По смыслу нет. "Europe" обычно это Евросоюз.

По логике верно. Наши месторождения покрывают внутренние нужды (примерно соответствуют по цифрам), а зарубежные могут работать на зарубеж.

Но вообще, интересный момент.

Спасибо, теперь становится понятным юмор участников форума с употреблением выражения про "Родину слонов"

Как всё сложно с этим ураном.

Для определённости собрал данные по добыче за 2013 год из годового отчёта АРМЗ.
Данные по зарубежной добыче даны уже с учётом нашей доли.

Россия
Приаргунский 2133
Далур 562
Хиагда 440
всего Россия 3135

Казахстан
Южный Инкай 1420,1
Каратау 1057,5
Акбастау 749,5
Акдала 714
Заречное 462,3
Харасан 225,7
всего Казахстан 4629,1

США
Уиллоу Крик 361,6
всего США 361,6

Австралия
Хонимун
94,8
всего Австралия 94,8

ВСЕГО 8220,5

Действительно получается, что СВК верно доложился о 8 тысячах тонн.

В России по-прежнему добывают 3 тысячи. В Казахстане на нашу долю 4,5 тысячи. Ну и Штаты с Австралией по мелочи.

И, судя по графику выше по ветке, наша казахстанская добыча обслуживает, в основном, экспорт (топливо и т.п.).

На 180 тонн ошибся, тем не менее. Грустное впечатление от этого очета, вчера 2 раза перечитывал, по Элькону никаких работ, по плану "после 2020 года". Особо интересует, с рудника в США, где по документам добыли 361.6 тонны, мы в Россию что-нибудь вывезти можем?

В этой статье говорится, что в основном это спот. Соответственно, скорее всего, этот уран там же и торгуется. Или идёт в какой-то иной зарубеж.

Полезно будет ещё раз повторить наши потребности. Данные по ним, на моей памяти, раскрывались только один раз, а именно, в 2006 году. Но вряд ли что-то поменялось радикально, за исключением ВОУ-НОУ, которое учитывать не будем.

Итак,

АЭС и транспортные/исследовательские реакторы РФ - 5000 тонн.
Экспорт топлива - 4200 тонн.

ВСЕГО - 9200 тонн в год.

Резюме.

1) При СВК добыча урана у нас приблизилась к потребностям - до него была только российская добыча на одном и том же уровне порядка 3 тысяч.

2) Приближение произошло за счёт зарубежной добычи, в основном, в Казахстане. А не за счёт Элькона. как предполагалось до СВК.

3) Элькон сохранился нетронутым на будущее, а это >300 тысяч тонн минимум.

Хорошо это или плохо - это предмет обсуждения. Тут каждый может понимать ситуацию в меру своих взглядов и подходов. Я вижу и плюсы, и минусы - то есть, "не всё так однозначно".

Тут есть один нюанс. К примеру, по доугим месторождениям проводилась "защита запасов", "переоценка запасов", геологоразведка и пробное бурение. По Элькону, в данном конкретном документе, деятельности не было. Никто не говорит, что надо было начинать добычу (правда, сложно представить как), но работы по подготовке, потихоньку, но проводить надо.

Какую роль сыграл СВК в улучшении отношений с Казахстаном, честно говоря, не совсем понятно.

Данный нюанс входит в число моих минусов. Да, было бы очень неплохо иметь Элькон в горячем резерве и даже с небольшой добычей.

Простите за непоняливость, но что-то как-то не складывается.
Потребности только России - 9200 тонн, что почти на тысячу тонн меньше суммарной мировой добычи и в три раза меньше собственной добычи. Собственные потребности России, если бы она не занималась экспортом топлива, почти на две тысячи тонн, или на 2/3, если брать долю, превосходят собственную добычу. И при этом Россия вроде как не зависит от импортных поставок урана.

Что-то я тут не понимаю или понимаю неправильно.
Что?

Сообщение отредактировал kandid - 11.7.2014, 21:11

1) Есть советские складские запасы.
2) Данные по потребностям раскрывали только один раз, восемь лет назад. Могут быть изменения. Например, в экспортном топливе частично используется не наш уран.
3) Помогает снижать потребность использование регенерата.

Я ведь правильно понимаю, что это уран из ОЯТ?
А для ламера - насколько он активен?
Там ведь должен быть всякий мусор, как минимум u-232. Ну и химическая очистка от актинидов тоже наверняка не идеальна.

Насколько сложнее обращение со свежим топливом, если его сделали из ОЯТ?

В процентах (данные Электростали по регенерату для топлива ВВЭР):

235U 4,098 – 4,176
236U 0, 3441 – 0,5407
234U 0,0448 – 0,0490
232U 0,77*10-7 – 1,35*10-7

И толстый док от МАГАТЭ
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...te_1529_web.pdf

Спасибо!
Прошу прощения, но тут еще пара-тройка "детских" вопросов - просто для моей уверенности, что я правильно понимаю (или наоборот - для выяснения, что понимаю неправильно).

Вроде как за одну кампанию выгорает приблизительно треть ²³⁵U. Это так, или я сильно ошибаюсь?
Если так, то в новую кампанию, нам потребуется на самом деле компенсировать только эту выгоревшую треть, если мы занимаемся регенерацией. Таким образом за счет регенерации можно уменьшить потребность в три раза. И это без использования всяких идей с МОХ-топливом. Все так?
Если так, то 5000/3 = 1667 т, что существенно меньше добываемых 3135 т - избыток ~1400 т.
Если мы, продавая топливо, забираем назад все ОЯТ для переработки (регенерации!), то избыток в 1400 т покрывает с некоторым запасом экспортную потребность в 4000 т.
А там еще где-то что-то на складах. Вроде сошлось.
Но если мы не будем забирать ОЯТ, то удачи нам не видать - экспорт удовлетворить мы не сможем.

Я ничего не наврал?

Одну кампанию реактора, а не топлива. Топливо находится в реакторе несколько кампаний.

Про ОЯТ. Не забывайте, что у нас промышленной переработки ОЯТ ВВЭР-1000 ещё нет. То есть, ОЯТ от них пока идёт на склад.

И не стоит забывать, что разбавлять регенерат приходится более обогащённым, т.е. природного урана надо не так мало.

Как-то неожиданно. Если за одну кампанию реактора в конкретном твэле выгорает треть ²³⁵U, а этот твэл находится в реакторе три реакторных кампании, то какая доля ²³⁵U выгорает в этом твэле, когда он вынимается из реактора? 100% - этого не может быть, потому что этого не может быть никогда. Считаем иначе - за каждую реакторную кампанию выгорает треть того, что есть. Тогда за три реакторных кампаний выгорит ~70% ²³⁵U. Как-то неожиданно много. Что, действительно так? Я-то думал, что выгорает треть именно за все время пребывания твэла в реакторе. А если 70% выгорает, то нам при таком эффективном использовании топлива собственной добычи не хвает на покрытие собственных нужд.
Я не спорю - только удивлен несколько.

Это, о чем я давно хотел спросить.
Как-то странно. Со стороны, не зная каких-то важных деталей, совершенно непонятно, что мешает растворять в кислоте твэлы от ВВЭР-1000, если мы умеем это делать с твэлами от ВВЭР-440 и РБМК? А после того, как растворили, чем же так сильно могут различаться эти растворы?
Самостоятельно придумать эти различия невозможно. Длина твэла? Но это как-то не серьезно.
Если не трудно, не могли бы Вы намекнуть, в чем там проблема?
______________________________________________________________________
P.S. Я понимаю, что ветка не очень подходящая для ликбеза. Но так получилось. Уж извините, пожалуйста.

Сообщение отредактировал kandid - 11.7.2014, 23:35