Потенциал термоядерной энергетики в мировой энергосистеме будущего

1. 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

2. 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

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

4. 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

5. Установленные мощности АЯ по регионам, ГВт(э)

6. Потребность в годовой добыче урана (т/год )и работе разделения (тыс. ЕРР/год),(интегральная потребность в природном уране до 2100 года – 20 млн.т)

7. Структура ядерной энергетики для максимального сценария, ГВт эл.

8. Мировая Ядерная Энергетика с БР Расход природного урана до 2100г - 10 млн.т

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

10. 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)

11. 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

12. Термоядерный источник нейтронов в качестве поставщика ядерного топлива Pu-239 Мишень U-238+n n (14 mev.) U-233 Th-232+n Реакции (n, f), (n,2n),(n,3n)…

13. 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 25mev 43 mev

14. 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.

15. 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.

16. Потенциал наработки ядерного топлива

17. 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

18. Мировая Ядерная Энергетика с ТИН Расход природного урана до 2100г - 10 млн.т

19. Сравнение сценариев для мира

20. Необходимые инновационные решения для различных уровней развития ЯЭ в мире Бридинг ядерного топлива – использование тория и урана-238 в большей степени, чем урана-235 Открытый ЯТЦ Замкнутый ЯТЦ

21. 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 засчет 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.

22. 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

23. 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

24. Сравнение сценариев для России

25. 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.