Уран. Среднее содержание урана в земной коре составляет примерно 3-10^%. В малых концентрациях (2...4 г/т) уран содержится во многих скальных породах, а также в морской воде, где его запасы практически неисчерпаемы, но концентрация примерно в тысячу раз меньше, и пока нет достаточно экономичной технологии извлечения. Реальные ресурсы урана оцениваются по категориям в зависимости от степени разведанности и уровня затрат на производство (табл. В. 1.2).
При существующих мощностях современных АЭС и с учетом прогнозов их развития ежегодные потребности в уране оцениваются в 60...80 тыс. т, и разведанных запасов урана (при экономически целесообразных затратах на их добычу) достаточно примерно на 60 лет. С учетом потенциальных запасов урана эта цифра удваивается.
В России достоверные разведанные запасы урана с издержками производства менее 80 долл./кг U оцениваются примерно в 180 тыс. т U, в том числе с издержками менее 40 долл./кг примерно 80 тыс. т, из которых только 10 тыс. т пригодны для отработки методом подземного выщелачивания, остальные в основном связаны с месторождениями Стрельцовского рудного поля. Кроме того, имеется около 500 тыс. т разведанных забалансовых запасов, сосредоточенных в 38 месторождениях, разработка которых признана в современных условиях экономически нецелесообразной, и они отнесены к резервным месторождениям. Около 2/3 забалансовых запасов разведано в Эльконском (Алданском) ураново-рудном районе (республика Якутия-Саха).
Прогнозные ресурсы урана России оценены в 1 млн. т, из них 500 тыс. т - по цене менее 130 долл./кг U.
При имеющихся ресурсах урана (залежи в недрах, складские запасы на горнодобывающих предприятиях, запасы высокообогащенного урана) срок функционирования урановой атомной энергетики в России при условии ее роста в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» ограничивается 2070-2080 гг. Если оставаться на нынешнем уровне мощности российских АЭС - примерно 20 ГВт (эл.), то урана хватит примерно на 120... 130 лет.
В СССР была создана крупнейшая в мире минерально-сырьевая база урана, которая составляла около 2,1 млн т, причем около 36 % (0,765 млн т) находилось на балансе горнодобывающих предприятий Минсредмаша.
После распада СССР около 75 % учитывавшихся запасов урана остались за пределами России, и состояние ее минерально-сырьевой базы по урану достаточно напряженно. В настоящее время в России работает единственное предприятие по добыче и переработке урановых руд - АО «Приаргунское производственное горно-химическое объединение» (АО ППГХО), разрабатывающее месторождения Стрельцовского рудного поля (Читинская обл.).
Высокорентабельные богатые руды, пригодные для добычи открытым способом, к настоящему времени практически полностью отработаны. Из оставшихся в этом рудном поле разведанных запасов урана, как показала геолого-экономическая переоценка, лишь около 40 % являются активными, обеспечивающими рентабельную работу предприятия в современных условиях в течение 15 лет.
Производство природного урана в России в настоящее время составляет 2500 т/год, а потребление - 6500 т. Разница покрывается за счет накопленных ресурсов.
Мировые потребности атомной энергетики в уране удовлетворяются за счет:
- добычи природного урана (собственного и импортируемого);
- складских запасов урана (около 140 тыс. т U в мире);
- высокообогащенного урана (ВОУ) из ядерных боеголовок (примерно 500 т ВОУ может предоставить Россия и около 100 т США, что эквивалентно примерно 180 тыс. т U природного обогащения);
- урана, извлекаемого в процессе переработки ОЯТ (ежегодно в мире из энергетических реакторов выгружается около 10,5 тыс. т тяжелого металла облученных ТВС. Менее одной трети выгружаемого топлива перерабатывается, около 8 тыс. т ОЯТ ежегодно размещается на хранение).
В перспективе возможно обогащение обедненного урана (около 0,25 % U235), запасы которого, по расчетам Института урана, на конец 1995 г. составляли около 1,1 млн. т; к 2015 г. они возрастут до 2,1 млн. т, что в пересчете на уран природного обогащения составляет примерно 750 тыс. т.
Ведущими производителями и поставщиками урана на мировой рынок являются Канада, Австралия, страны СНГ и Намибия (рис. В. 1.1). В целом по миру фактическое производство урана удовлетворяет потребности примерно на 60 %. Разница между производством и потреблением покрывается с помощью складских запасов.
Значительные возможности по расширению ресурсов ядерного топлива дает реализация замкнутого ядерного топливного цикла, т.е. переработка ОЯТ с извлечением из него урана и плутония и повторного их использования в реакторах на тепловых нейтронах. Замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность ядерной энергетики примерно на 13 %, а замыкание по урану и плутонию вместе - на 17 %. При этом в обоих случаях срок функционирования ядерной энергетики на тепловых реакторах остается практически таким же, как и при незамкнутом топливном цикле (рис. В. 1.2). Наибольшее преимущество дает использование плутония в реакторах на быстрых нейтронах, поскольку плутоний имеет лучшие нейтронно-физические характеристики в области высоких энергий нейтронов (рис. В. 1.3).
Из всех АЭС мира в настоящее время ежегодно выгружают ОЯТ в количестве примерно 10 тыс. т тяжелого металла (т т.м.). Объем выгруженного ОЯТ, составляющий около 170 тыс. т т.м. в 1995 г., возрастет примерно до 370 тыс. т т.м. к 2020 г. (рис. В. 1.4). Общее количество Ри, содержащегося в ОЯТ, в 1995 г. оценивалось в 1075 т; к 2020 г. оно достигнет более 3000 т (суммарное количество энергетического Ри в ОЯТ увеличивается примерно на 70 т/год). Существующие в мире мощности недостаточны для радиохимической переработки всего имеющегося ОЯТ. Запасы Ри, уже извлеченного из ОЯТ, оцениваются примерно в 200 т. В дальнейшем они будут возрастать и достигнут к 2020 г. 330...400 т.
Торий. Запасы тория в земной коре (около 1,2-10'3 %) примерно в 4 раза превышают запасы урана. Торий является дополнительным видом сырья для ядерной энергетики и позволяет при необходимости в несколько раз увеличить ресурсы ядерного топлива. Его ресурсы при издержках производства менее 80 долл./кг Th, относящиеся к категориям достаточно достоверных и расчетных дополнительных, оцениваются соответственно в 1,4 и 1,0 млн т Th. Наиболее значительными запасами Th располагают Турция, Индия, Бразилия и США. Интерес к торию объясняется возможностью образования делящегося изотопа U . Возможны две схемы: переработка ОЯТ и извлечение U233 или сжигание его в реакторе без переработки.
В отличие от U-Pu цикла U-Th цикл обладает некоторыми преимуществами с точки зрения нейтронно-физических параметров реакторов на тепловых нейтронах. В настоящее время использование U-Th цикла исследуется применительно к различным типам реакторов: IIWR, LWR и HTGR.
Научно-технический прогресс во всем мире опирается на все большее удельное потребление электроэнергии как самого универсального, удобного и «концентрированного» вида энергии. В связи с этим в развитии мировой энергетики наблюдается общая и неуклонная тенденция роста производства электроэнергии и коэффициента электрификации топливно-энергетического баланса, т.е. совокупной доли первичных энергоносителей, используемых для производства электроэнергии (табл. В. 1.3, рис. В. 1.5). В настоящее время эта доля составляет 35...40% для промышленно развитых стран.
