6.1. Экономические основы ядерного топливного цикла

Сырьем для ядерного топлива современной ядерной энергетики является природный уран. Получение энергии на АЭС связано с присутствием в естественном уране делящегося изотопа 235U в количестве 0,712%, остальное составляет неделящийся 238U (99,28%). Это определяет протекание процессов внутриреакторного топливного цикла для топлива из обогащенного урана – выгорание изотопа 235 U, образование шлаков – продуктов его деления и делящихся изотопов плутония (239Pu, 241Pu) из изотопа 238U (рис. 6.1).

Расход 25U последовательно уменьшается в процессе его деления, а из основного изотопа 238U при стационарном производстве энергии образуются делящиеся изотопы 29Pu, 241Pu. В течение всего срока службы активной зоны водо-водяного реактора изо

топы плутония вносят вклад ~ 40% в общее производство энергии при обогащении топлива ~ 3%25U. Это так называемый уранплутониевый топливный цикл.

Рис. 6.1. Схема деления урана

Ядерный топливный цикл атомной энергетики (ЯТЦ) включает весь перечень операций: добыча урановой руды, извлечение из нее урана, многопередельные процессы переработки уранового сырья в ядерное топливо, эффективное использование этого топлива в ядерных реакторах, транспортирование и химическая регенерация отработавшего топлива (ОЯТ), его очистка от радиоактивных отходов (РАО) и примесей, их безопасное хранение и захоронение, многократный возврат регенерированного урана (рецикл) и накопленного в ОЯТ плутония в систему топливоснабжения ядерной энергетики. Типичная схема ЯТЦ приведена на рисунке 6.2.

Эффективность атомной энергетики определяется в основном стоимостью ЯТЦ, которая включает стоимость извлечения и размола урановой руды, превращения концентрата руды в гексафторид урана UF 6, превращения обогащенного урана в топливный материал UO 2, производства твэлов, выгорания топлива в активной зоне реактора, выгрузки, транспортировки и переработки ОЯТ, захоронения РАО, а также исходную стоимость урана и плутония.

Стоимость производства тепловыделяющих элементов (твэлов) для ВВР составляет 15–20% общей стоимости производимой ими электроэнергии. Загрузка природного урана в активную зону ВВР мощностью ~ 1000 МВт (эл.) составляет ~ 180 т природного урана (рис. 6.3). Производство плутония в реакторах ВВР типа может понизить потребность в уране на одну треть (в реакторе ВВР типа ежегодно производится ~ 200 кг плутония). На экономические показатели использования ядерного топлива влияют: конструкция твэлов, стоимость реакторных узлов и процессов, режимы работы реактора. К стоимости ядерного топлива относят расходы на обеспечение безопасности реактора, а также облученного топлива.

Pис. 6.2. Типичная схема замкнутого ЯТЦ при применении уранового топлива на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах (со, х, у, хк– концентрации235U в природном, обогащенном и отработавшем (регенерированном) топливе)

Основной задачей создания ЯТЦ является минимизация его стоимости, оптимизация использования ядерного топлива и обеспечение необходимых топливных ресурсов.

Организация ЯТЦ включает в себя:

• планирование, финансирование, закупки, расчеты и производство топлива до его загрузки в активную зону реактора;
• планирование использования топлива в активной зоне;
• управление топливным циклом.

Рис. 6.3. Годовая потребность в топливных материалах (т) водо-водяного реактора электрической мощностью 1000 МВт

Конструкция твэлов должна обеспечивать требуемые характеристики теплоотдачи, реактивности, удержания продуктов деления, прочности, надежности и безопасности в случае аварийных ситуаций. При этом должны выдерживаться такие экономические параметры, как высокая удельная мощность и выгорание, высокий коэффициент использования нейтронов. На 1 MВт (эл.) для ВВР необходимо около 40 твэлов и для ВВР-1000 (эл.) требуются 9 млн. таблеток UO 2, заключенных в твэлы общей длиной 150 км.

Ограничения по выгоранию топлива до его перегрузки определяются его радиационными характеристиками и реактивностью. Ограничения по удельной мощности и выгоранию топлива оптимизируются с учетом их влияния на стоимость и размеры активной зоны, узлов, корпуса и противоаварийной защиты реактора. Конструкция активной зоны определяет степень обогащения топлива и его распределение, выбор регулирующих стержней и распределение стержней выгорающих поглотителей. Срок пребывания топлива в активной зоне определяется уровнем его выгорания (МВт·сут/кг U) и удельной мощностью, снимаемой с топливного стержня (кВт/м). В реакторах ВВР пиковая мощность в стационарном режиме достигает 62 кВт/м, в переходных процессах 82 кВт/м, отношение пиковой мощности к средней равно 2,8–2,0. На поведение оболочек твэла влияют давление продуктов деления, ослабление связи между топливом и оболочкой, радиационные повреждения материала оболочки (распухание, потеря пластичности, радиационная ползучесть, коррозия).

Загрузка ядерного топлива в реактор Бушерской АЭС, Иран