Решение
а) Начальная загрузка реактора: ;
Ежегодная потребность в топливе: ;
За срок службы (50 лет) потребуется урана с обогащением 4,4%:
;
При этом расход природного урана будет:
Коэффициент возвращения топлива в цикл:
(в данном случаи мы пренебрегаем технологическими потерями при переработке топлива и положим для реактора ВВЭР-1000, z-концентрация плутония в отработанном топливе).
С учетом возвращения топлива в цикл, потребность в ресурсах U3O8 снизится до величины:
Стоимость необходимых ресурсов урана:
Стоимость необходимых ресурсов урана с учетом возвращения урана в цикл:
Следовательно, экономия составит: С1-С2=1965,5 млн. руб.;
б) Начальная загрузка реактора: ;
Ежегодная потребность в топливе: ;
За срок службы (30 лет) потребуется урана с обогащением 18%:
;
При этом расход природного урана будет:
(19621,9 U3O8);
Для определения КВЦ необходимо найти концентрация 5U в отработанном топливе. Рассмотрим баланс делящихся изотопов: α=84 кг/т; α’= α(1+ / )=101 кг/т;
Воспроизводство Pu:
Зная КН, можно найти, сколько 9Pu осталось в отработанном топливе: z=КН×α=34 кг/т;
В реакторе сгорает: 84-34=50 кг/т 9Pu.
Из общего расхода делящихся изотопов в реакторе 101 кг/т на долю 5U приходится 101-50-51 кг/т.
Концентрация 5U в отработавшем топливе составит: х-51=180-51=129 кг/т;
Коэффициент возвращения топлива в цикл:
С учетом возвращения топлива в цикл, потребность в ресурсах снизится до величины:
Стоимость необходимых ресурсов урана:
Стоимость необходимых ресурсов урана с учетом возвращения урана в цикл:
Следовательно, экономия составит: С1-С2=9271,3 млн. руб.;
Ответ: а) стоимость необходимых ресурсов урана-
экономия -1965,5 млн. руб.;
б) стоимость необходимых ресурсов урана -
экономия - 9271,3 млн. руб.;
Задача 5.4
Реактор на быстрых нейтронах мощностью 3000 МВт (т) с кампанией 333 эффективных суток и средней энергонапряженностью 240 кВт/кг (U) запускается на уране с обогащением 18%. Перегрузки топлива ежегодные одноразовые КВ = 1,3, = 0,2, концентрация 235U в выгружаемом топливе 13%, в отвале 0,26%. Определить потребность этого реактора в природном уране и его стоимость при цене 850 руб./кг до наработки плутония в достаточном количестве для формирования уран-плутониевой загрузки и перехода на самообеспечение (пренебречь разницей эффективности 235U и 239Pu).
Д ано: Решение:
Nт=3000 МВт
J=240 кВт/кг U
= 0,2 ;
Сур =850 руб/кг
y=0.26%
x=18%
xк=13%
КВ=1,3
Тэфкам=333сут
млн.руб
Gпр.ур-? C-?
Ответ: ; млн.руб
Задача 5.5
Реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 3000 МВт проектируется в расчете на уран-плутониевое топливо с содержанием плутония 20%, кампанией 450 эффективных суток (при трех частичных перегрузках за кампанию, выгорание 90000 МВт сут./т, КВ = 1,4). Предполагается, что в этом реакторе будет использоваться плутоний, полученный после переработки отработанного топлива ВВЭР-1000 (к.п.д. 0,33, к.и.м. 0,8, В = 40000 МВт сут./т, КН = 0,18):
а) оценить необходимые мощности и объемы энерговыработки ВВЭР для обеспечения плутонием запуска одного проектируемого быстрого реактора в год (время внешнего цикла 2 года);
б) исходя из результатов решения пункта а) данной задачи (для запуска одного проектируемого быстрого реактора необходимо использовать 8 т плутония, нарабатываемого за год 48-ю блоками ВВЭР – 1000), оценить соответствующий расход природного урана и его стоимость при цене 1000 руб./кг.