№ 5
ИЗВЕСТИЯ АКАДЕМИИ НАУК ЭНЕРГЕТИКА
2014
УДК 621.039
ТОПЛИВООБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ С ВВОДОМ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
© 2014 г. Е.В. МУРАВЬЁВ
Инновационно-технологический центр проекта "Прорыв", Частное учреждение ГК "Росатом", г. Москва Е-mail: evgeni.muraviev@mail.ru
Представлены результаты исследований для обоснования обновленной стратегии развития ядерной энергетики России в XXI веке. Рассмотрены сценарии с различными вариантами переработки ОЯТ тепловых реакторов при развертывании крупномасштабной ядерной энергетики на базе быстрых реакторов естественной безопасности с КВ ~1 в замкнутом ядерном топливном цикле, а также с учетом возможности расширенного воспроизводства топлива в быстрых реакторах.
Показана возможность развертывания до конца века крупномасштабной ядерной энергетики, способной удовлетворить 100% прироста потребностей страны в электроэнергии путем ввода быстрых реакторов с вытеснением тепловых при полном потреблении урана на уровне не более ~1 млн т и прекращением его добычи, даже в случае отказа от переработки ОЯТ тепловых реакторов или долговременной ее отсрочки.
Ключевые слова: ядерная энергетика, быстрые реакторы, ресурсы урана, плутоний, замкнутый ядерный топливный цикл, переработка облученного ядерного топлива, радиационно-эквивалентное захоронение отходов, топливная составляющая стоимости электроэнергии.
FUEL SUPPLY FOR NUCLEAR POWER SYSTEM WITH FAST NEUTRON REACTORS DEPLOYMENT
E.V. Muraviev
Innovation and Technology Center by "PRORYV" Project, State Atomic Energy Corporation "Rosatom", Moscow E-mail: evgeni.muraviev@mail.ru
System studies results are presented for substantiation of the updated Russian nuclear power development strategy in the XXI century. Scenarios have been considered with various options of the thermal reactors spent fuel reprocessing in the course of a large scale nuclear power development based on the fast neutron reactors of inherent safety with the breeding ratio ~1 and the closed nuclear fuel cycle. Additionally the possibility of higher breeding ratio effects have been taken into account.
The feasibility of the large scale nuclear power system creation before the end of this century has been demonstrated assuming the 100% coverage of the country electricity in-
cremental demand by deploying the fast neutron reactors replacing the thermal ones. That can be achieved with the total uranium consumption below 1 million tons and cessation of its further mining even if the reprocessing of the thermal reactors spent fuel is not realized or is postponed for a long time.
Key words: nuclear power, fast neutron reactors, uranium resources, plutonium, closed nuclear fuel cycle, spent nuclear fuel reprocessing, radiation-equivalent waste disposal, fuel cost.
В работе приведены результаты исследований для обоснования обновленной стратегии развития ядерной энергетики России в XXI веке, концептуальные положения которой изложены в работах [1, 2]. Исследование выполнено, как и в [1, 3], с использованием динамической системной модели, созданной с помощью программного продукта "Генератор системных моделей УСМ-1" [4]. В дополнение к сценариям развертывания крупномасштабной ЯЭ на базе быстрых реакторов (БР) естественной безопасности с КВ ~1 в замкнутом ядерном топливном цикле (ЯТЦ) рассмотрены сценарии с различными вариантами переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов (ТР) [3] и с учетом возможности расширенного воспроизводства топлива.
Основные исходные положения настоящей работы следующие:
— для демонстрации возможностей ядерной энергетики принимается концепция ее крупномасштабного развития, такого, которое позволило бы существенно улучшить топливный баланс страны в целом;
— рассматриваются сценарии быстрого роста ядерной энергетики в этом веке;
— развитие крупномасштабной ядерной энергетики должно удовлетворять следующим условиям: приемлемость по безопасности (исключение аварий с эвакуацией населения) и экологии (при обращении с ядерными материалами в замкнутом ЯТЦ), технологическая поддержка нераспространения делящихся материалов, экономическая привлекательность (конкурентоспособность), энергетическая безопасность по ресурсообеспечению.
Концептуальные решения для удовлетворения поставленным требованиям: скорейший ввод БР, включая запуск на обогащенном уране, экономия урана благодаря постепенному вытеснению традиционных водоохлаждаемых тепловых реакторов быстрыми реакторами естественной безопасности, работающими в замкнутом ЯТЦ с переходом на равновесное "грязное" топливо, в котором удерживаются минорные актиниды и частично продукты деления, создаются условия для достижения радиационно-эквива-лентного захоронения отходов, минимальная продолжительность внешнего ЯТЦ с соответствующей минимизацией накопления ОЯТ и объемов его переработки.
Структура моделируемой системы ядерной энергетики включает компоненты высокого уровня агрегирования, которые представляют заводы обогащения урана, два типа АЭС (с ТР типа ВВЭР и РБМК) и с быстрыми, традиционные централизованные предприятия по изготовлению топлива для ТР, централизованные предприятия по переработке ОЯТ ТР и заводы пристанционного ЯТЦ, обеспечивающие переработку ОЯТ БР и изготовление топлива.
Ориентиры и условия развития. Согласно работе [2], ориентируясь на располагаемые ресурсы России, можно рассчитывать на достижение к концу века уровня установленных мощностей АЭС, превышающего сегодняшний в 10—15 раз. Это позволило ядерной энергетике сберечь ценные ресурсы горючих ископаемых для экспорта и нетопливных целей и радикально решить проблему выбросов СО2. Во всех рассматриваемых сценариях принята одинаковая динамика развития с выходом на ~190 ГВт установленных мощностей АЭС к 2050 г. и на 390 ГВт — к концу века. При этом скорость ввода мощностей АЭС такова, что к середине века прирост выработки электроэнергии становится равным приросту полного спроса, в результате доля АЭС в покрытии полного спроса к концу века достигает 70%. При меньших потребностях внутри страны может быть обеспечен значительный экспорт АЭС и топлива.
Кроме выработки электроэнергии общими для всех сценариев стали зависимости:
— связь между стоимостью извлечения природного урана и интегральным использованием его ресурсов, установленная путем линейной интерполяции и экстраполяции данных Белой книги [5] (до 1200 кт при стоимости 180 долл./кг И);
— эволюционное изменение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) с выходом на уровень 0,9 к 2030 г., одинаковый для всех типов АЭС;
— эволюционное изменение выгорания ядерного топлива от 40 до 70 ГВт ■ сут/т к 2030 г. для ВВЭР и от 74 до 114 ГВт ■ сут./т к 2050 г. для БР.
Сценарии развития. Перечень исследованных сценариев приведен в табл. 1.
Сценарии 1, 2 представляют классический открытый ЯТЦ тепловых реакторов (без быстрых) на обогащенном уране и с дополнительным ресурсом в виде смешанного оксидного топлива (МОКС-топлива) из накопленного плутония на складах (102 т "эквивалентного" энергетического, включая 45 т из ОЯТ ВВЭР и 34 т оружейного [6] с коэффициентом эквивалентности 1,67) — для последующих сопоставлений и подтверждения идеологии замкнутого ЯТЦ с БР на единой методической основе. Данные по временам ввода и мощностям переработки ОЯТ ВВЭР взяты из материалов секции № 1 "Ядерные энергетические установки и атомные станции" НТС Госкорпорации "Росатом".
Сценарий 3 — частично замкнутый ЯТЦ тепловых реакторов без быстрых, с вводом однократной переработки ОЯТ и использованием выделяемого плутония в виде МОКС-топлива ТР (без дальнейшей переработки), а регенерата урана — на однократное дообогащение.
Сценарий 4 — ввод БР с 2025 г. и прекращение ввода ВВЭР после 2030 г., сокращение на 10 лет срока службы новых ВВЭР по сравнению со сценариями 1—3 для экономии урана путем ускорения перехода на БР, проверка возможности отказа от малоэффективной (по выходу плутония) переработки ОЯТ тепловых реакторов при развертывании быстрых с пуском на уране (+ плутоний только из накопленных запасов) с продолжительностью внешнего топливного цикла 1 год.
Сценарий 5 аналогичен сценарию 4, но с увеличенной продолжительностью (до трех лет) внешнего топливного цикла БР.
Сценарий 6 аналогичен сценарию 4, но со сроком службы ВВЭР, как в сценариях 1-3.
Сценарий 7 аналогичен сценарию 4, но с использованием плутония из перерабатываемого ОЯТ тепловых реакторов для быстрых, но без переработки ОЯТ РБМК.
Сценарий 8 аналогичен сценарию 4, но с задержкой начала массовой переработки ОЯТ ВВЭР (РТ-2) на 30 лет.
Сценарий 9 аналогичен сценарию 7 плюс переработка ОЯТ РБМК.
Сценарий 10 аналогичен сценарию 4 с уточненными данными по топливным характеристикам быстрых реакторов при воспроизводстве только в активной зоне (а.з.) для сравнений на единой методической основе со сценариями 11 и 12.
Сценарий 11 аналогичен сценарию 10 (воспроизводство в а.з.) + наработка Ри в боковом бланкете.
Сценарий 12 аналогичен сценарию 10 (воспроизводство в а.з.) + наработка Ри в боковом и торцевых бланкетах.
Исходные данные. Во всех сценариях заложены реальная предыстория развития ядерной энергетики России на базе реакторов РБМК и ВВЭР и соответствующее время их вывода из эксплуатации с учетом продления на 15 лет. Топливные характеристики рассматриваемых реакторов по данным работы [3] приведены в табл. 2.
Номинальные капитальные затраты при строительстве АЭС с тепловыми реакторами приняты на уровне 4000 долл./кВт (в долларах США 2007 г.), как в системном исследовании Массачусетского технологического института [7] для легководных реакторов (ЛВР). В отличие от [7], где предполагается использование реакторов типа БН с капи-
ОО
№ сценария
Новые реакторы (срок службы, лет)
Виды топлива новых реакторов
Переработка ОЯТ (внешний ЯТЦ, лет)
1 ВВЭР (60)
2 ВВЭР (60)
3 ВВЭР (60)
4 ВВЭР (50) БР (60)
То же
ВВЭР (60) БР (60)
ВВЭР (50) БР (60)
8 ВВЭР (50) БР (60)
Обогащенный уран Обогащенный уран МОКС (Ри со склада)
Обогащенный уран МОКС
Обогащенный уран Обогащенный уран Ри со складов Регенерированное
То же
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.