Потенциал термоядерной энергетики в мировой энергосистеме будущего Алексеев П.Н., Велихов Е.П., Смирнов В.П., С.А.Субботин, Цибульский В.Ф. ТЭК , Санкт-Петербург Потенциал термоядерной энергетики в мировой энергосистеме будущего Алексеев П.Н., Велихов Е.П., Смирнов В.П., С.А.Субботин, Цибульский В.Ф. ТЭК , Санкт-Петербург 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

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

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)

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-235 U-238 Th-232 Продукты деления, Полезные Радионуклиды, Энергия Требования пользователя Базовые принципы Нормы, правила Система ЯЭ: Предприятия ядерного топливного цикла Реакторы на тепловых нейтронах Быстрые реакторы Реакторы выжигатели Термоядерные источники нейтронов Неядерные ресурсы D Li

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-238Th-232 Захват Деление Захват Деление 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, МВтДеление ТЯР МЭВ/акт20016 Акт/сек Акт/год Нейтрон/акт = =0.5 Плутоний (уран-233), кг/ГВт т. год Плутоний (уран-233), кг/ГВт эл.год (КИУМ=0.8)

Мировая Ядерная Энергетика с ТИН Расход природного урана до 2100г 10 млн.т Годовое потребление природного урана в 2100г 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) ТИН ТР, БР Потребление природного урана до 2100г 10 млн.т Потребление урана в 2100 году 20000т/год Объем переработки облученного топлива в 2100 году т/год6000 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 ЯТЦЗамкнутый 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 Расход природного урана до 2100г 1.4 млн.т Годовое потребление природного урана в 2100г 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 + БРТР +ТИН Потребление природного урана до 2100г., млн.т Потребление природного урана в 2100 г., т/год Объем переработки облученного топлива в 2100 г., т/год Потребление тория до 2100г., Т

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.