CC BY
35УДК 621.039.544.35
Е.П. Велихов, М.В. Ковальчук, В.И. Ильгисонис, В.В. Игнатьев, В.Ф. Цибульский, Е.А. Андрианова1
ЭВОЛЮЦИОННОЕ РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В НАПРАВЛЕНИИ КРУПНОМАСШТАБНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ С РЕАКТОРАМИ ДЕЛЕНИЯ И СИНТЕЗА
В работе анализируются два альтернативных варианта развития ядерной энергетической системы: с развитием быстрых реакторов, которые в перспективе должны заместить строящиеся сейчас тепловые реакторы, и гибридных термоядерных реакторов, которые способны обеспечить топливом тепловые реакторы и минимизировать риск радиационного загрязнения окружающей среды. Сравнение этих вариантов показывает, что опираясь на существующие представления о перспективах развития атомной энергетики на основе быстрых реакторов, потребуются ресурсы природного урана превосходящие современные оценки экономически целесообразных его запасов примерно в 2 раза, и топливный цикл этих реакторов будет обладать большим риском негативного воздействия на окружающую среду. Потребуется полная замена инфраструктуры атомной отрасли на производство быстрых реакторов. В случае развития ядерной энергетической системы с реакторами синтеза и деления потребности в природном уране будут соответствовать современным оценкам экономически привлекательных запасов, риск радиационного загрязнения окружающей среды будет меньше примерно в 10 раз, сохранится и современная инфраструктура атомной отрасли.
Ключевые слова: ядерная энергетическая система, замкнутый топливный цикл, гибридный термоядерный реактор синтеза, подавленное деление, жидкосолевой бланкет, быстрые ядерные реакторы, тепловые ядерные реакторы.
С первых шагов гражданского использования энергии ядра, перспективы развития атомной энергетики непременно связывают с реакторами на быстрых нейтронах и необходимостью замыкания ядерного топливного цикла. Главная причина этого заключается в ограниченности сырьевой базы. Во всех современных энергетических ядерных реакторах сжигается изотоп и-235, выделенный из природного урана. Масштаб роста атомной энергетики, основанной на существующих технологиях, будет ограничиваться ресурсом экономически доступного природного урана, по современным оценкам это около 20 млн т [1], что в энергетическом эквиваленте составляет 70-100 млрд т н.э. Можно сравнить это количество с текущим годовым потреблением энергетических ресурсов в мире - 13 млрд т н.э, и эта величина постоянно растет [2]. С такой ресурсной базой мало оснований
рассчитывать на создание крупномасштабной атомной энергетики. Рост мощностей атомной генерации на основе тепловых реакторов в 5-6 раз потребует уже больше 20 млн т природного урана. Конечно, урана в земной коре и в океане значительно больше 1014 т), но его концентрация в этих средах очень низкая, что вызывает большие сомнения в рентабельности добычи.
Другое дело - развитие атомной энергетики на основе быстрых реакторов. Они вовлекают в топливный цикл сырьевой изотоп и-238, содержание которого в природном уране почти в 130 раз больше, чем и-235. Использование и-238 в качестве топлива означает, что сырьевая база атомной энергетики может быть обоснована практически на любой масштаб ее развития. Вовлечение и-238 реализуется благодаря тому, что в реакторах с быстрым спектром нейтронов
1 Евгений Павлович Велихов - почетный президент Национального исследовательского центра (НИЦ) «Курчатовский институт», д.ф.-м.н., академик РАН, e-mail: velikhov@mac.com;
Михаил Валентинович Ковальчук - президент НИЦ «Курчатовский институт», д.ф.-м.н., чл.-корр. РАН, e-mail: Alimova_MA@nrcki.ru; Виктор Игоревич Ильгисонис - директор НИЦ «Курчатовский институт», д.ф.-м.н., профессор, e-mail: Ryzhova_SA@nrcki.ru; Виктор Владимирович Игнатьев - начальник лаборатории НИЦ «Курчатовский институт», д.т.н., e-mail: Ignatev_VV@nrcki.ru; Виктор Филиппович Цибульский - советник президента НИЦ «Курчатовский институт», д.т.н., e-mail: Tsibulskiy_VF@nrcki.ru; Елена Александровна Андрианова - старший научный сотрудник НИЦ «Курчатовский институт», к.т.н., e-mail: Andrianova_EA@nrcki.ru
при делении тяжелых ядер образуется заметно большее число вторичных нейтронов, чем при делении ядер тепловыми нейтронами. Коэффициент воспроизводства топлива в современных тепловых реакторах достигает 0,5 и может быть повышен до 0,8 в предложенных новых разработках. Для быстрых реакторов этот коэффициент теоретически может быть получен близким к 2, хотя в существующих реакторах он лишь немного превышает единицу.
Таким образом, вместо одного разделившегося ядра делящегося изотопа в быстром реакторе образуются два новых. Эти различия в способности топливного воспроизводства послужили основанием рассматривать в качестве перспективной двухкомпонентную структуру атомной энергетики. В такой системе быстрые реакторы производят энергию, нарабатывают делящиеся изотопы из сырьевого изотопа для собственных нужд и восполнения дефицита в тепловых реакторах. Тепловые реакторы также производят энергию и в «благодарность» за снабжение их топливом берут на себя обязательства по удовлетворению системных требований: работать в переменном графике нагрузки, приспосабливаться к потребностям энергетической системы по мощностной шкале, поставлять энергию для неэлектрического применения и т.д. Предполагалось, что можно будет зафиксировать соотношение мощностей быстрых и тепловых реакторов в системе атомной энергетики (АЭ) на уровне 4 к 6, или близко к этому, что потребует от быстрых реакторов расширенного воспроизводства топлива с коэффициентом воспроизводства больше 1,5.
Для оценки системного качества быстрых реакторов, кроме коэффициента воспроизводства, важна еще одна характеристика - время удвоения, которое желательно сделать наименьшим. Время удвоения - это время, в течение которого быстрый реактор наработает столько же делящегося материала, сколько его находится в активной зоне. Характерные значения времени удвоения для проектов быстрых реакторов, разработанных в 1970-1980 гг., составляют от 5 до 10 лет.
Требования коэффициента воспроизводства больше 1,5 и малого времени удвоения в техническом плане соотносятся с необходимостью
создания реакторов с «жестким» спектром нейтронов, высокой энергонапряженностью активной зоны и минимальным временем пребывания топлива во внешней части топливного цикла, то есть временем выдержки облученного топлива до переработки не более 3 лет. В этих направлениях и проводились исследования до начала 90-х годов прошлого века.
Серьезные изменения в концепции предназначения быстрого направления проявились после Чернобыльской аварии, когда требования к безопасности ядерных реакторов ужесточились. Новое концептуальное предложение проявилось в предложении проектов быстрых реакторов с менее напряженными характеристиками, что было сделано для повышения их безопасности. Разработчики пришли к заключению, что будет достаточно, если быстрые реакторы нарабатывают топливо для себя. Предполагается, что такие быстрые реакторы заменят тепловые, и в перспективе займут монопольное положение в атомной энергетике.
Остановимся коротко на проблеме постепенной замены тепловых реакторов на быстрые с умеренными параметрами воспроизводства. Развитие быстрого направления в этих целевых ориентирах полностью меняет предыдущую концепцию двухкомпонентного развития на однокомпонентную. Возникают новые проблемы. Для комплексного рассмотрения представляется разумным провести математическое моделирование этого процесса, чтобы в цифровом виде оценить масштаб проблем при реализации заявленной концепции, содержание и сроки выполнения задуманного.
Первоочередной интерес представляет вопрос о временных параметрах реализации новой концепции развития атомной энергетики и потребности в ресурсах природного урана для сценария, когда постепенно будет происходить замена тепловых реакторов на быстрые. Актуальность ответа на этот вопрос обусловлена тем обстоятельством, что в мире сейчас строятся только тепловые реакторы, установленная мощность которых на конец 2016 г. составляла 391 ГВт(эл). Быстрый реактор БН-800, построенный в России, даже сами разработчики не рассматривают как прототип будущих серийных быстрых реакторов, которые заменят тепловые.
Быстрый реактор БН-600 приближается к исчерпанию эксплуатационного ресурса и в ближайшие годы будет выведен их эксплуатации.
Для моделирования перспективы ниже рассматриваются реакторы БРЕСТ и БН-1200 как прототипы будущего быстрого реактора [4]. Две современные разработки, которые, по заявлениям авторов, будут реализовывать стратегическую перспективу. Энергетический сценарий наращивания мощностей АЭ в мире соответствует низкому сценарию МАГАТЭ [5], когда атомная энергетика обеспечивает приблизительно 20% спроса на электроэнергию.
Считается, что к концу века общее потребление электроэнергии увеличится примерно до 80 ПВтч, в настоящее время потребление электроэнергии составляет около 25 ПВтч. Такой темп роста электропотребления соответствует приращению 1,5% в год. Для справки: в предыдущие 20 лет рост электропотребления в мире составлял 3% в год, то есть рассматривается сценарий со скромными темпами роста электрогенерации, а АЭ сохраняет постоянную долю в глобальном производстве электроэнергии.
Сценарии МАГАТЭ были ограничены длительностью рассмотрения до конца текущего века. Для целей данной работы нам потребовалось увеличить расчетный интервал прогнозирования еще на сто лет, чтобы процедура замены тепловых реакторов на быстрые состоялась и можно было сделать выводы относительно новой концепции. Считалось, что на период до середины века массовой замены тепловых реакто-
ров на быстрые происходить не будет, в странах мира серийно будут строиться только тепловые реакторы типа ВВЭР. Характеристики тепловых реакторов и приходящих им на замену быстрых реакторов представлены в табл. 1.
Конечно, отдельные экземпляры перспективных быстрых реакторов будут строиться и до середины века, но масштабного их строительства, очевидно, не будет. Быстрые ядерные реакторы - сложные объекты, и разумно, чтобы до их масштабного (серийного) развертывания практикой были подтверждены их характеристики, в первую очередь по безопасности, и, конечно, по эксплуатационной надежности, а достоверная оценка таких параметров требует значительного времени.
На рис. 1 представлены результаты моделирования обсуждаемой стратегии - замены тепловых реакторов на быстрые. В качестве быстрых реакторов в этом конкретном расчете представлен реактор БРЕСТ-1200. В данном расчете длительность пребывания топлива во внешней части топливного цикла составляла 1 год.
Считалось, что тепловые реакторы замещаются на быстрые после их останова для вывода из эксплуатации, второе условие - наличие плутония на складе для формирования стартовой загрузки быстрого реактора. Согласно расчетам, реализация программы замены тепловых реакторов на быстрые потребует расхода природного урана в количестве 35 млн т. Расчеты, проведенные для другого быстрого реактора
Таблица 1
Характеристики тепловых и быстрых реакторов
Показатели ВВЭР-1000 [6] ВВЭР-ТОИ БН-1200 БРЕСТ-1200
Электрическая/тепловая мощность, ГВт 1000/3200 1255/3312 1220/2800 1220/2800
Начальная загрузка, т тм 70/3,11 77/3,9
АЗ, МОХ/И/Ри 41,6/34,2/7,4 63,9/55,3/8,6
НТЭ, ИОХ/х5 20,2/0,3
БЗВ, ИОХ/х5 44,4/0,3
Ежегодная загрузка, т тм 22,8/4,4 23,4/4,74
АЗ, МОХ/И/Ри 7,6/6,2/1,4 12,8/11,1/1,7
НТЭ, ИОХ/х5 3,7/0,3
БЗВ, ИОХ/х5 5,0/0,3
1 - ВВЭР-1000 (обогащенный уран), 2 - ВВЭР-ТОИ (обогащенный уран), 3 - БРЕСТ (наработанный в системе плутоний)
Рис. 1. Установленные мощности реакторов разных типов в программе замены тепловых реакторов на быстрые
БН-1200, показали практически такой же результат.
Как следует из полученных результатов замена тепловых реакторов на быстрые, естественно, допустима, но процесс этот будет длителен, около 200 лет. Он потребует использования ресурсов природного урана приблизительно в два раза превышающих современные оценки его экономически приемлемых запасов. Переработка облученного топлива будет сопровождаться большим количеством высвобождаемой радиоактивности, что заметно повысит риск радиационного загрязнения окружающей среды.
Если рассматривать сценарии с более интенсивным развитием АЭ, например, средний вариант МАГАТЭ, который характеризуется установленной мощностью 5000 ГВт к концу века, то замена тепловых реакторов на быстрые отодвинется еще на столетие, а потребность в природном уране приблизится к 100 млн т.
В целом, похоже, что подобные сценарии глобального развития атомной энергетики в большей мере выполняют функцию оправдательных аргументов для продолжения разработки быстрых реакторов с относительно умеренными
параметрами воспроизводства и большой начальной загрузкой топлива. Большие сроки реализации концепции выхолащивают ее практическую значимость. С учетом реальной практики, когда в мире строятся только тепловые реакторы и инфраструктура, ориентированная на них, приобретает все большие масштабы, с учетом факторов неопределенности и возможных альтернатив варианты будущего доминирования быстрых реакторов выглядят маловероятными.
Для практического развития конкретной энерготехнологии, имея ввиду большую инерционность и затратность этой сферы, желательно присутствие в экономике условного или реального спонсора, который уже работает в сфере энергетики, имеет достаточно большой вес и будет связывать перспективы своего устойчивого развития с освоением новых технологий. Новые технологии как минимум не должны угрожать перспективе спонсора. В таком случае новое не вступает в конкуренцию с уже существующим, а наоборот - подкрепляет его, расширяет эволюционный потенциал развития уже существующих и укрепившихся на рынке технологий.
С таких позиций можно отметить, что в сложившейся ситуации атомная энергетика на тепловых реакторах является естественным союзником любых способов расширения своей ресурсной базы, поскольку направление быстрых реакторов предполагает полный вывод из эксплуатации тепловых реакторов и, конечно, замену всей инфраструктуры и ряда надежных реакторных технологий.
Из всех вариантов расширения ресурсной базы атомной энергетики, а это непременно связано с замыканием топливного цикла и вовлечением в него сырьевых изотопов урана-238 и тория-232, наиболее привлекательным выглядит вариант использования термоядерных нейтронов для конверсии их в делящиеся плутоний-239 или уран-233. Эта предложение было высказано впервые еще в 1956 г. И.В. Курчатовым [7], обратившим внимание на важное обстоятельство. При одной и той же тепловой мощности с помощью термоядерного реактора можно будет нарабатывать как минимум на порядок больше нового делящегося изотопа в сравнении с вариантом, когда для этой цели используется реактор деления. Это обстоятельство означает,
что в системе реакторы деления плюс реакторы синтеза доля последних, ориентированных на снабжение реакторов деления топливом, будет существенно меньше доли быстрых реакторов, если бы они взялись обеспечивать тепловые реакторы топливом, даже в том случае если бы быстрые реакторы имели высокий коэффициент воспроизводства, порядка 1,5-1,6. В ситуации же, когда быстрые реакторы вообще не планируют снабжать топливом тепловые, создание гибридного термоядерного реактора для производства топлива для тепловых реакторов деления становится весьма благоприятной альтернативой или дополнением к быстрому направлению.
Использование термоядерных нейтронов для конверсии сырьевых изотопов в делящиеся может быть реализовано в бланкете гибридных термоядерных реакторов, где в результате радиационного захвата нейтронов сырьевыми изотопами происходит их превращение в делящиеся. В этом варианте термоядерный реактор представляет собой, по существу, источник нейтронов высокой интенсивности. Использование такой схемы требует эффективной очистки бланкета от накопившихся делящихся изотопов, чтобы максимально ограничить в нем энерговыделение. Для этой цели предполагается размещение в бланкете термоядерного реактора жидкосолевой топливной композиции, чтобы в непрерывном режиме экстрагировать из него накопившиеся делящиеся изотопы и небольшое количество образовавшихся продуктов деления.
Расчеты показывают, что если в жидкосо-левой бланкет гибридного реактора в качестве сырьевого изотопа поместить уран-238, то при образовании одного нового ядра делящегося изотопа плутония-239 будет выделено более 43 МэВ энергии, преимущественно за счет деления ядер урана-238, присутствующих в расплаве соли. В том случае, когда в солевой композиции будет размещен торий-232, энергия, выделяемая при производстве одного нового ядра урана-233, будет примерно в 2 раза меньше - около 25 МэВ. Сечение деления тория в области высоких энергий нейтронов более чем в 2 раза меньше аналогичного сечения деления урана-238. Соответственно и радиоактивность солевой композиции и количество продуктов деления тяжелых ядер, от которых ее надо будет чистить, также пример-
но в 2 раза меньше по сравнению с уран-плутониевым топливным циклом [8]. Важно и то, что использование урана-233 в тепловых реакторах наиболее привлекательно. Именно в тепловом спектре размножающая способность урана-233 выше по отношению к урана-235 примерно на 0,2 нейтрона. Примечательно, что именно тори-евый топливный цикл наиболее привлекателен для тепловых реакторов, которые в настоящее время и, скорее всего, в обозримой перспективе будут основными генераторами энергии. В системе гибридный термоядерный реактор -реактор деления реализуется следующий обмен изотопами: в реакторе деления избыточные при реакции деления нейтроны используются для получения трития из лития, а термоядерные нейтроны, полученные в дейтерий-тритиевой реакции гибридного термоядерного реактора, используются для получения делящегося изотопа из урана-233. На рис. 2 приставлена схема обмена изотопами в ЯЭС.
Реактор деления Гибридный
термоядерный
233и
Рис. 2. Обмен изотопами в ЯЭС с реакторами деления и синтеза
Такой топливный цикл системы целесообразен по простой причине. Из нейтрона в тепловом реакторе можно в лучшем случае получить одно новое ядро делящегося изотопа. Но если нейтрон будет термоядерным с энергией около 14 МэВ, то за счет размножения в ядерных реакциях (п, 2п), (п, 3п), (п, Г) нейтронов можно будет получить больше в полтора и более раз. То есть в такой системе наработка делящихся изотопов существенно превосходит их наработку в самых передовых быстрых реакторах.
Баланс объединенного топливного цикла (рис. 2) наглядно демонстрирует достаточность нейтронов в тепловом реакторе для производства трития, с помощью которого в гибридном реакторе будет производиться урана-233 в боль-
Таблица 2
Баланс топливного цикла ГТР и реактора деления на тепловых нейтронах
Характеристики Реактор деления ГТР
Мощность, МВт (тепл.) 3200 470
Потребление 233И, кг/год 1251 —
Производство 233И, кг/год — 1251
Производство 3Н, кг/год <19 —
Потребление 3Н для производства 233И, кг/год — 16
Генерация нейтронов, кг/год 11,7 5,3
Расход нейтронов для производства 3Н, кг/год <6,3 —
Расход нейтронов для деления ядер, кг/год 5,4 —
Избыток и/или допустимые потери нейтронов в системе, кг/год <0,9 (8%)
шем количестве, чем его было сожжено в тепловом реакторе.
Представленные в табл. 2 данные соответствуют варианту, когда в гибридном термоядерном реакторе нарабатывается такое же количество и-233, как было сожжено в тепловом реакторе. Это означает, что в переработке ОЯТ теплового реактора нет надобности. Соотношение мощностей гибридного реактора и теплового реактора деления составляет 470 МВт / 3200 МВт, то есть тепловая мощность гибридного реактора будет составлять примерно 15% от мощности теплового реактора. При этом получается еще небольшой запас нейтронов, порядка 8%, который можно рассматривать как компенсацию различных факторов неопределенности.
В гибридном термоядерном реакторе наработка делящихся изотопов происходит в блан-кете. В варианте, когда в бланкете находится расплавно-солевая композиция с сырьевым изотопом и реализована непрерывная быстрая ее очистка от небольшого количества продуктов деления и вновь наработанного делящегося изотопа, есть основания рассчитывать на минимальное высвобождение радиоактивности в процессе наработки урана-233. При получении делящегося изотопа из тория последовательность ядерных реакций выглядит следующим образом:
232ТИ + п ^ 233ТИ (22,3 мин) ^ 233Ра (27 сут)
^ 233и.
Новый делящийся изотоп получается после распада 233Ра (приблизительно в течение месяца), что дополнительно снижает вероятность деления урана-233 в бланкете при его быстрой очистке от протактиния.
Расчеты показывают, что при наработке и-233 в бланкете гибридного термоядерного реактора высвобождаемая радиоактивность в расчете на 1 г наработанного делящегося изотопа будет наименьшая (почти на два порядка меньше в сравнении с переработкой ОЯТ из реакторов деления).
Представленная схема снабжения тепловых реакторов топливом в общем случае является более гибкой. Если по каким-то причинам будет признано, что часть И-233, который накапливается в ОЯТ теплового реактора, целесообразно вернуть в топливный цикл, то это эффективно может быть сделано без существенного высвобождения радиоактивности при переработке ОЯТ. В этом случае, когда из ОЯТ теплового реактора будут извлекать наработанный в нем уран-233, разумно в твэлах теплового реактора разместить делящийся и сырьевой изотопы в разных таблетках, в гетерогенной форме (рис. 3).
В процессе выгорания в основном будут «гореть» те таблетки, в которых исходно размещен делящийся изотоп, а, следовательно, и продукты деления будут сосредоточены именно в этих таблетках. В то же время в таблетках с сырьевым изотопом будет накапливаться И-233. После об-
1 - оболочка твэл, 2 - таблетки с сырьевым изотопом, 3 - таблетки с делящимся изотопом (доля делящегося материала <10% объема)
Рис. 3. Гетерогенное размещение делящегося и сырьевого изотопа в твэле
теплового реактора
лучения, чтобы не повышать риск радиационной опасности таблетки, исходно содержащие делящийся изотоп, можно не перерабатывать, а отправить на длительное хранение. При этом многослойные защитные оболочки топлива в этих таблетках будут надежным барьером на пути распространения радиоактивности во время хранения. и-233, выделенный из таблеток с сырьевым изотопом, по количеству может составлять до половины от сожженного в реакторе. В такой системе доля гибридных термоядерных реакторов в системе будет составлять всего 7%.
Рассмотрим топливный баланс с системных позиций с целью сравнить его с вариантом развития атомной энергетики по сценарию, который в рамках проектного направления «Прорыв» [3] рассматривается как основной, то есть вариант с быстрыми реакторами без расширенного воспроизводства, которые в перспективе заместят тепловые реакторы (рис. 1).
Для ядерной энергетической системы (ЯЭС) на основе реакторов синтеза и деления проведен расчет для сценария роста мощностей системы, как и в варианте с быстрыми реакторами (рис. 1). Расчеты выполнены в предположении, что в мире продолжают строиться только тепловые реакторы, а гибридные термоядерные реакторы, которые нарабатывают уран-233 для тепловых реакторов деления, начнут вводиться в эксплуатацию с середины нынешнего века. Результаты этого расчета представлены на рис. 4. Из них видно, что система вполне справляется с проблемой топливообеспечения даже в том случае, когда в ней присутствуют только тепловые реакторы деления. Для реализации этой программы потребуется менее 20 млн т природного урана.
Доля гибридных термоядерных реакторов в системе в данном случае составляет около 8%,
из ОЯТ тепловых реакторов перерабатывается только топливные таблетки, исходно содержащие ТЮ2. В этом сценарии риск радиационного воздействия на окружающую среду более чем в 10 раз меньше в сравнении с вариантом с быстрыми реакторами. Вместе с тем такая концепция не исключает из системы быстрые реакторы, которые могут оказаться более адаптивными к внешней системе, чем тепловые.
Разработка гибридного термоядерного реактора (ГТР), ориентированного на производство топлива для АЭ, может быть выполнена в довольно сжатые сроки. На начальном этапе можно не требовать от гибридного реактора
1 - тепловые реакторы на обогащенном уране, 2 - гибридный термоядерный реактор, 3 - тепловые реакторы с топливом и-233.
Рис. 4. Установленные мощности реакторов разных типов в ЯЭС с реакторами деления и синтеза
высокой энергетической эффективности, достаточно будет если ГТР вернет в систему столько же энергии, сколько было использовано для поддержания термоядерной реакции. Еще один важный аспект связан с тем, что требования непрерывности работы к гибридному реактору могут быть существенно смягчены, поскольку ГТР производит уран-233, и его можно накапливать на складах. Такое положение реализуется существенно легче в сравнении с вариантом производства электроэнергии, где требуется высокий коэффициент использования мощности.
Два этих облегчающих обстоятельства настолько значимы, что, по оценкам экспертов, современные достижения в области реализации программы освоения управляемого термоядерного синтеза уже можно признать достаточными, чтобы приступить к практическим проработкам пилотных проектов гибридных термоядерных реакторов.
Важно соблюсти временной фактор и зафиксировать технологическое преимущество в разработке новых технологий не только на уровне идей, но и на практике. Это гарантировано обеспечит и коммерческий приоритет на мировом рынке очень большой емкости.
ЛИТЕРАТУРА
1. Uranium 2014: resources, production and demand. NEA OECD, 2014.
2. Годовой отчет BP [Электронный ресурс]. URL: http://www.bp.com/en/global/corporate/energy-economics/statistical-review-of-world-energy.html (дата обращения 18.01.2017).
3. Толстоухов Д.А. Обеспечение конкурентоспособности атомной энергетики. Проектное направление ««ПРОРЫВ»: Место и преимущества проекта в развитии мировой энергосистемы», 7-8 июня 2016 г. [Электронный ресурс]. URL: http://www.innov-rosatom.ru/files/articles/ae1 3c91a88ffe014e4cd1e8c9ba4a826.pdf (дата обращения 18.01.2017).
4. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реак-
торами в замкнутом ядерном топливном цикле / под ред. Пономарева-Степного Н.Н., М.: ТЕХНОСФЕРА, 2016.
5. Nuclear energy development in the 21st century: global scenarios and regional trends. IAEA, No. NP-T-1.8, Vienna, 2010.
6. Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. М.,1989.
7. Курчатов И.В. О возможности создания магнитных термоядерных реакторов. Собр. науч. трудов. М.: Наука, 2012. Т. 5. С. 78-81.
8. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Термоядерный источник нейтронов для производства ядерного топлива // Атомная энергия, 2013. Т. 114, вып. 3. С. 160-165.
Поступила в редакцию 29.05.2017 г.
E.P. Velikhov, M.V. Kovalchuk, V.I. Ilgisonis, V.V. Ignatyev, V.F. Tsibulskiy, E.A. Andrianova2
TRANSFORMATIONAL GROWTH OF NUCLEAR POWER INDUSTRY TOWARDS LARGE-SCALE NUCLEAR ENERGY SYSTEM WITH FUSION-FISSION REACTORS
The paper reviews two alternative options of nuclear energy system development: with advanced fast reactors that in future should replace thermal reactors currently under construction, and fusion-fission reactors capable of providing thermal reactors with fuel and minimize the risk of environmental radioactive pollution. The comparison of these options indicates that with the existing conceptions of nuclear energy development prospects based on fast reactors it will require natural uranium resources approximately twice as much as the modern estimates of its economically feasible reserves, and the fuel cycle of these reactors will pose higher environmental risk. The nuclear industry infrastructure will have to be changed completely to produce fast reactors. In case of nuclear energy system development with fusion-fission reactors, natural uranium demands will correspond to the modern estimates of economically attractive reserves, the risk of radioactive pollution will be reduced by approximately 10 times, and the current nuclear industry infrastructure will be preserved.
Key words: nuclear energy system, closed fuel cycle, fusion-fission reactor, suppressed fission, molten-salt blanket, fast reactors, thermal reactors.
1 Evgeny P. Velikhov - Honorary President of the National Research Center (NRC) «Kurchatov Institute», Doctor of Physical and Mathematical Sciences, Academician of the RAS, e-mail: velikhov@mac.com;
Mikhail V. Kovalchuk - President of the NRC «Kurchatov Institute», Doctor of Physical and Mathematical Sciences, Corresponding Member of the RAS, e-mail: Alimova_MA@nrcki.ru;
Viktor I. Ilgisonis - Director of the NRC «Kurchatov Institute», Doctor of Physical and Mathematical Sciences, Full Professor, e-mail: Ryzhova_ SA@nrcki.ru;
Viktor V. Ignatyev - Head of Laboratory at the NRC «Kurchatov Institute», Doctor of Engineering, e-mail: Ignatev_VV@nrcki.ru; Viktor F. Tsibulskiy - Advisor to President at the NRC «Kurchatov Institute», Doctor of Engineering, e-mail: Tsibulskiy_VF@nrcki.ru; Elena A. Andrianova - Senior Researcher at the NRC «Kurchatov Institute», PhD in Engineering, e-mail: Andrianova_EA@nrcki.ru
