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.

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.