Инновации в атомной энергетике

Рост напряженности на энергетических рынках в последние годы не временное явление. Душевое потребление энергии в мире значительно выравнивается меж развитыми и развивающимися странами. Если представить, что равновесие будет достигнуто при современном уровне употребления в продвинутых странах, то общее создание энергоресурсов будет нужно прирастить как минимум втрое, без учета роста населения в мире.

Конкретно с таковой позиции и имеет смысл дискуссировать перспективы развития атомной энергетики (АЭ) и необходимость ее крупномасштабного развития. Говоря об АЭ, обсуждая ее перспективы, нередко акцентируют внимание на освоенных к истинному времени разработках, которые в качестве ядерного горючего употребляют уран-235 (его содержание в природном уране наименее 1-го процента). В таковой постановке АЭ исходя из убеждений ее обеспеченности ресурсами горючего не достаточно отличается от обычных технологий, сжигающих органическое горючее. Только задействовав в значимом объеме ресурс природного урана, можно с достаточным основанием гласить о фактически неограниченной сырьевой базе, о самообеспечении АЭ топливом.

Посреди разных типов атомных реакторов есть такие, в каких вместе с созданием энергии дополнительно делается и новый делящийся изотоп (плутоний либо уран-233), при этом в большем количестве, чем было сожжено начального. Такие реакторы реакторы на стремительных нейтронах получили заглавие реакторы-размножители (бридеры). Несколько реакторов такового типа было выстроено в различных странах в 80-х годах прошедшего века. В текущее время в РФ работает реактор БН-600 (мощностью 600 МВт, который можно рассматривать как макет этого направления. Это инновационное направление реакторных технологий, присутствующее в очень умеренном масштабе, должно стать основной составляющей будущей структуры ядерной энергетической системы. Но сам по для себя реактор-размножитель не решает задачи обеспечения топливом АЭ. Образовавшееся в реакторе-размножителе новое ядерное горючее нужно выделить при переработке отработанного ядерного горючего (ОЯТ) и сделать из него свежее горючее для использования как в этих же реакторах-размножителях, так и в энергетических реакторах других типов. В структуре АЭ реакторы других типов нужны для ублажения запросов различных потребителей. Переработка ОЯТ и замыкание ядерного топливного цикла не только лишь решает делему снабжения топливом АЭ, да и уменьшает объем отходов, подлежащих длительному хранению либо захоронению, и содействует решению трудности конечной стадии ядерного топливного цикла.

Чтоб оказать приметное воздействие на потребление природных ресурсов, реакторы-размножители должны занять значительную долю в энергосистеме. К примеру, согласно одному из прогнозов МАГАТЭ, к середине столетия установленная мощность АЭС в мире должна составлять около Две тыщи ГВт (приблизительно 35% от общего производства электроэнергии), а к концу столетия около 5 тыщ ГВт (около 60%).

Понятно, что при огромных масштабах АЭ наружняя энергетическая система безизбежно востребует адаптации АЭ к своим структурным потребностям. Нужно будет приспособить мощностной ряд и условия эксплуатации АЭС к способностям энергетических сетей и масштабам употребления. В этом направлении перспективу имеют инноваторские технологии реакторов малой и средней мощности, которые могут включиться в локальные электронные сети, также обеспечить потребности автономных потребителей в тепле и пресной воде. Реализация этого направления на техническом уровне базируется на большущем опыте судовых установок.

Исходя из нынешних оценок ресурсных ограничений по урану для реализации ядерно-энергетического развития, соответственного требованиям энергетической безопасности, нужна многокомпонентная структура ядерно-энергетической системы с расширенным воспроизводством горючего, замкнутым топливным циклом и реакторами разных типов.

РРТ реакторы размножители горючего;

ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК — построенные реакторы, которые снимаются с эксплуатации по мере исчерпания ресурса;

ВВЭР-2010 — реакторы, строящиеся по улучшенному проекту;

ВПБР — инноваторские реакторы для региональных атомных станций;

ЛВР легководные реакторы;

ВТГР — инноваторские реакторы? для технологического внедрения, в том числе для производства водорода.

?Источник: РНЦ Курчатовский институт

БН — инноваторские реакторы на стремительных нейтронах. обеспечивающие расширенное воспроизводство горючего;

ВТГР высокотемпературные газоохлажденные реакторы.

Теги: