Когда мы рассматривали "Перспективы замены генерирующих мощностей на атомные в РФ в период с 2020 по 2050 годы.", то с совершенной очевидностью встал вопрос: а на сколько времени хватит запасов общего количества урана (обоих его добываемых изотопов), при условии сохранения плотности энергопотока и существующих демографических моделей?
Попробуем разобратся в этом вопросе.
Рекомендую перечитать, известную большинству присутствующих статью автора Already Yet: Ядерная спичка (NUC2).
I. ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СОСТАВЛЯЮЩАЯ.
Мировые запасы урана, по состоянию на 2011 год, составляют 5 327 200 тн. Обращаю ваше внимание на два факта:
1. это запасы обоих изотопов.
2. это извлекаемые запасы урана с издержками производства на уровне $130.
Доля запасов урана на гарантированно доступной нашей стране территории составляет 31%, и в натуральном выражении - 1 666 800 тн:
1. РФ - 487 200.
2. Казахстан - 629 000.
3. ЮАР - 279 100.
4. Украина - 119 600.
5. Узбекистан - 96 200.
6. Монголия - 55 700.
Можно рассматривать развитие этого конгломерата в целом, но для начала оценим только нашу страну, ведь мир во всем мире мы отказались строить четверть века назад, не так-ли?
Итак, на территории РФ извлекаемые запасы составляют 487 200 тонн. Много? Мало? А вот давайте совместно разберемся.
Из статьи "Перспекивы замены ..." берем следующую цифру: в период с 2020 по 2050 годы нам требуется построить 360 блоков типа БН-1200.
В настоящее время в России на 10 действующих АЭС эксплуатируется 33 энергоблока общей чистой мощностью 23,643 ГВт.
Для упрощения представим, что уже в настоящее время построены все 360 блоков, старые выведены из эксплуатации и заменены новыми В итоге общее количество блоков, работающих одновременно составляло бы около 400. Вот от этой цифры и будем отталкиватся.
- Номинальная тепловая мощность реактора - 2800 МВт
- электрическая мощность - 1220 МВт
- КПД брутто - 43.6% (КПД по электричеству)
- КПД нетто - 40.5% (полагаю КПД по электричеству минус затраты электроэнергии на собственные нужды станции-сколько энергии отдаем в сеть).
Перемножив количество блоков и их мощность получим 488 ГВт.
Согласно данным ОЭСР, в мире функционирует 440 реакторов коммерческого назначения, которые потребляют в год 67 тыс. тонн урана.
В 30 странах мира эксплуатируется 193 атомные электростанции с 435 энергоблоками общей электрической мощностью 372 751 МВт.
Цифры немного отличаются, но это не критично. Разделив мощность на количество блоков получим среднюю мощность одного блока, равную 0,855 ГВт. Т.е. для выработки мощности в год 5,56 МВт нужно затратить одну тонну урана: 372 751/67 000 = 5,56 МВт/тн.
Я понимаю, что прямая пропорция не даст точный результат, но я к нему и не стремлюсь, а хочу получить порядок цифр.
Итак, для выработки 488 ГВт нам потребуется около 87 000 тн урана в год. Если вспомнить цифру 487 200, то можно прийти в ужас: урана хватит всего на 5,6 лет! Но мы забыли, что в природном уране изотопа 235 всего 0,7%. И если учитывать, что при использовании технологии БН "горит" и его брат уран-238, которого в природе остальные 99,3% (и который в официальную статистику по добыче урана не входит), то цифра получается совсем другой: 800 лет.
Прошу читателей проверить на ошибки, перед тем, как перейти к оценке демографической составляющей и ее влиянию на сроки обеспеченности энергией.
Комментарии
Я когда-то закончил физфак универа (1989 года выпуска). Но, разумеется, я и близко не специалист. Но этот вопрос многократно описывался и доступным языком. В журнале "наука и жизнь", например.
Да тут и понимать нечего. Уран распадается на "осколки". Они остаются прямо там, "в глубинах топлива". Эти элементы обладают большим коэффициентом захвата нейтронов - и начинают "гасить" нейтронный поток. Это компенсируют "вытягивая" управляющие стержни (в обычных реакторах). Но "диапазон управления" - не бесконечен. Он зависит от тех. характеристик реактора.
Поэтому топливо выгодно перерабатывать даже и без всяких БН - ведь там осталось урана 235 больше, чем "сгорело" !
Но есть проблемы - "вторичное" топливо всё равно будет радиоактивным гораздо больше, чем просто обогащенный уран. Там нужны совсем другие способы защиты. А это дорого ! А второй раз топливо вообще никто не пробовал перерабатывать - это еще дороже !
А в случае с ЗЯТЦ - его надо будет перерабатывать многократно... А сколько энергии уйдёт на перевозку со всеми свинцовыми защитами и работу заводов - ещё вопрос...
А с торием - заподлянка хуже. Продукты его полураспада гамма-активны. Значит работать с ними - только из-за толстых свинцовых стен и только манипуляторами.
Всё это оборудование имеет ограниченный срок использования. Теперь прикиньте, какого объёма промышленность надо СОЗДАТЬ, чтобы обеспечить хотябы СЕГОДНЯШНИЙ уровень энергопотребления...
Так что то, что многие страны отказались от этого пути, и пошли в зелень... Нет, я считаю, они НЕ правы. Но что тут есть чего испугаться - это факт...
Т.е., все перечисленные сложности технически реализуемы, при достаточном количестве энергии и ресурсов. Так?
Если - да, то не вижу, о чем дальше обсуждать. Сложности всегда возникают, и их - преодолевают.
Насколько я помню, быстрые нейтроны раскалывают самые опасные изотопы РАО, так что на выходе из БН-ок будет гораздо менее опасные отходы, чем из ВВЭР.
сколько энергии будет требоватся на одного человека через 100 лет
Очень интересный вопрос. Если не носиться с бешенными скоростями в атмосфере и не обновлять айпад раз в месяц и не наступит новый ледниковый период -- то столько же. Вопрос, от чего здесь реально отказаться, а от чего -- нет.
Я считаю, что появившийся излишек энергии человечество немедленно найдет куда запихать, и потом снова начнет ныть: экономия, энергоэффективность)))
Отказаться можно от всего, кроме
1. Сельхозмашин
2.Удобрений.
3.Лекарств.
Извиняюсь, тут был дебильный комментарий.
Не не. Все было нормально. В почте ж осталось :))))
Я думаю, там понятно, что при прочтении была пропущена частица "не".
:)
но набор мне понравился.
По счастью, строить такое безумное кол-во АЭС не нужно, благо нефть закончится не скоро, а там внедрение всяких смартгридов повсеместное, электромобилей и пр. Навскидку, РФ нужно построить четверть от 360 блоков, этого хватит.
Мы еще не знаем, что на самом деле происходит. Вот здесь конспирология, но все же.
На чем основана ваша уверенность? И что это за эфемерные технологии? о_О
В своей модели ты рассмотрел потребность в АЭС "в лоб". Но ведь есть такие штуки как кооперация, оптимизация, энергосбережение и т.п., т.е. я вижу, что сейчас происходит реструктуризация энергопотребления-энергогенерации, новые технологии дадут выравнивание потребения-генерации внутрисуточного, внутригодового, внутритерриториального. С улучшением хар-тик АКБ (а их хар-ки улучшат значительно, это без сомнения, ибо туда вкладываются ресурсы) пики будут сглажены чуть ли не в ноль. При более тесной интеграции энергосистем разных стран возможна супероптимизация. Ну, обо всяких светодиодах, рекуперациях, снижении потерь и т.п. ты и сам знаешь. Так что моя оценка в четверть это оценка сверху.
Все правильно, но в ответ могу сказать, что не рассмотрены кучи вопросов с затратами на развитие сопутствующих отраслей. И т.д., и т.п.
Твоя модель вобщем-то хороша, в том числе и тем, что показывает, что для замещения всякого нужно безумствовать в строительстве АЭС, а это нерационально и рискованно, поэтому нужно придумать что-то другое)))
Еб-стеб-ствен-но.
\благо нефть закончится не скоро\
лол
Доклад Лукойла - Основные тенденции развития глобальных рынков нефти и газа до 2025 года.
http://issuu.com/antonvaluiskikh/docs/lukoil_new_print2cut/1?e=2282299/3727564
Выдержки:
"90% добычи нефти в РФ ведется на месторождениях ,открытых до 1988г и лишь 10% добычи осуществляется на месторождениях открытых в9 0-е и 2000-е гг."
"В 2000-е годы темпы падения добычи по переходящему фонду скважин существенно выросли ,достигнув уровня 11% ежегодно"
На стр 48 на графике Прогноз добычи жидких УВ в РФ показано ЗНАЧИТЕЛЬНОЕ сокращение(в 3 РАЗА) добычи на действующих скважинах вплоть до 2025г
Вот именно.
Спасибо, Алексей как раз о тысяче лет и говорил по 238-у.
Тысяча лет, при условии стагнации демографического вопроса, и при сохранении плотности энергопотока на существующем уровне. Без учета тория.
"Для упрощения представим, что уже в настоящее время построены все 360 блоков, старые выведены из эксплуатации и заменены новыми В итоге общее количество блоков, работающих одновременно составляло бы около 400. Вот от этой цифры и будем отталкиватся."
Срок службы реактора - ну, пусть будет 60 лет. Вы смотрите период с 2020 по 2050 год. Это 30 лет - половина срока уже истекла ;-)
Реально, количество реакторов, которое мы можем иметь зависит от количества реакторов, которое мы строим в год, и "периода полураспада" реактора ;-) Даже без проблем по топливу - мы не сможем строить в год сколько угодно реакторов ;-) А ведь надо еще заложить ресурсы на утилизацию старых ректоров... Нет господа/товарищи - только умеренность... ;-) А в деревнях - скорее дрова, чем реакторы...
>>>Срок службы реактора - ну, пусть будет 60 лет. Вы смотрите период с 2020 по 2050 год. Это 30 лет - половина срока уже истекла ;-)
А кто мешает, по истечению срока эксплуатации выводить из работы и параллельно строить новые?
>>>Реально, количество реакторов, которое мы можем иметь зависит от количества реакторов, которое мы строим в год, и "периода полураспада" реактора ;-) Даже без проблем по топливу - мы не сможем строить в год сколько угодно реакторов ;-) А ведь надо еще заложить ресурсы на утилизацию старых ректоров...
Итак, мы можем свести воедино все результаты, а их обоснование находится ниже.
И вот что мы получаем:
I. Электрогенерация. 3,7 блока в год
II. Теплогенерация. не требуется
III. Транспорт. 2 блока в год
IY. Импортозамещение -
товарная составляющая. 1,9 блока в год
IY. Импортозамещение -
строительство производственных
мощностей. 4 блока в год
Всего: 12 блоков в год вводить в эксплуатацию
В период с 2020 по 2050 годы нам требуется построить 360 блоков типа БН-1200.
Не вижу проблем, с учетом:
Бюджет РФ на 2014 год: Доходы — 14 063,4 млрд руб.
Продажная цена реактора БН-800 от РосАтома составляет 130-140 млрд.руб. Соответственно годовые затраты на строительство будут составлять 1,68 триллионов рубле, что составляет 12% доходной части бюджета России.
Колониальный налог (паразитарная оффшорная составляющая) вычисляетсякак разница между экспортом и импортом (это по минимуму):
526,4 - 317,8 = 208,6 млрд.долларов США = 7,3 трлн.руб.
И получается, что для решения поставленной задачи требуется уменьшить разницу экспорт-импорт всего на 25%.
"Продажная цена реактора БН-800 от РосАтома составляет 130-140 млрд.руб." - БН-800 НИКОГДА не использовался, как бриддер. Он жгет в-основном 235-й и лишь "чуть-чуть" 238-го. Реакторы на быстрых нейтронах только "открывают путь" к использованию 238-го. Но путь еще "не проложили". И проложить его - весьма серьёзная задача. Тут обкакались и американцы, и французы и японцы... И если России удасться - это будет возможный выход из энергетического тупика, что нам грозит. Тонны и рубли можно будет считать ЕСЛИ И КОГДА это случится.
А для оценки цифры взять кто мешает. Или вы считаете, что реактора БН-1200 должны стоить, по кругу, других денег? Я такой информации не имею.
Тонны и рубли УЖЕ можно если не считать, то прикидывать. Ибо физический пуск впромышленной действующей технологии БН состоялся. Это называется прогнозирование и планирование))
Для первого взгляда на проблему ЗЯТЦ конечно сойдет, но много чего еще придется изучить :)
Если перейти к конкретике, то в ЗЯТЦ есть две принципиальные сущности, которые меняют взгляд на вещи:
1. В реакторе расщепляет не 238 уран, а плутоний 239. При наработке плутония нам нужно уже иметь плутоний или уран 235. Коэффициент воспроизводства (который складывается из многих тонкостей, типа получаемый изотопный состав плутоний, коэффициенты извлечения, сроки выдержки ОЯТ) у современных БН чуть больше 1. Это значит, что если нам надо загрузить 15 тонн плутоний в новый реактор, старый должен нарабатывать этот плутоний много лет, а то и десятилетий. Есть такой коэфф - срок удвоения плутониего запаса. Именно он определяет, с какой скоростью мы сможем вводить эти самые БНы.
2. Когда МОКС ТВС проходит через реактор, в ней кроме образования продуктов деления и наработки U238 -> Pu239 образуются другие изотопы плутония, и четные изотопы плутония являются нейтронными ядами. При рефабрикации топлива содержание этих ядов растет, и в каком-то цикле из ТВС вынутой из реактора нет экономического смысла извлекать плутоний. Оказывается, что если взять Х тонн U238, то в ЗЯТЦ мы сможем использовать 0.4-0.5 х, хотя и это - великолепный результат. Но осетра в топике надо урезать в два раза.
Это если обзорно.
Еще для общего развития: в современных ВВЭР коэфф воспроизводства - 0.4-0.5. В ТВС, в начале срока службы находится уран обогащением 4-4,5%, в конце - 0,7% и 1% плутоний. При этом еще 1% плутония, который получился из U238 в процессе эксплуатации ТВС там же, в реакторе, и сгорел, т.е. плутоний уже сегодня вносит вклад виде примерно 1/4 атомной энергии (а оставшийся в ОЯТ создает стартовый запас для ЗЯТЦ).
По первому пункту - есть небольшая "поблажка". У нас уже есть большие запасы плутония. Это 1. Излишки военных 2. Плутоний в ранее отработанном топливе (о чём Вы и написали).
Не знаю, на сколько первоначальных загрузок этого хватит...
У нас плутония примерно 50 тонн выделенного на Маяке разных градаций, ~120 тонн оружейного (из которых 34 по соглашению пойдут на утилизацию и какое-то приличное количество в ядерном оружие), и еще порядка 50 тонн в ОЯТ РБМК/ВВЭР-1000.
Очень сложно сказать, на сколько это загрузок хватит. Где-то десятки блоков.
Т.е., можно говорить, что на первые 10 лет, по программе максимум плутония гарантированно хватит. Это - очень хорошо.
>>>Есть такой коэфф - срок удвоения плутониего запаса. Именно он определяет, с какой скоростью мы сможем вводить эти самые БНы.
Вот тут можно поконкретнее и с цифирями?
>>>Оказывается, что если взять Х тонн U238, то в ЗЯТЦ мы сможем использовать 0.4-0.5 х, хотя и это - великолепный результат. Но осетра в топике надо урезать в два раза.
Мне кажется, что это - техническая проблема, которая будет решатся в процессе эксплуатации. До единицы не доведут, но то, что на современном уровне не остановятся - факт.
Осетра урезать - не проблема. Но пока что не вижу оснований для этого.
>>>т.е. плутоний уже сегодня вносит вклад виде примерно 1/4 атомной энергии (а оставшийся в ОЯТ создает стартовый запас для ЗЯТЦ).
А я то никак не мог понять, за счет чего за последние лет 10 повышен КПД АЭС процентов на 30. А ларчик просто открывался))).
Спасибо.
>Вот тут можно поконкретнее и с цифирями?
Тут надо целый пост писать, очень много аспектов, надо инфу выверить. Я пока в личке поделюсь, потом совместно опубликуем.
>Мне кажется, что это - техническая проблема, которая будет решатся в процессе эксплуатации. До единицы не доведут, но то, что на современном уровне не остановятся - факт.
Факт в том, что технологии ЗЯТЦ уже отрабатываются 60 лет. Высокая радиотоксичность ОЯТ быстрых реакторов уже привела ко всяким альтернативным PUREX идеям именно для ЗЯТЦ. Но панацеи нет - нужно строить промышленные предприятия и отрабатывать, что и делается, только небыстро. Факт в том, что за 60 лет лучше чем 0.5 от общего количества не довели. Куда пойдет мысль - в удешевление цикла или в увеличение использования U238 сейчас сказать невозможно.
>А я то никак не мог понять, за счет чего за последние лет 10 повышен КПД АЭС процентов на 30. А ларчик просто открывался))).
Какой конкретно КПД повышен?
>>>Какой конкретно КПД повышен?
Как я понимаю, для АЭС учитывается по выработке электроэнергии.
>>>Куда пойдет мысль - в удешевление цикла или в увеличение использования U238 сейчас сказать невозможно.
Для меня очевидно, да и весь опыт человечества говорит, что сначала будут делать "грязно и дёшево", а потом - "чисто и дорого".
Спасибо, и статью, и обсуждение очень интересно было читать, может быть Лектор и ДимВад так же популярно про технологию реакторов на расплавах солей расскажут, заранее извиняюсь за некоторую наглость, но научно-популярных статей и книг сейчас не очень много! (А рекламы этих технологий в интернете очень много!)
Тут мало чем могу помочь, никогда углубленно не изучал эту тему (в т.ч. потому что устоявшейся схемы, как у других реакторов нет, и в разнообразии химий и типов ЖСР можно утонуть).
Могу сказать что:
1. Самый большой опыт был у американцев - работало несколько реакторов, самый известный - MSR.
2. Тема считается гиперперспективной фанатами, но в целом, как мы видим отношение скептическое - в мире не работает ни одной подобной установки. Какие-то там технологические затыки, что бы от лаборатории перейти в промышленность.
3. На строящемся МБИР будет жидкосолевая петля
4. Вот у меня есть такая ссылочка, http://www.thoriumenergyalliance.com/downloads/TEAC3%20presentations/TEAC3_LeBlanc_David.pdf , один из фанатов ЖСР.
Я заблуждаюсь, или "подкритические схемы с заменой топлива "на лету" - это те-же "безумные радиохимические заводы" только возле реакторов? Почему и хотелось почитать комментарии специалистов!
Проблема этой технологии в том, что, как правильно сказано выше, на каждой АЭС придется строить мини РХЗ. А это не в пример более опасный объект, чем сама АЭС.
Современные АЭС строиятся на расстоянии 10-15 км от городов, а наличие на каждом РХЗ многократно повысит вероятности аварийных ситуаций.
Я думаю, что именно поэтому эту технологию не двигают - слишком опасно.
Какой "этой" ?
Я говорил о подкритических реакторах, с внешним источником нейтронов, которые теоретически жгут все до состояния неактивных изотопов. Как раз это единственная технология, которая хотя бы теоретически позволяет создать совершенно чистый цикл, и обойтись без обогащения и РХЗ.
Естественно практика неизбежно внесет свои поправки (если дело дойдет до дела) но хоть так...
>>>подкритические схемы с заменой топлива "на лету"
Я так понял, что речь шла о жидком циркулирующем топливе, в котором можно регулировать концентрацию делящегося вещества "на лету".
И я о том-же думал! Ещё вспомнил о газодиффузионых реакторах (для реактивных двигателей), там похожие идеи были!
Верно. Но реактор должен быть подкритическим, внешним источником нейтронов. Выключил внешний источник, - реакция прекратилась. Преимущества:
Продвигает эту идею Острецов Игорь Николаевич, который даже зареган на АШ под ником Igost Концепция ядерных релятивистских технологий (ЯРТ)
В качестве источника нейтронов он предлагает использовать ускоритель протонов Богомолова который шмаляет по мишени (теоретически может быть выполнена в виде стенки реактора), которая в свою очередь дает необходимый поток нейтронов.
Такой ускоритель еще в дремучих 80-х грозились впихнуть в 20 тонн, а сейчас есть горячие головы которые готовы выпекать похожие ускорители как микросхемы:
RocK(09:54:09 / 10-06-2014):
На АШ его заклевали, бьется с это идеей он уже лет 20, и слава богу, это бодание начало давать некоторые плоды:
Впрочем есть здравые камрады которые поддерживают идею (и правильно делают)
RocK(09:54:09 / 10-06-2014):
Идея подкритичного реактора с ускорительным драйвером не нова. В бельгии сейчас приступают к сооружению крупнейшей установки такого рода. К сожалению, у этой технологии есть несколько сильных недостатков очевидных сразу (неравномерное поле выделения энергии, большие затраты энергии на источник протонов), так и много неисследованных проблем, для которых пока сооружаются стенды и опытовые реакторы.
Насчет ваших пунктов
1. Согласен, этот пукнт позволил влючить подобный дизайн в сборник реакторов будущего "Gen IV".
2. "сжигать" изотопы можно, но не до стабильных. Речь идет о трансмутации всяких гадких изотопов типа минорных актинидов в продукты деления, которые проще захоранивать.
Ну а вот этот вывод ложный:
>>вытекает из п.2 : в качестве топлива для такой машинки годится всё то радиоактивное барахло, отходы, отработанное топливо, и проч., которое накопилось на планете за всю ядерную эру, а также весь тот природный уран без всякого обогащения, которого чуть более чем до фигища уже добыто, и еще бошльше можно добыть.
В таком варианте мы затратим гораздо больше энергии, чем этот реактор даст. Везде рассматриваются дизайны подкритичных (с критичностью 0.95, скажем), но обычных реакторов на более менее стандартном топливе (U235, Pu239 или U233) в который мы добавляем нейтронов от внешнего источника, и каждый нейтрон от внешнего источника вызывает цепочку из десятков делений ядер топлива, тогда энергитический балланс положительный.
Так как готовой машинки пока ни в каком виде нет, то кмк обсуждать можно только идею в целом.
А вот по этому пункту:
я с вами не могу согласиться даже в общем виде.
Ибо конструирование машинки на таком топливе лишает смысла саму суть идеи, - использовать природный уран U238+U235 без обогащения по U235
А про бор и литий с источником нейтронов неужели никто не задумывается? Хотя там та же самая проблема - источник нейтронов, я правильно понимаю?
что то я не припомню, что бор и литий можно делить. подскажите, о чем речь?
n + B = Li + He + E
ещё есть реакции, физики подскажут, но всегда нужны нейтроны, в этом вся загвоздка! завтра посмотрю учебники по Физике, вспомню эти реакции, но здесь уже сказали, энергия нейтронов не позволяет достичь приёмлимого КПД
НЯП, для реакций синтеза "загвоздка" не в нейтронах, а в выполнении критерия Лоусона. В общем случае, чем тяжелее ядра, тем сложнее поджечь реакцию.
Страницы