватает свободных ячеек.

Рис. 2. Схема потоков ТВС на АЭС с блоками ВВЭР-1000

1 - разгрузка железнодорожных вагонов и складирование свежих ТВС; 2 - транс­портировка чехлов с ТВС и установка их в бассейн выдержки; 3 - загрузка свежих ТВС в реактор; 4 - выгрузка отработавших ТВС из реактора в бассейн выдержки; 5 - загрузка отработавших ТВС в контейнер; 6- загрузка транспортного контей­нера в железнодорожный вагон; 7 - железнодорожный вагон; Б В - бассейн вы­держки; Р - реактор; К - контейнер; ОТВС - отработавшие ТВС

Узел свежего топлива оборудован краном 3, кантова­телем 2 для работы с контейнерами со свежими ТВС, поворотным сто­лом 6 для размещения чехлов, стеллажами 4, люками связи с транс­портным коридором и центральным залом, а также свободным местом для хранения контейнеров. Кантователь позволяет устанавливать кон­тейнер в вертикальное положение, на поворотном столе может быть размещено до шести чехлов. После подачи железнодорожного вагона в транспортный коридор вскрывается люк связи 3 (рис. З) между ним и УСТ. Через люк при помощи крана контейнеры с ТВС разме­щаются на полу УСТ, а затем устанавливаются по одному на канто­ватель в горизонтальном положении, закрепляются, и вся система пере­водится в вертикальное положение. После вскрытия контейнера из него с помощью специальных захватов извлекаются свежие ТВС и уста­навливаются в стеллажи 4 для временного хранения (рис. 5). Освобо­дившийся контейнер снимается с кантователя и возвращается на прежнее место.

Рис. 3. Схема размещения оборудования на узле свежего топлива АЭС с ВВЭР-440

1 - контейнеры с ТВС; 2 - кантователь; 3 - кран; 4 - стеллажи для хранения ТВС; 5 - люк связи с транспортным коридором; б - поворотный стол; 7- чехол для ТВС

Загрузка свежих ТВС в чехлы производится на поворотном столе. Загруженный чехол после разворота стола на 180° извлекается через люк связи центрального зала и транспортируется к бассейну выдержки.

Топливо, загруженное в активную зону, в любой момент работы реактора должно иметь критическую массу, без чего невоз­можна самоподдерживающаяся цепная реакция.

По мере работы реактора после загрузки топлива происходит выго­рание ²³⁵ U, что уменьшает массу находящегося в активной зоне деля­щегося вещества. Чтобы она не стала меньше критической, в момент загрузки необходимо иметь в активной зоне избыток делящихся нукли­дов сверх критической массы. В активной зоне реактора ВВЭР в холод­ном и неотравленном состоянии может содержаться от 15 до 40 критических масс. Отмеченной особенностью нейтронно-физических процес­сов определяется принципиальная невозможность полного сжигания ядерного топлива и необходимость его периодической перегрузки. В вы­гружаемом из реактора отработавшем топливе содержится определен­ная масса М₃ делящихся нуклидов. Степень использования загруженного в реактор топлива за топливную кампанию, представ­ляющую собой период от момента его .загрузки до момента выгрузки из реактора, характеризуется глубиной выгорания топлива, оцениваемой количеством выделенной за кампанию тепловой энергии, отнесенной к единице массы топлива, загруженного в реактор (МВт • сут/т). Для получения 1 МВт • сут требуется выгорание 1,1 г ²³⁵ U. Если в первом приближении принять эту величину за еди­ницу, то глубина выгорания в мегаватт-сутках на тонну будет численно равна отношению массы продуктов деления в килограммах к полной топливной загрузке в тоннах. Такая форма толкования глубины выго­рания также находит практическое применение. Иногда глубину выго­рания характеризуют массой разделившихся нуклидов, отнесенной к единице массы топливной загрузки. В некоторых случаях удобной для практического использования является относительная глубина выгорания (степень выгорания), представляющая собой отношение массы выгоревшего делящегося нуклида к массе начально загруженного делящегося нуклида.

В выгружаемом из реактора топливе содержатся также многие ценные изотопы. Естественно стремление использовать эти важные компоненты отработавшего топлива и после его заданной выдержки на АЭС в специальном бассейне выдержки (пока не распадутся коротко- живущие изотопы) направить на заводы регенерации Р . В ходе химических и физических процессов переработки отработавшего топлива отделяются все ценные изотопы, представляющие интерес для разных областей народного хозяйства, наработанный плутоний и оставшийся уран. Изотопы плутония в дальнейшем могут быть исполь­зованы в топливном цикле либо найти самостоятельное применение. Затем регенерированное топливо возвращается в топливный цикл и после дообогащения делящимися нуклидами (²³⁵U или ²³⁹Рu и ²⁴¹Рu) добавляется к свежему топливу при изготовлении твэлов. Таким путем осуществляется многократное использование ядерного топлива в реак­торах. Топливный цикл, реализующий это, называется замкнутым. Цикл, в котором отработавшее топливо после его выгрузки из реактора не используется или переработка и возвращение топлива в цикл откла­дывается на длительное время, соизмеримое со сроком службы АЭС, называют разомкнутым.

Топливная составляющая себестоимости электроэнергии. Себе­стоимость 1 кВт ∙ ч электрической энергии, вырабатываемой АЭС, можно определить соотношением где И - годовые издержки производства электроэнергии на АЭС; W - годовое производство электроэнергии.

Годовые издержки производства, связанные с эксплуатацией АЭС, принципиально складываются из тех же составляющих, что и для ТЭС:

где - амортизационные отчисления на капитальный ремонт и рено­вацию; - заработная плата производственному персоналу; - стоимость текущих ремонтов; - прочие эксплуатационные издержки; - годовые затраты на ядерное топливо.

Структура эксплуатационных издержек АЭС существенно отличается от аналогичных издержек ТЭС. Так, топливная составляющая годовых расходов АЭС достигает 15-30% против 65-70% для ТЭС. В то же время амортизационные отчисления на АЭС составляют 70-80% суммарных эксплуатационных расходов.

Годовые издержки на топливо при работе по разомкнутому топлив­ному циклу равны

где - цена топлива рабочего обогащения, в которой учтены затраты на добычу исходного топлива, обогащение, изготовление ТВЭЛов и транс­портные расходы; - стоимость хранения отработавшего топлива; - годовой расход ядерного топлива.

Если при компоновке активной зоны применяется топливо различ­ного обогащения, отличающееся ценой, то годовые топливные издержки составляют

Топливные издержки на АЭС при работе по замкнутому топливному циклу можно представить в виде

,

где и - соответственно цена исходного и отработанного топлива, причем последняя зависит от содержания ядерного горючего в выгру­женном топливе.

Ценой отработанного топлива учитываются издержки на произ­водство изотопов, получаемых в реакторе и предназначенных для даль­нейшего использования, в том числе в качестве исходного сырья для изготовления новых ТВЭЛов, предназначенных для АЭС.

Хотя, как отмечалось выше, доля топливной составляющей себе­стоимости электроэнергии на АЭС значительно меньше, чем на ТЭС, тем не менее, она достаточно велика, и задача повышения эффективности использования топлива является весьма актуальной для ядерной энер­гетики. Ее решение в значительной мере связано с увеличением глубины выгорания топлива.

Специфическая особенность экономики ядерной энергетики - большая роль фактора времени, что обусловлено длительностью топлив­ного цикла и относительно высокой стоимостью ядерного топлива. Такого вопроса практически нет в тепловой энергетике, где топливо сжигается полностью и его стоимость переносится на стоимость электро­энергии, по существу, без задержки во времени между его приобрете­нием и использованием, кроме задержки, обусловленной необходи­мостью использования части топлива для создания резерва, с тем чтобы обеспечить бесперебойную работу станции. В ядерной энергетике топ­ливо, загруженное в реактор, находится там в течение нескольких лет, и его стоимость переносится на стоимость электроэнергии лишь по мере его выгорания. Значительная часть топлива, образующая крити­ческую массу, выгружается из реактора невыгоревшей, и его стоимость оказывается не перенесенной на стоимость электроэнергии за топливную кампанию. Выгруженное из реактора топливо в течение нескольких лет находится на АЭС в бассейне выдержки. Наконец, длительное время (до нескольких лет) занимает процесс регенерации и изготовления топлива на соответствующих предприятиях топливного цикла. Таким образом, значительная часть топлива в течение длительного времени не участвует в производстве электроэнергии, что ведет к заморажи­ванию на длительный срок значительных материальных средств.

Отмеченным выше обусловлена специфика учета в экономике ядерной энергетики затрат на ядерное топливо, отражающая двойствен­ный характер его использования. Часть стоимости ядерного топлива относят к единовременным затратам, производимым до пуска АЭС в действие, другую часть - к эксплуатационным текущим затратам, связанным с производством электроэнергии. К единовременным при­нято относить затраты первой топливной загрузки.