ОСНОВЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

2.1. О составе ядерного горючего

Атомная энергетика реализует в своей схеме внутриядерную энергию деления урана. В зависимости от типа реактора АЭС в ее системе может быть реализовано основное количество этой энергии или ее весьма малая часть. На обычной ТЭС, работающей на органическом топливе, химически связанная в нем теплотворная способность может практически полностью выделяться в процессе его горения в топке. В последующих газоходах происходит реализация теплоты продуктов горения, температура которых достигает после котла довольно низких значений — для современных котлов примерно 140 ℃. При такой температуре дальнейшее использование продуктов горения нерентабельно и они выбрасываются в атмосферу, повышая так называемый "парниковый эффект". Таким образом, для ТЭС всегда имеется разомкнутый цикл, точнее — цикла для органического топлива вообще не существует. Выгружаемое из активной зоны отработанное топливо не может выбрасываться, так как оно представляет большую энергетическую ценность. К тому же оно высокорадиоактивно. В этом главное отличие атомной энергетики от ее обычного (традиционного)исполнения.

В процессе использования ядерного горючего, добытого на соответствующем предприятии, происходят значительные изменения в его составе, если речь идет о наиболее распространенных реакторах, активная зона которых охлаждается водным теплоносителем. Эти изменения показаны на рис. 2.1 для реактора типа ВВЭР-1000 (для иных условий данные будут иными).

Известно, что делящимся на тепловых нейтронах изотопом урана является 235U, но его в природном уране всего 0,7%, то есть 7 кг/т природного урана. Реакторы на тепловых нейтронах требуют загрузки в них, а также для дальнейшей подпитки существенно большей концентрации 235U. Так, для ВВЭР-1000 (см. рис. 2.1) требуется обогащение подпитки, равное 4,4%, то есть после требуемого обогащения из одной тонны природного урана получают 100 кг обогащенного, содержащего 4,4 кг

Рис. 2.1. Изменения состава ядерного горючего в открытом (разомкнутом) топливном цикле для ВВЭР-1000
Рис. 2.1. Изменения состава ядерного горючего в открытом (разомкнутом) топливном цикле для ВВЭР-1000

235U, а в отвал уходит 900 кг обедненного урана. Иными словами, ~90% добытого урана уходит в отвал и не может использоваться в реакторах на тепловых нейтронах. Известно, что обедненный уран, так же как и природный уран, может участвовать в процессе деления в реакторах на быстрых нейтронах, по при этом требуется загрузка в их активную зону или сильно обогащенного урана (до 25%), или плутония, причем последнее более предпочтительно. Это означает, что требуется в течение некоторого времени одновременная, совместная работа и "тепловых", и "быстрых" реакторов, чтобы можно было обеспечить быстрые реакторы необходимым количеством плутония, получая его в реакторах на тепловых нейтронах. Иными словами, требуется длительная работа реакторов обоих типов, учитывая, что в мире скопилось более миллиона тонн обедненного урана.

Во введении было сказано, что основным типом реактора на АЭС являются реакторы на тепловых нейтронах и, особенно, при их работе на водном теплоносителе; реакторов на быстрых нейтронах в мире всего пять — по два в СНГ (в Казахстане и России) и во Франции, и один в Великобритании. Эти реакторы работают на жидком натрии; они являются наиболее дорогими и наиболее сложными в эксплуатации.

Из рис. 2.1 следует, что:

из реактора выгружается тоже 100 кг, как и было в него загружено;

вместо ядерного топлива из реактора выгружается 3,97 кг продуктов деления;

по отношению к природному урану из реактора выгружается только 0,397%, а все остальное уходит на хранение, ожидая переработки.

Из сказанного следует, что отсутствует какая-либо аналогия между расходом органического топлива на ТЭС и расходом ядерного горючего на АЭС. Поэтому расчет экономичности делается различно, а именно — для ТЭС важнейшее значение имеет расход топлива и к его величине относят количество электроэнергии. Что же касается АЭС, то полезно полученное количество электроэнергии относят к тепловыделению в активной зоне, но не к расходу ядерного топлива. Напомним, что действительный расход ядерного горючего вообще не может быть определен на АЭС; для этого потребовалось бы выгруженную радиоактивную массу подвергнуть разделению на специальном химическом предприятии.

Технические проблемы нераспространения ядерных материалов. Экономические аспекты использования ядерной энергии. Составляющие издержек производства электроэнергии на АЭС. Снятие АЭС с эксплуатации. Экономические последствия тяжелых аварий. Социальные аспекты развития ядерной энергетики.

Атомные электрические станции учебник для высшей школы