Предыдущая страница реферата | 1  2  3  4  5  6  7  8 | Следующая страница реферата

Важным является также вопрос о цене ядерного топлива. Если речь идет только об уране, то его стоимость определяется затратами на добычу, извлечение из руды, изотопное обогащение (если таковое необходимо).

Если топливом является плутоний, который используется для быстрых реакторов, то в общем случае следует различать два режима: замкнутый, когда плутония достаточно для обеспечения потребностей развивающейся энергетики, и конверсионный, когда его не хватает и наряду с ним используется 235U. Для случая конверсионного цикла цена плутония должна определяться из сопоставления с известной ценой 235U. В любом быстром реакторе можно использовать как плутониевое, так и урановое топливо. Поэтому при экономическом сопоставлении влияния эффекта вида топлива на капитальную составляющую стоимости электроэнергии можно исключить. Достаточно приравнять между собой лишь непосредственные затраты на топливо (топливные составляющие) в том и другом случае. По оценкам специалистов [13] цена плутония превосходит цену 235U примерно на 30%. Для плутония это обстоятельство важно, поскольку нарабатываемый плутоний как побочный продукт приносит большой доход.

В замкнутом режиме, когда плутония образуется достаточно для загрузки в существующие и вновь вводимые реакторы, необходимость в использовании 235U отпадает. Устанавливать какую-либо цену на плутоний не имеет смысла [13]. Он представляет собой полуфабрикат, который замыкается внутри данной отрасли, вырабатывающей единственный конечный продукт – электроэнергию. В случае, если его нарабатывается (образуется) больше, чем нужно для обеспечения потребностей развивающейся энергетики, его можно полностью или частично использовать для других областей его потенциального применения. В этом случае цена плутония будет определяться затратами на его извлечение из твэлов.

Таким образом:

1. Размер отчислений от капвложений в АЭС должен быть существенно ниже применяемого в настоящее время в России директивного значения.

2. Стоимость первой загрузки топлива в реактор и весь топливный цикл в целом не должна входить в капвложения.

3. Стоимость излишнего плутония в установившемся замкнутом цикле реакторов на быстрых нейтронах определяется только затратами на его извлечение из отработавших твэлов. Ценность плутония в конверсионном цикле находится из сопоставления со стоимостью 235U, используемого в тех же реакторах.

4. В режиме частичной перегрузки активной зоны при вычислении затрат на топливо вместо истинного срока службы твэлов следует использовать более короткое время. В результате уменьшится эффективный рост стоимости за счет ее задержки в производстве.

Учет результатов, изложенных в [14] должен привести к заметному снижению

расчетной стоимости вырабатываемой на АЭС энергии по сравнению с тем, что дает применяемая в настоящее время в России методика. Как следствие, для условий Беларуси конкурентоспособность ядерной энергетики может улучшиться по сравнению с обычной при условии, что стоимость продукции будет всецело зависеть и однозначно отвечать затратам на ее выработку.

2.3 Возможные варианты АЭС для условий Республики Беларусь

Заслуживающим интереса для условий Республики Беларусь, с учетом реалий сложившихся после чернобыльской аварии, можно считать применение АТЭЦ и их более развитых вариантов – АСТП.

Еще в конце 70-х годов Белорусским отделением ВНИПИ энергопрома были проведены исследования [15], позволившие определить основные предпосылки к применению АТЭЦ в республике:

значительный рост и высокая концентрация тепловых нагрузок, вызванных концентрацией промышленных предприятий и развитием жилищного строительства;

дефицит и высокая стоимость жидкого и газообразного топлива, составляющего основу топливно-энергетического баланса Беларуси;

техническая возможность размещения АТЭЦ и создания на их базе мощных теплоснабжающих систем;

необходимость улучшения экологических условий городов за счет сокращения вредного действия энергоустановок на окружающую среду.

Возможные пути размещения АТЭЦ в Беларуси (по состоянию на 1979 г.)

Таблица 3

Город	Годовая нагрузка на АТЭЦ, тыс. Гкал	Доля нагрузки АТЭЦ в общей нагрузке города по горячей воде, %
Минск	4600	27,0
Гомель	4480	94,0
Витебск	3360	91,0
Могилев	2800	58,3
Брест	1790	93,0
Прочие города (Борисов, Бобруйск, Барановичи) в сумме	5200	89,0
ИТОГО:	22250

Результаты исследований тех лет показали, что при предполагавшемся сооружении АТЭЦ в городах Минске, Гомеле и Могилеве, а также атомной конденсационной электростанции вместо соответствующей электростанции на привозных углях или местных сланцах в Беларуси доля ядерного горючего в топливно-энергетическом балансе республики могла бы составить 27%. Суммарный экономический эффект при замещении угля ядерным горючим составил бы 175 млн. рублей СССР в год в ценах 1979 г. [15] (что на сегодняшний день в долларах США составляет около 170 млн. $), или 6,2% от приведенных затрат в топливно-энергетический комплекс.

С учетом различных условий эксплуатации в зависимости от сезона была определена предельная стоимость ядерного топлива при которой целесообразно применение АТЭЦ на тонну условного топлива: 33 руб. СССР/т у.т. , что на сегодняшний день было бы равно примерно 32 $ т/ у.т. Был также сделан важный вывод о целесообразности сооружения АТЭЦ с теплофикационно-конденсационными турбинами в Минске, Гомеле, Могилеве.

В настоящее время при сохранении этой концепции более предпочтительным является сооружение в близи вышеперечисленных городов АСТП. В пользу этого можно добавить, что на станциях АСТП отсутствует выработка электроэнергии и потому давление в реакторе может быть выбрано достаточно низким, что существенно удешевит оборудование и повысит надежность и безопасность работы. Это позволит снять вопрос о необходимости значительного удаления станции от крупных городов. Активная зона реакторов АСТП рассчитана на длительность компании 6-7 лет с частичными перегрузками топлива 1 раз в 2 года. Низкие параметры теплоносителя, малая напряженность активной зоны и наличие большого количества подогретой воды в корпусе делают работу реактора в переходных процессах более спокойной, а специальная («интегральная») компоновка максимально сокращает трубопроводы больших диаметров.

Заключение

Несмотря на трагические события, связанные с чернобыльской аварией 1986 г., и получившее в связи с этим широкий размах движение против развития ядерной энергетики и строительства АЭС, результаты исследований последних лет в различных областях инженерных дисциплин и физики высоких энергий, а также заключения авторитетных международных комиссий, убедительно свидетельствуют в пользу дальнейшего развития ядерной энергетики в самых широких масштабах. Уже сегодня существуют и одобрены экспертами из ведущих ядерных стран проекты по созданию ядерных энергетических установок на качественно новом уровне безопасности для различных географических зон с отличающимися климатическими условиями.

В условиях острого дефицита органических энергоносителей в Беларуси ядерная энергетика может рассматриваться в качестве реальной альтернативы. В новых политических и экономических условиях, сложившихся в результате преобразований последних 10 лет в странах СНГ, Беларусь может и должна активно включиться в развитие отечественной ядерной энергетики, которая вполне может стать конкурентоспособной по отношению к традиционной энергетике, использующей органическое топливо. Разработанные российскими специалистами проекты создания АСТП, а также исследования, проведенные еще в 1978-79 г.г. Белорусским отделением ВНИПИ энергопрома, показали реальную техническую возможность и экономическую целесообразность создания подобных станций в близи крупных городов Беларуси с целью обеспечения тепловой энергией промышленных и жилых объектов.

Список литературы

Макаров А. А., Волкова Е. А., Браилов В. П. Долгосрочный прогноз развития ТЭК России и место ядерной энергетики в нем. Доклад на X конференции ядерного общества России “От первой в мире АЭС к атомной энергетике ХХI века». Обнинск, июнь 1999 г.

Маргулова Т. Х., Порушко Л. А. Атомные электрические станции. – Учебник для техникумов. – М.: Энергоиздат, 1982. – 264 с., ил.

Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для ВУЗов – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 280 с., ил.

Рекомендуем скачать другие рефераты по теме: греция реферат, бесплатные сообщения.





Предыдущая страница реферата | 1  2  3  4  5  6  7  8 | Следующая страница реферата