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

Сировиною для ядерного палива сучасної ядерної енергетики є природний уран. Отримання енергії на АЕС пов'язане з присутністю в природному урані здатного до ділення ізотопу²³⁵U в кількості 0,712%, інше складає не здатний ділитися²³⁸U (99,28%). Це визначає протікання процесів внутрішньореакторного паливного циклу для палива зі збагаченого урану – вигоряння ізотопу 235U, утворення шлаків–продуктів його ділення і здатних до ділення ізотопів плутонію (²³⁹Pu,²⁴¹Pu) з ізотопу²³⁸U (мал. 6.1).

Витрати²³⁵U послідовно зменшуються в процесі його ділення, а з основного ізотопу²³⁸U при стаціонарному виробництві енергії утворюються здатні до ділення ізотопи²³⁹Pu,²⁴¹Pu. Протягом всього терміну служби активної зони водо-водяного реактора ізотопи плутонію роблять внесок ~40% до загального виробництва енергії при збагаченні палива ~3%²³⁵U. Це так званий уран-плутонієвий паливний цикл.

Мал. 6.1. Схема поділу урана

Ядерний паливний цикл атомної енергетики (ЯПЦ) містить весь перелік операцій: видобування уранової руди, виокремлення з неї урану, багатопередільні процеси переробки уранової сировини в ядерне паливо, ефективне використання цього палива в ядерних реакторах, транспортування і хімічну регенерацію відпрацьованого палива (ВЯП), його очищення від радіоактивних відходів (РАВ) і домішок, їх безпечне зберігання й поховання, багатократне повернення регенерованого урану (рецикл) і накопиченого у ВЯП плутонію до системи паливопостачання атомної енергетики. Типова схема ЯПЦ наведена на мал. 6.2.

Ефективність атомної енергетики визначається в основному вартістю ЯПЦ. До вартості ЯПЦ входять вартість видобування і розмелювання уранової руди, перетворення концентрату руди на гексафторид урану UF6, перетворення збагаченого урану на паливний матеріал UO2, виробництва твелів, вигоряння палива в активній зоні реактора, вивантаження, транспортування і переробки ВЯП, поховання РАВ, а також початкова вартість урану і плутонію.

Накладні витрати можуть досягати 25% загальної вартості ЯПЦ. Вартість виробництва тепловиділяючих елементів (твелів) для ВВР складає 15–20% загальної вартості від вироблюваної ними електроенергії. Завантаження природного урану до активної зони ВВР потужністю ~1000 МВт (ел.) складає ~180 т природного урану (мал. 5.3). Виробництво плутонію в реакторах ВВР-типу може знизити потребу в урані на одну третину (у реакторі ВВР-типу щорічно виробляється ~200 кг плутонію). На економічні показники використання ядерного палива впливають:

конструкція твелів, вартість реакторних вузлів і процесів, режими роботи реактора. До вартості ядерного палива відносять витрати на забезпечення безпеки реактора, а також опроміненого палива.

Мал. 6.2. Типова схема замкненого ЯПЦ при застосуванні уранового палива на АЕС з реакторами на теплових нейтронах [со, х, у, хк – концентрації 235U в природному, збагаченому і відпрацьованому (регенерованому) паливі] (мовою оригіналу)

Основним завданням створення ЯПЦ є мінімізація його вартості, оптимізація використання ядерного палива і забезпечення необхідних паливних ресурсів.

Мал. 6.3. Річна потреба в паливних матеріалах (т) водо водяного реактора електричною потужністю 1000 МВт

Організація ЯПЦ включає наступні питання:

1) планування, фінансування, закупівлі, розрахунки і виробництво палива до його завантаження до активної зони реактора;

2) планування використання палива в активній зоні;

3) управління паливним циклом.

Конструкція твелів повинна забезпечувати необхідні характеристики тепловіддачі, реактивності, утримання продуктів ділення, міцності, надійності й безпеки у разі аварійних ситуацій. При цьому повинні витримуватися такі економічні параметри, як висока питома потужність і вигоряння, високий коефіцієнт використання нейтронів. На 1 MВт (ел.) для ВВР потрібно близько 40 твелів і для ВВР-1000 (ел.) потрібно 9 млн. таблеток UO2, розміщених у твелах загальною довжиною 150 км.

Обмеження з вигоряння палива до його перевантаження визначаються його радіаційними характеристиками і реактивністю. Обмеження з питомої потужності й вигоряння палива оптимізуються з урахуванням їх впливу на вартість і розміри активної зони, вузлів, корпусу і протиаварійного захисту реактора. Конструкція активної зони визначає ступінь збагачення палива і його розподілу, вибір регулюючих стрижнів і розподіл стрижнів вигоряючих поглиначів. Термін перебування палива в активній зоні визначається рівнем його вигоряння (МВт·доба/кг·U) і питомою потужністю, що знімається з паливного стрижня (кВт/м). У реакторах ВВР пікова потужність в стаціонарному режимі досягає 62 кВт/м, в перехідних процесах 82 кВт/м, відношення пікової потужності до середньої дорівнює 2,8–2,0. На поведінку оболонок твела впливають тиск продуктів ділення, послаблення зв'язку між паливом і оболонкою, радіаційні пошкодження матеріалу оболонки (розпухання, втрата пластичності, радіаційна повзучість, корозія).

Завантаження ядерного палива в реактор Бушерської АЕС, Іран