МГУ Бекман Лекция 4. ГОРНОРУДНАЯ ПРОМЫШЛЕННОСТЬ ТОРИЯ

или вот



ну а если не хватит...то только пляжи Копакабаны

Тория почти в 3,5 раза больше урана, даже учитывая меньший ~5% энерговыход - его ресурсы много больше урановых.
Неговоря уже о большей экономичности PWR в сравнении с БН.

Однако это общие рассуждения. Тория в земной коре намного больше, чем урана, это так. Но он и гораздо более рассеян.

1000 тонн в Якутии - это согласитесь, слезы... Да и запасы монацита под Красноуфимском хоть и велики, но не бесконечны. Всякий запас быстро истощается. Копакабана же в Бразилии если память мне не изменяет.

Есть ли реальные крупные месторождения у нас в стране?

VitFF, из того же источника нарыл табличку:
Страна Запасы тория (в тоннах)

Австралия 300000
Индия 290000
Норвегия 170000
США 160000
Канада 100000
Южная Африка 35000
Бразилия 16000
Прочие страны 95000
Всего 1200000

Как видим, России тут нет.

По Туганскому месторождению в Томской области вот такая есть инфа:
Запасы попутных компонентов в контурах балансовых блоков: кварцовые пески 366225 тыс. тонн, каолин 89946 тыс. тонн, двуокись гафния 39,41 тыс. тонн. Сумма редких в монаците 76,75 тыс. тонн, тория в монаците 5,99 тыс. тонн. - выделено мной.

Уран, торий и режим нераспространения

Из лекции Бекмана

Из лекции Бекмана

По данным МАГАТЭ Россия имеет 75 000 тонн тория (3% от общих запасов). Обоснование расхождения в оценках см. пост выше

У нас в стране довольно неплохие запасы тория для конверсии его в уран-233.
Данные из [Uranium 2007: Resources, Production and Demand, Nuclear Energy Agency (June 2008), NEA#6345 (ISBN 9789264047662)]
Country Tonnes (Th metal) при цене добычи ниже 80 долларов/кг
Australia 489,000
USA 400,000
Turkey 344,000
India 319,000
Venezuela 300,000
Brazil 302,000
Norway 132,000
Egypt 100,000
Russia 75,000
Greenland 54,000
Canada 44,000
South Africa 18,000
Others 33,000
World total 2,610,000
Итого как минимум 3% от мировых запасов.
В реале тория у нас на территории страны больше раза в 2-2.5, поскольку после 70х годов его геологоразведка особо не производилась и подсчет баланса его месторождений нормально не велся.
Кроме того варианты обмена с Индией, Турцией или Венесуэлой типа " Мы вам НОУ, вы нам торий" вполне реальны.
Кроме того в вышеприведенных оценках отсутствует Китай, который обладая около 80-85% запасов редкоземельных элементов имеет запасы сопутствующего тория в районе 200-250 тыс. тонн.

Тория много в отвалах предприятий металлугического и энергетического комплекса, в т.ч. в золоотвалах уральских электростанций, работающих/вших на экибастузких углях.

Прочел, экспертное мнение что для БН-800 в ближайшие пару лет будет использоваться гибридная зона (урановые и мокс сборки в перемешку).
http://forum.atominfo.ru/index.php?s=&...post&p=8253
Причем загрузка плутонием оружейным будет. А уран нафига?
Выше RAE писал, что БН-800 это уход от БН-600 с его ВОУ, низким КВ и невысоким для быстрых бридеров выгоранием. А так получается, что ни то - ни это.
Нельзя что-ли плутоний-ториевый МОКС сделать для части твэлов а.з.? Его же в мире уже пробовали и индийцы, и французы и и японцы. Наверняка ведь в 80-90х были и у нас исследовательские работы по торий-содержащим МОКСам. Во всяком случае на Курчатник несколько раз по этой теме ссылки видел.

800й должен и плутоний сжигать, и таблетки, и вибро, и, я надеюсь, ториевые экраны. А тут еще и ториевый мокс. Не кинет ли кони этот Боливар?

Уран-235 должен остаться лишь как примесь - на первом этапе можно использовать и природный, после регенерат и обедненый.
В активной зоне нужен именно Pu-U238, а не торий - причины я уже писал (меньшее деление тория, меньший нейтронный выход, соответвенно и глубина и воспроизводство ниже).
Торий - только в экранах.

Вообще нужна цепь: ТРОЛ=>БН=>ВВЭР
Соотвественно: U238=>Pu; Pu-U238-Th232=>Pu+U233; U233+Th=>U233
Соответвенно усредненый годовой баланс по делящимся, тн: Pu: 2,8=>2,0; U233: 2,0=>2,1
По мощностям полная/на шинах: 9,6/8,4 (2,4/2,0=>3,2/2,8=>4/3,6).

Ториевый мокс рассматривали как варианты для PWR.
В БН он малоупотребим.

Посмотрел "Список стратегических месторождений России", опубликованный в 2009 г МПР РФ.
Тория как стратегического элемента в нем нет. Однако я помню старую классификацию редкоземельных элементов в Союзе, в которую входил торий как РЗЭ.
Типа РЗЭ - это лантаноиды+торий+иттрий+скандий.
Балансовых месторождений РЗЭ, в которых практически всегда присутствует торий, у нас 49 штук.
Лидеры по количеству месторождений РЗЭ: Мурманская область (10), Хабаровский край (8), Республика Коми (6), Бурятия (4), Якутия (4), Иркутская область (3).
Месторождений урана в списке 143 единицы.
Лидеры по количеству месторождений урана: Якутия, Забайкалье, Бурятия, Хабаровский край, Калмыкия, Карелия, Мурманская Область, Красноярский край.
Судя по опубликованным ранее данным, из месторождений РЗЭ у нас реально окупаемыми в разработке были 3-4 (полиметаллические), поскольку Китай демпинговал нещадно.
Но за последние полгода мировые цены на большинство РЗЭ резко выросли в 4-5 раз.
Появляется возможность разработки отечественных месторождений РЗЭ и выделения и накопления запасов тория.
Из урановых месторождений в последнее время разрабатывалось 7-9, поскольку для остальных или отсутствие необходимой инфраструктуры или стоимость продукты выше мировых цен.
С вводом БН-800 под СУОП соглашением и тенденциями развития ЯТЦ и рыночных цен на уран, появляется удачная возможность включения тория в отечественный ЯТЦ.
Понятно, что сейчас "Росатому" торий не интересен особо, однако если вовремя у нас начать работы по ториевому циклу, в будущем вполне можно выйти на рынок с легководными реакторами на уран-ториевом МОКСе и безбланкетными суб-бридерами на плутоний-ториевом МОКСе (индусы такой описывали).
В этом случае и нераспространенческие режимы соблюсти можно, и Турцию, Бразилию, Венесуэлу посадить на наши реакторы на топливе с их торием можно.
Вполне выгодно для всех, мы им реакторы и топливо (наш компонент НОУ) - они нам торий для своего (и нашего) топлива и деньги реальные.

Там не только тория, там и ТРОЛа нет.
Я баланс производства материалов выше привел - торий сам по себе только на самоподдержание - на развитие нужнен комплекс.

МАГАТЭ выпустило обзорный документ по топливу для быстрых натриевых реакторов.

http://atominfo.ru/news6/f0621.htm

Очередной бред "петриков", поставленных в отрасль:



http://www.runtech.ru/node/990

Похоже немного на логику индийцев типа PHWR => FBR => PWR.
Только теперь наряду с натривым бридером у них как наработчик делящегося элемента фигурирует AHWR. И цепочка альтернативная получается AHWR => PWR (на U-233) и вариант, что плутоний из ОЯТ PWR первой цепочки используем для AHWR.
Одним словом вопрос появляется. Не является ли стратегической ошибкой Росатома в обозримом будущем иметь для развития АЭ только два типа реакторов: легководник на тепловых нейтронах типа ВВЭР-1000(1200) и быстрый натривый бридер типа БН-К? Может есть смысл иметь также нечто корпусного варианта графитового легководника типа РБМК? На нем и регенерат от ВВЭРов дожигать можно бы было, и тот же торий МОКСовать и на уран-233 при необходимости перепрофилировать.

Уважаемый RAE, в паре слов, если не тайна, расскажите про характеристики ТРОЛа. Это не реинкарнация БРЕСТа? Заинтриговали...

Если не изменяет память, то от тяжеловодников там хотят брать плутоний в активную зону, в экраны же торий, либо регенерированный обедненый уран из тех же тяжеловодников.
Приоритет за торием в плане что в экранах должна накопиться достаточная для тяжеловодников концентрация U233 - 0,4-0,5%.

Корпусной РБМК неполучится из-за низкой для графита объемного теплового потока (примерно в 5 раз ниже ВВЭР).
Да и на тяжелой воде канальник имеет теже недостатки что и РБМК - поэтому канадцы от серийного их строительсва отказались.

БРЕСТ считаю тупиковым направлением, т.к. свинец даст дополнительный спектр тяжелых изотопов, неиспользуются возможности в двое, в сравнении с БН, больших средних энергий нейтронов для повышения воспроизводства - по концепсии его КВ даже на плутоне всего ~1,05.

ТРОЛ - проект гибридной системы синтез/деление.
Усиление плазмы ~2,2, бланкета ~9,5, тепловая/электрическая/нетто мощность - 6500/2400/2000 МВт, наработка Pu239 - 2,8 тн/год.

Прочел Повстянко. Цель по выгоранию 18-25 процентов записана в программах или это мысли НИИАРа?

Не уверен.

У Девятки более скромные прогнозы по с.н.а., например:



Хотя 164 с.н.а. на ODS-сталях есть и у неё в планах.

Это примерно 180-250 ГВт*сут/тн.
Сомневаюсь - в суперфениксе получили примерно 120.
Проблемы разбухания и стойкости материалов никуда не денешь.
Даже ЕЭС и США в планах довести лишь до 150.

Очень интересная ветка для меня оказалась. Пока до конца не дочитал. Но вот это так задело, что невтерпеж:
Не обессудьте, если мой вопрос - полнейшая глупость. Но ... Текст воспринял, как написано. И сильно прибалдел. Потому (вдруг не понял, или понял неправильно?) спрашиваю: там действительно такая технология, что порошочек засыпают в корпус ТВЭЛ'а (та самая трубка) и начинают толочь чем-то типа отбойного молотка (та самая ступа)? И вся проблема в том (это я так господина Бычкова понял), что МАЯК неправильный порошок делает - такой, который этой методой не утрамбовывается?

У меня в голове это как-то не умещается.

Нет, конечно, это фигура речи.

Есть две технологии топлива. Традиционная - топливо изготавливается в виде таблеток, из которых потом собирают топливную часть твэла. Заимствована она была частично из фармацевтики.
http://atominfo.ru/news/air5972.htm (см. главку "Опыт из фармацевтики").

В противовес этому в разработке находится технология виброуплотнённого топлива, когда в твэл засыпается порошок. Немного о ней есть у нас http://atominfo.ru/news/air4165.htm, можно посмотреть и сайт НИИАРа http://www-dev.niiar.ru/xto/russian/dost3.htm

Обсуждать более глубоко я бы не хотел, там очень много ноу-хау, и не все из них открыты. Одна из проблем очевидна. Рассмотрите совершенно бытовую задачу - как засыпать в стакан порошок и добиться равномерного его распределения по высоте? Есть вполне обоснованные подозрения, что при достижении равномерности засыпки в твэле с вибротопливом в оболочках твэла образуются микродефекты, которые потом в реакторных условиях растут.

Добавлю, что программа вибротоплива не пошла. Она не свёрнута, но более не является приоритетной. Замгендира Росатома, курировший её - г-н Щедровицкий - более в отрасли не работает.

А где можно почитать хоть что-то о проекте?
Единственная релевантная ссылка с гугла - сюда, в эту тему.

Это близкое:

http://2010.atomexpo.ru/mediafiles/u/files..._KHvostenko.pdf

В МЭИ есть.
Там же есть и по зарубежным подобным проектам - TASKA и WITAMIR-1.

Простите, а ссылки какие-нибудь? В сети доступное что-то есть?

Спасибо!
Но это больше похоже на концепт термоядерщиков-фундаментальщиков в духе "куда мы можем приладить токамак", чем на нечто, по чему можно прямо сегодня стартовать НИОКР или даже ОКР с прицелом на реальное строительство.

В сети не знаю, в библиотеке есть.
В сети есть книги, в которых имеется упоминание о таких реакторах без детальной информации.
В книге "тепловые и атомные электрические станции" конца 80х, есть даже таблица с параметрами схема станции с этим гибридным реактором, но без детального описания, нет даже упоминания что проект именовался ТРОЛ.

ТРОЛ на токамаке, который двигали дауны, которые на деле лишь присваивали себе чужие идеи и делали видимость что что-то делают - вроде известной личности с сладкой фамилией.
Но еще 20 лет назад был и наш альтернативный проект, о котором ни где нет, но он реален еще тогда.
Речь о гибриде с использованием ускорительных камер.
Эффективность на порядок выше, капиталка в разы ниже, не на много превосходят БН.
При тех же 2х турбинах 1200 МВт, даже расход собственных нужд менее 200, против 400, основное усиление на реакции синтеза, а не деления - рассматривали жидкосолевой ториевый бланкет с наработкой ~7,3 тн/U233 в год.
А это обеспечение годовой перегрузки более 25 ГВт тепловиков, либо ввод новых около 10 ГВт.

Можно робкий вопрос?

Ускорительная камера - что Вы имеете в виду? В spallation sourсe по ртутной мишени бьют протоны в 1000 Мэв. Пример: SNS в Ок-Ридже. Спектр нейтронов от спектра в делении отличается слабо. Некий избыток быстрых мгновенных нейтронов. Запаздывающих очень мало. Знакомые в Дубне на нуклотроне что-то промеряют. Может под трансмутацию?

Для T-D достаточно 10кэВ - для практики необходимо порядка 15, либо с встречными потоками по 7-8.
Здесь не запаздывающие, а нейтроны именно синтеза.
Рассматривался и вариант Li-D.

Выигрыш на энергии нейтронов? Из синтеза заметно выше, чем из деления?

Отношение энергий затраченной к полученной.
Если интересна энергия нейтронов, то и здесь у синтеза она примерно в 3,5 раза выше.

Усиление плазмы - 2 раза по энергии простым ускорителем на встречных пучках?
Что там за термоядерная часть была? открытая ловушка? пробкотрон?

Обычный ускоритель.
Пробки на тот момент тоже рассматривались, но из систем с удержанием самые перспективные - пинчи с обращенным полем.

По БН-800 началась подготовка программы физпуска.

Первая зона выбрана допускающей замены на уран в случае недопоставки оговоренного количества MOX-сборок для гибридной зоны.

Замечательные фотографии прислал посетитель нашего форума. Ник не привожу, так как в письме нет прямого разрешения на это, но если он хочет, то может сообщить об этом здесь или письмом. Тогда ник добавлю.

Фотки кликабельны. Размер фотографий по ссылкам - около 6 мегабайт каждая.

Строящийся БН-800. В верху снимка виден 600-ый.



А тут - два БН на одном фото.

Не только 600-й, но и два АМБ


нет, только один

Угу, согласен. Вот что значит лепить фото на вокзале.

Натрий для БН-800 купят не в Китае.

Купят его из Франции.

Это шутка такая?
У нас уже своего натрия нет?

Нет.



Это не новость.

То, что купят не у китайцев, а у французов - это новость. То, что своего натрия нет - не новость.

В Березниках производственный участок держали очень долго. Ждали заказа от Минатома. Минатом никак не мог разродиться, а при Адамове вообще заговорил о том, что натрий это плохо и всем нужен БРЕСТ. Березники участок или закрыли, или перепрофилировали.

Второй производитель - Чирчик, ныне независимый Узбекистан. Я сомневаюсь, что у них что-то осталось.

Поэтому без вариантов. Натрий для БН-800 давно уже планировался к закупке за рубежом. До сих пор считалось, что купят его в Китае. Теперь известно, что во Франции (видимо, из остатков программы Феникса-Суперфеникса).

Теоретически можно было бы раньше выкупить у казахов запас натрия с БН-350, но там всем правили американцы, и вряд ли они такую сделку разрешили бы.

А для действующего БН-600 где закупают?
Ведь потребность пополнения всегда.

Если честно, никогда не интересовался. По возможности, спрошу. Но там может идти речь и о старых запасах.

Да ну, на 20 лет не запасешь, тем более и течи иногда случаются.

сегодня: несчастный случай со смертельным исходом
http://www.youtube.com/watch?v=7_VP9wE8Yk0

Откуда берут, пока не знаю Но нашёл сейчас в записях цифру - всего на БН-600 было поставлено 2000 тонн натрия.

Центр общественной информации Белоярской АЭС пишет, что "Поставка натрия для БН-600 была произведена в 1979г. с завода г.Березники Пермской области в полном объёме, достаточном для обеспечения всего периода эксплуатации энергоблока. Потребности в дополнительном приобретении натрия в процессе эксплуатации энергоблока - нет."

Сомнительно, и тот срок эксплуатации уже прошел.
Расчетный ресурс был 30 лет.