Основное меню
Бензин
- Автомобильный бензин
- Паспорт
- Состав
- Цена на бензин
- Крекинг-бензин
- Газовый бензин
- Ассортимент автомобильных бензинов

Биотопливо
- Введение о биотопливе
- Соотношение спроса и предложения
- Спрос на биотопливо
- Посредники
- Факторы ценообразования
- Каналы сбыта
- Биодизель

Котельные и печное топлива
- Ассортимент, качество и состав
- Печное топливо

Уголь
- Каменный уголь
- Бурый уголь
- Образование угля
- Добыча угля
- Виды угля
- История добычи угля в России
- Запасы угля в России
- Эльгинское месторождение
- Элегестское месторождение
- Применение угля
- Роль угля в энергетическом балансе
- Стоимость угля
- Древе́сный у́голь
- Спрос на уголь
- Возраст угля
- Условия залегания
- Угольные пласты
- Классификации
- Лигнит
- Суббитуминозный уголь
- Битуминозный уголь
- Антрацит
- Сортность
- РАЗРАБОТКА ПОДЗЕМНЫМ СПОСОБОМ
- РАЗРАБОТКА ОТКРЫТЫМ СПОСОБОМ
- ОПАСНЫЕ ФАКТОРЫ, СВЯЗАННЫЕ С ДОБЫЧЕЙ УГЛЯ
- ОБОГАЩЕНИЕ УГЛЯ

Дизельное топливо
- Ассортимент, качество и состав дизельных топлив
- Основные эксплуатационные показатели
- Зимние дизельные топлива с депрессорными присадками
- Экологически чистое дизельное топливо
- Городское дизельное топливо
- Европейский стандарт EN 590
- Отличия, стандарты и характеристики ДТ

Топливо для АЭС
- Ядерный топливный цикл
- Ядерные реакторы
- Развитие атомной промышленности
- Проблемы безопасности
- Экономика атомной энергетики
- Перспективы атомной энергетики
- Отходы низкого уровня радиоактивности
- Отходы высокого уровня радиоактивности
- Отходы промежуточного уровня радиоактивности
- Физическое состояние радиоактивных отходов
- Радиация и распад
- Продукты деления реакторных топлив
- Методы удаления и переработки газообразных отходов
- Жидкие отходы
- Твердые отходы
- Сырьевые изотопы
- Замедлители
- Теплоносители
- Тепловыделяющие элементы
- ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
- Делящиеся изотопы
- Реактор с водой под давлением
- Кипящий реактор
- Реактор с жидкометаллическим охлаждением
- Газоохлаждаемый реактор
- Гомогенные реакторы
- РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ
- Системы безопасности
- Современное состояние атомной энергетики
- Долгосрочные прогнозы
- Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики
- Варианты структуры атомной энергетики

Особенности перевозки топлива различными видами транспорта
- История развития транспортировки нефтепродуктов
- Нетрубопроводные способы транспортировки нефтепродуктов
- Железнодорожный способ
- Доставка автотранспортом
- Доставка морскими и речными танкерами
- Безопасность нефтеперевозок

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.

В быстром реакторе при коэффициенте воспроизводства равном единице или выше можно сжигать уран практически полностью. Увеличение энергетического выхода от ядерного топлива в 200 раз, по сравнению с тепловым реактором, позволяет обеспечить 4000 ГВт (эл.) на быстрых реакторах дешевым ураном в течение 2,5 тыс. лет при малой топливной (сырьевой) составляющей затрат, а энергетику в 10000 ГВт (эл.) примерно на 1 тыс. лет. Для быстрых реакторов приемлем и уран из бедных месторождений, ресурсы которого в сотни или даже тысячи раз больше ресурсов дешёвого урана.

Быстрые реакторы умеренной энергонапряжённости с коэффициентом воспроизводства около единицы позволяют развить атомную энергетику большого масштаба без ограничений по топливным ресурсам.