Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel
We present the results of determination of the efficiency of electric energy generation by nuclear power plants with WWER-1000 reactors according to the methodology of full energy expenditures. The methodology for determining the efficiency of technologies was published earlier. In part 1 of the art...
Gespeichert in:
| Datum: | 2018 |
|---|---|
| 1. Verfasser: | |
| Format: | Artikel |
| Sprache: | Ukrainisch |
| Veröffentlicht: |
General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine
2018
|
| Schlagworte: | |
| Online Zugang: | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/679 |
| Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
| Назва журналу: | System Research in Energy |
| Завантажити файл: |  |
Institution
System Research in Energy| _version_ | 1871104195549986816 |
|---|---|
| author | Bilodid V.D. |
| author_facet | Bilodid V.D. |
| author_institution_txt_mv | [
{
"author": "Bilodid V.D.",
"institution": null
}
] |
| author_sort | Bilodid V.D. |
| baseUrl_str | https://systemre.org/index.php/journal/oai |
| collection | OJS |
| datestamp_date | 2026-07-18T12:57:44Z |
| description | We present the results of determination of the efficiency of electric energy generation by nuclear power plants with WWER-1000 reactors according to the methodology of full energy expenditures. The methodology for determining the efficiency of technologies was published earlier. In part 1 of the article, which was published in the 2nd issue of "The Problems of General Energy" for 2018, we give the results of calculations of the full energy costs for the construction of nuclear power plants. Part 2 presents the results of calculations of energy expenditure for obtaining nuclear fuel, which is necessary for the operation of NPP during its lifetime. It is shown that the full energy costs of nuclear fuel for an NPP unit with WWER-1000 reactors during 40 years of operation under the option of invariance of policy of the NBU of Ukraine regarding exchange rates are set at 18.6 PJ; the same costs at the rate of hryvnia in terms of the parity of purchasing power of US dollar are determined in the amount of 5.0 PJ.Part 3 envisions the coverage of questions on energy costs for NPP operation, costs for its decommissioning, and determination of the final efficiency of power generation at NPPs. Part 3 will be published in the following issues of collection. |
| doi_str_mv | 10.15407/pge2018.03.036 |
| first_indexed | 2026-03-24T02:02:37Z |
| format | Article |
| fulltext |
36
В.Д. БІЛОДІД
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
В першій частині статті, опублікованій у збір-
нику «Проблеми загальної енергетики» [1] на-
ведено інформацію щодо загальних положень
оцінки ефективності вироблення електроенергії
за методологією повних енергетичних витрат, що
остаточно викладена у роботі [2], загальна харак-
теристика АЕС, щодо якої ведуться розрахунки,
наведені результати розрахунків повних енерге-
тичних витрат на будівництво АЕС з реакторами
ВВЕР-1000.
Метою статті в цілому є висвітлення резуль-
татів обчислень стосовно ефективності виро-
блення електроенергії на АЕС задля правильної
оцінки її реальної енергетичної ефективності.
У частині 2 цієї статті висвітлюються результа-
ти оцінок щодо повних енергетичних витрат на
ядерне паливо (ЯП) для АЕС з усіма його ста-
діями (видобуток уранової руди, її переробка та
збагачення, виробництво тепловиділяючих еле-
ментів (ТВЕЛ-ів), використання палива на АЕС,
збереження (витримка) відпрацьованого ядерно-
го палива (ВЯП) на АЕС.
Витрати енергії на ядерне паливо
В ядерній енергетиці ЯП, завантажене в ядер-
ний реактор (ЯР) знаходиться там протягом кіль-
кох років. З причин, які обумовлені фізикою ЯР
(необхідність мати в ЯР масу урану, що перевищує
критичну з необхідним запасом реактивності, під
час вигорання ЯП відбувається отруєння маси ЯП
хімічними елементами, які утворюються в резуль-
таті ядерних реакцій) в ЯР на теплових нейтронах
вигорає лише незначна частина ЯП (5–30%) [3].
Ядерно-паливний цикл (ЯПЦ) АЕС, за даними
[4], можна розділити на три стадії:
початкову стадію, що охоплює операції від
видобутку уранової руди до поставки виготовле-
них ТВЕЛ-ів та їх транспортування на майдан-
чик АЕС;
стадію використання палива в ЯР АЕС, де
енергія ділення використовується для виробни-
цтва теплової енергії, і тимчасового зберігання
ВЯП на майданчику АЕС;
завершальну стадію, яка починається з від-
правлення ВЯП у сховище, яке є окремою спору-
дою, або на завод з переробки ВЯП і закінчується
остаточним видаленням засклених високоактив-
СИСТЕМНИЙ АНАЛІЗ ЕНЕРГОЗБЕРІГАЮЧИХ ТЕХНОЛОГІЙ
ТА ОПТИМІЗАЦІЯ ЕНЕРГОЄМНИХ ВИРОБНИЦТВ
ISSN 2522-4344 (Online), ISSN 1562-8965 (Print). The problems of general energy, 2018, 3(54): 36–41
doi: https://doi.org/10.15407/pge2018.03.036
УДК 620.92 В.Д. БІЛОДІД, канд. техн. наук, ст. наук. співр.
Інститут загальної енергетики НАН України, вул. Антоновича, 172,
м. Київ, 03150, Україна
ВИЗНАЧЕННЯ ЕФЕКТИВНОСТІ ВИРОБЛЕННЯ ЕЛЕКТРИЧНОЇ ЕНЕРГІЇ АТОМНИМИ
ЕЛЕКТРОСТАНЦІЯМИ ЗА МЕТОДОЛОГІЄЮ ПОВНИХ ЕНЕРГЕТИЧНИХ ВИТРАТ
ЧАСТИНА 2. ВИТРАТИ ЕНЕРГІЇ НА ЯДЕРНЕ ПАЛИВО
Приведені результати дослідження з визначення ефективності вироблення елек-
тричної енергії атомними електростанціями з реакторами ВВЕР-1000 за методо-
логією повних енергетичних витрат. Визначення ефективності технологій за цією
методологією опублікована раніше. У частині 1 статті були визначені повні енерге-
тичні витрати на будівництво АЕС [1]. У частині 2 наводяться результати розрахун-
ків щодо витрат енергії на отримання ядерного палива. У частині 3 передбачено
висвітлення питань щодо витрат енергії на експлуатацію АЕС впродовж 40 років,
витрати на її ліквідацію, на переробку відпрацьованого ядерного палива та визна-
чення остаточної ефективності вироблення електроенергії на АЕС.
К л ю ч о в і с л о в а : атомна електростанція, повні енергетичні витрати, ефектив-
ність вироблення електроенергії, енергетичні витрати на ядерне паливо.
© В.Д. БІЛОДІД, 2018
37
Визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями за методологією
повних енергетичних витрат. Частина 2. Витрати енергії на ядерне паливо
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
них відходів після переробки ВЯП), або безпосе-
редньо капсульне захоронення ВЯП.
У звіті [4] аналізуються витрати на реаліза-
цію двох варіантів ЯПЦ з реакторами PWR –
pressurized water reactor (корпусний водо-водяний
енергетичний реактор). При цьому передбачаєть-
ся, що витрати для реакторів з киплячою водою
(BWR – boiling water reactor (ядерний реактор
киплячого типу)) такої ж потужності з порівнян-
ними часовими рамками пуску в експлуатацію і
терміну служби аналогічні показникам ЯПЦ для
реакторів PWR.
Варіант ЯПЦ, в якому ВЯП піддається пере-
робці з метою відділення плутонію і залишкового
урану від відходів, отриманих у процесі розді-
лення, називають варіантом ЯПЦ з переробкою.
За цим варіантом на переробному заводі з однієї
тони збагаченого урану у ядерному паливі, що за-
вантажується в ЯР, вилучається 11 кг плутонію
та 0,9 т регенерованого урану, який є сировиною
для виготовлення свіжого ЯП. Високоактивні від-
ходи, які підлягають захороненню у цьому ЯПЦ
складають величину ~0,47 м3 на 1 тU, який заван-
тажується в ЯР. Отже у цьому ЯПЦ для виготов-
лення 1 т ЯП необхідно додати свіжого ізотопно
збагаченого уранового концентрату у кількості
лише 0,1 тU. Це значить, що в процесах первин-
ного видобутку уранової руди, її переробки та
збагачення масштаби цієї промисловості змен-
шаться у 10 разів. Разом з тим, наявність у про-
дуктах переробного заводу компонентів, які мо-
жуть використані для виготовлення ядерної зброї
унеможливлюють у найближчі періоди будівни-
цтво такого заводу в Україні.
Другий варіант ЯПЦ, наведений в [4], зазвичай
званий прямим похованням, передбачає захоро-
нення ВЯП після, як правило, тривалого періоду
зберігання та відповідної обробки. І хоча цей ва-
ріант є найбільш невигідним економічно, оскіль-
ки передбачає великі обсяги видобутку уранових
руд, їх переробку та збагачення отриманого кон-
центрату, а також велику кількість відходів, що
підлягають похованню (1,5 м3 на 1 тU, який заван-
тажується в ЯР), для подальшого аналізу та роз-
рахунків приймаємо саме його.
Витрати енергії у процесах ЯПЦ, пов’язані з
операціями до завантаження ЯП у ЯР АЕС, буде-
мо відносити до ЯП, а затрати енергії після пере-
дачі ВЯП на зберігання до інших підприємств, пе-
реробку на відповідних заводах чи поховання для
вічного зберігання – до затрат на ліквідацію АЕС.
Видобуток і збагачення уранової руди
Уран широко поширений в земній корі і оке-
анах, проте економічно вигідним його видобуток
є можливим лише в тих місцях, де в результаті
геологічних процесів зросла його локальна кон-
центрація. В минулому у всіх економічно придат-
них уранових рудах звичайно містилося менше
0,5% урану, а в деяких випадках видобувалася
руда, концентрація урану в якій падала до 0,04%.
З іншого боку, в деяких родовищах концентрація
урану в руді становить кілька відсотків, а недав-
но відкриті нові родовища, як правило, містять
уранову руду ще з більш високою концентрацією.
Кількість, якість і географічний розподіл урано-
вих ресурсів докладно обговорюються в регуляр-
них публікаціях ОЕСР/АЯЕ і МАГАТЕ, зокрема в
останній за 2016 р. [5].
Уранова руда добувається або традиційним
відкритим способом, або шахтними методами;
потім на заводах з переробки руди (збагачуваль-
них фабриках) з використанням хімічних мето-
дів, вибір яких залежить від конкретної форми
мінералу, з якого вилучається уран в процесах
роздроблення руди. Такі методи зазвичай дозво-
ляють вилучати до 85–90% урану, що міститься
в руді. Радіоактивність виділеного урану дуже
низька. Радіоактивні дочірні продукти залиша-
ються в хвостах переробки, потім їх стабілізують
і повертають назад в рудник або хоронять яки-
мось способом.
У деяких випадках через рудні тіла можна про-
пускати хімічні розчини і таким чином безпосе-
редньо розчиняти уран. Даний процес називають
видобутком підземним, або вилуговуванням. Крім
того, в якості побічного продукту уран можна
отримувати в процесах отримання деяких мета-
лів, наприклад міді чи золота, а також в якості
побічного продукту при виробництві фосфорної
кислоти з фосфоритів. Останнім часом масштаби
застосування методу підземного вилуговування
зростають.
За даними [4] для отримання 1 т збагаченого
урану, який у вигляді ЯП завантажується у ЯР
уранові рудники мають видобути 1800 м3 (3600 т)
руди.
Видобуту мінеральну сировину піддають зба-
гаченню на гідрометалургійних заводах (ГМЗ).
Після переробки уранової руди на ГМЗ вихо-
дить урановий концентрат у формі закису-окису
природного урану (U3O8). Урановий концентрат
(U3O8), одержуваний на заводах з переробки ура-
нової руди, відомий під назвою жовтий кек і за-
звичай містить 60–85% (ваг.) урану. Залежно від
якості уранового концентрату, його іноді піддають
додатковому очищенню перед відправкою в мета-
левих контейнерах на конверсійний завод.
На конверсійний завод надходить урановий
концентрат (U3O8) у кількості 0,9 м3 (7,3 т), якого
вистачить в подальшому на виготовлення 1 т зба-
гаченого урану, що міститься в в тепловиділяючих
елементах (ТВЕЛ-ах) ЯП [4] Цей концентрат на
конверсійному заводі перетворюється в гексаф-
торид урану (UF6), який є найбільш придатною
38
В.Д. БІЛОДІД
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
формою для подальшого ізотопного збагачення.
UF6 сублімується (переходить з твердого стану в
газоподібний, минаючи рідку фазу) при темпера-
турі 53 °C.
Збагачення урану – виробничий процес, у ході
якого в урані підвищується концентрація поділь-
ного ізотопу 235U. Природний уран містить два
види ізотопів – 238U, концентрація якого в при-
родному урані становить понад 99%, і 235U з кон-
центрацією близько 0,711%. Більшість сучасних
енергетичних реакторів працює на урановому па-
ливі, в якому концентрація ізотопу 235U становить
від 3 до 5%.
У процесі збагачення концентрація 235U дово-
диться до рівня, потрібного для певного типу ре-
акторів. Збагачення урану здійснюється шляхом
розділення ізотопів 235U та 238U. В результаті на
виготовлення ЯП надходить збагачений та очище-
ний уран у кількості 0,4 м3 (1 тU) [4].
На даний час у світі експлуатуються в промис-
ловому масштабі дві технології розділення ізо-
топів урану: газодифузійна та газоцентрифужна.
Газоцентрифужний метод – розділення ізотопів
урану за допомогою газових центрифуг – най-
більш поширена технологія, що забезпечує значні
технічні та економічні переваги, порівняно з енер-
говитратною газодифузною. Згідно з прогнозами
Всесвітньої ядерної асоціації (ВЯА), газоцентри-
фужна технологія в майбутньому буде домінувати.
Виробництво ядерного палива
Збагачений по ізотопу 235U гексафторид урану
(UF6) надходить на завод з виробництва ЯП для
виготовлення порошку діоксину урану (UO2), з
якого, в свою чергу, виготовляються паливні та-
блетки для начинки ТВЕЛ-ів. ТВЕЛ-и формують
тепловиділяючі збірки (ТВЗ) або касети.
ТВЗ є складовою частиною активної зони ЯР
і призначені для генерування теплової енергії.
Конструкція ТВЗ відрізняється для різних типів
ЯР, але в загальному вигляді ТВЗ складається
з несучої структури (каркасу), з однієї сторони
якої розташована головка, з іншого – хвостовик, і
включає в себе ТВЕЛ-и, зібрані в пучки. ТВЕЛ-и
розташовуються в пучках з рівномірним кроком,
який забезпечується дистанціонуючими решітка-
ми. ТВЕЛ являє собою герметичну тонкостінну
трубу з цирконієвого сплаву з привареними на
кінцях заглушками, споряджену циліндричними
спеченими паливними пігулками із збагаченого
діоксину урану.
Згідно з даними [4] з 1 т ЯП на АЕС буде виро-
блено 350 млн кВт×год електроенергії. АЕС з ЯР
типу ВВЕР-1000 потужністю 1 млн кВт щорічно
вироблятиме в середньому 7 млрд кВт×год елек-
троенергії. Отже, для її роботи необхідно щорічно
завантажувати у ЯР 20 т ЯП. Ця цифра підтвер-
джується і іншими літературними джерелами.
В той же час з ЯР буде щорічно вивантажу-
ватися ВЯП в тій же кількості (20 т). Виванта-
жене ВЯП протягом кількох років (час необхід-
ний для розпаду короткоживучих радіонуклідів)
знаходиться на АЕС в басейні витримки. Насам-
кінець, при замкненому ЯПЦ, тривалий час (до
кількох років) займає процес регенерації ВЯП
і виготовлення свіжого ЯП на відповідних під-
приємствах ЯПЦ.
Питання питомої енергоємності процесів ви-
добутку і первинної переробки уранових руд
включаючи переробку на збагачувальних фабри-
ках та транспортування отриманої продукції роз-
глянуто в [6]. За даними цього джерела питома
енергоємність отримання окисиду урану стано-
вить в середньому 270 МВт∙год/т (прямі затрати
електроенергії).
Слід зауважити, що за одностайними висно-
вками іноземних і вітчизняних фахівців питома
енергоємність отримання концентрату руди для
ЯП зростатиме через зниження концентрації ко-
рисних компонентів у рудах, збільшенням глиби-
ни відкритих і шахтних гірничих робіт. Для вра-
хування цього фактору введемо коефіцієнт 1,15,
і тоді пряма енергоємність первинної переробки
(енергоємність отримання окису урану) зросте до
310 МВт∙год.
Щодо непрямих витрат енергії при отриманні
ядерних матеріалів ніяких даних немає. Непрямі
витрати пов’язані з експлуатацією гірничо-видо-
бувних комбінатів, збагачувальних фабрик, ГКЗ і
включають: витрати на амортизацію споруд і об-
ладнання, ремонтні роботи, витрати реагентів та
матеріалів, заробітна плата, податки, прибутки та
інші витрати. Їх розміри будемо оцінювати за вар-
тістю ЯП на окремих стадіях його виробництва.
У роботі [7] наведено дані щодо вартості ЯП на
різних етапах його вироблення. Ці дані за станом
2017 р. відображено у табл. 1.
Разом з тим, виходячи з прогнозних даних
щодо будівництва нових енергоблоків (див. час-
тину 1 статті [1]), яке відбуватиметься в період
2025–2035 рр. (більш ранні терміни дуже мало-
ймовірні), то початок експлуатації енергоблоків
слід очікувати не раніше 2030 р. Спробуємо зро-
бити оцінки на зміну вартості ЯП на цю дату.
Для цього розглянемо питання про його зміну
за певний період. У табл. 1 наведені дані щодо
вартості ЯП у 2012 та 2017 рр. за даними [7] і [8].
При порівнянні даних щодо ціни для двох ро-
ків, наведених у табл. 1, можна зробити висновок
про суттєве зниження вартості ЯП (практично
вдвічі за 5 років – 2012–2017 рр.) та про значні
зміни у його вартості на окремих стадіях виробни-
цтва. Ці зміни можна пояснити запровадженням
більш ефективних технологій на виробництвах та
зменшенням попиту на ЯП.
39
Визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями за методологією
повних енергетичних витрат. Частина 2. Витрати енергії на ядерне паливо
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
Чи буде зменшуватися ця вартість у майбутні
періоди спрогнозувати важко. Але є певна вірогід-
ність, що ціни у період 2030–2070 рр. все-таки бу-
дуть зростати. Тому у розрахунках цієї статті при-
йнята гіпотеза про зростання цін на ЯП у період
2030–2070 рр. на 2% щорічно.
Початкові ціни у 2030 р. приймаємо за даними
табл. 1 за станом 2017 р. При цьому внесемо певну
корекцію у вартість природного урану (перший ря-
док табл. 1) стосовно вартості уранового концен-
трату, оскільки його ціна для українських вироб-
ництв у 2017 р. за даними [9] була на рівні 105 $/кг,
тобто вищою за світову (68 $/кг). У зв’язку з цим
виникає запитання: Чи не вигідніше купувати
концентрат на світовому ринку? Відповідь на це
питання залежатиме від того, яким чином отри-
мано значення 105 $/кг. Якщо за курсом долара,
встановленим Національним банком України
(НБУ) – NBUk =27 ₴/$ на час написання статті [9],
то вартість концентрату складала 2835 ₴/кг. Така
ціна підтверджується інформацією [10], у якій
сказано (мовою оригіналу) «Выручка ВостГОКа
по итогам 2015 года возросла в 2,1 раза – до 2,84
млрд грн». При цьому в цій же інформації сказа-
но, що обсяги продукції склали величину в 1 тис.
т. Т.ч., ціна цієї продукції 2840 ₴.
У частині 1 цієї статті [1] було показано, що
розрахунки доцільно вести за курсом, який ви-
значається паритетом купівельної спроможності
долара США (ПКС) – PKSk , значення якого за
станом 2015 р. становило 4,8 ₴/$ (при прирості
4% на рік, порівняно з 2014 р. (див. таблицю стат-
ті [1])). Отже, ціна концентрату складе у 2015 р.
за курсом ПКС 592 $, що абсолютно нереально.
Приймаючи значення ціни концентрату 105 $/кг,
реальна його ціна в гривнях має бути на ріні
546 ₴/кг (при значенні PKSk =5,2 ₴/$ у 2018 році).
У цьому випадку змінюється загальна почат-
кова ціна ЯП та відносний розподіл вартості за
стадіями виробництва, що відображено у табл. 2.
В цій же таблиці наведена середня прогнозна вар-
тість ЯП у період 2030–2070 рр. та середні ціни за
стадіями виробництва.
З даних табл. 1 та 2 випливає, що для вироблення
в Україні 90 млрд кВт×год електроенергії на АЕС
потрібно ~ 2300 т уранового концентрату U3O8
на рік. За даними [9] в Україні за станом 2017 р.
вироблялося близько 1000 т уранового концен-
трату, що становить 43,5% потреби. Десять років
тому було прийнято програму «Ядерне паливо
України» з планами наростити видобуток урано-
вого концентрату до 1880 т на рік, будівництва за-
воду з виробництва ЯП плюс випуску 270 т на рік
цирконієвого прокату.
Разом з тим, в розрахунках цієї статті прийня-
то, що видобуток уранової руди та її первинна пе-
Таблиця 1 – Структура вартості на 1 кг U у вигляді UO2 ядерного палива
за даними [7] та [8]
Процес Необхідна
кількість
2012 р. за даними [8] 1) 2017 р. за даними [7] 2)
Ціна, $ Вартість, $ Частка, % Ціна, $ Вартість, $ Частка, %
Природний уран 8,9 кг U3O8 146 1300 46,9 68 605 43
Конверсія 7,5 кгU в UF6 13 98 3,5 14 105 8
Збагачення 7,3 EPP 155 1132 40,9 52 380 27
Виробництво ЯП за кг 240 240 8,7 300 300 22
Всього 2770 100 1390 100
1) Ціни приблизні станом на березень 2012 р.
2) Ціни приблизні станом на березень 2017 р.
Примітка. При вигорянні 45 ГВт/т виробляється 360 тис. кВт×год електроенергії, а тому паливна складова електроенергії
складала у 2012 р. 0,78 ¢/( кВт×год), а у 2017 – 0,39 ¢/(кВт×год).
Таблиця 2 – Структура середньої вартості на 1 кг U у вигляді UO2 ядерного палива
на прогнозований період 2030–2070 рр.
Процес Необхідна кількість х
ціну*)
Вартість, $ Частка, %2030 р. 2070 р. Середня
Природний уран 8,9 кг U3O8 x 105 $ 935 2065 1500 54,4
Конверсія 7,5 кгU в UF6 x $14 105 232 169 6,1
Збагачення 7,3 EPP x $52 380 839 610 22,1
Виробництво ЯП за кг 300 663 482 17,4
Всього 1720 3799 2761 100
*) Середні початкові прогнозні ціни за станом на 2030 р.
40
В.Д. БІЛОДІД
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
реробка відбуватиметься в Україні на українських
підприємствах на 100%.
Перероблення уранових руд з вмістом природ-
ного урану до 0,15% і отримання уранового кон-
центрату (U3O8) здійснюють на гідрометалургій-
ному заводі у м. Жовті Води (Дніпропетровська
обл.). Основною продукцією заводу є концентрат
природного урану чистотою 99,85% (94% UO2 +
6% UO3), що становить до 76% від загального об-
сягу продукції. Крім того, Україна має унікальні
родовища цирконію (Малишевське родовище ти-
тано-цирконієвої руди). Цирконій є унікальним
матеріалом для атомної енергетики і його ви-
користовують для виготовлення ТВЕЛ-ів і ТВЗ.
ДП «Вільногірський державний гірничо-металур-
гійний комбінат» є сьогодні фактично монополь-
ним постачальником цирконієвої сировини на сві-
тові ринки [11].
Процеси конверсії, збагачення та виробництва
ЯП потребують відповідних підприємств, які на
сьогодні в Україні відсутні. За даними [12], за ста-
ном 2017 р. 100% ЯП українські АЕС отримують
по імпорту (приблизно по 50% від російського
холдингу ПО “ТВЭЛ” та американської компанії
Westinghouse).
Вимоги диверсифікації джерел постачання
передбачають отримання енергоресурсу з одного
джерела обсягом не більше третини потреби. І,
оскільки, як це було показано в частині 1 цієї стат-
ті [1], енергетичні витрати на імпортні складові
значно більші, ніж власного вироблення, особли-
во за варіантом незмінності політики НБУ щодо
курсу валют, в розрахунках приймаємо гіпотезу
про те, що 33% ЯП за межами 2030 р. будуть укра-
їнського походження, а 66% – імпорт як мінімум
з двох різних джерел по 33%. При цьому проце-
си конверсії та збагачення уранового концентра-
ту відбуватимуться на іноземних підприємствах,
тобто ця продукція буде надходити в Україні по
імпорту повністю, оскільки поява таких вироб-
ництв в Україні малоймовірна.
За даними закордонних джерел [13], лише зба-
гачення газових сполук урану на сучасних газо-
вих центрифугах (найбільш розповсюджений за-
сіб збагачення) від концентрацій, які досягнуто в
процесі первинної переробки уранової руди (0,7%
235U) до концентрацій необхідних для створення
ТВЕЛ-ів із концентрацією в 3–4% 235U, які необ-
хідні для роботи АЕС з енергоблоками ВВЕР-
1000 прямі витрати електроенергії становлять
62 МВт∙год/т (0,28 ГДж/кг).
Енергоємність імпортних складових ядерно-
го палива
Виходячи з вищенаведеного, вартість імпорт-
них компонентів ЯП за середніми значеннями
складатимуть величину ~ 935 $/кг UO2, або ~ 34%
від загальної вартості ЯП. 66% вартості ЯП буде
українського походження. Сподіватися на збіль-
шення цієї частки на період до 2070 р. не варто.
Енерговитрати на імпортні складові ЯП буде-
мо розраховувати за формулою:
kKe,e $US_pvvpimp
6
1 10329 , ГДж/кг,
де vvpe – енергоємність ВВП, кг у.п/₴; $US_pK –
вартість імпортних складових ЯП, $/кг; k – курс
валюти, ₴/$.
Отже, при темпах зниження енергоємності
ВВП 3,8% (див. [1]) у 2035 р. його значення буде
на рівні 0,14 кг н.е./$ (ПКС). Слід очікувати що за
2035 р. темпи зниження енергоємності ВВП Укра-
їни знизяться. Приймемо, що це зниження у пері-
од 2035-2070 рр. буде в середньому на рівні 1,5%
на рік. Т.ч., у 2070 р. vvpe
= 0,082 кг н.е./$ (ПКС).
Середнє значення за період 2035–2070 рр. –
0,111 кг н.е./$ (ПКС).
В частині 1 статті були обґрунтовані темпи
приросту значень ПКС у період 2014—2035 рр.
на рівні 5% на рік і було відзначено, що спо-
стерігається зниження темпів цього приросту.
Тому на період 2035—2070 рр. приймаємо се-
реднє значення приросту значень ПКС на рівні
2,5% на рік. І тоді середнє значення ПКС за цей
період буде на рівні ~21 ₴/$.
З урахуванням вищенаведеного середня енер-
гоємність ВВП України в період 2035–2070 рр.
буде такою:
00760217101110 ,//,evvp кг у.п/₴.
Щодо значення NBUk за період 2035–2070 рр.
– приймаємо для розрахунку, що середня річна ін-
фляція за цей період знизиться до рівня 2%. Т.ч.,
середнє значення за зазначений період буде на рів-
ні NBUk = 105 ₴/$.
При цьому питомі повні енергетичні витрати
на ЯП, яке отримуватиметься по імпорту, будуть:
за варіантом а – при курсі долара США NBUk =105 ₴/$ – незмінність політики НБУ України і ін-
фляції гривні в період 2035–2070 рр. 2% на рік:
10329 6
1 kKe,e NBU$US_pvvpimp
ГДж/кг9211059350076010329 6 ,,, ;
за варіантом б – при курсі долара США
PKSk = 21 ₴/$ – за прогнозним значення ПКС:
10329 6
1 kKe,e NBU$US_pvvpimp
ГДж/кг.44219350076010329 6 ,,,
Виходячи з отриманих даних повні енергетич-
ні витрати на ЯП для енергоблоку ВВЕР-1000, яке
буде отримуватися по імпорту за 40 років експлу-
атації, будуть такими:
за варіантом а:
96540340102010921 39
1 ,,,E aimp ПДж;
41
Визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями за методологією
повних енергетичних витрат. Частина 2. Витрати енергії на ядерне паливо
ISSN 1562-8965. The Problems of General Energy, 2018, issue 3(54)
за варіантом б:
214034010201044 39
1 ,,,E bimp ПДж.
Енергоємність компонентів палива вітчиз-
няного виробництва
Приймаючи, що прямі енергетичні витрати на
природний уран становлять 40% від повних, тоб-
то від 310 МВт∙год/т (що потребує подальшого
уточнення), з урахуванням енергоємності елек-
троенергії за даними [2], яка визначена на рівні
4,5 МДж/(кВт∙год), отримуємо орієнтовне значен-
ня повних витрат енергії на отримання концентра-
ту руди для ЯП:
53403101054 6 ,,/,e U.p ГДж/кг.
Виходячи з даних табл. 2, вартість етапу ви-
робництва ЯП складає 17,4% від його повної ціни,
з яких лише 33% (за гіпотезою) будуть отримува-
тися на українських підприємствах, що складати-
ме 5,7% повної вартості, або ~7,8% від вартості
природного урану. Т.ч., повні питомі енергетичні
витрати на виробництво ЯП в Україні будуть:
2730530780 ,,,e vyr.p ГДж/кг.
Враховуючи те, що проектний термін екс-
плуатації енергоблоку гіпотетично складатиме
40 років, у припущенні, що питома енергоємність
процесів створення ТВЕЛ-ів (отримання цирко-
нію та інших супутніх матеріалів необхідної чи-
стоти, енерговитрат пов’язаних з кількарічним пе-
ребуванням ТВЕЛ-ів в басейні витримки на АЕС
тощо, а також їх транспортуванням до АЕС) вве-
демо коефіцієнт 2 до раніше визначеної енергоєм-
ності як українського ЯП, так і імпортного (лише
щодо останньої стадії – виробництво ЯП).
І тоді, сумарні витрати енергії на ЯП для енер-
гоблоку ВВЕР-1000 складуть величину:
за варіантом а:
Ep.bl 401020102730253 39),,(
ПДж63910921
935
66048221 15 ,,),( ;
за варіантом б:
Ep.bl 401020102730253 39),,(
ПДж.2101044
935
66048221 15 ,,),(
Висновки до частини 2 статті
1. Визначено показники повної енергоємність
ядерного палива, необхідного для роботи енерго-
блоку АЕС з реакторами ВВЕР-1000, а саме:
сумарні витрати енергії на ЯП для енерго-
блоку АЕС з реакторами ВВЕР-1000 протягом
40 років експлуатації за варіантом незмінності по-
літики НБУ України в обсязі 39,6 ПДж;
ті ж витрати при курсі гривні за значенням
паритету купівельної спроможності долара США
у обсязі 10,2 ПДж.
2. Отримані результати дозволять оцінити
енергетичну ефективність АЕС за методологією
визначення повних енергетичних витрат.
1. Білодід В.Д. Визначення ефективності ви-
роблення електричної енергії атомними елек-
тростанціями за методологією повних енерге-
тичних витрат. Частина 1. Витрати енергії на
будівництво. Проблеми загальної енергетики.
2018. № 2(53). С. 36—44. htps://doi.org/10.15407/
pge2018.02.036)
2. Білодід В.Д. Повні енергетичні витрати на електро-
енергію, що виробляється енергетичними об’єктами.
Проблеми загальної енергетики. 2017. № 3(50).
С. 23—32. htps://doi.org/10.15407/pge2017.03.023.
3. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические
реакторы. Уч. для вузов. М.: Энергоатомиздат,
1984. 280 с.
4. Экономика ядерного топливного цикла / Пе-
ревод отчёта МЕА «The Economics of the Nuclear
Fuel Cycle / Les Aspectes Economiques du Cycle du
Combustible Nuclearie. Copyright OECD 1994». М.:
Информ-Атом, 1998. 141 с.
5. Uranium 2016: Resources, Production and
Demand. A Joint Report by the Nuclear Energy Agency
and the International Atomic Energy Agency. OECD
2016 NEA No. 7301. 550 p. URL: www.oecd-nea.org/
ndd/pubs/2016/7301-uranium-2016.pdf (24.07.2018).
6. Тангаев И.А. Энергоёмкость процессов добычи
и переработки полезных ископаемых. М.: Недра,
1986. 231 с.
7. World Nuclear Association. Economics of Nuclear
Power. URL: www.world-nuclear.org/information-
library/.../economics-of-nuclear-power.aspx .
8. Investirovanije v Uran_5-5. indd. 7/3/2013.
URL : http://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2012/
system-eff ects-exec-sum.pdf .
9. Маскалевич І. Уран проміжного поділу. Дзер-
кало тижня. 2018. Вип. № 24―25. 23 червня−
6 липня.
10. Минэнергоугля прогнозирует рост произ-
водства уранового концентрата в 2017 году на
22%. URL: https://biz.censor.net.ua/news/3021519/
minenergouglya_prognoziruet_rost_proizvodstva_
uranovogo_kontsentrata_v_2017_godu_na_22.
11. Тарнавський А.Б. Сучасні перспективи створен-
ня ядерно-паливного циклу в Україні. Науковий ві-
сник НЛТУ України. 2013. Том 23. №15. С. 133—141.
12. Enriched uranium. URL: http://en.academic.ru/dic.
nsf/enwiki/23491.
13. Маскалевич І. Атомна передісто(е)рія. Дзеркало
тижня. 2018. Вип. № 28. 21 липня−10 серпня.
Надійшла до редколегії: 30.08.2018
|
| id | systemreorg-article-679 |
| institution | System Research in Energy |
| keywords_txt_mv | keywords |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2026-07-19T01:20:14Z |
| publishDate | 2018 |
| publisher | General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine |
| record_format | ojs |
| resource_txt_mv | systemreorg/b1/4b976cbecba79608a8bb28180f406cb1.pdf |
| spelling | systemreorg-article-6792026-07-18T12:57:44Z Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel Визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями за методологією повних енергетичних витрат. Частина 2. Витрати енергії на ядерне паливо Bilodid V.D. nuclear power plant, total energy costs, efficiency of electricity generation, energy costs for nuclear fuel. атомна електростанція, повні енергетичні витрати, ефективність вироблення електроенергії, енергетичні витрати на ядерне паливо. We present the results of determination of the efficiency of electric energy generation by nuclear power plants with WWER-1000 reactors according to the methodology of full energy expenditures. The methodology for determining the efficiency of technologies was published earlier. In part 1 of the article, which was published in the 2nd issue of "The Problems of General Energy" for 2018, we give the results of calculations of the full energy costs for the construction of nuclear power plants. Part 2 presents the results of calculations of energy expenditure for obtaining nuclear fuel, which is necessary for the operation of NPP during its lifetime. It is shown that the full energy costs of nuclear fuel for an NPP unit with WWER-1000 reactors during 40 years of operation under the option of invariance of policy of the NBU of Ukraine regarding exchange rates are set at 18.6 PJ; the same costs at the rate of hryvnia in terms of the parity of purchasing power of US dollar are determined in the amount of 5.0 PJ.Part 3 envisions the coverage of questions on energy costs for NPP operation, costs for its decommissioning, and determination of the final efficiency of power generation at NPPs. Part 3 will be published in the following issues of collection. Приведено результати дослідження з визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями з реакторами ВВЕР-1000 за методологією повних енергетичних витрат. Методика визначення ефективності технологій за цією методологією була опублікована раніше. В частині 1 статті, яка опублікована в №2 зб. «Проблеми загальної енергетики» за 2018 р. наведено розрахункові дані щодо повних енергетичних витрат на будівництво АЕС. В частині 2 наводяться результати розрахунків щодо витрат енергії на отримання ядерного палива, яке необхідне для роботи АЕС впродовж терміну її експлуатації. Показано, що сумарні витрати енергії на ядерне паливо для енергоблоку АЕС з реакторами ВВЕР-1000 на протязі 40 років експлуатації за варіантом незмінності політики НБУ України щодо курсів валют визначені в обсязі 18,6 ПДж. Ті ж самі витрати при курсі гривні за значенням паритету купівельної спроможності долара США визначені у обсязі 5,0 ПДж.В частині 3 передбачено висвітлення питань щодо витрат енергії на експлуатацію АЕС, витрати на її ліквідацію та визначення остаточної ефективності вироблення електроенергії на АЕС. Частина 3 буде опубліковані в наступних номерах збірника. General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine 2018-09-28 Article Article application/pdf https://systemre.org/index.php/journal/article/view/679 10.15407/pge2018.03.036 System Research in Energy; No. 3 (54) (2018): The Problems of General Energy; 36-41 Системні дослідження в енергетиці; № 3 (54) (2018): Проблеми загальної енергетики; 36-41 2786-7102 2786-7633 uk https://systemre.org/index.php/journal/article/view/679/589 Copyright (c) 2018 Bilodid V.D. https://creativecommons.org/publicdomain/zero/1.0 |
| spellingShingle | nuclear power plant total energy costs efficiency of electricity generation energy costs for nuclear fuel. Bilodid V.D. Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title | Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title_alt | Визначення ефективності вироблення електричної енергії атомними електростанціями за методологією повних енергетичних витрат. Частина 2. Витрати енергії на ядерне паливо |
| title_full | Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title_fullStr | Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title_full_unstemmed | Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title_short | Determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. Part 2. Energy costs for nuclear fuel |
| title_sort | determination of the efficiency of electric power production by nuclear power plants using the methodology of full energy costs. part 2. energy costs for nuclear fuel |
| topic | nuclear power plant total energy costs efficiency of electricity generation energy costs for nuclear fuel. |
| topic_facet | nuclear power plant total energy costs efficiency of electricity generation energy costs for nuclear fuel. атомна електростанція повні енергетичні витрати ефективність вироблення електроенергії енергетичні витрати на ядерне паливо. |
| url | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/679 |
| work_keys_str_mv | AT bilodidvd determinationoftheefficiencyofelectricpowerproductionbynuclearpowerplantsusingthemethodologyoffullenergycostspart2energycostsfornuclearfuel AT bilodidvd viznačennâefektivnostíviroblennâelektričnoíenergííatomnimielektrostancíâmizametodologíêûpovnihenergetičnihvitratčastina2vitratienergíínaâdernepalivo |