Как эффективнее использовать плутоний? Насколько атомная отрасль России обеспечена ураном? На эти и другие вопросы мы попытаемся дать ответ совместно с нашими читателями и экспертами. Новый цикл дискуссионных публикаций открывает материал Александра Сила-Новицкого.
Прогнозные ресурсы урана России оцениваются в 1 млн. тонн, из которых запасы экономически приемлемого для тепловых реакторов урана примерно равны 500 тыс. тонн.
При потреблении ВВЭР урана в открытом цикле около 200 т/ГВт×год (расход урана для тепловых реакторов (ТР) других типов мало отличается), ядерная энергетика на ТР сможет выработать 2500 ГВт×лет. Исходя из срока службы АЭС 50 лет, это соответствует средней мощности 50 ГВт (сейчас в России ≈22 ГВт).
Это означает, что к концу века ядерная энергетика на ТР на уране должна сойти на нет. Замыкание топливного цикла ТР по урану и плутонию позволило бы увеличить среднюю мощность ЯЭ на ТР примерно на 30%, но такое увеличение ресурсной базы ЯЭ нерентабельно и закрывает возможность развития крупной ядерной энергетики на быстрых реакторах.
Полагая ТР разных типов предпочтительными для нужд удаленных районов, производства водорода и других технологических применений, сохранение их на уровне 50 ГВт в структуре ЯЭ потребует перевода ТР на замкнутый Th-233U цикл c наработкой стартовой загрузки в ториевых бланкетах, которыми к концу века нужно будет снабдить БР без существенного изменения их конструкции.
При производстве ВВЭР ≈0,2 т/ГВт×год делящегося плутония, ТР накопят его в количестве 500 тонн. При загрузке в БР ≈5 т/ГВт делящегося Pu (при временах внешнего цикла менее 1 года количество Pu вне реактора будет малым) можно ввести 100 ГВт АЭС на БР.
При необходимости увеличения потребности в энергии, примерно столько же АЭС с БР можно будет ввести дополнительно, если запускать их на смеси плутония с ураном ≈4% обогащения, получаемым при дообогащении урана из регенерата ОЯТ ТР.
Еще примерно 50 ГВт АЭС с БР может быть запущено на избыточном Pu из БР с КВА≈1,05. При этом сокращаются и сроки использования конверсионно наработанного плутония, поскольку пристанционное замыкание топливного цикла не требует транспортировки топлива на централизованное предприятие с предварительной выдержкой топлива перед ней в пристанционном хранилище. Плутоний в регенерате ОЯТ из БР будет содержать меньшую долю изотопов 240+241Pu (или Am, являющегося продуктом распада последнего), нежели присутствует в энергетическом плутонии, извлекаемым из ТР. Кроме того, рециркуляция актиноидов в замкнутом цикле БР уменьшает активность РАО. Эти обстоятельства указывают на целесообразность ускорения работ по созданию новых реакторных и топливных технологий, позволяющих обосновать коммерческие АЭС с БР для крупномасштабной ядерной энергетики.
Каковы же причины использования Западной Европой плутония в ТР? Накопление его на централизованных заводах с гидрометаллургической регенерацией оксидного топлива при переработке ОЯТ ТР, поскольку длительное хранение ОТВС требует больших объемов пристанционных хранилищ и обеспечения мер защиты. Это обстоятельство не столь характерно для России, планирующей организовать централизованное хранилище ОЯТ ТР (освободив объемы пристанционных хранилищ) до развития крупного производства по переработке.
От редакции. Мы предлагаем своё видение схематической картины развития атомной энергетики, примерно соответствующей сценарию, описанному в материале Александра Сила-Новицкого.
ИСТОЧНИК: А.Г.Сила-Новицкий, специально для AtomInfo.Ru
ДАТА: 24.06.2007
