Перспективи пред атомната енергетика

Климатичните промени са безспорен факт. Всеки който е живял повече от 10 години съзнателен живот може да ги види. Преспите сняг по улиците от моето детство отдавна ги няма. Малцина от нас обаче могат да кажат дали тези климатични промени са естествени или са резултат от човешката дейност. Налага се да се доверим на западните учени, които твърдят, че климатичните промени са резултат от отделянето на големи количества парникови газове, главно въглероден двуокис. Науката е чудесно нещо, когато не е отровена от частни интереси. А напоследък науката, чрез проектния принцип бе подчинена на прокарвани на държавно ниво групови интереси. Така или иначе, ако учените са прави, рискът е прекалено голям и е по-добре да предприемем мерки, дори и да се окажат ненужни, отколкото да не направим нищо и учените да се окажат прави. Това означава, че търсенето на енергийни източници с ниски емисии на въглероден двуокис е оправдано. Западът се е ориентирал към възобновяеми енергийни източници (ВЕИ), измежду които доминират фотоволтаичните и вятърните електроцентрали (напоследък значението на думите често се подменя, думата „възобновяеми“ (renewable) е неправилна, тъй като вятъра и слънцето не се изчерпват, та да се възобновяват). Нито слънцето нито вятърът, обаче се съобразяват с моментната ни нужда от ток. Затова се налага електроенергията да се съхранява в батерии (презареждаеми химически източници на ток).

Производството на слънчеви батерии и вятърни генератори бе тежко субсидирано, както от ЕС така и от САЩ. Първата вълна у нас беше през 2011-2012 година, когато се настроиха масово фотоволтаични паркове и бяхме принудени да изкупуваме енергията им на преференциални цени. Сега се задава втора вълна съгласно „Планът за възстановяване и устойчивост“, който се очаква да бъде приет от ЕС. Вярно че ни излиза скъпо, но нали е за климата, да кажем че ще платим.

Освен непостоянството на ВЕИ има и още един проблем, за който практически не се говори. Животът на фотоволтаиците не е особено дълъг. Въпреки че им дават до 35 години експлоатационен срок, той едва ли ще се достигне. Ето в момента първите слънчеви батерии на аморфен силиций се подменят с по-ефективни на кристален силиций за по-малко от 10 години след инсталацията на първите. Перманентните подмени от този тип ще предизвикат тонове боклук. А батериите дори са специален боклук, който трябва да се събира и третира отделно.

В същото време има друг енергиен източник, който по въглеродни емисии дори е по-щадящ от фотоволтаиците и ветрогенераторите, при това не се нуждае от огромни площи и не зависи от никакви природни капризи. Това е пренебрегваната от Запада ядрена енергия. Нека поразкажем за нея, тъй като мнението на „зелените“, т.е. екоактивистите е доста далеч от истината, а и има масово информационно „затъмнение“ по този въпрос. Ядрената енергетика е достигнала нива както на безопасност така и на екологичност, които са напълно съвместими със съвременните изисквания.

Традиционната ядрена енергетика

За производство на електричество, а и за атомни бомби, се ползва радиоактивния изотоп 235U (уран 235). Този изотоп има свойството да се дели на по-леки ядра (с атомна маса между 70 и 170) при захвата на външен неутрон. При това делене се отделят между 1 и 8 неутрона (средно 2.4) и голямо количество енергия под формата на кинетична енергия на продуктите от деленето. Ако отделените неутрони при едно делене срещнат други ядра на 235U то от тяхното делене ще се получат около 32 = 9 неутрона, ако и те срещнат ядра на 235U то ще се отделят 33 = 27 неутрона и т.н. Получава се верижна реакция, при която се отделя голямо количество енергия. В атомните бомби се предизвиква точно такава неуправляема верижна реакция. В атомните електроцентрали тази реакция е контролирана, а отделяната енергия се използва за затопляне на вода или газ, които въртят генератори за производство на електричество.

Депа за съхранение на обеднен уран под формата на UF6 в Кейпенхърст, Великобритания и в близост до Гронау, Германия.

Да се постигне верижна реакция на делене на 235U обаче не е толкова лесно. Причината е че в природния уран на Земята съдържанието на 235U е само 0.7%. Останалото е слабо радиоактивния и неделящ се изотоп 238U (уран 238). А съдържанието на уран в рудата по изключение надхвърля 1%, като обикновено е около 0.5% и по-малко. В урановата мина нивото на радиоактивност не надвишава безопасното ниво, тъй като количеството на силно-радиоактивния изотоп е много малко. Изотопа 238U претърпява алфа разпад и е опасен само при поглъщане или вдишване. Далеч по опасен е традиционно присъстващия в Земята радиоактивен Радон, който се натрупва в галериите на всички мини и присъства дори в лошо проветрявани мазета. По-голям проблем е токсичността на урана, но тя също се проявява само при вдишване или поглъщане. След изкопаване на урановата руда, тя се очиства от други примеси и се изпраща за обогатяване под формата на окиса U3O8.

Обогатяването е процес при който съдържанието на 235U в сместа от 235U и 238U се увеличава над природните 0.7%. За ядрената енергетика 235U трябва да се покачи до 2-5%, по-често 5% (АЕЦ Козлодуй ползва 4%), а за атомна бомба до над 80%. Естествено, процесът на обогатяване създава съответното количество обеднен уран, в който 235U е по-малко от 0.7%, обикновено 0.3%, като единствено в Русия се достига ниво на обедняване до 0.1%. Например, в 1 тон уран с 0.7% 235U има 7 кг от този изотоп, ако искаме да го обогатим до 5% трябва да добавим още 43 кг. Ако извличаме само по 4 кг от тон, при което остава обеднен уран с 0.3% 235U ще ни трябват още приблизително 11 тона уран. Или, за един тон гориво за АЕЦ са необходими 12 тона уран, като 11 от тях остават неупотребени. Същата сметка за обогатяване до 90% за атомните бомби води до около 223 тона обеднен уран на всеки тон обогатен. Така ядрените държави се оказват заринати с тонове обеднен уран, по-голямата част от който идва от гонката във въоръженията по време на Студената война. Общото количество обеднен уран в света е 1 188 273 тона, като най-много е в САЩ – 480 000, следван от Русия – 460 000 тона, Франция – 190 000, Великобритания – 30 000 и т.н. Отново да отбележим, че това не е опасен радиоактивен отпадък, тъй като нивото на радиоактивния изотоп е сведено под естествено съществуващото в природата. За процеса на обогатяване е необходимо превръщането на урана в уранов хексафлуорид (UF6), затова в повечето случаи обедненият уран се съхранява под формата на това съединение в стоманени варели. Тези варели обаче не са безопасни тъй като урановият хексафлуорид е токсичен и корозивен. Затова понякога се преработва до химически инертни уранови окиси.

За да се получи гориво за ядрените реактори, обогатеният уран от UF6 се преработва до UO2 в прахообразна форма. От нея се пресоват таблетки с диаметър около 1 см и дължина около 2 см. Те се поставят в тръби от ниобиева сплав. Няколко тръби сглобени заедно представляват топлоотделяща касета (тепловыделяющая сборка, ТВС). С тези касети се зарежда ядрения реактор на АЕЦ.

Ядреното гориво в най-разпространените водни реактори е потопено във вода, като топлоотделящите касети са херметично затворени и водата няма контакт с ядреното гориво или продуктите на делене. При работата на реактора водата се затопля от отделяната от касетите топлина. Традиционните атомни реактори за електричество работят с бавни, т.е. нискоенергетични, неутрони, а водата е едновременно охладител на реактора и забавител на неутрони. В най-разпространените водно-водни енергийни реактори (ВВЕР) водата се загрява до около 300 градуса по-целзий и за да не кипи се намира под високо налягане. Има обаче и „кипящи“ и газоохлаждаеми ядрени реактори.

При изгарянето на ядреното гориво 235U се разпада на много други елементи, както беше написано по-горе, някои от които радиоактивни, част от 238U все пак успява да захване неутрон и да се превърне в смес от четири изотопа на плутоний, от които 239Pu може да се дели, подобно на 235U, и е годен за ядрено гориво (и за бомба). Плутоният е основният източник на радиация в отработеното гориво от АЕЦ. Образуват се и малко количество други (минорни) актиниди, които обаче имат съществен принос в радиоактивността на отработеното гориво. Реакторите се презареждат веднъж на 12, 18 или дори 24 месеца, като не се подменят всички топлоотделящи касети, а само тези, в които 235U е спаднал до 0.6-0.8%. Ядрените реакции в отработеното гориво продължават, затова касетите се държат още пет години във вода, в специален басейн около всяка АЕЦ. След това горивото се подлага на обработка и подготвя за съхранение. Проблемът е в неговата висока и продължителна радиоактивност дължаща се на дълъг период на полуразпад на изотпите на плутония и останалите актиниди. Тази радиоактивност остава опасна за живите същества в продължение на стотици хиляди години.

Пробивът в ядрената енергетика

От самите зари на ядрената енергетика се е задавал въпросът какво да се прави с обеднения уран. За него е положен много труд, да бъде изкопан от земята и изчистен от примеси, а остава като отпадък при това токсичен. Решението са реакторите размножителни (breeder reactor), при които с изгарянето на един изотоп се получава друг, годен за ядрено гориво изотоп. Когато образуващия се полезен изотоп е повече от изгаряния, се казва, че коефициента на размножение е над 1, обикновено до 1.3. В този случай при своята работа реакторът освен електричество произвежда и ядрено гориво. В т.н. уран-плутониев горивен цикъл се „изгаря“ 235U, а от облъчвания 238U се получава делящия се 239Pu, който също е годен за гориво в традиционните реактори за електрическа енергия. По този начин е възможно складираните тонове обеднен уран да бъдат преработени до годно за употреба ядрено гориво. Друга възможност представлява уран-ториевия горивен цикъл, при който се облъчва 232Th, а се получава изкуствения изотоп 233U, който също е годен за ядрено гориво. Този цикъл отваря възможността за употреба на залежите на торий.

В напреднала технологична фаза са реакторите размножители на бързи неутрони (fast breeder reactor, FBR), които ползват уран-плутониевия горивен цикъл. Традиционните реактори за АЕЦ ползват забавител на неутрони, какъвто е водата във водно-водните реактори. Бавните неутрони носят по-малка енергия и почти не взаимодействат с нерадиоактивния изотоп 238U, който съставлява над 95% от ядреното гориво и на практика е като баласт. Захващането на бързи, т.е. по-високоенергийни неутрони, от този изотоп е значително по-високо, при което 238U се разпада с образуване на няколко изотопа на Pu, един от които е 239Pu. Затова в реакторът на бързи неутрони като охладител се ползва течен натрий, който е почти „прозрачен“ за неутроните, т.е. те губят по-малко енергия при преминаване през него отколкото през водата. Съществуват и други възможности, за охладител, но технологията с натрий е най-разработена към момента.

След облъчването нереагиралият 238U и получените изотопи на Pu се разделят химически, ако трябва Pu се обогатява и отново се свеждат до оксиди, от които се произвеждат горивни елементи за традиционните реактори или за реакторите на бързи неутрони. По този начин горивния цикъл се затваря.

Съществено преимущество на реакторът на бързи неутрони е възможността да преработва и отработено гориво от традиционните ядрени реактори. При това се преработват малкото количество радиоактивни актиниди с изключително дълъг период на полуразпад. Така крайният радиоактивен отпадък освен че се редуцира като количество е и с много по-ниска и по кратко живуща радиоактивност.

История на технологията

Първият атомен реактор произвел електричество е реактор размножител. Това е американският Experimental Breeder Reactor I, построен между 1949 и 1950 година за да провери хипотезата на Енрико Ферми, че е възможно реактор да произвежда повече гориво, отколкото потребява. Експериментът е успешен, реакторът има коефициент на размножение 1.01. През 1951 към него е прикачен генератор на ток, който успява да запали четири електрически крушки по 200 вата.

До 90-те години на XX век почти всички развити страни опитват да построят реактор размножител за промишлено производство на електричество. На практика успява само СССР и днес единствените работещи реактори размножители са БН-600 (600 МВт) и БН-800 (800 МВт) построени в Белоярската АЕЦ в Русия. БН-600 е включен в електрическата мрежа през 1981 година, а БН-800 през 2016 година.

Франция разработва натриево охлаждами реактори под наименованията Феникс (Phénix) и Суперфеникс (Superphénix). Първият е маломощен прототип, включен в електрическата мрежа през 1974 година и работил до 2010 година. Вторият, значително по-мощен 1200 МВт, е трябвало да стане основната мощност във Франция за преработка на обработено и създаване на свежо ядрено гориво. Той е включен в електрическата мрежа през 1986. Работата му е белязана от проблеми и аварии, включително пропадане на покрива на турбинното помещение поради обилен снеговалеж, следствие на което достига 90% от планираната си мощност едва през 1996 година. След аварийно изключване и не без политически натиск, през 1998 реакторът е спрян окончателно.

Германия построява два натриево охлаждаеми реактора на бързи неутрони. Експерименталният KNK-II произвежда електричество между 1979 и 1991 година, но мощността му е едва 21 МВт. Между 1972 и 1985 година германия построява SNR-300, който е с планирана мощност 1500 МВт. По политически причини реакторът не е пуснат в употреба.

Япония също опитва да построи натриево охлаждан реактор на бързи неутрони – Монжу (Monju), който страда от технически проблеми повече от френския Суперфеникс. Строителството му започва през 1986 година, а в електрическата мрежа е включен през 1995 година. През повечето време на своето съществуване реакторът не работи. Макар и официално да е закрит през 2017, за последно е работил през 2010. Серията аварии на реактора включват пожар поради изтичане на натрий (1995 г.) и падане на презареждащия механизъм (3.3 тона) в съда на реактора (2010 г.). От своето пускане до края 2011 година реакторът е произвеждал електричество само един час.

Великобритания разработва един експериментален реактор и един прототип в селцето Дуунрей (Dounreay). Първият е с мощност 11 МВт и се охлажда с натриево-калиева евтектика, която е течна при стайна температура. Той дава електричество между 1962 и 1977 година. Неговият наследник е с мощност 234 МВт и работи между 1976 и 1994. Реакторът също страда от проблеми, включително лош мениджмънт. След 1994 проектът е закрит окончателно.

Освен първия реактор на размножител, затворен през 1954 година, САЩ разработват само един друг такъв в атомната електроцентрала „Енрико Ферми“ в щата Охайо. Реакторът Ферми 1 дава ток между 1966 и 1972 година. Няколко месеца след включването му реакторът претърпява частично разтопяване на ядрото. Рестартиран е едва през 1970 година само две години преди окончателното му затваряне. В САЩ между 1957 и 1982 година работи единственият реактор ползващ уран-ториевия цикъл. Неговата мощност е 60МВт.

В сравнение с всички тези реактори, руските БН-600 и БН-800 са значително по-стабилни. Основния проблем с изтичане на натрий, който гори при допир с вода, е сведем до минимум, а авариите, които се случват (около 27 за цялата експлоатация на БН-600), са от лек характер не възпрепятстващ работата на реактора.

От беглия исторически преглед на реакторите размножители в света ясно се вижда, че Русия е единствената страна, която разполага с тази технология. Развитието ѝ в западните страни е белязано от значителни неуспехи (особено в Япония) и политическа съпротива особено силна през 90-те. Друг възпиращ, и вероятно решаващ момент е по-високата цена за построяване, а от там и на тока, в сравнение с традиционните ВВЕР. Благодарение на политическия натиск, перспективите пред ядрената енергетика в развитите страни е сравнително мрачна. Западните компании се ориентират към малки модулни реактори с мощност до 300 МВт. При тях също доминират традиционния тип реактори, въпреки че има планове и за размножители на бързи неутрони. Характерно е обаче, че повечето то тези реактори са само на хартия, т.е. на ниво проект. Отново единствено Русия и Китай имат работещи реактори от този тип. Тук изключваме реакторите за военни кораби и подводници, тъй като за тях условията на работа са по-различни и не могат да се предлагат за комерсиална употреба. В момента реактори на бързи неутрони се строят само в Русия и Китай. В Индия отдавна съществува проект за усвояване на уран-ториевия горивен цикъл, но той се развива изключително бавно.

Затворен ядрен горивен цикъл

Целта на ядрените енергетици отива много по-далеч от създаването и комерсиализирането на нов тип реактор. Реакторите на бързи неутрони ще затворят ядрения горивен цикъл. При традиционния отворен ядрен горивен цикъл се употребява едва около 3 % от делящия се уран и се генерира голямо количество силно радиоактивен отпадък съдържащ изотопи с много дълъг период на полуразпад. Ядрените отпадъци от този цикъл имат нужда от заравяне дълбоко в земята и представляват практически вечен радиоактивен боклук.

Схема на двукомпонентен затворян ядрен горивен цикъл.


Първият опит за рециклиране на ядреното гориво и подобряване на неговата използваемост е изобретеното във Франция МОХ гориво за традиционните реактори. То е смес от уранов и плутониев двуокис в различни съотношения, като може да се ползва дори обеднен уран. Плутоният за това гориво може да се вземе или от голямото количество натрупан за оръжейни цели плутоний или от преработка на отработеното гориво от традиционните АЕЦ. Във втория случай урана и плутония се отделят от отработеното гориво за производство на ново, следствие на което ядрения отпадък намалява. По този начин оползотворяването на първоначалния 235U може да достигне 15%, а ако и уранът от отработеното гориво се дообогати и използва и до 20%. Подобрението в оползотворяване на уран е значително, но все още далеч от желаните 100%. След изгарянето му в АЕЦ обаче МОХ горивото не подлежи на по-нататъшна обработка и следва да се предаде за дълбочинно съхранение. Както остатъка от горивото от ниско-обогатен уран, така и остатъка от МОХ горивото съдържа минорни актиниди с висока и продължителна радиоактивност и следователно МОХ не допринася особено за намаляване на екологичния отпечатък на ядрената енергетика.

Отпадъкът от традиционните атомни реактори, включително от МОХ гориво, може да се използва в реакторите с бързи неутрони, където се „изгарят“ не само плутония и урана, а и минорните актиниди. Отработеното гориво от реакторите с бързи неутрони може многократно да се рециклира и използва отново, докато се изчерпят делящите се изотопи (235U, 239Pu и 241Pu). Същевременно при коефициент на размножение над 1.01 от 238U може да се добие „излишно“ количество 239Pu, от което да се произведе отново гориво за традиционните атомни реактори. По този начин се получава двукомпонентен затворен горивен цикъл, в който участват едновременно трациционни реактори с бавни неутрони, тип ВВЕР и подобни (при които коефициента на размножение е около 0.5) и реактори на бързи неутрони, които в процеса на своята работа от обеднения уран, 238U, произвеждат ядрено гориво както за себе си, така и за традиционните реактори. Многократното рециклиране на ядреното гориво осигурява пълно изразходване на урана, при което обема на генерираните ядрени отпадъци се снижава до 10 пъти, в зависимост от обработката. Съществено е, че този отпадък е 100-200 пъти по-ниско радиоактивен и не съдържа изотопи с хилядолетен период на полуразпад. Така ядрения отпадък ще постигне радиологична еквивалентност с природния уран след около 100 години, а радиационна еквивалентност след 300 години, т.е. след 100 години радиоактивния отпадък ще е биологично безопасен, а след 300 ще достигне ниво на радиация на природния уран. За отпадъка от традиционните реактори тези периоди са от порядъка на стотици хиляди години. За сравнение, пластмасата от найлоновите торбички и пласмасовите бутилки, които са разхвърляни навсякъде из природата, се разпада за около 450 години, а някои видове, като рибарската жилка за 600 години. При това радиоактивния отпадък няма да се разхвърля по планетата, както пластмасовия, а ще се складира напълно контролирано.

Проекта „Прорыв“

По програма за осъществяване на двуконтурен затворен горивен цикъл се работи единствено в Русия – проекта „Прорыв“ изпълняван от държавната компания „Росатом“. Той включва построяването на два реактора с бързи неутрони БН-1200, който е натриевоохлаждаем наследник на БН-600 и БН-800 с по-голяма мощност, и качествено различен реактор БРЕСТ-ОД-300, охлаждан с олово и ползващ уранови и плутониеви нитриди като гориво. Реакторът ще представлява част от Опитно-демонстрационен енергиен комплекс включващ реактора, модул за производство на горивни елементи и топлоотделящи касети и модул за преработка на отработеното гориво от реактора. Модула за горивни елементи може да работи със свежи материали и с материали от отработено гориво от всички видове реактори, като е предвидено и включването на минорни актиниди за тяхното обезвреждане. Така ядрения горивен цикъл ще се затвори на една единствена площадка, което свежда до минимум транспорта на радиоактивни материали.

Строителната площадка на проекта "Прорыв" в Сибирск, Тюменска област.


В проекта на реактора са заложени принципи на естествена пасивна безопасност, т.е. разчита се не на автоматика или действие на оператор, а на естествени физични принципи. Реакторът БРЕСТ-ОД-300 ще ползва олово като охладител, което отново означава почти атмосферно налягане. Освен това оловото не гори на въздух и при допир с вода, което снижава опасността от пожар при изтичане. Същевременно оловото има по-висок спецефичен топлинен капацитет, което води до по-добро охлаждане и по-ефективно извеждане на топлината от реактора. Температурата на кипене на оловото е много по-висока от работната температура на реактора, което гарантира липсата на повишено налягане даже при прегряване. Отделно, състава на горивните елементи и разположението на топлоотделящите касети се подбират така, че прегряване и стапяне да бъде невъзможно при никакви обстоятелства. Така се постига съществено ново ниво на безопасност на реактора.

Строителството на Опитно-демонстрационния енергиен комплекс е започнато през 2014 година на територията на Сибирския химически комбинат в град Северск, Томска област. До момента е построен модулът за производство и преработка на горивни елементи и топлоотделящи касети, в който вече текат настройки на апаратурата за смесени нитридни уран-плутониеви (СНУП) горивни елементи. Излята е и бетонната основа на реакторната зала. Според плана завършването на комплекса се очаква през 2030 година.

Въпреки че повечето технологични елементи са отработени на лабораторни установки и на реактора БН-600, Опитно-демонстрационния енергиен комплекс има за цел да превърне лабораторните постижения в готов промишлен продукт. Целта е до края на века, когато се очаква изчерпването на нефта и газа, атомната енергетика на Русия да премине изцяло на затворен ядрен горивен цикъл.

Радиоактивните отпадъци

Относно радиоактивните отпадъци има изградена митична фобия. Отработеното ядрено гориво от АЕЦ по целия свят за цялото им съществуване е 400 000 тона. Като се има предвид, че то представлява над 90% UO2 с плътност 10.97 г/см3 (=10.97 т/м3) то тези 400 000 тона са равни на 36 364 м3, което се равнява на куб с размер от 33 метра. Ако се сложи на стандартно футболно игрище с размер 105 на 68 метра, то височината ще бъде едва 5 метра. Всички приказки за планини от радиоактивен отпадък от АЕЦ са преувеличения на невежи или по някакъв начин заинтересовани хора.

Вторият вид радиоактивни отпадъци са материали попаднали в контакт с радиоактивни материали (т.е. замърсени) или облъчвани с неутрони, което ги активира предизвиквайки слаба радиоактивност. Такива са например корпусите на реакторите, съоръжения с досег до радиоактивни материали, защитно облекло, водата от първи контур на АЕЦ и т.н. Разнообразието от възможности е голямо, но като правило силно радиоактивен отпадък, който да изисква дълбочинно заравяне по този начин не се получава, а и обемите на тези отпадъци също са малки. Най-големите са корпусите на реакторите, но те се заравят на място след спиране на енергоблока и не представляват опасност. Водата от АЕЦ престава да е радиоактивна в рамките на 1 максимум 2 години.

„Зелените“ обикновено причисляват тоновете обеднен уран към радиоактивния отпадък. Както вече споменах, активността на обеднения уран едва ли го класифицира като радиоактивен отпадък, но при всички случаи е силно токсичен. Да, при липсата на технология за неговото преработване или употреба, обеднения уран е опасен отпадък. Затворения ядрен горивен цикъл с реактори на бързи неутрони обаче предлага решение за обеднения уран, превръщайки го от отпадък в изключително ценна енергийна суровина. Същото важи и за 400-те хиляди тона отработено ядрено гориво. Следователно, „зелените“ би трябвало да са заинтересовани в развитието на този тип ядрени технологии.

Заключение

Последните достижения на ядрената енергетика решават едновременно няколко проблема: позволяват употребата на обеднен уран и оръжеен плутоний за производство на електроенергия; позволяват доизгаряне на отработеното в традиционните АЕЦ гориво; съкращават обема, радиоактивността (100-200 пъти) и необходимата продължителност на съхранение (до 300 години) на ядрените отпадъци. По груби оценки, при настоящата технология на отворен горивен цикъл уранът на Земята би бил достатъчен за задоволяване енергийните нужди на земята за около 100 години напред. Като се има в предвид, че от природния уран се ползват по-малко от 0.7%, а технологията на затворен цикъл може да изгори до 100% от урана (нека са 97%) то при усвояване на затворен ядрен цикъл залежите на уран биха стигнали за 100*97/0.7~14 000 години. При това без да отчитаме вече натрупаните плутоний, обеднен уран и използваеми ядрени отпадъци от АЕЦ. Енергийният запас е огромен и би обслужил за хиляди години напред нуждите на планетата, дори ако те се увеличат в пъти.

Очевидно, в близките десетилетия атомната енергетика на Русия ще се конкурира с ВЕИ на Запада, а Запада ще сгреши, ако не приеме атомната енергия като „зелена“. Перспективата след 50 години Европа да купува от Русия електричество вместо газ е съвсем реалистична.

Кихано
09 януари 2022