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