Потенциал термоядерной энергетикиПотенциал термоядерной энергетикив мировой энергосистеме будущегов мировой энергосистеме будущего

Алексеев П.Н., Велихов Е.П., Смирнов В.П., С.А.Субботин, Алексеев П.Н., Велихов Е.П., Смирнов В.П., С.А.Субботин, Цибульский В.Ф.Цибульский В.Ф.

ТЭК -2009ТЭК -200925.03.2009, Санкт-Петербург25.03.2009, Санкт-Петербург

РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

Содержание

• Проблемы мировой энергетики• Масштабы ЯЭ и региональные проблемы ее

развития• Использование ТИН для решения проблем

развития ЯЭ мира• Использование ТИН для решения проблем

развития ЯЭ России

Баланс первичных энергоисточников

0

5000

10000

15000

20000

25000

30000

1930 1950 1970 1990 2010 2030 2050

млн

.тон

н не

фт.

экви

вале

нта

Нефть ГазУголь ГидроэнергияБиомасса и Отходы Другие ВозобновляемыеАтомная Энергия Неудовлетворенный спрос

Спрос на энергию в Мире и возможности его удовлетворения за счет разных первичных энергоисточников

1,0E+02

1,0E+03

1,0E+04

1,0E+05

1,0E+06

0,10 1,00 10,00 100,00

Стоимость извлечения, $/Гдж

Ресу

рс т

опли

ва, Э

Дж

Нефть

Газ

Уголь

Уран-235

Уран-238

кумулятивное потребление XXI век min

кумулятивное потребление XXI век max

Зависимость доступности энергетических ресурсов от стоимости их извлечения (оценки СЭИ 2000 г.)

«?» Что проще – изменить экономический уклад,Или создать систему ЯЭ, отвечающую принципам устойчивого развития,

обеспечивающую доступ к труднодоступным ресурсам низкого качества – создание системы ЯЭ, способной эффективно использовать уран-238 и торий в

замкнутом топливном цикле

Установленные мощности АЯ по регионам, ГВт(э)

2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 21000

1000

2000

3000

4000

5000

6000

7000

8000

9000

10000

GW

max scenario of NE

NALAEUEAAFMESAFE

Потребность в годовой добыче урана (т/год )и работе разделения (тыс. ЕРР/год),

(интегральная потребность в природном уране до 2100 года – 20 млн.т)

Структура ядерной энергетики для максимального сценария, ГВт эл.

Мировая Ядерная Энергетика с БР

Расход природного урана до 2100г - 10 млн.т

U-235U-238Th-232

Продуктыделения,ПолезныеРадионуклиды,Энергия

Требования пользователяБазовые принципыНормы, правила

Система ЯЭ:•Предприятия ядерного топливного цикла•Реакторы на тепловых нейтронах•Быстрые реакторы•Реакторы выжигатели•Термоядерные источники нейтронов

Неядерные ресурсы

DLi

Отличие нейтронного баланса в ЯЭУ и ИЯЭС• Потенциал нейтронного баланса в реакторе при

делении делящихся нуклидов (уран-235 и 233, плутоний 239, 241) определяется величиной (--α.

• Потенциал нейтронного баланса в системе АЭ при использовании всего урана-238 или тория-232 определяется величиной (--α-.

• Избыток нейтронов в реакторе позволяет расходовать их для облегчения

решения проблем удобства эксплуатации, безопасности и экономической эффективности.

• При решении проблемы воспроизводства ядерного горючего задача реализации нужного нейтронного баланса в системе сильно усложняется - становятся не эффективными все те меры (поглощение в специальных поглотителях, блокирование взаимодействия нейтронов с ураном-238 и торием-232), которые были приемлемы для получения энергии из беспорогово делящихся нуклидов. Значительно повышается роль «внешних» источников нейтронов (электроядерные, термоядерные)

Возможности совершенствования существующих объектов ЯЭ и наполнения структуры ЯЭ недостающими компонентами.

Специфические задачи для различных типов реакторов

• Реакторы на тепловых нейтронах – расширение области использования ЯЭ, минимизация количества плутония в ЯТЦ

• Реакторы на быстрых нейтронах – обеспечение нейтронного баланса в системе ЯЭ

• Жидкотопливные реакторы - минимизация количества минорных актинидов в системе ЯЭ

• Термоядерные источники нейтронов – повышение темпов вовлечения тория-232 и урана-238 в ядерный топливный цикл, повышение нейтронного потенциала системы ЯЭ

Термоядерный источник нейтронов в качестве поставщика ядерного топлива

n (14 mev.)U-238+n

Pu-239

U-233

Реакции (n, f), (n,2n),(n,3n)…

Th-232+n

Мишень

Баланс нейтронов и энергии

На 1 нейтрон 14 mev.

U-238 Th-232

Захват Деление

3.35 0.6467

Захват Деление

1.73 0.14

Энергия на 1 n (14 mev.)

143 mev.

Энергия на 1 n (14 mev.)

42 mev.

Выделяемая энергия для получения одного ядра делящегося изотопа

43 mev 25 mev

Термоядерные источники нейтронов (ТИН)

В условиях дефицита делящихся нуклидов, особенно на этапе быстрого роста мощностей ядерной энергетики, термоядерные реакторы могут быть использованы как наиболее эффективные источники нейтронов для наработки делящихся нуклидов из сырьевых нуклидов (уран-238 и торий-232), вовлечение которых в энергопроизводство является необходимым условием устойчивого развития ядерной энергетики.

ТИН в системе инновационной ЯЭ

• В бланкете с быстрым спектром нейтронов природное или обедненное урановое или ториевое топливо помещается в зоне, ближайшей к плазме, что обеспечивает максимальный выход плутония или урана-233.

• Расплавы фторидных солей в качестве теплоносителя и топливной композиции, содержащей торий-232 (уран-238), в бланкетах ТИН, обеспечат теплосъем, радиационную защиту и эффективное накопление ядерного горючего.

Потенциал наработки ядерного топлива

Мощность, МВт Деление - 1000 ТЯР - 1000

МЭВ/акт 200 16

Акт/сек 3.13+19 3.91+20

Акт/год 9.88+26 1.23+28

Нейтрон/акт 2.9-1-0.20-1-0.3=0.35 1-0.5=0.5

Плутоний (уран-233), кг/ГВт т. год

140 1450

Плутоний (уран-233), кг/ГВт эл.год (КИУМ=0.8)

280 2900

Мировая Ядерная Энергетика с ТИН

Расход природного урана до 2100г 10 млн.т

Годовое потребление природного урана в 2100г - 20000 т/год

ТИН с 2050года

Доля ТИН в системе к 2100 г < 7 %

С 2050 г HTGR в ториевом цикле

С 2030г FBR-С с КВ=1 – утилизация плутония

Мировая Ядерная Энергетика с ТИН

Расход природного урана до 2100г - 10 млн.т

Сравнение сценариев для мира

БР (КВ=1.6)

ТИНТР, БР

Потребление природного урана до 2100г

10 млн.т 10 млн.т

Потребление урана в 2100 году 20000т/год 20000т/год

Объем переработки облученного топлива в 2100 году

200000 т/год 6000 т/год

Структура Энергетики 97% БР3% ТР

17% БР77% ТР6% ТИН

Необходимые инновационные решения для различных уровней

развития ЯЭ в мире

Открытый ЯТЦ Замкнутый ЯТЦ

Бридинг ядерноготоплива – использование тория и урана-238 в большей степени, чем урана-235

Задачи ЯЭ России

• Обеспечение электрогенерации на АЭС с увеличением доли атомной электрогенерации до 35–50% к 2050 году.

• Развитие не электрической компоненты использования ядерной энергии для производства искусственного моторного топлива и водорода в объеме около 30% современных потребностей.

• Формирование замкнутого топливного цикла атомной энергетики, обеспечивающего принципиальное расширение ресурсной базы за счет эффективного использования U-238 и Th-232.

• Использование термоядерных источников нейтронов для увеличения темпов вовлечения урана-238 и тория-232 в энергопроизводство.

• Создание системы обращения с радиоактивными отходами, обеспечивающей их надежную изоляцию, и промышленных технологий реабилитации территорий предприятий ЯЭ, выведенных из эксплуатации.

Ядерная энергетика РФ с быстрыми реакторами

Расход природного урана до 2100г 1.4 млн.т

Годовое потребление природного урана в 2100г - 20000 т/год

Быстрые реакторы с КВ=1.4

Усовершенствованные тепловые реакторы на уране и тории.

Доля быстрых реакторов в системе к 2100 г - 43%

Ядерная энергетика РФ с ТИН

Расход природного урана до 2100г 0.85 млн.т

Годовое потребление природного урана в 2100г - 0 т/год

ТИН с 2040года

Усовершенствованные тепловые реакторы на уране и тории.

Доля ТИН в системе к 2100 г < 5 %

Сравнение сценариев для России

Сценарии развития ЯЭ РФ до 2100г.

ТР + БР ТР +ТИН

Потребление природного урана до 2100г., млн.т

1.40 0.85

Потребление природного урана в 2100 г., т/год

20000 0

Объем переработки облученного топлива в 2100 г., т/год

8000 6000

Потребление тория до 2100г., Т 8000 76000

Резюме• ТИН мощностью 1 ГВт (тепловой) заменяет собой

предприятие по добыче природного урана от 200 до 500 тон в год.

• Преимущества ядерной системы деления эффективно дополняются и усиливаются преимуществами ядерной системы синтеза, без необходимости выхода на предельные характеристики в каждой из них.

• Использование ТИН позволяет своевременно решать региональные проблемы масштабного использования ЯЭ с учетом проблем нераспространения.

• ТИН позволяет принципиально увеличить темпы вовлечения урана-238 и тория в энергопроизводство.