viagra super force

+7(495) 123-XXXX  г. Москва

И.В. Пресняков,  (Аспирант, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва)

А.И. Гусева,  (Д.т.н., профессор, Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва)

Серия «Экономика и Право» # СЕНТЯБРЬ  2016

Уран
В данной статье проведен анализ технологических характеристик реакторов атомных станций малой и средней мощности, влияющих на потребность в природном уране и топливные затраты. Выявлены ориентиры для определения целевого ядерного топливного цикла атомных станций малой и средней мощности. На примере быстрого реактора рассмотрено влияние цены природного урана на целесообразность использования для атомных станций малой и средней мощности оксидного и нитридного уран-плутониевого топлива.

Ключевые слова: Уран, ядерное топливо, ядерный топливный цикл, атомные станции малой мощности, плутоний, МОХ-топливо, отработавшее ядерное топливо, обогащение, глубина выгорания.

 

Введение

В настоящее время можно уверенно констатировать, что атомная энергетика заняла настолько твердое место среди технологий выработки электроэнергии, что хорошая освоенность позволяет отнести ее к традиционной электроэнергетике [1]. Тем не менее, одно из ключевых преимуществ атомной энергетики — отсутствие необходимости в непрерывном подводе источника энергии (топлива или рабочего тела (воды)) — остается практически нераскрытым. Поставка топлива на атомные станции осуществляется дискретно в относительно небольших по объему размерах. Это может позволить размещать атомные станции в регионах с ограниченной транспортной инфраструктурой, удаленных от мест добычи полезных ископаемых и/или не обеспеченных заметными гидроэнергетическими ресурсами. Но в таких местах, с точки зрения функционирования региональных энергосистем, уместно размещать не освоенные в настоящее время атомные станции большой мощности, а атомные станции малой и средней мощности (далее — АСММ) в компоновке, включающей несколько блоков.

Основной целью стратегии развития атомной энергетики России является формирование атомного комплекса как энергетической базы устойчивого развития страны в стратегической перспективе. Одной из приоритетных задач является создание оптимальной структуры ядерного топливного цикла и его замыкание на основе разработки и внедрения новых технологий переработки отработавшего ядерного топлива
(далее — ОЯТ), производства смешенного уран-плутониевого топлива и его широкого применения в энергетических реакторах.

При этом АСММ должны гармонично вписываться в структуру атомной энергетики, в т.ч. в ядерный топливный цикл (далее – ЯТЦ). Последний, в свою очередь, будет в XXI веке претерпевать структурные изменения, связанные, в первую очередь, с уменьшением доступности природного урана, требованиями по сокращению накопления ОЯТ и переходом на использование делящихся материалов из переработанного ядерного топлива. Целью настоящего исследования является определение места АСММ в ЯТЦ и анализ эффективности использования на АСММ различных видов топлива.

Реакторы малой и средней мощности

Ядерное топливо – условно-переменная составляющая эксплуатационных расходов атомных электростанций. Его доля в затратах АЭС большой мощности составляет 30-35% [2]. Для АСММ доля ядерного топлива в расходах должна быть не выше, поскольку в отношении атомных станций большой мощности действует эффект масштаба, который, однако, касается большей частью затрат на обеспечение безопасности и практически не отражается на затратах на ядерное топливо. В случае, если топливная составляющая себестоимости у АСММ выше, чем у АЭС большой мощности, это ограничивает их применение энергосистемами с более высокой ценой электроэнергии.

С точки зрения функционирования активной зоны ядерные реакторы делятся на два типа: реакторы на тепловых и реакторы на быстрых нейтронах. Данное деление полностью применимо и для реакторов, используемых на АСММ. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют использовать потенциал изотопов U238, но, ввиду меньшого сечения деления изотопов урана быстрыми нейтронами, требуют большего обогащения по делящемуся изотопу U235. Большего обогащения по изотопу U235 требуют и тепловые реакторы в случае увеличения периода между перегрузками ядерного топлива (что оказывается актуальным для АСММ при их размещении в удаленных регионах со слаборазвитой транспортной инфраструктурой).

 Расход природного урана (содержание U235 c = 0.711%) и затраты на обогащение топлива растут пропорционально росту требуемого содержания изотопа U-235 в ядерном топливе (рис. 1). Обеспечение экономической эффективности АСММ на быстрых нейтронах и/или с длительными интервалами между перегрузками в сравнении с обычными тепловыми реакторами требует, чтобы рост затрат на обогащенное ядерное топливо окупался (при прочих равных) за счет увеличения глубины выгорания. Однако на практике это требование недостижимо.

Читать полный текст статьи …


СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ:
1. Основы современной энергетики: учебник для вузов: в 2 т. / под общей редакцией Е.А. Аметистова. Том 1. Современная теплоэнергетика / А.Д. Трухний, М.А. Изюмов, О.А. Поваров, С.П. Малышенко. – М.: Издательский дом МЭИ, 2008. – 472 с.
2. Толстоухов Д.А. Проект «Прорыв» - условия конкурентоспособности при промышленной реализации. // Конференция «Новая технологическая платформа атомной энергетики: проект «Прорыв». 21-22 марта 2014. С. 8.
3. SMR Market Outlook. UxC Annual Report 2013. 445 с.
4. Nuclear Energy Insider’s SMR Report 2013. FC Business Intelligence Ltd. 116 с.
5. Сооружение опытно-промышленного энергоблока с реакторной установкой на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем в Ульяновской области. Материалы обоснования лицензии на осуществление деятельности в области использования атомной энергии. Книга 2. Часть 2. 2014 г. 142 с. [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://www.akmeengineering.com/assets/ files/OVOS/MOL_soor_kn2-2.pdf
6. Путилов А.А., Воробьев А.Г., Путилов А.В. Экономические характеристики уранового сырья в дореакторном технологическом переделе ядерных энергоресурсов. // Цветные металлы.-2010.-№4.–С.89-93.
7. F. Fiori; Z. Zhou. A study on the Chinese nuclear energy options and the role of ADS reactor in the Chinese nuclear expansion // Progress in Nuclear Energy 91. – 2016.
8. Steyn, Julian; Meade, Thomas. Uranium market doldrums continue // Nuclear engineering international. - Volume 59, Issue 722 /сент.2014 - С. 12-14.
9. Харитонов В.В., Крянев А.В., Курельчук У.Н., Дудин Н.Ю. Аналитический прогноз динамики добычи урана // Экономические стратегии. - №3/2013.-С.58-72.
10. Субботин С.А. Российские сценарии для рынка бэк-энд. // Международный форум «АТОМЭКСПО 2014». Москва.- С.16.
11. Ядерные делящиеся материалы. Доклад объединения Bellona. 2012. 154 с.
12. UxC Nuclear Fuel Price Indicators. [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://www.uxc.com/review/UxCPrices.aspx
 



© 
И.В. Пресняков, А.И. Гусева, Журнал "Современная наука: актуальные проблемы теории и практики".
 

 

 

 
SCROLL TO TOP

 Rambler's Top100 @Mail.ru