Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Экономические преимущества пуска внутренне безопасных быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом на обогащенном уране

28.03.2023 2023 - №01 Актуальные проблемы ядерной энергетики

М.А. Орлов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.01

УДК: 621.039

Обосновываются экономические преимущества использования в стартовых загрузках внутренне безопасных быстрых реакторов (БР) с замкнутым топливным циклом обогащенного урана вместо уран-плутониевого регенерата, получаемого посредством переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов. Обоснования приводятся с учетом как предварительно проведенных базовыми предприятиями АО «ТВЭЛ» и АО «СХК» технико-экономических оценок, так и выполненных в Частном учреждении ИТЦП «Прорыв» нейтронно-физических и системно-экономических исследований. Показано, что пуск быстрого реактора на обогащенном уране вместо уран-плутониевого топлива при учете затрат на предварительную переработку ОЯТ тепловых реакторов позволяет достичь существенного экономического выигрыша на этапе сооружения и ввода АЭС в эксплуатацию. Показано, что уже при умеренно высоких значениях коэффициента дисконтирования урановый старт быстрого реактора с замкнутым топливным циклом является экономически предпочтительным в сравнении с вариантом пуска на уран-плутониевом топливе с позиций тарифа безубыточности.

Ссылки

  1. Adamov E.O., Orlov V.V., Filin A.I, Leonov V.N., Sila-Novitski A.G., Smirnov V.S., Tsikunov V.S. The Next Generation of Fast Reactors. // Nuclear Engineering and Design. – 1997. – Vol. 173. – Iss. 1-3. – PP. 143-150. DOI: https://doi.org/10.1016/S0029-5493(97)00098-8 .
  2. Alemberti A., Tucek K., Takahashi M., Obara T., Kondo M., Moiseev A., Tocheny L., Smith C., Hwang I.S.,, Wu Y., Jin M. Lead-cooled Fast Reactor (LFR) System Safety Assessment. / Gen IV International Forum. 3 June 2020. Электронный ресурс: https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2020-06/gif_lfr_ssa_june_2020_2020-06-09_17-26-41_202.pdf (дата доступа 15.12.2022).
  3. Alemberti A., Mansani L., Frogheri M., Turcu I., Constantin M. The ALFRED Project. // Conference Paper. – Nov. 2013. Электронный ресурс: https://www.researchgate.net/publication/264422929_The_ALFRED_Project (дата доступа 15.12.2022).
  4. Tarantino M. ALFRED Overview and Safety Features. / IXth Joint IAEA-GIF Technical Meeting/Workshop on the Safety of Liquid Metal Cooled Fast Reactors, 2021. Электронный ресурс: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/041/52041029.pdf (дата доступа 15.12.2022).
  5. Дорохова И. MYRRHA ускоряется. // Атомный эксперт – 2020. – № 1-2. Электронный ресурс: https://atomicexpert.com/myrrha_uskoryaetsya (дата доступа 15.12.2022).
  6. Abderrahim H., Baeten P., Didier J. De Bruyn, Heyse J. MYRRHA, a Multipurpose Hybrid Research Reactor for High-end Applications. // Nuclear Physics News. – Feb. 2010. – PP. 137-146. Электронный ресурс: https://www.researchgate.net/publication/44812130_MYRRHA_a_Multipurpose_hYbrid_Research_Reactor_for_Hig-end_Applications (дата доступа 15.12.2022).
  7. Shin Y.H., Park S., Kim B.S., Choi S. and Hwang I.S. Small Modular Reactor Development Plan in Korea. // AIP Conference Proceedings. – 2015. – 1659. – 020002. DOI: http://dx.doi.org/10.1063/1.4916841 .
  8. Pengcheng Zh., Chen Zh., Zhou T., Chen H. CFD Analysis of Thermal Stratification of China Lead Alloy Cooled Research Reactor (CLEAR-I). / Proceedings of the 2013 XXI-st International Conference on Nuclear Engineering ICONE21. July 29 – August 2, 2013, Chengdu, China. Электронный ресурс: https://www.researchgate.net/publication/262647071_CFD_Analysis_of_Thermal_Stratification_of_China_Lead_Alloy_Cooled_Research_Reactor_CLEAR-I (дата доступа 15.12.2022).
  9. Варшавский Л.Е. Исследование динамики показателей эксплуатации АЭС (на примере атомной энергетики США). // Прикладная эконометрика. – 2013. – № 30 (2). – С. 115-137.
  10. Orlov M.A. Complex discussion of inherent safety fast reactors start-up with enriched uranium concept (strategical, economical aspects, problems of neutron physics etc.). R&D program proposal // Proc. of the Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, June 26-29, 2017, Yekaterinburg. STI/PUB/1836, 260 p.; 2018; ISBN: 978-92-0-108618-1. P. 238. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/books/iaeabooks/13414/Fast-Reactors-and-Related-Fuel-Cycles-Next-Generation-Nuclear-Systems-for-Sustainable-Development-FR17 (дата доступа 15.12.2022).
  11. Орлов М.А. Нейтронно-физический анализ способов оптимизации переходного режима к уран-плутониевому топливу равновесного состава при пуске быстрого реактора естественной безопасности на обогащенном уране. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2018. – Вып. 1. – С. 169-178.
  12. Орлов М.А. Пуск на обогащенном уране как фактор повышения инвестиционной привлекательности быстрых реакторов естественной безопасности. / Сб. докладов V Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики (МНТК НИКИЭТ – 2018)», 2-5 октября 2018 г. – М.: НИКИ-ЭТ, 2018. – С. 352-361.
  13. Podvig P., Editor, with contributions by Arkhangelskiy N., Diakov A., Khlopkov A., Konukhov D., Kovchegin D., Miasnikov E. The Use of Highly-Enriched Uranium as Fuel in Russia. International Panel on Fissile Materials, Research Report No. 16. 2017. Электронный ресурс: http://fissilematerials.org/blog/2017/09/the_use_of_highly-enriche.html (дата доступа 15.12.2022).
  14. Решетников Ф.Г., Котельников Р.Б., Рогозкин Б.Д. и др. Исследование методов изготовления сердечников из монокарбида, мононитрида, карбонитрида урана для твэлов реакторов на быстрых нейтронах. / Proc. of the Symposium on Fuel and Fuel Elements for Fast Reactors Held by the International Atomic Energy Agency in Brussels, 2-6 July 1973, pp. 25-46.
  15. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Прошкин А.А. Мононитридное топливо для быстрых реакторов. // Атомная энергия. – 2003. – Т. 95. – Вып. 3. – С. 208-221.
  16. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е. и др.. Результаты испытаний смешанного мононитридного топлива U0,55Pu0,45N и U0,4Pu0,6N в реакторе БОР-60 до выгорания 12% тяж. ат. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 110. – Вып. 6. – С. 332-345.
  17. Волков И.А., Симоненко В.А., Макеева И.Р. и др. Использование обогащенного урана в быстром реакторе со свинцовым теплоносителем. // Атомная энергия. – 2016. – Т. 121. – Вып. 1. – С. 20-25.
  18. Adamov E.O., Ashurko Yu.M., Egorov A.V. et al. Minimization of reactivity margin in equilibrium cores of liquid metal cooled fast reactors. / Proc. of the Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, June 26-29, 2017, Yekaterinburg. STI/PUB/1836, 260 pp.; 2018; ISBN: 978-92-0-108618-1. P. 149. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/books/iaeabooks/13414/Fast-Reactors-and-Related-Fuel-Cycles-Next-Generation-Nuclear-Systems-for-Sustainable-Development-FR17 (дата доступа 15.12.2022).
  19. Орлов В.В., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Уманский А.А. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Патент РФ № 2501100. Опубликован: 10.12.2013.
  20. Lizunov A.V., Solodov A.A. Method of obtaining 15N nitrogen isotope. / Institute of Safety Problems of Nuclear Power Development of the Russian Academy of Sciences Preprint. No. IBRAE-2015-04. – M.: IBRAE RAS, 2015. – 35 p.
  21. Электронный ресурс: https://www.uxc.com/p/prices/UxCPrices.aspx (дата доступа 15.12.2022).
  22. The Future of Nuclear Power. An Interdisciplinary MIT Study. – Massachusetts Institute of Technology, 2003. ISBN 0-615-12420-8. Электронный ресурс: https://web.mit.edu/nuclearpower/pdf/nuclearpower-full.pdf (дата доступа 15.12.2022).
  23. The Future of the Nuclear Fuel Cycle. An interdisciplinary MIT study. – Massachusetts Institute of Technology, 2011. ISBN 978-0-9828008-1-2. Электронный ресурс: https://web.mit.edu/jparsons/www/publications/MIT%20Future_of_Nuclear_Fuel_Cycle.pdf (дата доступа 15.12.2022).

внутренне безопасный быстрый реактор пуск на обогащенном уране приведенная стоимость электроэнергии экономика

Ссылка для цитирования статьи: Орлов М.А. Экономические преимущества пуска внутренне безопасных быстрых реакторов с замкнутым топливным циклом на обогащенном уране. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 1. – С. 5-18. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.01 .