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:

N_т=3000 МВт

J=240 кВт/кг U

= 0,2 ;

С_ур =850 руб/кг

y=0.26%

x=18%

x_к=13%

КВ=1,3

Т_эф^кам=333сут

млн.руб

G_пр.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.