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


Потребность в уране реакторов различного типа Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

В связи с перспективами развития ядерной энергетики возникает вопрос о ее потребности в природном уране, его мировых ресурсах и промышленных месторождениях природного урана и тория. Поскольку 235U является единственным встречающимся в природе нуклидом, который может делиться тепловыми нейтронами, то реакторы на первой стадии должны работать на ядерном топливе, содержащем природный или обогащенный уран.
В результате ядерных реакций во время работы реактора, вследствие поглощения нейтронов (воспроизводящими материалами) последние превращаются в искусственные делящиеся нуклиды, такие, как 239Рu и 233U.
Искусственные делящиеся нуклиды 233U и плутоний химическим путем могут быть извлечены из отработавшего топлива и возвращены в реакторы, где они могут использоваться либо вместе с 235U, либо без него.
В принципе, реактор любого типа может работать на топливе, содержащем 235U. Однако история развития ядерной энергетики показывает, что на первой ее стадии доминировали реакторы трех типов. На ядерно-энергетическом рынке легководородные энергетические реакторы LWR значительно опередили тяжеловодные реакторы HWR, а значение газографитовых реакторов GCR, игравших ранее ведущую роль, значительно снизилось. Наибольшее внимание сейчас уделяется реакторам с водой под давлением (PWR) и реакторам-размножителям на быстрых нейтронах (быстрым реакторам); первый эффективен для наработки плутония, а второй — для его использования. Однако плутоний, в принципе, может быть получен и в HWR, и в GCR. Использование HWR и высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов HTGR привело к тому, что торий также стал рассматриваться в качестве воспроизводящего материала. Получаемый искусственно 233U может быть применен в HWR, в ториевых HTGR, отличающихся хорошей эффективностью использования ядерного топлива.
Потребление природного урана современными LWR все еще относительно велико и составляет 4220 т/ГВт(эл.) за 30 лет эксплуатации при среднем коэффициенте использования установленной мощности КИМ=07. Потребление урана GCR несколько выше и равно 4490 т/ГВт(эл.). Тяже-ловодные реакторы потребляют 3720 т/ГВт(эл.) природного урана за 30 лет эксплуатации. При переработке (так называемый рециклинг) и повторном использовании ядерного топлива потребление природного урана за 30 лет эксплуатации LWR и HWR уменьшится приблизительно до 2700 и 1500 т/ГВт(эл.) соответственно.
Потребление природного урана усовершенствованными реакторами ниже. Это достигается путем оптимизации активной зоны реактора и переработки топлива.
Для пуска быстрых реакторов природный уран не нужен, поскольку в них используется плутоний, получаемый, например, в LWR. За 30 лет эксплуатации быстрых реакторов потребуется всего около 35 т/ГВт(эл.) 238U. При этом можно использовать обедненный уран, который является отходом процесса обогащения топлива для LWR. Отличительной особенностью быстрых реакторов является обязательность переработки и повторного использования ядерного топлива.
На основании приведенных данных можно сделать прогноз о потребности в природном уране,реакторов различных типов.
В качестве примера рассмотрим применение следующих реакторов:
LWR без переработки топлива;
HWR без переработки топлива;
LWR с возвратом в топливный цикл плутония;
HWR с возвратом в топливный цикл плутония или 233U;
LWR совместно с быстрыми реакторами, применение которых должно начаться с 2000 г.
Такому варианту развития ядерной энергетики соответствует нижняя кривая МОЯТЦ. Кроме этого, рассматриваются два варианта для реакторов разных типов. Первый вариант базируется на существующих реакторах, второй —. на использовании усовершенствованных реакторов. В результате получим верхний и нижний пределы потребления природного урана.
Переработка и повторное использование ядерного топлива могут помочь сдержать все возрастающее потребление урана. Однако радикально эта проблема может быть решена только к 2000г. с внедрением быстрых реакторов. В лучшем случае при использовании быстрых реакторов с определенными характеристиками в течение 35 лет можно свести практически к нулю потребность в природном уране и в дальнейшем в течение длительного времени для осуществления реакции деления в таких реакторах можно использовать обедненный уран.
 

...   border border