Рефераты | Рефераты по экологии | Атомная энергетика в структуре мирового энергетического производства в XXI веке
Атомная энергетика в структуре мирового энергетического производства в XXI векеКатегория реферата: Рефераты по экологии Теги реферата: реферат япония, реферат государственный Добавил(а) на сайт: Makedonij. Предыдущая страница реферата | 1 2 3 4 5 6 7 8 9 | Следующая страница реферата |
||||
|
Теплофикация |
340 |
7600 |
340 |
7600 |
|
Газификация угля |
— |
— |
250 |
600 |
Одним из ключевых факторов, определяющих возможный «облик» мировой ядерно-энергетической системы XXI века, является наличие урановых ресурсов. Наиболее широко используемые оценки содержатся в периодически публикуемой NEA/OECD «Красной книге» — сводке мировых данных по запасам, производству и потребностям в уране. Согласно обзору 2001 г., известные мировые запасы урана по наивысшей рассматриваемой сегодня цене в 130 долл. за килограмм урана оцениваются в 16.2 млн. метрических тонн. Если добавить к этой величине уже извлеченные ресурсы — коммерческие запасы, запасы на военных складах, а также уран, извлекаемый при повторном обогащении обедненного урана, можно довести оценку мировых ресурсов урана до 17.1 млн. т.
Торий может расширить топливную базу ядерной энергетики в несколько раз, но для этого нужно создать промышленность по его добыче, производству и переработке. Однако он как потенциальный топливный ресурс не конкурирует с ураном, а создает дополнительные ресурсные возможности.
Продолжается дискуссия сторонников развития ЯЭ с открытым или замкнутым ядерным топливным циклом.
Открытый цикл. Использование тепловых легководных реакторов типа ЛВР в открытом топливном цикле по умеренному сценарию приводит к высокому потреблению природного урана. Так, при мощности системы ЯЭ ~200 ГВт (э) в 2050 г., годовая добыча урана должна быть доведена более чем до 300 тыс. т, а интегральное потребление урана составит более 10 млн. т. К 2100 г., если мощность будет составлять 5000 ГВт (э), годовое потребление урана составит примерно 800 тыс. т., а интегральное потребление урана превысит 43 млн. т. Мощность разделительного производства к 2050 г. должна достичь примерно 450 млн. ЕРР (ЕРР — единица разделенного ресурса) в год, а к 2100 г. — примерно 1200 млн. ЕРР в год. Сокращение в два раза темпа развития (мощность ЯЭ системы 100 ГВт к 2050 г.) позволит реализовать ядерно-энергетическую систему с интегральным потреблением урана до 2100 г. в 17 млн. т. Уровень ниже 1000 ГВт (э) к 2050 г. оставляет ядерную энергетику скорее технологическим заделом, страхующим возможные ограничения в развитии других энергетических технологий.
Замкнутый цикл без расширенного (KB ~1.06) воспроизводства плутония. Замыкание топливного цикла с выделением плутония из тепловых реакторов и использованием его для начальной загрузки быстрых реакторов безрасширенного воспроизводства (РВ) также не позволяет выйти на уровни мощности, предлагаемые для ЯЭ в сценариях А2 и В2 при использовании 14 млн. т природного урана. В этом случае мощность тепловых реакторов, использующих урановое топливо, достигает к 2050 г. 1200 ГВт (э) и далее снижается до нуля к 2100 г. Мощность всей системы ЯЭ достигает максимума 2300 ГВт (э) примерно к 2060 г., снижается до 1600 ГВт (э) к 2100 г. (быстрые реакторы (БР) вводятся только на плутонии). В конце периода мощность ЯЭ начинает медленно расти за счет небольшой избыточной наработки плутония в БР. Максимальная добыча урана, равная 200 тыс. т в год, достигается в 2040 г., максимальная мощность разделительного производства в 290 млн. ЕРР достигается также к 2040 г.
Замкнутый цикл с расширенным (KB > 1.6) воспроизводством плутония. Введение в систему ЯЭ быстрых реакторов с расширенным воспроизводством (РВ) плутония позволяет обеспечить требуемое в рамках сценариев А2 и В2 производство электроэнергии, не выходя за пределы 15 млн. т по добыче природного урана. Использование плутония начинается с 2020 г. в виде МОХ топлива в улучшенных тепловых реакторах (KB ~ 0.9), быстрые реакторы с РВ плутония вводятся с 2040 г. Добыча природного урана составляет 14 млн. т при максимуме ежегодной добычи 2000 тыс. т в год в 2040 г. и будет прекращена, так же как и работа по разделению урана, в 2100 г. К 2040 г. будет также достигнута максимальная производительность работы разделения на уровне 200 млн. ЕРР в год. Доля БР составит примерно 60% к 2100 г. Мощность предприятий по переработке облученного топлива примерно равна 50 и 130 тыс. т в год, соответственно в 2050 и 2100 гг. Количество рециклируемого плутония в эти же годы составит 1500 и 7500 т в год соответственно.
Как следует из сказанного, двухкомпонентная структура ядерно-энергетической системы (тепловые реакторы + быстрые реакторы с расширенным воспроизводством) позволяет обеспечить не только умеренное развитие ядерной энергетики с уровнем производства электричества 2000 ГВт (э) в 2050 г. и 5000 ГВт (э) в 2100 г. при реалистичных по сегодняшним оценкам расходах урана, но и реализовать так называемый «агрессивный» сценарий. В нем предусматривается дополнительное производство электричества, в том числе с внедрением реакторов малой и средней мощности, а также использование реакторов для производства водорода, технологического и бытового тепла и пресной воды. В этом случае мощность ядерной энергетики в пересчете на электричество может составить ~10000 ГВт (э) к 2100 г.
Одним из основных условий реализации рассмотренных сценариев развития является внедрение быстрых реакторов с расширенным воспроизводством плутония (KB ~ 1.6) и замкнутого топливного цикла. Задержка срока начала ввода быстрых реакторов такого типа (KB ~ 1.6) на 20 лет при ограничении ресурса природного урана величиной 16 млн. т приводит к уменьшению мощности ядерной энергетики к концу столетия в полтора раза по сравнению с «агрессивным» сценарием.
Малые мощности. Развивающиеся страны, которые претендуют на использование ядерной энергии, при отсутствии мощных электрических сетей будут нуждаться в реакторах малой мощности. Такие же потребности возникают и в традиционно ядерных странах для снабжения энергией удаленных регионов с малой плотностью населения. Максимальная оценка возможного роста атомной энергетики и ее роли в энергетике мира выполнена исходя из ресурса 26 млн. т природного урана с вводом быстрых реакторов с расширенным воспроизводством плутония (KB ~ 1.6) с 2030 г. В этом случае ядерная энергетика может производить примерно 70% электричества к 2050г. и 85% к 2100 г. Эта программа практически стабилизирует добычу органического топлива для производства электричества на современном уровне. Экономия газа в производстве электричества позволяет использовать его вместо нефти, добыча которой сокращается. И, наконец, эта программа развития ядерной энергетики позволяет стабилизировать эмиссию COg на современном уровне.
Атомно-водородная энергетика. Изучение путей экологически чистого обеспечения развивающегося общества энергией показывает, что кардинальное решение этой глобальной проблемы необходимо связывать с разработкой и осуществлением концепции атомно-водородной энергетики, предусматривающей крупномасштабное производство с помощью реакторов не только электроэнергии и тепла, но и водорода. При производстве и использовании водорода практически отсутствуют вредные выбросы в атмосферу.
Атомно-водородная концепция предусматривает расширение использования ядерной энергетики для энергоемких отраслей химической, металлургической, строительной, топливной промышленности, а также в централизованном теплоснабжении распределенных потребителей с использованием хемотермической передачи энергии. И, наконец, атомно-водородная концепция предполагает крупномасштабное производство пресной воды. Такая энергетика сохранит нефть и газ для неэнергетических производств и обезопасит атмосферу от вредных выбросов продуктов сгорания.
В настоящее время крупнотоннажное производство водорода и водородосодержащих продуктов осуществляется в мире в основном путем паровой конверсии природного газа-метана. В этом случае около половины исходного газа расходуется на проведение эндотермического процесса паровой конверсии. Кроме того, сжигание природного газа приводит к загрязнению окружающей среды продуктами его сгорания. С целью экономии газа и снижения нагрузки на окружающую среду была разработана технологическая схема паровой конверсии метана с подводом тепла от высокотемпературного гелиевого реактора. Ядерная технологическая часть комплекса при проведении паровой конверсии метана аккумулирует тепло, получаемое от высокотемпературного реактора, синтез-газ транспортируется к централизованному потребителю тепла, где в метанаторе проводится обратная реакция с выделением тепла. Это тепло передается распределенному потребителю в виде горячей воды и/или пара. По-видимому, в ближайшем будущем методы получения водорода с использованием природного газа будут основными.
Опреснение воды. Многие регионы мира испытывают дефицит пресной воды. Объем дополнительных потребностей пресной воды в ближайшее десятилетие оценивается в несколько кубических километров в год, что стимулирует разработки крупномасштабных технологий опреснения морской воды. Опреснение воды относится к энергоемким технологиям, и с учетом нарастания дефицита неизбежным будет вовлечение ядерной энергетики в энергообеспечение опрес нительных комплексов. Сочетание возможности использования в опреснительной технологии электроэнергии, высокотемпературного тепла и водорода выдвигает в качестве кандидата на разработку атомного опреснительного комплекса реактор типа ВТГР.
Обращение с ОЯТ и РАО. Выбор стратегии обращения с ОЯТ является решением, требующим учета многих факторов, включая технологические, экономические и политические, а также проблем гарантий и защиты окружающей среды. Основополагающими предпосылками к осуществлению перехода к замкнутому топливному циклу являются необходимость эффективного использования ресурсов урана и вовлечения плутония в топливный цикл для решения проблемы обеспечения топливом на будущее, а также управления и контроля обращения с высокоактивными и долгоживущими радионуклидами.
Имеющиеся инновационные технологии, связанные с переработкой ОЯТ, открывают возможность глобальной оптимизации замыкающих стадий ЯТЦ, включая парционирование, трансмутацию и захоронение. Процесс трансмутации высокоактивных и долгоживущих радионуклидов может быть осуществлен в инновационных тепловых и быстрых реакторах, однако нельзя исключить появление в структуре ЯЭ еще одного компонента — реакторов-выжигателей.