151565 (621791), страница 2

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 2)

Возможные варианты развития атомной энергетики России представлены на рис. 1.

Рис. 2. Воспроизводство и развитие мощностей АЭС до 2030 г.

По результатам прогнозных оценок Института систем энергетики им. Л.А. Мелентьева (ИСЭМ) СО РАН общий вклад атомной энергетики в мировой энергетический баланс может возрасти к 2100 г. до 30%.

Международное Энергетическое Агентство (IEA/OECD 1998) прогнозирует к 2020 г. снижение доли атомной энергетики в производстве электричества до -10% при сохранении общей установленной мощности атомных энергоблоков на сегодняшнем уровне.

Министерство энергетики США (EIA/DOE 1999) в качестве наиболее вероятного сценария рассматривает снижение к 2020 г. установленной мощности атомных энергоблоков на 10% в мире и на 25% в развитых странах.

Прогнозы 1999 г. Института энергетических исследований РАН указывают на возможность роста производства электроэнергии АЭС России до 160 млрд. кВт·ч в 2010 г. и до 330 млрд. кВт·ч в 2020 г.

Ожидаемое к середине XXI века почти удвоение населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, и приобщение их к индустриальному развитию может привести к удвоению мировых потребностей в первичной и к утроению (до 6000 ГВт) в электрической энергии. Атомная энергетика, отвечающая требованиям крупномасштабной энергетики по безопасности и экономике, могла бы взять на себя существенную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии [~4000 ГВт (эл.)]. Развитие к середине века мировой атомной энергетики такого масштаба явилось бы радикальным средством стабилизации потребления обычных топлив и предотвращения следующих кризисных явлений:

• истощения дешёвых ресурсов углеводородных топлив и возникновение конфликтов вокруг их источников, дестабилизации мирового топливного цикла;

• достижения опасных пределов выбросов продуктов химического горения.

Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики

Мировые ресурсы урана в наиболее богатых месторождениях с концентрацией металла в рудах >=0,1% в настоящее время оцениваются следующим образом: разведанные - несколько более 5 млн. т, потенциальные – 10 млн. т.

За время жизни ( ~50 лет) тепловой реактор (ЛВР) мощностью 1 ГВт (эл.) потребляет ~ 10⁴ природного U, поэтому 10⁷ т U позволяют ввести 1000 блоков АЭС с такими реакторами, из которых ~ 350 ГВт (эл.) работают сейчас, а 650 ГВт (эл.) могут быть введены в следующем веке. В результате в первой половине XXI века мощности мировой АЭ на тепловых реакторах с учётом вывода из эксплуатации отработанных блоков могут вырасти вдвое, но ее вклад в производство энергии будет постепенно падать, а во второй половине века сойдет на нет.

Ежегодная потребность современной атомной энергетики России в природном уране составляет 2800-3300 т, а с учетом экспортных поставок ядерного топлива ~ 6000-7700 т. При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащённого урана) срок функционирования отечественной атомной энергетики на тепловых реакторах, если оставаться на уровне мощности - 20 ГВт (эл.), составляет ~ 80-90 лет. Замыкание топливного цикла тепловых реакторов с вовлечением энергетического плутония и регенерированного урана продлит этот срок на 10-20 лет в зависимости от способа изготовления регенерированного топлива.

Имеющиеся мировые и российские запасы природного урана не могут обеспечить устойчивого долговременного развития атомной энергетики на тепловых реакторах.

Варианты структуры атомной энергетики

Развитие атомной энергетики в два этапа предполагает длительное сосуществование тепловых реакторов на ²³⁵U, пока есть дешёвый уран, и быстрых реакторов, которые вводятся на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов и практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.

В двухкомпонентной структуре целесообразен постепенный переход тепловых реакторов на выгодный для них Th-U цикл с производством ²³³U для начальной загрузки и подпитки из Th-бланкетов быстрых реакторов. Двухкомпонентная структура атомной энергетики будущего имеет под собой веские основания, но важный для неё вопрос о пропорциях между быстрыми и тепловыми реакторами требует адекватного решения.

В предстоящие полвека, пока есть дешевый уран для тепловых реакторов, этот вопрос не имеет принципиального значения. Плутоний, получаемый в тепловых реакторах, целесообразно использовать для запуска быстрых реакторов, не требуя от них высоких коэффициентов воспроизводства и коротких времён удвоения плутония. Проблема топливообеспечения тепловых реакторов и участия в нём быстрых реакторов может возникнуть лишь за пределами рассматриваемого здесь периода, и при её решении нужно учитывать следующие обстоятельства:

• Производство электроэнергии растет наиболее быстро и составит в XXI веке около или более половины в мировом топливно-энергетическом балансе (табл.1) и поэтому остается главной сферой применения атомной энергетики, что снова выдвигает на первый план быстрые реакторы.

• В отличие от органической энергетики, где на топливо приходится ~60% издержек производства электроэнергии, затраты на ядерное топливо относительно малы (~20%), а основная часть издержек в АЭ - сооружение и обслуживание - уменьшается с увеличением мощности реакторов и АЭС, что делает производство электроэнергии на крупных АЭС доминирующим направлением атомной энергетики.

• Проблема коротких времён удвоения плутония и связанные с ней соображения о нежелательности участия быстрых реакторов в регулировании нагрузки в энергосистемах сегодня и в обозримом будущем не актуальны.

• Последние проекты АЭС с быстрыми и тепловыми реакторами указывают на значительное снижение разницы в их стоимости даже для быстрых реакторов традиционного типа. Разработка быстрых реакторов на основе принципа естественной безопасности позволяет рассчитывать на то, что капитальные затраты в АЭС с быстрыми реакторами нового поколения будут ниже, чем в современных АЭС с ЛВР.

• Требования высокого коэффициента воспроизводства и коротких времён удвоения плутония препятствуют реализации потенциала быстрых реакторов по экономичности и безопасности.

Таблица 1 [3]

Общее потребление первичных энергоносителей, доля первичных энергоносителей, используемых для производства электроэнергии и доля АЭС в потреблении первичных энергоносителей в регионах мира в 1997 г. и 2000 г.

Регион	1997г.			2000г.
	Общее потребление ЭДж	Для производства электроэнергии, %	Доля АЭС, %		Общее потребление, ЭДж	Для производства электроэнергии, %	Доля АЭС, %
Северная Америка	108,7	35,9	6,3		113 117	36 36	5,8 5,7
Латинская Америка	28,7	29,6	0,7		31 32	30 31	0,6 0,6
Западная Европа	62,6	41,3	12,9		64 66	42 42	13 12
Восточная Европа и страны б	54,1	30,7	4,5		54 55	31 31	5,1 5,2
СССР Россия	31	31	4,1		30,4 30,4	32 32	4,6 4,6
Африка	17,2	21,5	0,7		19 19	22 22	0,7 0,7
Средний Восток и Южная Азия	35,6	25,7	0,2		40 42	26 26	0,2 0,3
Юго-восточная Азия и Океания	19,6	24,3	-		21 22	25 25	- -
Дальний Восток	80,5	33,3	5,2		88 91	34 34	4,9 4,8
Всего в мире нижняя оценка	406,9	33,0	5,4		430 445	33 33	5,1 5,0

Заключение

Итак, при любом варианте развития в крупномасштабной ядерной энергетике будущего могут найти свое место разные типы реакторов на тепловых нейтронах при доминирующей роли быстрых реакторов. Двухкомпонентную схему с покрытием дефицита топлива для тепловых реакторов за счёт избыточного производства в быстрых реакторах следует рассматривать лишь как отдалённую перспективу. В рассматриваемый период тепловые реакторы будут работать на ²³⁵U, но для следующих этапов следует начать подготовку их к переводу в торий-урановый цикл с производством недостающего ²³³U в ториевых бланкетах быстрых реакторов. При накоплении в них ²³³U с концентрацией в тории, необходимой для тепловых реакторов изготовление торий-уранового топлива не потребует извлечения чистого ²³³U.

Структура атомной энергетики России в рассматриваемый период будет в значительной степени определяться масштабами её востребованности. При умеренном росте установленной мощности АЭС атомная энергетика России останется в течение ближайших десятилетий практически однокомпонентной, с незначительной энергетической долей быстрых реакторов. В случае интенсивного развития атомной энергетики решающую роль в ней станут играть быстрые реакторы, т.к. топливная база тепловых реакторов в России не может обеспечить устойчивого роста установленной мощности (1-2 ГВт/год) и при таком варианте она будет исчерпана уже в первой половине XXI века.

В моей работе указаны актуальность использования атомной энергетики на сегодняшний день, особенности размещение данной отрасли, оценка её потенциальных возможностей и возможные пути её развития.

Список использованной литературы

1. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.

2. Белая книга ядерной энергетики /Под общ. ред. проф. Е.О. Адамова: Первое издание. М:ГУП НИКИЭТ, 1998. “Энергетика: цифры и факты”: По материалам МАГАТЭ “Energy, electricity and nuclear power...” IAEA, Vienna, 1998 (M.: ЦНИИатом-информ, 1999, № 1).

3. Nuclear Technology Review 2000: GOV/INF/2000/XXX/ Vienna: IAEA, 2000.

4. Nucl. Europe World-scan. 1998. N 11-12. P. 57-58.

5. Энергетическая стратегия России до 2020 г.: Проект. Минтопэнерго России, 2000.

Характеристики

Список файлов курсовой работы