Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Топливные циклы на АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С ТОПЛИВОМ НА АТОМНЫХ СТАНЦИЯХ                  
Известные в ядерной энергетике топливные циклы классифицируются по типу ядерного топлива (ЯТ): урановые (уран-плутониевые), ториевый и плутониевый. Урановые топливные циклы подразделяются на цикл на природном уране и цикл на обогащенном уране. Топливный цикл в ядерной энергетике может быть замкнутым и разомкнутым. В замкнутом цикле топливо после использования в ядерный реактор направляется на переработку с последующим полным или частичным возвращением в цикл. В разомкнутом цикле топливо после прохождения через ЯР и выдержки направляется на длительное хранение либо на захоронение (рис. 21.1).
Топливный цикл на природном уране состоит из следующих основных звеньев: добыча урановой руды, получение урановых концентратов, подготовка топлива, изготовление твэлов, облучение в ядерный реактор, переработка отработавшего топлива (отделение невыгоревшего урана и образовавшегося плутония от продуктов деления). Топливный цикл АЭС на природном уране - разомкнутый. Наработанный плутоний в ядерный реактор этого типа не используется. Это наиболее простой цикл, так как нет обогащения природного урана изотопом U . На природном уране работают тяжеловодные ЯР и уран-графитовые с газовым охлаждением. Для них характерны низкая удельная энергонапряженность ядерного топлива и невысокая глубина его выгорания. Поэтому топливному циклу на природном уране присущи большие капиталовложения на установленный киловатт мощности и высокая стоимость предприятий внешнего топливного цикла. Однако тяжеловодные ЯР отличаются низким текущим годовым расходом урана и значительно меньшими первоначальными вложениями в топливный цикл.
Топливный цикл на обогащенном уране. Основная отличительная особенность этого цикла - наличие предприятий по обогащению ядерного топлива нуклидом 235U (рис. 21.2). Топливной цикл на обогащенном уране может быть и замкнутым, и разомкнутым. Последний предпочтительней при низких начальных обогащениях топлива и при больших глубинах его выгорания. Повышение начального содержания делящегося нуклида в ядерном топливе существенно улучшает нейтронно-физические характеристики ядерного реактора, благодаря чему становится возможным использовать в активной зоне такие конструкционные материалы, как нержавеющая сталь, такие замедлители и теплоносители, как обычная вода, а в качестве топлива - композиции UO2 , UN2 и др. Все это позволяет повысить удельную энергонапряженность и температуру в активной зоне ядерного реактора, увеличить глубину выгорания ядерного топлива, уменьшить при этом размеры ЯР и количество ядерного топлива, проходящего через предприятия внешнего топливного цикла.

Схема уран-плутониевого топливного цикла
Рис. 21.1. Схема уран-плутониевого топливного цикла

Схема уран-плутониевого топливного цикла на обогащенном уране
Рис. 21.2. Схема уран-плутониевого топливного цикла на обогащенном уране

В результате снижаются капиталовложения в АЭС и заводы по изготовлению твэлов и химической переработке, появляется возможность повысить термодинамический КПД АЭС и снизить себестоимость вырабатываемой электроэнергии.
В то же время при повышении начального обогащения, что связано с увеличением затрат в обогатительном производстве, по эффективности использования ядерного топлива цикл с обогащением топлива уступает циклу на природном уране. Однако снижение удельных капитальных затрат при строительстве АЭС, более широкие возможности улучшения технико-экономических характеристик РУ, возможность повышения их мощности привели к тому, что в настоящее время эксплуатируются, строятся и проектируются в основном ЯЭУ, работающие на обогащенном (до 4,5%) уране (водо-водяные под давлением, канальные уран-графитовые, водо-водяные кипящие и др.).
Ториевый топливный цикл благодаря воспроизводству делящегося нуклида открывает возможность вовлечения в производство энергии дополнительных природных ресурсов. Ториевый топливный цикл по составу звеньев практически не отличается от уранового, за исключением первой стадии добычи тория.

Рис. 21.3. Схема плутониевого цикла с реакторами на быстрых нейтронах

Если в ядерный реактор на тепловых нейтронах с циклом Th — 233U существенно (в 2-4 раза) повысить удельную энергонапряженность ядерного топлива (например, в ядерный реактор с газообразным теплоносителем), то можно будет значительно снизить потребности в природном уране, который в этом случает будет нужен для первых зон строящихся ЯР. Все это делает перспективным ториевый цикл в случае истощения запасов дешевых урановых руд.
Плутониевый топливный цикл может быть организован только после наработки плутония в ядерный реактор, работающих по урановому топливному циклу. Получаемый в ядерный реактор из 238U плутоний содержит изотопы 239Pu , Pu , 241Pu , 242Pu . Изотопы Pu и 242Pu тепловыми нейтронами практически не делятся. При "сжигании" плутония в ядерный реактор на тепловых нейтронах (изотопы 239Pu и 241Pu) его энергетическая ценность примерно равна энергетической ценности 235U . В ЯР на БН в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Pu и 242Pu , что повышает энергетическую ценность плутония приблизительно на 30%.
Плутоний может заменить 235U и 233U в соответствующих топливных циклах. В этом случае АЭС с ЯР на тепловых нейтронах будет работать либо по плутоний-урановому, либо по плутоний- ториевому циклу. Однако наиболее эффективно использование плутония в ядерный реактор на БН. В таких ЯР коэффициент воспроизводства ядерного топлива может составлять 1,5-1,7 (теоретически 2,5). Энергосъем с единицы массы природного урана, участвующего в производстве энергии, резко возрастает (в 20-30 раз), за счет чего значительно повышается эффективность использования сырьевых ресурсов и сильно снижается скорость потребления природного урана. Схема плутониевого топливного цикла с ЯР на БН представлена на рис. 21.3.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.