ОЦЕНКА ВРЕМЕНИ НАЧАЛА ВВОДА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ Текст научной статьи по специальности «Энергетика и рациональное природопользование»

m АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

W=m ATOMIC ENERGY

Статья поступила в редакцию 11.03.12. Ред. рег. № 1268 The article has entered in publishing office 11.03.12. Ed. reg. No. 1268

УДК 621.039.4

ОЦЕНКА ВРЕМЕНИ НАЧАЛА ВВОДА В ЭКСПЛУАТАЦИЮ

БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ

1 2 Н.Н. Ошканов , В.В. Мальцев

1Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина 620002 Екатеринбург, ул. Мира, д. 19 Тел.: (343) 375-44-44, e-mail: v.i.velkin@ustu.ru 2ОАО «Концерн Росэнергоатом» 109507 Москва, ул. Ферганская, д. 25 Тел.: (495) 647-41-81

Заключение совета рецензентов: 25.03.12 Заключение совета экспертов: 05.04.12 Принято к публикации: 15.04.12

Представлены результаты работы по оценке времени начала ввода быстрых реакторов при сценарии развития атомной энергетики с полной заменой тепловых реакторов в зависимости от наличия складского запаса плутония и от ресурсов урана.

Ключевые слова: атомная энергетика, реактор, плутоний, уран.

EVALUATION OF INPUT START TIME OF FAST REACTORS N.N. Oshkanov1, V.V. Maltsev2

'Ural Federal University named after the first President of Russia B.N. Yeltsin 19 Mira ave., Yekaterinburg, 620002, Moscow, Russia Tel.: (343) 375-44-44, e-mail: v.i.velkin@ustu.ru 2"Concern Rosenergoatom" Ltd. 25 Ferganskaya str., Moscow, 109507, Russia Tel.: (495) 647-41-81

Referred: 25.03.12 Expertise: 05.04.12 Accepted: 15.04.12

The results of evaluation of input start time of fast reactors, the nuclear energy development scenarios with complete replacement of thermal reactors, depending on the availability of warehouse stock of plutonium and uranium resources.

Keywords: atomic energy, reactor, plutonium, uranium.

H

Николай Николаевич Ошканов

Сведения об авторе: канд. техн. наук, профессор кафедры «Атомные станции и возобновляемые источники энергии» УрФУ. Имеет юбилейную медаль "За доблестный труд" (1970), орден Дружбы народов (1986), лауреат Гос. премии РФ (1995), Заслуженный энергетик РФ (1995).

Образование: Пермский гос. университет (1967), Всесоюзный институт стандартизации и метрологии (1974), МИФИ (1984).

Область научных интересов: термодинамика ядерных энергетических установок, проблемы атомной энергетики и теплофизики, продление ресурса и повышение надежности оборудования АЭС.

Публикации: 69.

Владимир Васильевич Мальцев

Сведения об авторе: главный технолог ОАО «Концерн Росэнергоатом» (Проектный офис БН-К).

Образование: Уральский политехнический институт (УГТУ-УПИ) (1971).

Область научных интересов:

термодинамика ядерных энергетических установок, проблемы атомной энергетики и теплофизики, продление ресурса и повышение надежности оборудования АЭС.

Публикации: 35.

International Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology № 04 (108) 2012

© Scientific Technical Centre «TATA», 2012

Н.Н. Ошканов, В.В. Мальцев. Оценка времени начала ввода в эксплуатацию быстрых реакторов

В существующих реакторах на тепловых нейтронах (ТР) может использоваться только около 1% урана (включая делящиеся и воспроизводящие изотопы), а в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах (БР) - до 60% [1]. Кроме того, российские и мировые запасы природного урана ограничены и не могут обеспечить долговременное развитие атомной энергетики без применения реакторов-размножителей [2]. В связи с этим логично поставить вопрос о переходе с ТР на БР. Имеющиеся проработки не рассматривают этот вопрос конкретно, ограничиваясь либо выводом о необходимости ввода БР как можно раньше [3], либо необходимостью решения очень сложных уравнений [4].

В настоящей статье предлагается оценка времени начала ввода БР для замены ТР исходя из располагаемых ресурсов урана (природного урана и соответствующего ему складского запаса урана и плутония). Как и любые оценки, она обладает погрешностью из-за примененных упрощений. Но предлагаемая оценка наглядна и удобна для принятия решений.

Рис. 1. Сценарий замены ТР на БР после исчерпания ресурсов урана Fig. 1. The script to replace the thermal reactor on fast breeder reactor after the exhaustion of uranium resources

Если задан темп роста мощностей АЭС (т), то решение уравнения (1) относительно ^ имеет следующий вид:

-о Чг^+йш^ • ®

На рис. 2 показан график данной зависимости для атомной энергетики России. Отрицательное значение этого времени означает нереализуемость этого варианта.

t г°д

0,1 0,3 0,7 1,1

Рис. 2. Зависимость времени начала ввода быстрого реактора-размножителя взамен теплового реактора от темпа роста мощности атомной энергетики (m) и ресурсов урана (U) в сценарии замены ТР на БР Fig. 2. The dependence of start time of fast breeder reactor to replace the thermal reactor, the rate of growth of nuclear power capacity (m) and resources of uranium (U) in the script to replace the thermal reactor on fast breeder reactor

Таким образом, в результате проделанной работы получены простые и наглядные соотношения, которые позволяют достаточно быстро оценить время начала перехода на БР для различных темпов развития атомной энергетики и располагаемый резерв времени для развития альтернативной энергетики.

Рассмотрим рис. 1. На нем прямая АС - планируемый рост мощностей АЭС (V) со временем (-). Целесообразно рассматривать замену ТР на БР после исчерпания ресурсов урана, для чего необходимо прекратить сооружение ТР в такой момент времени -0, чтобы окончание их срока эксплуатации совпало с временем исчерпания ресурсов урана. Изменение мощности ТР в связи с их выбытием обозначим прямой ББ. С момента времени -0 рост мощности должен осуществляться только за счет ввода БР - прямая ВС.

Тогда можно составить следующее уравнение баланса. Электроэнергия, которая может быть выработана на АЭС с ТР до исчерпания ресурсов урана и при годовом потреблении урана V на единицу электрической мощности, определяется площадью фигуры под линией АББ

U¡V = 0,5 (w + Wo) t0 + 0,5 Wo'

(1)

Список литературы

1. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч. Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер. с англ. / под ред. В. А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 198. С. 330.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине ХХ1 века. Одобрена Правительством РФ 25.05.2000 г., протокол 17. М.: ФГУП «ЦНИИатоминформ», 2001. С. 24.

3. Технологические аспекты ядерных энергетических систем с воспроизводством топлива. Пер. с англ. / Под ред. Г. С. Бауэра, А. Макдональда. М.: Энергоатомиздат, 1988. С. 57.

4. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах / Под ред Ф.М. Митенкова. М.: Энергоатомиздат, 1985. С. 266.

где т = T -10 - ресурс последних сооруженных ТР.

Г'-": — TATA — LXJ

Международный научный журнал «Альтернативная энергетика и экология» № 04 (108) 2012 © Научно-технический центр «TATA», 2012