Потенциал термоядерной энергетики в мировой энергосистеме будущего РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»
реклама
РНЦ «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ» Потенциал термоядерной энергетики в мировой энергосистеме будущего Алексеев П.Н., Велихов Е.П., Смирнов В.П., С.А.Субботин, Цибульский В.Ф. ТЭК -2009 25.03.2009, Санкт-Петербург 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 Спрос на энергию в Мире и возможности его удовлетворения за счет разных первичных энергоисточников млн.тонн нефт.эквивалента Баланс первичных энергоисточников 30000 25000 20000 15000 10000 5000 0 1930 1950 Нефть Уголь Биомасса и Отходы Атомная Энергия 1970 1990 2010 2030 Газ Гидроэнергия Другие Возобновляемые Неудовлетворенный спрос 2050 Зависимость доступности энергетических ресурсов от стоимости их извлечения (оценки СЭИ 2000 г.) 1,0E+06 Ресурс топлива, ЭДж 1,0E+05 1,0E+04 Нефть Газ Уголь Уран-235 1,0E+03 Уран-238 кумулятивное потребление XXI век min кумулятивное потребление XXI век max 1,0E+02 0,10 1,00 10,00 100,00 Стоимость извлечения, $/Гдж «?» 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) max scenario of NE 10000 NA LA EU EA AF ME SA FE 9000 8000 7000 GW 6000 5000 4000 3000 2000 1000 0 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 2090 2100 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 Требования пользователя Базовые принципы Нормы, правила Система ЯЭ: U-235 U-238 Th-232 D Li •Предприятия ядерного топливного цикла •Реакторы на тепловых нейтронах •Быстрые реакторы •Реакторы выжигатели •Термоядерные источники нейтронов Продукты деления, Полезные Радионуклиды, Энергия Неядерные ресурсы 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 Pu-239 Мишень U-238+n n (14 mev.) U-233 Th232+n Реакции (n, f), (n,2n),(n,3n)… Баланс нейтронов и энергии На 1 нейтрон 14 mev. U-238 Th-232 Захват Деление Захват Деление 3.35 0.6467 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 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 Нейтрон/акт Мировая Ядерная Энергетика с ТИН 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 Расход природного урана до 2100г 10 млн.т Годовое потребление природного урана в 2100г - 20000 т/год Мировая Ядерная Энергетика с ТИН Расход природного урана до 2100г - 10 млн.т Сравнение сценариев для мира БР (КВ=1.6) ТИН ТР, 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% БР 3% ТР 17% БР 77% ТР 6% ТИН Необходимые инновационные решения для различных уровней развития ЯЭ в мире Открытый ЯТЦ Замкнутый ЯТЦ Бридинг ядерного топлива – 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 Быстрые реакторы с КВ=1.4 Усовершенствованные тепловые реакторы на уране и тории. Доля быстрых реакторов в системе к 2100 г - 43% Расход природного урана до 2100г 1.4 млн.т Годовое потребление природного урана в 2100г - 20000 т/год Ядерная энергетика РФ с ТИН ТИН с 2040года Усовершенствованные тепловые реакторы на уране и тории. Доля ТИН в системе к 2100 г < 5 % Расход природного урана до 2100г 0.85 млн.т Годовое потребление природного урана в 2100г - 0 т/год 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.
