Инновации в атомной энергетике

Типичный пейзаж атомной электростанции.
Фото Petra Soft

Рост напряженности на энергетических рынках в последние годы не временное явление. Душевое потребление энергии в мире существенно выравнивается между развитыми и развивающимися странами. Если предположить, что равновесие будет достигнуто при современном уровне потребления в развитых странах, то общее производство энергоресурсов потребуется увеличить как минимум в три раза, без учета роста населения в мире.

Именно с такой позиции и имеет смысл обсуждать перспективы развития атомной энергетики (АЭ) и необходимость ее крупномасштабного развития. Говоря об АЭ, обсуждая ее перспективы, часто акцентируют внимание на освоенных к настоящему времени технологиях, которые в качестве ядерного топлива используют уран-235 (его содержание в природном уране менее одного процента). В такой постановке АЭ с точки зрения ее обеспеченности ресурсами топлива мало отличается от традиционных технологий, сжигающих органическое топливо. Только задействовав в значительном объеме ресурс природного урана, можно с достаточным основанием говорить о практически неограниченной сырьевой базе, о самообеспечении АЭ топливом.

Среди различных типов ядерных реакторов есть такие, в которых наряду с производством энергии дополнительно производится и новый делящийся изотоп (плутоний или уран-233), причем в большем количестве, чем было сожжено исходного. Такие реакторы – реакторы на быстрых нейтронах – получили название «реакторы-размножители» (бридеры). Несколько реакторов такого типа было построено в разных странах в 80-х годах прошлого века. В настоящее время в России работает реактор БН-600 (мощностью 600 МВт, который можно рассматривать как прототип этого направления. Это инновационное направление реакторных технологий, присутствующее в очень скромном масштабе, должно стать основной составляющей будущей структуры ядерной энергетической системы. Однако сам по себе реактор-размножитель не решает проблемы обеспечения топливом АЭ. Образовавшееся в реакторе-размножителе новое ядерное горючее необходимо выделить при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и изготовить из него свежее топливо для использования как в этих же реакторах-размножителях, так и в энергетических реакторах других типов. В структуре АЭ реакторы других типов необходимы для удовлетворения запросов разнообразных потребителей. Переработка ОЯТ и замыкание ядерного топливного цикла не только решает проблему снабжения топливом АЭ, но и сокращает объем отходов, подлежащих долговременному хранению или захоронению, и способствует решению проблемы конечной стадии ядерного топливного цикла.

Чтобы оказать заметное влияние на потребление природных ресурсов, реакторы-размножители должны занять значительную долю в энергосистеме. Например, согласно одному из прогнозов МАГАТЭ, к середине столетия установленная мощность АЭС в мире должна составлять около 2000 ГВт (примерно 35% от общего производства электроэнергии), а к концу столетия – около 5000 ГВт (около 60%).

Понятно, что при больших масштабах АЭ внешняя энергетическая система неизбежно потребует адаптации АЭ к своим структурным потребностям. Надо будет приспособить мощностной ряд и условия эксплуатации АЭС к возможностям энергетических сетей и масштабам потребления. В этом направлении перспективу имеют инновационные технологии реакторов малой и средней мощности, которые могут включиться в локальные электрические сети, а также обеспечить потребности автономных потребителей в тепле и пресной воде. Реализация этого направления технически базируется на огромном опыте судовых установок.

Исходя из сегодняшних оценок ресурсных ограничений по урану для реализации ядерно-энергетического развития, соответствующего требованиям энергетической безопасности, необходима многокомпонентная структура ядерно-энергетической системы с расширенным воспроизводством топлива, замкнутым топливным циклом и реакторами различных типов.

ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК - построенные реакторы, которые снимаются с эксплуатации по мере исчерпания ресурса; ВВЭР-2010 - реакторы, строящиеся по усовершенствованному проекту; ВПБР - инновационные реакторы для региональных атомных станций; БН - инновационные реакторы на быстрых нейтронах , обеспечивающие расширенное воспроизводство топлива; ВТГР - инновационные реакторы═ для технологического применения, в том числе для производства водорода. ═Источник: РНЦ «Курчатовский институт»

ЛВР – легководные реакторы; РРТ – реакторы – размножители топлива; ВТГР – высокотемпературные газоохлажденные реакторы. ═Источник: РНЦ «Курчатовский институт»

═

Согласно таблице, пока мировая экономика справляется с существующей динамикой цен. Однако важно оценить их уровень, который окажется критическим для экономики различных регионов. Если предположить, что цены изменятся одномоментно и при этом не произойдет значительного перераспределения финансовых потоков, то произойдет критическое изменение цен.
Источник: РНЦ «Курчатовский институт»

═

В таблице представлено сравнение для двух вариантов развития АЭ:
–═сценарий с тепловыми реакторами традиционного типа;
–═сценарий с постепенным внедрением реакторов-размножителей (начиная с 2020 года), с ростом их доли в АЭ к концу века до 70%;
Из представленных данных видно, что крупномасштабная АЭ в условиях ограниченных ресурсов экономически приемлемого природного урана обязательно потребует внедрения бридеров и организации замкнутого топливного цикла. Масштаб и темпы развития АЭ будут определяющими факторами в выборе конкретных технических решений.
═Источник: РНЦ «Курчатовский институт»