Раздел 2. Гидроэнергетические ресурсы, их использование. Принципиальные схемы, параметры, режимы работы ГЭС и ГАЭС

У паливному циклі атомної енергетики на збагаченому урані необхідні підприємства зі збагачення природного урану ураном-235, кількість якого в природному урані дорівнює 0,72%. Паливний цикл на збагаченому урані може бути замкненим і незамкненим. Незамкнений паливний цикл доцільний при низькому початковому збагаченні уранового палива (2–4%). Збільшення в ядерному паливі початкової концентрації здатного до ділення урану-235 покращує нейтронно-фізичні характеристики активної зони реактора: зростає коефіцієнт ділення ? – кількість нових нейтронів ділення з розрахунку на поглинений первинний нейтрон. Це дозволяє підвищити енергонапруженість і глибину вигоряння палива, підвищити температуру активної зони реактора і його термодинамічний к.к.д., використовувати в активній зоні жароміцні матеріали (неіржавіючу сталь) й звичайну воду Н2О як уповільнювач і теплоносій, використовувати як паливо оксиди UO2 і нітриди урану (UN2), зменшити розміри реактора. Це приводить до зменшення капіталовкладень в будівництво АЕС, скорочення потоків ядерного палива через підприємства зовнішнього паливного циклу і зниження собівартості електроенергії, що виробляється.Мал. 5.1. Схема уран плутонієвого циклу на збагаченому урані

Збагачення природного урану ураном-235 призводить до збільшення вартості ядерного палива через збільшення кількості необхідних для цього процесу уранових ресурсів, у зв'язку з чим зменшується ефективність використання природного урану (див. табл. 5.1). Проте зниження витрат на капітальне будівництво АЕС, можливості поліпшення техніко-економічних характеристик реакторних установок, можливість підвищення їх одиничної потужності (понад 1000 МВт) привели до того, що в даний час проектуються і будуються в основному реакторні установки, що працюють на збагаченому урані (водо-водяні під тиском, канальні уран-графітові, водо-водяні киплячі і т.д.).

У реакторах на теплових нейтронах з урановим паливом до 40% електроенергії, що виробляється, зобов'язані «згорянню» плутонію-239, який в процесі роботи реактора напрацьовується з урану-238 при «спалюванні» урану-235. Відпрацьоване паливо цього паливного циклу містить ~10,5 кг/т ВЯП плутонію, який може бути хімічно виділений при переробці та повернений до паливного циклу, замінюючи уран-235 (мал. 5.1) у вигляді змішаного уран-плутонієвого МОХ-палива.

Встановлення контейнерів з ВЯП на майданчику ССВЯП Запорізької АЕС

ЗАЕС першою з атомних електростанцій України з реакторами типу ВВЕР створила на своєму майданчику сухе сховище відпрацьованого ядерного палива (ССВЯП). Воно є спеціальним майданчиком площею 64186 м2. На ньому розміщені контейнери з відпрацьованим ядерним паливом, кожний з яких складається з двох компонентів: внутрішнього (багатомісна корзина зберігання) і зовнішнього (вентильованого бетонного контейнера). Контейнери забезпечують сухе, герметичне і безпечне зберігання паливних збірок. Сховище розраховане на 380 контейнерів. У них можна помістити 9000 збірок з ВЯП (відпрацьоване паливо Запорізької АЕС за весь період її експлуатації). Завдяки ССВЯП відпрацьоване паливо ЗАЕС зможе зберігатися протягом 50 років – до часу його подальшої переробки або захоронення.