Мировые ресурсы урана в наиболее богатых месторождениях с концентрацией металла в рудах >=0,1% в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные - несколько более 5 млн. т, потенциальные – 10 млн. т.
За время жизни (~50 лет) тепловой реактор (ЛВР) мощностью 1 ГВт (эл.) потребляет ~ 104 природного U, поэтому 107 т U позволяют ввести 1000 блоков АЭС с такими реакторами, из которых ~ 350 ГВт (эл.) работают сейчас, а 650 ГВт (эл.) могут быть введены в следующем веке. В результате в первой половине XXI века мощности мировой АЭ на тепловых реакторах с учётом вывода из эксплуатации отработанных блоков могут вырасти вдвое, но ее вклад в производство энергии будет постепенно падать, а во второй половине века сойдет на нет.
Ежегодная потребность современной атомной энергетики России в природном уране составляет 2800-3300 т, а с учетом экспортных поставок ядерного топлива ~ 6000-7700 т. При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащённого урана) срок функционирования отечественной атомной энергетики на тепловых реакторах, если оставаться на уровне мощности - 20 ГВт (эл.), составляет ~ 80-90 лет. Замыкание топливного цикла тепловых реакторов с вовлечением энергетического плутония и регенерированного урана продлит этот срок на 10-20 лет в зависимости от способа изготовления регенерированного топлива.
Имеющиеся мировые и российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.
Варианты структуры атомной энергетики
Развитие атомной энергетики в два этапа предполагает длительное сосуществование тепловых реакторов на 235U, пока есть дешёвый уран, и быстрых реакторов, которые вводятся на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов и практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.
В двухкомпонентной структуре целесообразен постепенный переход тепловых реакторов на выгодный для них Th-U цикл с производством 233U для начальной загрузки и подпитки из Th-бланкетов быстрых реакторов. Двухкомпонентная структура атомной энергетики будущего имеет под собой веские основания, но важный для неё вопрос о пропорциях между быстрыми и тепловыми реакторами требует адекватного решения.
В предстоящие полвека, пока есть дешевый уран для тепловых реакторов, этот вопрос не имеет принципиального значения. Плутоний, получаемый в тепловых реакторах, целесообразно использовать для запуска быстрых реакторов, не требуя от них высоких коэффициентов воспроизводства и коротких времён удвоения плутония. Проблема топливообеспечения тепловых реакторов и участия в нём быстрых реакторов может возникнуть лишь за пределами рассматриваемого здесь периода, и при её решении нужно учитывать следующие обстоятельства:
· Производство электроэнергии растет наиболее быстро и составит в XXI веке около или более половины в мировом топливно-энергетическом балансе (табл.1) и поэтому остается главной сферой применения атомной энергетики, что снова выдвигает на первый план быстрые реакторы.
· В отличие от органической энергетики, где на топливо приходится ~60% издержек производства электроэнергии, затраты на ядерное топливо относительно малы (~20%), а основная часть издержек в АЭ - сооружение и обслуживание - уменьшается с увеличением мощности реакторов и АЭС, что делает производство электроэнергии на крупных АЭС доминирующим направлением атомной энергетики.
· Проблема коротких времён удвоения плутония и связанные с ней соображения о нежелательности участия быстрых реакторов в регулировании нагрузки в энергосистемах сегодня и в обозримом будущем не актуальны.
· Последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости даже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут ниже, чем в современных АЭС с ЛВР.
· Требования высокого коэффициента воспроизводства и коротких времён удвоения плутония препятствуют реализации потенциала быстрых реакторов по экономичности и безопасности.
Таблица 1 [3]
Общее потребление первичных энергоносителей, доля первичных энергоносителей, используемых для производства электроэнергии и доля АЭС в потреблении первичных энергоносителей в регионах мира в 1997 г. и 2000 г.
| Регион | 1997г. | 2000г. | ||||
| Общее потребление ЭДж | Для производства электроэнергии, % | Доля АЭС, % | Общее потребление, ЭДж | Для производства электроэнергии, % | Доля АЭС, % | |
| Северная Америка | 108,7 | 35,9 | 6,3 | 113 117 | 36 36 | 5,8 5,7 |
| Латинская Америка | 28,7 | 29,6 | 0,7 | 31 32 | 30 31 | 0,6 0,6 |
| Западная Европа | 62,6 | 41,3 | 12,9 | 64 66 | 42 42 | 13 12 |
| Восточная Европа и страны б | 54,1 | 30,7 | 4,5 | 54 55 | 31 31 | 5,1 5,2 |
| СССР Россия | 4,1 | 30,4 30,4 | 32 32 | 4,6 4,6 | ||
| Африка | 17,2 | 21,5 | 0,7 | 19 19 | 22 22 | 0,7 0,7 |
| Средний Восток и Южная Азия | 35,6 | 25,7 | 0,2 | 40 42 | 26 26 | 0,2 0,3 |
| Юго-восточная Азия и Океания | 19,6 | 24,3 | - | 21 22 | 25 25 | - - |
| Дальний Восток | 80,5 | 33,3 | 5,2 | 88 91 | 34 34 | 4,9 4,8 |
| Всего в мире нижняя оценка | 406,9 | 33,0 | 5,4 | 430 445 | 33 33 | 5,1 5,0 |
Заключение
Итак, при любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов. Двухкомпонентную схему с покрытием дефицита топлива для тепловых реакторов за счёт избыточного производства в быстрых реакторах следует рассматривать лишь как отдалённую перспективу. В рассматриваемый период тепловые реакторы будут работать на 235U, но для следующих этапов следует начать подготовку их к переводу в торий-урановый цикл с производством недостающего 233U в ториевых бланкетах быстрых реакторов. При накоплении в них 233U с концентрацией в тории, необходимой для тепловых реакторов изготовление торий-уранового топлива не потребует извлечения чистого 233U.
Структура атомной энергетики России в рассматриваемый период будет в значительной степени определяться масштабами её востребованности. При умеренном росте установленной мощности АЭС атомная энергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной, с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В случае интенсивного развития атомной энергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы, т.к. топливная база тепловых реакторов в России не может обеспечить устойчивого роста установленной мощности (1-2 ГВт/год) и при таком варианте она будет исчерпана уже в первой половине XXI века.
В моей работе указаны актуальность использования атомной энергетики на сегодняшний день, особенности размещение данной отрасли, оценка её потенциальных возможностей и возможные пути её развития.
Список использованной литературы
1. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.
2. Белая книга ядерной энергетики /Под общ. ред. проф. Е.О. Адамова: Первое издание. М:ГУП НИКИЭТ, 1998. “Энергетика: цифры и факты”: По материалам МАГАТЭ “Energy, electricity and nuclear power...” IAEA, Vienna, 1998 (M.: ЦНИИатом-информ, 1999, № 1).
3. Nuclear Technology Review 2000: GOV/INF/2000/XXX/ Vienna: IAEA, 2000.
4. Nucl. Europe World-scan. 1998. N 11-12. P. 57-58.
5. Энергетическая стратегия России до 2020 г.: Проект. Минтопэнерго России, 2000.