WWW.DISSERS.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

загрузка...
   Добро пожаловать!

Pages:     || 2 | 3 | 4 | 5 |

На правах рукописи

ГАВРЮТИН АНДРЕЙ ВАЛЕРЬЕВИЧ

ВЫБОР ОПТИМАЛЬНОГО ВРЕМЕНИ ВЫДЕРЖКИ ВЫГРУЖЕННОГО ИЗ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК ОБЛУЧЁННОГО ТОПЛИВА

Специальность 05.14.03 -

Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва

2008

Работа выполнена в Московском Энергетическом Институте (Техническом Университете)

Научный руководитель:

доктор технических наук, профессор Клименко Анатолий Васильевич

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Мурогов Виктор Михайлович

кандидат технических наук

Пивоваров Андрей Валерьевич

Ведущая организация:

Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций (ВНИИАЭС)

Защита состоится «11» февраля 2009 г. в 14.00 часов на заседании Диссертационного Совета Д 212.157.07 при Московском энергетическом институте (Техническом университете) по адресу: 111250, Москва, Красноказарменная улица, дом 14, Малый актовый зал.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского энергетического института (Технического университета).

Автореферат разослан «___»_декабря_ 2008 г.

Учёный секретарь

диссертационного совета Д 212.157.07

к.т.н., профессор Лавыгин В.М.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Время выдержки облучённого ядерного топлива (ОЯТ) является ключевым параметром ядерного топливного цикла (ЯТЦ), поскольку регулирует возврат и повторное использование урана, плутония и других трансурановых элементов, тем самым увеличивая запасы топлива для ядерной энергетики (ЯЭ). Тепловыделение и интенсивное излучение продуктов деления в ОЯТ затрудняют осуществление многих технологических операций переработки топлива и радиоактивных отходов.

В водно-экстракционном процессе регенерации пока что рассматривается трёх-пятигодичные периоды охлаждения топлива перед переработкой, чтобы снизить радиационные повреждения растворителей, применяемых в технологии, а также облегчить проблемы радиоактивных сбросов. Специалисты-ридиохимики считают, что время выдержки ОЯТ должно быть не менее 5 лет.

В то же время проектирование современных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) со свойствами естественно присущей безопасности (например, энергоустановки (ЭУ) БРЕСТ с быстрым ядерным реактором на уран-плутониевом нитридном топливе и со свинцовым теплоносителем для коэффициента воспроизводства (КВ) 1,0) производится для времени выдержки ОЯТ в эксплуатационном режиме, равном 1 год.

Более короткая выдержка тепловыделяющих элементов (твэлов) и связанные с ней высокая радиоактивность и тепловыделение топлива удорожают транспортирование твэлов, но в сочетании с пристанционным ЯТЦ снижают риски распространения ядерных материалов.

Из сказанного следует необходимость обоснования (оптимизация) времени выдержки ОЯТ. Обоснование должно быть системным. Мы будем учитывать темп развития энергетики, конкуренцию ядерных энерготехнологий (ЭТ) с традиционными ЭТ и между собой, скорость рециркуляции материалов, стоимость транспортировки и химической переработки.

Научная новизна

    1. Разработана упрощённая оптимизационная модель топливно-энергетического комплекса (ТЭК) России с возможностью оптимизации развития ТЭК в зависимости от удельной стоимости органического топлива, коэффициента дисконтирования и других технологических параметров ЭУ.
    2. Создан интерфейс для формирования исходных данных и механизм формирования базы данных для задач оптимизации с использованием кодов линейного программирования;
    3. Проведены расчеты для развития энергетики России в зависимости от уровня спроса на электроэнергию, удельной стоимости органических ресурсов и коэффициента дисконтирования без учёта экологических ограничений («базовый» вариант). Полученные результаты сведены в таблицы и обобщены в графики.
    4. Проведены расчёты ТЭК России при разных уровнях потребления электроэнергии и разном коэффициенте дисконтирования с учётом экологического ограничения на выброс -излучающих актиноидов с периодом полураспада больше одного года. Расчёты проведены для разных значений коэффициента удержания -излучающих актиноидов – 10-8, 10-9, 10-10 (причём значение 10-8 соответствует текущему технологическому уровню, а 10-10 – тому уровню, к которому следует стремиться). Полученные результаты сведены в таблицы и обобщены в графики.
    5. Введено понятие цены времени выдержки. Цена времени выдержки послужила инструментом анализа, приведшего к следующим результатам:
      • оптимальное время выдержки без учёта экологического ограничения по -излучающим актиноидам равно 0,5 лет;
      • оптимальное время выдержки с учётом экологического ограничения по -излучающим актиноидам равно при коэффициентах удержания -излучающих актиноидов:
        1. 10-8 – 0,5 лет;
        2. 10-9 – 0,51,0 год;
        3. 10-10 – 1,0 год.

Положения, выдвигаемые на защиту

    1. Результаты расчетов «базовой» модели ТЭК России (без учёта ограничения по -излучающим актиноидам) с вариациями удельной стоимости природного газа, коэффициента дисконтирования и уровня спроса на электроэнергию. Оптимальное время выдержки без учёта экологического ограничения по -излучающим актиноидам равно 0,5 лет.
    2. Результаты расчетов модели ТЭК с учётом экологического ограничения, такого как ограничение на выбросы -излучающих актиноидов с периодом полураспада больше года. Оптимальное время выдержки с учётом экологического ограничения по -излучающим актиноидам равно при коэффициентах удержания -излучающих актиноидов:
  1. 10-8 – 0,5 лет;
  2. 10-9 – 0,51,0 год;
  3. 10-10 – 1,0 год.

Задачи исследования

  1. На основе составленной модели ТЭК произвести оптимизационные расчёты при разных временах выдержки ОЯТ без учёта экологического ограничения. Провести анализ на предмет выбора оптимального времени выдержки ОЯТ.
  2. Произвести оптимизационные расчёты принятой модели ТЭК для разных времён выдержки с учётом экологического ограничения по -излучающим актиноидам для разных коэффициентов удержания – 10-8 – текущий уровень удержания -излучающих актиноидов на заводах по радиохимической переработки, 10-9 – уровень удержания, который можно достичь в ближайшее время, 10-10 – уровень удержания, к которому необходимо стремиться.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность выбранной темы, сформулирована цель работы, представлены основные положения, выносимые на защиту, изложена научная новизна и практическая ценность работы.

В первой главе дан обзор работ, связанных со временем выдержки. Основной работой по оптимизации времени выдержки ОЯТ является работа [1]. В других работах по оптимизации ТЭК и в частности ядерного ТЭК (ЯТЭК) влияние времени выдержки ОЯТ не оценивается, а берётся как постоянная величина.

В работе [1] время выдержки ОЯТ оптимизировалось в рассмотрении двух вариантов крупномасштабного развития ЯЭ – либо создание ядерного энергетического комплекса совместно с заводами по переработке ОЯТ, либо разобщённую структуру ЯЭ, в которой ЯЭУ будут расположены вблизи потребителей энергии, а ОЯТ будет транспортироваться на заводы радиохимической переработки контейнерами для перевозки ОЯТ. Конструкция контейнера и, соответственно, его стоимость принимались зависимой от активности топлива на момент транспортировки. С изменением времени пристанционной выдержки ОЯТ менялась и активность транспортируемого ОЯТ.

Результатом оптимизационных расчётов стало то, что нужно стремиться обеспечить время выдержки, равное 0,5 годам.

Но в данных расчётах не учитывалось экологическое ограничение по -излучающим актиноидам, которое сильно ограничивает применение ЯЭ, корректирующее структуру, и, как следствие, может изменить оптимальное значение времени выдержки.

Во второй главе приводится расчётная схема ТЭК и математическое описание модели.

Упрощённая модель ТЭК состоит из складов с первоначальными ресурсами, завода по обогащению природного урана, завода по фабрикации топлива из природного, регенерированного урана и энергетического плутония, четырёх типов ЯЭУ и одной ЭУ на природном газе, которые в рамках принятой модели конкурируют между собой, заводов по переработке ОЯТ, складов по хранению регенерированного урана, выделенного наработанного энергетического плутония, складов по хранению высокоактивных (ВАО) и радиоактивных (РАО) отходов. Между переделами располагаются склады, где может скапливаться продукция.

Добываемый природный уран из месторождений собирается на складе природного урана, откуда поступает на завод по обогащению, где достигает концентрации по делящемуся изотопу (235U), равному 4,4%. Далее обогащённый уран поступает на склад обогащённого урана, откуда идёт на завод по конверсии фторида урана в двуокись урана и фабрикации полученного уранового топлива в тепловыделяющие элементы и сборки (ТВС). На завод по фабрикации ТВС также может поступать разубоженный высокообогащённый уран. Готовое ядерное топливо поступает на склад сфабрикованного топлива, откуда забирается для загрузки в ядерный реактор. Перед вводом в эксплуатацию ядерный реактор ВВЭР-1000 (U) полностью загружается урановым топливом (первоначальная загрузка активной зоны), далее в процессе эксплуатации производятся ежегодные перегрузки активной зоны реактора. После выгрузки ОЯТ из этого ядерного реактора, оно выдерживается в течение времени tвыд и далее поступает на склад хранения ОЯТ. Там оно может либо находиться в течение всего интервала планирования, либо поступить на завод по радиохимической переработке, где происходит разделение уранового ОЯТ на три потока: поток регенерированного урана (тот уран, который не выгорел за время нахождения ядерного топлива в активной зоне ядерного реактора), поток радиоактивных отходов, который в дальнейшем идёт на захоронение, и поток плутония, который наработан за время работы ядерного реактора. Регенерированный уран после выделения из ОЯТ поступает на склад регенерированного урана с обогащением по делящемуся урану 1,23%. С этого склада регенерированный уран поступает на завод по изотопному обогащению, где, как и природный уран, обогащается по делящемуся изотопу урана до концентрации 4,4%, тем самым замыкая цикл по урану. Выделенный плутоний из ОЯТ с реактора ВВЭР-1000 (U) поступает на склад плутония, откуда может идти на завод по фабрикации плутониевого топлива для реакторов ВВЭР-1000 (Pu), БН-1600 (Pu) и БРЕСТ-1200 (Pu). Также на этот завод поступает оружейный плутоний со склада оружейного плутония. С завода по фабрикации плутониевого топлива ТВС поступают на ЯЭУ трёх типов: ВВЭР-1000 (Pu), БН-1600 (Pu) и БРЕСТ-1200 (Pu). Перед пуском в эксплуатацию ЯЭУ любого типа ядерный реактор полностью загружается топливом, а затем в процессе эксплуатации производятся ежегодные перегрузки топлива. Выгружаемое ОЯТ из реакторов выдерживается в течение времени tвыд, после чего поступает на склады плутониевого ОЯТ, причём после окончания срока эксплуатации установки топливо полностью выгружается из реактора. С этих складов плутониевое ОЯТ может поступить на завод по радиохимической переработке, где разделяется на 2 потока – радиоактивные отходы и плутоний. Количество возвращаемого в замкнутый топливный цикл плутония зависит от коэффициента воспроизводства (КВ) каждого типа реактора.

ВВЭР-1000 (U) – реакторная установка, работающая на уране с обогащением 4,4%. Уран используется как с месторождений природного урана, так и регенерированный уран. Доля расхода вырабатываемой электроэнергии на собственные нужды – 5,8%. Проектный срок службы – 60 лет. КВ < 1. Ввод данного типа реакторной установки разрешён на всём интервале планирования.

ВВЭР-1000 (Pu) – характеристики аналогичны ВВЭР-1000 на уране, за исключением вида топлива. Топливо – плутоний с обогащением 4,4% по делящемуся нуклиду. КВ < 1. Ввод данного типа реакторной установки разрешён на всём интервале планирования.

БН-1600 (Pu) – реакторная установка, работающая на быстрых нейтронах, с натриевым теплоносителем, оксидным плутониевым топливом, с КВ > 1. Доля расхода вырабатываемой электроэнергии на собственные нужды – 7,6%. Проектный срок службы – 60 лет. Ввод данного типа реакторной установки разрешён на всём интервале планирования.

БРЕСТ-1200 (Pu) – реакторная установка, работающая на быстрых нейтронах с естественной безопасностью и свинцовым охлаждением на нитридном уран-плутониевом топливе с КВ 1. Доля расхода вырабатываемой электроэнергии на собственные нужды – 5,7%. Проектный срок службы – 60 лет. Ввод данного типа реакторной установки разрешён после 20-го года от начала интервала планирования.

В качестве представителя традиционной энергетики была выбрана энергоустановка, работающая на природном газе, вырабатывающая самую дешёвую электроэнергию по сравнению с другими традиционными энерготехнологиями (на угле, мазуте). В такой установке доля расхода вырабатываемой электроэнергии на собственные нужды – 5,0%. Проектный срок службы – 50 лет. Ввод данного типа энерготехнологии разрешён на всём интервале планирования.

Коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) с 2000 по 2010 год для традиционной энергетики принимался равным 50%, на интервале с 2010 по 2020 год – 70%, а на интервале после 2020 года брался равным 80%. Для ЯЭУ на интервале времени 2000 - 2010 год - 78 %, на интервале 2010 - 2020 - 80 %, и на всех последующих интервалах, т.е. с 2020 по 2150 год - 90 %.

Решение оптимизационной задачи проводилось при двух значениях коэффициента дисконтирования – 0,05 год-1 и 0,10 год-1.

Интервал планирования был выбран равным 150 лет, что позволяет находить правильные оптимальные планы при нормах дисконтирования 0,05 и 0,10 год-1 [1 - 2].

Pages:     || 2 | 3 | 4 | 5 |






© 2011 www.dissers.ru - «Бесплатная электронная библиотека»