Замкнутый цикл без расширенного (KB ~1.06) воспроизводства плутония. Замыкание топливного цикла с выделением плутония из тепловых реакторов и использованием его для начальной загрузки быстрых реакторов безрасширенного воспроизводства (РВ) также не позволяет выйти на уровни мощности, предлагаемые для ЯЭ в сценариях А2 и В2 при использовании 14 млн. т природного урана. В этом случае мощность тепловых реакторов, использующих урановое топливо, достигает к 2050 г. 1200 ГВт (э) и далее снижается до нуля к 2100 г. Мощность всей системы ЯЭ достигает максимума 2300 ГВт (э) примерно к 2060 г., снижается до 1600 ГВт (э) к 2100 г. (быстрые реакторы (БР) вводятся только на плутонии). В конце периода мощность ЯЭ начинает медленно расти за счет небольшой избыточной наработки плутония в БР. Максимальная добыча урана, равная 200 тыс. т в год, достигается в 2040 г., максимальная мощность разделительного производства в 290 млн. ЕРР достигается также к 2040 г.
Замкнутый цикл с расширенным (KB > 1.6) воспроизводством плутония. Введение в систему ЯЭ быстрых реакторов с расширенным воспроизводством (РВ) плутония позволяет обеспечить требуемое в рамках сценариев А2 и В2 производство электроэнергии, не выходя за пределы 15 млн. т по добыче природного урана. Использование плутония начинается с 2020 г. в виде МОХ топлива в улучшенных тепловых реакторах (KB ~ 0.9), быстрые реакторы с РВ плутония вводятся с 2040 г. Добыча природного урана составляет 14 млн. т при максимуме ежегодной добычи 2000 тыс. т в год в 2040 г. и будет прекращена, так же как и работа по разделению урана, в 2100 г. К 2040 г. будет также достигнута максимальная производительность работы разделения на уровне 200 млн. ЕРР в год. Доля БР составит примерно 60% к 2100 г. Мощность предприятий по переработке облученного топлива примерно равна 50 и 130 тыс. т в год, соответственно в 2050 и 2100 гг. Количество рециклируемого плутония в эти же годы составит 1500 и 7500 т в год соответственно.
Глобальная ядерно- энергетиченская система
Как следует из сказанного, двухкомпонентная структура ядерно-энергетической системы (тепловые реакторы + быстрые реакторы с расширенным воспроизводством) позволяет обеспечить не только умеренное развитие ядерной энергетики с уровнем производства электричества 2000 ГВт (э) в 2050 г. и 5000 ГВт (э) в 2100 г. при реалистичных по сегодняшним оценкам расходах урана, но и реализовать так называемый «агрессивный» сценарий. В нем предусматривается дополнительное производство электричества, в том числе с внедрением реакторов малой и средней мощности, а также использование реакторов для производства водорода, технологического и бытового тепла и пресной воды. В этом случае мощность ядерной энергетики в пересчете на электричество может составить ~10000 ГВт (э) к 2100 г.
Одним из основных условий реализации рассмотренных сценариев развития является внедрение быстрых реакторов с расширенным воспроизводством плутония (KB ~ 1.6) и замкнутого топливного цикла. Задержка срока начала ввода быстрых реакторов такого типа (KB ~ 1.6) на 20 лет при ограничении ресурса природного урана величиной 16 млн. т приводит к уменьшению мощности ядерной энергетики к концу столетия в полтора раза по сравнению с «агрессивным» сценарием.
Малые мощности. Развивающиеся страны, которые претендуют на использование ядерной энергии, при отсутствии мощных электрических сетей будут нуждаться в реакторах малой мощности. Такие же потребности возникают и в традиционно ядерных странах для снабжения энергией удаленных регионов с малой плотностью населения. Максимальная оценка возможного роста атомной энергетики и ее роли в энергетике мира выполнена исходя из ресурса 26 млн. т природного урана с вводом быстрых реакторов с расширенным воспроизводством плутония (KB ~ 1.6) с 2030 г. В этом случае ядерная энергетика может производить примерно 70% электричества к 2050г. и 85% к 2100 г. Эта программа практически стабилизирует добычу органического топлива для производства электричества на современном уровне. Экономия газа в производстве электричества позволяет использовать его вместо нефти, добыча которой сокращается. И, наконец, эта программа развития ядерной энергетики позволяет стабилизировать эмиссию COg на современном уровне.
Атомно-водородная энергетика. Изучение путей экологически чистого обеспечения развивающегося общества энергией показывает, что кардинальное решение этой глобальной проблемы необходимо связывать с разработкой и осуществлением концепции атомно-водородной энергетики, предусматривающей крупномасштабное производство с помощью реакторов не только электроэнергии и тепла, но и водорода. При производстве и использовании водорода практически отсутствуют вредные выбросы в атмосферу.
Атомно-водородная концепция предусматривает расширение использования ядерной энергетики для энергоемких отраслей химической, металлургической, строительной, топливной промышленности, а также в централизованном теплоснабжении распределенных потребителей с использованием хемотермической передачи энергии. И, наконец, атомно-водородная концепция предполагает крупномасштабное производство пресной воды. Такая энергетика сохранит нефть и газ для неэнергетических производств и обезопасит атмосферу от вредных выбросов продуктов сгорания.
В настоящее время крупнотоннажное производство водорода и водородосодержащих продуктов осуществляется в мире в основном путем паровой конверсии природного газа-метана. В этом случае около половины исходного газа расходуется на проведение эндотермического процесса паровой конверсии. Кроме того, сжигание природного газа приводит к загрязнению окружающей среды продуктами его сгорания. С целью экономии газа и снижения нагрузки на окружающую среду была разработана технологическая схема паровой конверсии метана с подводом тепла от высокотемпературного гелиевого реактора. Ядерная технологическая часть комплекса при проведении паровой конверсии метана аккумулирует тепло, получаемое от высокотемпературного реактора, синтез-газ транспортируется к централизованному потребителю тепла, где в метанаторе проводится обратная реакция с выделением тепла. Это тепло передается распределенному потребителю в виде горячей воды и/или пара. По-видимому, в ближайшем будущем методы получения водорода с использованием природного газа будут основными.
Опреснение воды. Многие регионы мира испытывают дефицит пресной воды. Объем дополнительных потребностей пресной воды в ближайшее десятилетие оценивается в несколько кубических километров в год, что стимулирует разработки крупномасштабных технологий опреснения морской воды. Опреснение воды относится к энергоемким технологиям, и с учетом нарастания дефицита неизбежным будет вовлечение ядерной энергетики в энергообеспечение опрес нительных комплексов. Сочетание возможности использования в опреснительной технологии электроэнергии, высокотемпературного тепла и водорода выдвигает в качестве кандидата на разработку атомного опреснительного комплекса реактор типа ВТГР.
Обращение с ОЯТ и РАО. Выбор стратегии обращения с ОЯТ является решением, требующим учета многих факторов, включая технологические, экономические и политические, а также проблем гарантий и защиты окружающей среды. Основополагающими предпосылками к осуществлению перехода к замкнутому топливному циклу являются необходимость эффективного использования ресурсов урана и вовлечения плутония в топливный цикл для решения проблемы обеспечения топливом на будущее, а также управления и контроля обращения с высокоактивными и долгоживущими радионуклидами.
Имеющиеся инновационные технологии, связанные с переработкой ОЯТ, открывают возможность глобальной оптимизации замыкающих стадий ЯТЦ, включая парционирование, трансмутацию и захоронение. Процесс трансмутации высокоактивных и долгоживущих радионуклидов может быть осуществлен в инновационных тепловых и быстрых реакторах, однако нельзя исключить появление в структуре ЯЭ еще одного компонента — реакторов-выжигателей.
Развитие ЯЭ и окружающая среда. При сложившейся структуре ЯТЦ в реакторах на тепловых нейтронах при производстве 1 ГВт в год электроэнергии сжигается 1 т урана, добывается 200 т урана и, при содержании его в руде 0.1%, перерабатывается 200 тыс. т руды. При такой структуре кратковременный риск связан с работой АЭС и процедурами по переработке топлива (примерно 4-10 чел.-Зв на 1 ГВт в год полученной электроэнергии). Долговременный риск возникает при добыче урана за счет поступления радона в атмосферу: разброс, по разным оценкам, составляет примерно от 10 до 150- 200 чел.-Зв на 1 ГВт в год. При замыкании ЯТЦ и использовании в системе ЯЭ реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством, способных использовать эффективно более 50% добытого урана, долговременный риск снижается до нескольких чел.-Зв на каждый ГВт в год произведенной электроэнергии за счет снижения добычи урана.
Таким образом, при обоснованных на сегодняшнем уровне оценках ресурсных ограничений по урану, реализация умеренных (5000 ГВт (э)), а, тем более, «агрессивных» (10000 ГВт (э)) сценариев ядерно-энергетического развития ставит задачу развития многокомпонентной структуры ядерно-энергетической системы с расширенным воспроизводством и замкнутым топливным циклом. Такое развитие потребует обеспечить жесткие условия для сроков и темпов внедрения в ядерную энергетику технологических инноваций. Заметим, что быстрый темп внедрения инноваций трудно представить без целенаправленной государственной (и межгосударственной) поддержки.