Возник вопрос по ЗЯТЦ, думаю здесь задать уместно.
Поправьте меня по цифрам если я ошибаюсь.
КВ для БН не так уж сильно отличается от единицы. Порядка 1.1, в лучшем случае 1.2.
Значит для того что бы обеспечивать топливом один ВВЭР, потребуется 5-10 БН такой же мощности.
(Может быть я ошибаюсь, и для плутония КВ будет больше. Но даже для КВ=1.3 нужно 3 БН на 1 ВВЭР)
А переработка ОЯТ ВВЭР мало что дает. Делящихся изотопов там хорошо если 1%, и много балласта из четных изотопов (Pu-240, Pu-242, U-236). Т.е. в лучшем случае 5 ВВЭР обеспечат топливо 1.
Т.е. в любом случае, для замыкания цикла БН должно быть в несколько раз больше, чем ВВЭР.

Ну почему же. Плутония-239 там в районе 5-10%. Французы (и японцы) однократно замыкают цикл на некоторых своих АЭС. 5-10% электричества у них идут из энергетического плутония - не всю зону заполняют, а наверное 10% МОКС топливом. Но не на всех АЭС.

Это действительно, в чем они преуспели. Мы МОКС топливо в своих ВВЭР не используем.

По моему голландцы или бельгийцы такой же херней страдают.

Насколько я понимаю, концепция щас несколько иная. БН должны сжигать то что осталось от ВВЭР. Т.е. тоже замыкание цикла, но с другой стороны.

Строго говоря, концепция сейчас иная, промежуточная. Пустить хоть что-то, или коммерческий БН, или БРЕСТ.
А как будет выглядеть топливный цикл потом, решать будут другие люди в других условиях.
Большинство идеологов в Росатоме люди возрастные, и они разумно полагают, что их задача - дать сменщикам работающие технологии реакторов, топлив и переработки. А сменщики этим всем распорядятся по их усмотрению.

Даже у мистера Фикса всегда был план. А у нас его нет, получается?

Ну почему - есть. Целая стратегия есть до 2050 года и далее до 2100. Но естественно, она может поменяться в зависимости от запросов общества на энергию.

Пока выглядит примерно так:
1) если БН+ВВЭР, то ВВЭР меняется на ВВЭР-С с повышенным КВ (но меньше 1), а БНы работают с КВ>1, но не слишком высоким.
2) если пойдёт БРЕСТ, то он вытеснит ВВЭРы (постепенный и медленный процесс) и будет работать на уровне КВ порядка 1, а БНы в таком случае могут выступать как производители топлива для новых блоков.

Ну и есть ещё термояд, который пока в стратегию не встроен, но готов встроиться как наработчик топлива.

Ну БН-то будут замыкать? ОЯТ от него перерабатывать в MOX для него же?

Сменщиков кто рожать будет? У них цикл производства не девять месяцев.

Они сами и должны.
Не хочу фамилии называть, а то выйдет, что я нехорошо каркаю, но мы видим по некоторым направлениям, как появляются новые люди, которые должны прийти на смену.

Да, в пределе да. При любых раскладах планируется именно полностью замкнутый цикл. Так что будут.

MOX или СНУП (нитрид). Тут есть расхождения, и пока для БН-1200 чаша склоняется в пользу нитрида. Но это не точно и не определенно.

Кстати, запросто может получиться (и при адекватной научно-технической политике России получится) так, что вся возня с быстрыми была зря: в ближайшие 30-50 лет МОКС востребован не будет с любым возможным парком ядерных реакторов. А на горизонте 50-100 лет функцию наработки топлива возьмёт термояд.

Даже у тритиевого можно "прокрутить" термоядерный нейтрон через бланкет с торием или ураном-238 и получить полнейтрона-нейтрон на халяву (а изначальный, одолженный нейтрон, конечно, должен уйти на самоснабжение тритием).
А тритиевый термояд уже заведомо в кармане, сейчас уточняется его экономика, скорее.

Я очень скептически отношусь к термояду. Итер обошелся уже в ~20 млрд евро, и не факт что цена окончательная. И это вообще экспериментальный реактор, энергии он давать не будет. Во сколько тогда обойдется энегетичсеский DEMO, миллиардов в 40? Это за 500 МВт с неизвестным КИУМ. И, кстати, при дешевое и доступное топливо для термояда забудтье — для того что бы жечь чистый дейтерий, надо поднять температуру плазмы в разы. А пока — только тритий, только хардкор.

А вообще, перспективы ЗЯТЦ сильно зависят от того, будет ли развиваться атомная энергетика вообще.
При современной мощности, разведанных запасов урана в России хватит лет на 100. Это не считая того, что могут могут быть найдены новые месторождения, и не считая импорта (Казахстан, например, не имеет своих АЭС, а запасов урана у него вдвое больше чем у России, и он его с удовольствием продаст). Так что, вроде бы, можно забить на ЗЯТЦ, и просто складировать отходы, благо их немного.
Но что будет, если атомная генерация возрастет раз в пять? Напомню, что сейчас во всем мире борятся с глобальным потеплением, призывают полностью отказаться от ископаемого углерода к 50 году. Сейчас это кажется утопией, ну а вдруг серьезно возьмутся? Если в России автомобили на электромобили, а ТЭС на АЭС, да еще и отопление перевести на электричество — то атомная генерация как раз и возрастет раз в 5, а то и больше, и столетний запас превратится в 20-лений, что уже совсем не много. Конечно, есть импорт, но ведь при таком раскладе и во всем мире будут массово строится АЭС, а значит неизбежно повышение цен на уран. Тогда экономика ЗЯТЦ будет выглядеть уже совсем по-другому.
И вот к этому моменту нужно быть готовым. Освоить технологию ЗЯТЦ, что бы в нужный момент просто начать строить по блоку БН в год. И это очень хорошо, что развивают паралельно две ветки, БН и БР — можно всесторонне изучить, и решить, что лучше.

ITER - особая статья. Его сразу спозиционировали как политпроект ведущих держав. Это гарантировало, что денег на него давать будут. Но это же наложило кучу организационных обременений.
Например, сколько лет им потребовалось, чтобы понять - строительством во Франции должен руководить француз, а не японец.

Не исключаю, что если бы ITER строился как проект национальный, он бы уже работал.
Но увы, в этом случае наши специалисты были бы не причём. В 90-ые годы на экспериментальный термоядерный реактор в России денег точно не нашлось бы.

Что до перспектив... Российский путь с ТИНами представляется реализуемым. Действительно, не надо решать проблему преобразования термоядерного тепла. Да и постоянство работы необязательно, лежащим в бланкетах урану-238 и/или торию важен интеграл потока, а не постоянство потока во времени.
Но пока ТИНы выглядят как чистые потребители, у них есть только расходы и нет прибыли, т.к. они производят только ядерное топливо. Поэтому встаёт вопрос экономический, что выгоднее (нарабатывать топливо в ТИНах, или в быстрых реакторах, или просто добывать уран в Африке и обогащать его дома?).
С другой стороны, ТИН как промежуточная ступень к гипотетической термоядерной ЭС тоже имеет право на существование.

Так что вопрос о термояде многогранный.

P.S. А также теоретически именно термояд может в отдалённом в той или степени будущем дать движок для сверхдальних космических полётов.
Так что потенциал у термояда есть. А вот удастся ли его реализовать?

То реакторы на быстрых нейтронах будет просто нечем заправлять. В смысле, делящегося материала под начальную загрузку тупо не хватит.

А КВ в имеющихся реакторах таков, что потребуется 100+ лет, чтобы упятерить нынешние 400 (или сколько там?) ГВт, даже если начать массово строить и вводить БР со всей возможной скоростью. Атомная энергетика как система имеет огромную инерцию, и она в значительной степени определяется физикой.

То есть, получается несколько парадоксально: массовый ввод БР потребует топлива, которое может быть наработано только на термояде. Но если есть термояд, нет нужды в БР как наработчиках топлива. Более того, нет нужды и в БР вообще - можно продолжать спокойно строить "медленные" реакторы, главное, изначально предусматривая возможность использования в них плутония и урана-233.

И одно из них - то, что уже имея на руках заведомо лучшие решения как по физике плазмы (более сферические токамаки, сферомаки, открытые ловышки, наконец), так и по техническим компонентам (сильноточные и сильнопольные ВТСП второго поколения против используемого в ИТЭР ниобий-олова), приходится строить то, что запланировано уже 35 лет назад.

Хотя даже "простая" (не простая, да, но всё же) замена сверхпроводников и увеличение поля могло бы уменьшить машину и её стоимость в разы, при тех же самых параметрах (что сейчас и готовятся демонстрировать некоторые частники).


Термоядерное тепло - преобразуется так же, как и ядерное тепло в бланкете (да, пар, да с параметрами скорее всего ниже, чем у первых ВВЭР).
Просто на вырабатываемый киловатт приходится меньше дорогого термоядерного железа - меньше вакуума, меньше сверхпроводников, меньше криогеники и т.п.


ТЯР-наработчики с ядерным бланкетом так или иначе будут производить огромное количество энергии деления (иначе они просто не смогут работать, цикл по нейтронам и тритию не замкнуть). Даже если с одного термоядерного нейтрона производится одно деление (без каскада вообще, коэффициент размножения в бланкете ровный ноль), на каждый 1кВт ТЯ-мощности приходится 10кВт ядерной. Это самый минимум.

Если же предположить, что ТЯР используется как посветка для подкритичных масс деления, то при К=0.9 на 1кВт ТЯ мощности приходится под сотню уже ядерной. На 3ГВт(т) реактор нужно 30МВт(т) ТЯ мощности.

Не факт, что установка будет выгоднее обычного БР (потому что ТЯ-часть очень дорогая), но она будет производить не только топливо, но и энергию в очень даже товарных количествах.

По "теории" - закон обратного умножения: при К=0.9 умножение будет в 10 раз = 1/(1-К), но не в 100,
для 100 необходимо К= 0,99

Это если считать нейтроны. А по энергии?

Термоядерная реакция, дающая свободный нейтрон, даёт на порядок меньше энергии: ~17МэВ Д+Т или ~7МэВ Д+Д (с дожиганием трития на месте). Против ~200МэВ на ~1..1.5 свободных нейтрона у реакции деления тяжёлого ядра.

То есть, если даже К=0 (строго), отношение энергии синтеза к энергии деления в бланкете будет уже 1:10. Сразу.
Если же мы поставляем снаружи в подкритичную сборку 10% требуемых свободных нейтронов (К~0.9), то соотношение выделяемой энергии уже 1:100 (да, по нейтронам 1:10).

Разведанные запасы урана в России — 500 тыс. тонн, это 3500 тонн в пересчете на U-235, при 20% обогащении 17500 т топлива, на ~200 блоков хватит.

Причем, эти 200 блоков же не с неба свалятся, они будут вводится постепенно. И по мере того, как их количество будет расти, все больше и больше будет первоначально загружаться плутонием, а не ураном.

Мировые запасы 6 млн тонн, по той же пропорции ~ 1200 блоков. На 5-кратный рост не хватит, только на 4. Но опять же, если воодить постепенно, лет за 60, то последние уже не будут потреблять U-235, т.к. хватит и плутония от уже существующих реакторов.


Американцы в 70-е запустили 50 блоков. Даже в 80-е, уже после Тримайла, запустили 40 блоков (это только у себя, а еще импорт). Французы за 80-е ввели ~40 блоков (тоже не считая импорта). Так что, 200 блоков в десятилетие — это для человечества вообще не напряг, если начать реально бороться с потеплением, а не только вид делать. А если напрячься, то и больше.

Далее считаем. Пусть КВ=1,1 и кампания 1,5 года, тогда за 15 лет один блок даст плутония для первоначальной загрузки еще одного блока. Т.е. период удвоения 15 лет.
Так что, если построить за первые 15 лет хотя бы 100 блоков (а на них урана точно хватит), то за следующие 15 лет можно построить еще 100 вообще не используя U-235. За следующие 15 лет еще 200, потом 400, потом 800. Итого за 60 лет можно как раз построить в 4 раза больше, чем есть сейчас.
Если КВ не 1.1, а хотя бы 1.15 то период удвоения будет уже 10 лет.

Конечно, такие темпы строительства вряд ли реальны, но во всяком случае не из-за того что урана-235 не хватит.

Прямо атомные Нью-Васюки какие-то

Это я "маху" дал . . . по энергии - согласен . .

B это еще "волновые" в виде Сигар-свечей - (CANDLE) не запускаем . . .

Это если все их выкопать за эти 30-50 лет. И если имеющийся парк тепловых не будет жрать уран (а он жрёт, и довольно много; по крайней меру - уж всю нынешнюю добычу он выжирает). И вовсе не весь уран-235 идёт в дело: если мы считаем, что в хвосты идёт уран с обогащением 0.2, то всё равно почти треть выкидываем. А на запуск БР идёт только то, что СВЕРХУ этого (сейчас ноль, и даже при удвоении нынешней добычи) получим ввод первых десятков блоков в год.

Тут опять возникает фактор времени: до появления эффективного термояда мы просто не успеем выгрести достаточное количество урана для запуска большого количества БР. Та же история, что с размножением топлива.


Что возвращает нас к вопросу: а может, до термояда можно и спокойно пересидеть вообще на тепловых?

Что возвращает нас к старой шутке "термояд был, есть и будет будущим энергетики". А что если "тепловая пауза" затянется, у нас есть план Б, мистер Фикс?

Есть направление, альтернативное БН - торий. Со своей ложкой дегтя (в виде U-232), зато его дофига. Но тут опять все упирается в экономику: пока уран дешев, никто не будет вкладывать огромные деньги в разработку ториевого цикла.

А вот интересно, какую долю в стоимости ЭЭ от АЭС составляет сейчас хранения ОЯТ?

Очень небольшую. Хранение годового комплекта ОЯТ в сухом хранилище с гигаватта PWR в течении 50 лет - 4-6 млн долларов.

Извините, конечно, но это нифига не "небольшая". Это же годовой комплект. То есть, если станция проработала 50 лет - надо умножить на 50.

КМК, тут ошибка - это должна быть стоимость хранения топлива за всё время, иначе порядки чисел не бьются...

Стоимость "укладки на хранение" - от 100 до 300$/кг, и там почти все капзатраты - контейнер, перевозка, площадь под размещение.
А 6М - это, получается, сравнимая сумма, по 100+к каждый год просто за охрану и содержание контейнера выплачивается. КМК, перебор.

Есть. Никто ж не предлагает направление быстрых закрыть, архивы сжечь, разработчиков расстрелять.
Просто строить их можно совсем понемногу, ровно столько, чтобы иметь план "Б" (ну или строить массово, но если они действительно дадут лучшую экономику, чем ВВЭР).

А деньги направлять на инженерию систем термояда и строительство ДЕМО-установок.

Так, чтобы когда в час "Ч", когда плазмисты скажут "у нас всё готово", за инженерами и техникой дело бы не встало.

Я не специалист по добыче руды, но думаю, объем добычи поднять не проблема, просто больше не нужно. Урана добывают именно столько, что бы хватило на текущий парк АЭС. А зачем больше? Еще у вероятных противников стратегических партнеров неприятные подозрения появятся, чего это вы урана столько копаете больше, чем для АЭС нужно, может бомбы втихую клепаете? (Все понимают что это бред, кому нужна урановая бомба, когда на складах 34 тонны оружейного плутония пылятся, но лишние проблемы никому не нужны).


Я примерно об этом и говорю. Только обязательно надо замкнуть цикл, БН без ЗЯТЦ это просто прожиратель высокообогощенного урана.

Что-то прям настолько далеко от реальности, что даже дико читать.

1. В РФ есть серьезные проблемы с объемами добываемого урана. ППГХО снижает добычу на имеющихся рудниках и строит №6 на китайские деньги, Далур и Хиагда хоть и расширяются, но этого хватает только для компенсации динамики ППГХО.
2. Внутренней добычи урана хватает примерно на 60% внутреннего потребления. Остальное компенсируется складом, экспорт ОУП и СЯТ примерно компенсируется импортом (но тоже не полность, часть идет со склада).
3. Увеличить добычу можно, только вот уран будет значительно дороже, чем мировые цены на него. Проекты добычи не отобьются.
4. Неприятные подозрения вероятных противников никого не волнуют, тем более, действительно, запасов ДМ есть на десятки тысяч дополнительных боеприпасов, ускоренная добыча урана ничего не изменит по сути.

А почему в течение 50 лет? После остановки блока ОЯТ никуда не денется. Смею предположить, что ОЯТ с остановленных блоков продолжает жрать деньги.

Потому что на 500 тысяч лет вперед экономисты считать расходы не берутся. Поскольку это у нас временное хранение, то вот такая математика.

Это и есть сумма хранения одного годового комплекта ОЯТ за время гарантий по контейнеру - 50 лет. Потом формально может быть (а может и не быть) переочехловка, поэтому дальше и не считали.

Ну да, умножить на 50. Получится 200-300 млн за срок жизни АЭС + несколько десятилетий после, за который она заработает миллиардов 20 баксов.

Вроде как БН-800 собираются переводить на МОХ (еще две загрузки остались). Так что никакого пожирания высокообогащенного урана не будет. Останется только БН-600, но у него другие задачи.

Думаете, что Казахстан откажется продавать нам уран? Хм... Маловероятно. Плюс другие источники есть.

Никогда не поверю, что добыча урана на ППГХК менее рентабельна, чем в США, к примеру.

Имеется в виду, что капзатраты не отобьются. В случае, если рудник уже есть - текущие затраты на добычу, действительно, не очень высокие. Но если нужно строить с нуля - всё меняется.

Так США и не добывает ничего уже. Вынуждены защищаться торговыми барьерами, что бы окончательно не угробить хотя бы минимальную добычу.

Но вы лучше по цене на казахские проекты СПВ ориентируйтесь...

И там и там нет ничего реального в себестоимости добычи и обогащения.

Вот есть для этого специальная ветка http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1297 называется "Урановые резервы в мире". Что Вы здесь то тусуйтесь? Если тут ветка про БН-1200, так пишите про БН-1200. (((

А то разводите тут демагогию...

Не ругайтесь! Я позже приведу ветку в порядок, обсуждение не по её теме вынесу в более подходящее место. - Модератор.

А кто ругается?

Модератор.
Не в теме, конечно, а так, вслух ругается. Ветку-то теперь чистить нужно.

Я уже писал, что решение о строительстве БН-1200 будет принято только после перехода БН-800 на МОХ. Осталось еще две загрузки (в летний ППР и зимний ППР). Пока сборки ведут себя нормально (то что сейчас есть отклонения в работе блока с этим не связано). Где-то в начале 2022г. надо будет смотреть. Тут Руководстово Росатома особо "не гонит лошадей" (вполне возможно, что после перехода на МОХ потребуется еще какое-то время). Подход осторожный. Все равно по технологии БН мы пока впереди планеты всей (запас по времени есть) . Будем смотреть.

+

С одной стороны, это логично.

С другой, есть "Прорыв", который настаивает на варианте БН-1200 на нитридном топливе (лучше для безопасности и т.п.). В пользу БН-1200 на нитриде играет и будущее наличие северского топливного завода, не грузить же его исключительно нуждами БРЕСТ-300. И у ГХК не всё просто получалось с высокофоновым MOX, росатомовский официоз не зря очень обтекаемо говорит о происхождении плутония для ГХКшной продукции.
Но в этом случае БН-1200 и полная MOX-зона на БН-800 получаются никак не увязанными.

И тут-то внезапно может выстрелить китайский опыт, где никакого нитрида в китайских БНах никогда не будет.
Если первый китайский БН-600 строится с нашим участием и будет урановым, то от второго "Росатом" жёстко открещивается (мол, чисто китайский проект) и делает вид, что не знает, что он будет на китайском MOX.

Наличие двух действующих быстрых натриевых на MOX-топливе (наш БН-800 и второй китайский БН-600) - это уже более серьёзный аргумент в пользу того, что "Прорыву" с нитридом от БНов надо отстать и сосредоточиться на свинцовых реакторах.
А из проекта БН-1200 тогда уйдёт, пожалуй, главная неопределённость - тип топлива.
Но до пуска второго китайского БН-600 придётся подождать минимум 5-6 лет.

Хотя в наше время логика решений меняется быстро, так что настаивать на описанном варианте я не стану.

а что, есть надежды на магически-низкофоновый нитрид?

всегда казалось, что фон это фон, а оксид vs нитрид это другое

есть ли существенная разница при работе с фонящим плутонием?