РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах Развитие энергетики России

Реализация модуля по автоматическому поиску решения в программе DESAE-2

Автоматический поиск минимума целевых функций реализован в виде встроенного модуля к программе DESAE-2. Проведены расчеты различных сценариев, проверяющих качество работы модуля.

Ниже рассмотрен расчет сценария развития АЭ, в котором в качестве наиболее приемлемого, принят сценарий с максимальным потреблением плутония со склада. В этом случае потребление природного урана станет минимальным.

На Рис. 1 представлены начальный вариант сценария развития АЭ и объем регенерированного плутония на складе. Как видно из рисунка суммарный объем плутония становится отрицательным после 2070 года, что говорит о несбалансированности сценария. В данном варианте, начало работы оптимизационного блока задано с 2020 года. Начальные условия для расчета определены таким образом, что ввод быстрых реакторов возможен с момента начала оптимизации, т.е. с 2020 года, шаг оптимизации выбран 20 лет.

Рис. 1 Вариант развития АЭ до начала оптимизации

В реакторе типа РБМК поддерживается нейтральный водный режим, и тритий в теплоносителе накапливается только в результате выхода из твэлов, а также активации дейтерия

(а-мощности АЭС, б-объем регенерированного плутония на складе)

На Рис. 2 показан процесс работы модуля. Как видно из рисунка на каждом шаге проводится несколько итераций прежде, чем будет достигнут оптимальный результат и можно будет перейти к следующему шагу. Как говорилось выше, поиск решения идет по объему плутония на складе, то есть основная задача - минимизировать количество плутония оставшегося на складе.

Рис. 2 Вариант развития АЭ в процессе оптимизации

(а-мощности АЭС, б-объем регенерированного плутония на складе)

На Рис. 3 представлены окончательные результаты расчета. Из рисунка видно, что структура АЭ немного изменилась. Хотя общий объем мощностей быстрых реакторов остался практически таким же, как и был, но ввод мощностей перераспределился во времени, и это позволило максимально использовать плутоний со склада.

Рис. 3 Результат работы модуля

(а – мощности АЭС до оптимизации, б – мощности АЭС после оптимизации)

В третьей главе показаны возможности программы DESAE-2, для этого рассмотрены несколько сценариев развития АЭ в России и мире. В качестве вариантов мирового развития АЭ использовались сценарии, разработанные в рамках проекта ИНПРО (МАГАТЭ). Данные по этим сценариям представлены в Таблица 2.

Таблица 2 Установленные мощности по миру

Установленные мощности, ГВт(эл.)

Год

Низкий сценарий

Средний сценарий

Высокий сценарий

2009

370

370

370

2030

500

600

700

2050

1000

1500

2000

2100

2500

5000

10000

В расчетах структуры атомной энергетики предполагается, что доступный ресурс природного урана до конца столетия составляет ~20 млн. т. Именно так оцениваются разведанные запасы урана согласно данным “Красной” книги. В более отдаленной перспективе учитывая возможность открытия новых месторождений урана, объем запасов возможно увеличится.

Средний сценарий

В зависимости от структуры мощностей и организации ТЦ программа DESAE‑2 позволяет рассчитать дополнительные величины необходимые для более полного описания варианта и дальнейшего анализа. Так в сценарии ИНПРО для “среднего сценария” предполагается наличие быстрых реакторов и соответственно замкнутого ТЦ.

Начало функционирования ЗЯТЦ: ввод в эксплуатацию перерабатывающих заводов и быстрых реакторов - в программе DESAE-2 определяется пользователем. Меняя эти данные можно проследить, как изменятся темпы ввода быстрых реакторов и востребованные объемы хранилищ ОЯТ, а также интегральное потребление природного урана. В рассматриваемом варианте принято, что переработка топлива начинается с 2025 г., начало работы замкнутого топливного цикла, а, следовательно, и быстрых реакторов-наработчиков с 2030 года. На Рис. 4 представлен график структуры мировой атомной энергетики для данного сценария.

Рис. 4 Структура атомной энергетики для среднего сценария

С помощью программы DESAE-2 данный сценарий был рассчитан в двух вариантах: с рециклом урана и без него. Возврат урана в ТЦ позволит сэкономить ~ 1 млн.т. природного урана и интегральное потребление природного урана в этом случае составит 20 млн.т.

Структура мощностей атомной энергетики к концу столетия будет представлена тепловыми реакторами (порядка 60%) и быстрыми реакторами (40%). Быстрые реакторы в этом сценарии имеют умеренные параметры воспроизводства топлива (КВ = 1.4). Тепловые реакторы малой и средней мощности составляют примерно 10% мощностей мировой атомной энергетики. Потребность в годовой добыче природного урана и работах разделения представлена на Рис. 5.

Рис. 5 Потребность в годовой добыче урана и работах разделения

Масштаб переработки облученного топлива характеризуются следующими цифрами: 30 000 т ОЯТ/год в 2050 году и 60 000 т ОЯТ/год в 2100 году.

При рассмотрении вариантов с замыканием ТЦ по плутонию, обычно учитывают баланс плутония в системе. Программа DESAE-2 представляет такую информацию в виде графика баланса делящихся изотопов плутония (Pu239, Pu241) на складах переработанного топлива. (Рис. 6)

Рис. 6 Баланс делящихся изотопов плутония на складе

Такой график позволяет оценить, насколько полно используется вторичное топливо, не возникает ли в нем дефицита, и при необходимости изменить сценарий с целью получения более сбалансированного. Так изменяя структуру мощностей в сторону увеличения доли быстрых реакторов, можно получить вариант с меньшим количеством избыточного плутония на складах. Один из возможных сценариев представлен на Рис. 7.

Рис. 7 Структура АЭ для среднего сценария (сбалансированная)

Рис. 8 Баланс делящихся изотопов плутония на складе

Основное отличие рассмотренных вариантов заключается в более интенсивном вводе быстрых реакторов во втором случае. Так в 2050 году их доля составит ~ 37 %, а не 34 % как было раньше. При этом в 2100 году структура мощностей для этих вариантов практически не отличается. Такое изменение графика ввода быстрых реакторов позволило получить более сбалансированный сценарий по делящимся изотопам плутония (Рис. 8), а также позволяет сэкономить к 2100 году ~ 600 тыс.т. природного урана.


На главную