border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


РАСХОД ПРИРОДНОГО УРАНА ПРИ РАЗЛИЧНЫХ СЦЕНАРИЯХ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ Печать
Автор Сергей   
29.01.2008 г.
     
Вовлечение в топливный цикл воспроизводящих материалов 238U и 232Th для расширения, ядерно-энергетического потенциала за счет воспроизводства делящегося плутония или 233U требует на первых порах применения реакторов-конвертеров, работающих на содержащем 235U топливе. Наработанный в этих реакторах плутоний или 233U может быть затем использован для пуска быстрых реакторов. Когда будет задействовано достаточное количество быстрых реакторов, станет возможным воспроизводить плутоний или 233U в их урановых или торие-вых зонах воспроизводства. Такая стратегия развития ядерной энергетики представляется вполне естественной, поскольку уже в настоящее время действует множество реакторов-конвертеров, производящих делящийся плутоний. Но, кроме того, быстрые реакторы с уран-плутониевым циклом могут быть также пущены и на UO2-топливе, обогащенном 235U, с последующей наработкой собственного плутония. Однако в любом случае потребуется относительно большой расход природного урана, прежде чем будут достигнуты условия для совместного использования в быстрых и тепловых реакторах, воспроизводящих материалов 238U и 232Th. Излишки плутония или 233U, получаемые в быстрых реакторах, могут быть использованы либо для сооружения новых быстрых реакторов, либо для подпитки реакторов-конвертеров, также работающих йа плутонии или на 233U.
На основе умеренных прогнозов развития ядерной энергетики (по данным МОЯТЦ), проведено сравнение следующих комбинаций реакторных программ: LWR и HWR с открытым топливным циклом; iLWR с уран-плутониевым рециклингом; LWR в сочетании с LMFBR на смешанном оксидном или карбидном топливе.
В этих сценариях до 2000 г. предполагается использование сочетания различных типов реакторов: LWR, HWR и газоохлаждаемых. После 2000 г. каждая из рассмотренных стратегий характеризуется доминирующим развитием указанного на графике типа реактора. Нетрудно видеть; что ежегодная потребность в природном уране для LWR и HWR на природном уране с открытым гщклбм и LWR с уран-плутониевым рециклингом неуклонно возрастает, в то время как для открытого цикла HWR с низко-обогащенным топливом расход природного урана к концу рассматриваемого периода стабилизируется. С введением в эксплуатацию быстрых реакторов ежегодный расход природного урана, начиная с 2010 г., существенно сокращается и к 2030 - 2050 гг. суммарная потребность в природном уране ограничивается (2,5-4,5) * 106 т. Верхняя кривая для сочетания двух типов реакторов (LWR + LMFBR) относится к реакторам с современными характеристиками, в том числе и к быстрым реакторам с оксидным топливом. Нижйие кривые характеризуют усовершенствованные LMFBR с оксидным и карбидным топливом. При этом предполагается,  что усовершенствованные   быстрые  реакторы  начнут вводиться
после 2000 г., и им будет предшествовать использование реакторов с характеристиками реактора "Суперфеникс". Только быстрые реакторы-размножители могут уменьшить ежегодный расход природного урана до нуля и стабилизировать его суммарную потребность на уровне нескольких миллионов тонн на длительное время.
Первоначально реакторы LWR, HWR и HTGR могут быть пущены на уран-ториевом топливе, обогащенном 235U. В дальнейшем, в зависимости от наработки 233U, HWR или HTGR могут перейти на среднеобогащенный или высокообогащенный 233U-Тh-цикл и стать доминирующими. HWR и HTGR, работающие на
среднеобогащенном или высокообогащенном топливе, имеют почти одинаковый расход природного урана.
Разработки аналогичных сценариев с быстрыми реакторами-размножителями на 233U—Th-топливе в сочетании с реакторами-конвертерами показывают, что подобные системы требуют большего количества природного урана, так как в зонах воспроизводства и в активных зонах этих реакторов имеется большее количество тория, чем в тепловых реакторах. Самый высокий расход природного урана будет в том случае, когда быстрый реактор содержит торий и в активной зоне, и в зонах воспроизводства.
Полученные результаты позволяют заключить, что 238U—Pu-цикл на основе комбинации LMFBR и реакторов-коивертеров LWR или HWR
имеет наименьший расход природного урана. При этом оказывается, что ядерно-энергетический потенциал 238U, реализуемый в таком топливном цикле, позволяет обеспечить человечество энергией в течение нескольких тысяч лет при энергетических потребностях на уровне 2000 г. Торий-урановый цикл независимо от рассмотренных сценариев требует большего расхода природного урана. Однако использование тория в качестве сырья для ядерного топлива в принципе возможно, хотя и зависит от экономичности и возможности технической реализации Th—233U-топливного цикла.
 

...   border border