Ядерная энергетика будущего

[AlexAV]

Утверждается, что использование реакторов-размножителей делает экономически осмысленной добычу урана из морской воды, не так ли?

Судя по тому, что опубликовано и оптимистами и пессимистами об уране из морской воды - для быстрых реакторов с КВ>1 он будет окупаем. Для тепловых - не очевидно, скорее даже сомнительно.

огда месторождения на суше, в общем то, и не нужны.

Урана из накопленных ОЯТ и отвалов обогащения хватит на много столетий. Очень долго можно вообще ничего не добывать. А лет через 300 видно будет откуда лучше.

[MenFrame]

Тогда зачем вообще БН строить если ВВЭР-тип реакторов по вашим словам как минимум от 100+ лет топливом обеспечен?

На данный момент он нужен для решения проблемы РАО. То есть для сжигания долгоживущих отходов(МА) своих собственных и от ВВРов. В будущем когда спрос на уран поднимется, будет эффект от экономии урана. В целом БН позволит удешевить топливный цикл. Снизить стоимость атомной энергии.

[MenFrame]

Для тепловых - не очевидно, скорее даже сомнительно.

Если прикинуть что на себестоимость киловатт часа именно на природного урана будет приходиться 2 цента, то закупочная цена урана будет на уровне 5 000 долларов за кг. Что в десять раз выше современных оценок себестоимости добычи из морской воды. Если же рассмотреть ториевый замкнутый цикл, с до замыканием природным ураном, то граница себестоимости еще дальше отодвигается.

[sharp]

Если прикинуть что на себестоимость киловатт часа именно на природного урана будет приходиться 2 цента, то закупочная цена урана будет на уровне 5 000 долларов за кг. Что в десять раз выше современных оценок себестоимости добычи из морской воды. Если же рассмотреть ториевый замкнутый цикл, с до замыканием природным ураном, то граница себестоимости еще дальше отодвигается.

ЕМНИП, в ВВЭР производится не более 100 МВт*ч на кг природного урана. То есть, чтобы уложиться в 2 цента на квтч, нужно чтобы закупочная цена не превышала $2000.

[-Asket-]

Если инфраструктура для извлечения урана из воды все же будет создана, то потом попробуют на ней попутно и что-то еще извлекать, что может повлиять на себестоимость.

[MenFrame]

в ВВЭР производится не более 100 МВт*ч на кг природного урана. То есть, чтобы уложиться в 2 цента на квтч, нужно чтобы закупочная цена не превышала $2000.

Это если вы используете классическое борное регулирование и не занимаетесь переработкой топлива.

[sharp]

В любом случае, $1000 вполне реальная закупочная цена за морской уран (скорее даже с хорошим запасом), и при ней вклад стоимости топлива будет всего 1 цент на квтч, то есть более чем приемлемо. Получается даже в ВВЭР использование морского урана может оправдать себя?

[pkl]

Вообще хотя у двухконтурной энергетики есть сторонники, всё же наверно лучше сделать один нормальный быстрый реактор с небольшим КВ (на уровне 1,05 - 1,1) и далее строить только его, постепенно выводя ВВЭР из эксплуатации  как устаревшую технологию.

Жизненный цикл ВВЭР собираются приблизить к 100 годам. Так что замена займёт несколько десятилетий - надо же окупить вложения.

Кроме того, БН практически нельзя поставлять на экспорт, по известным причинам.

ВВЭР прекрасный реактор для утилизации U-235, но ни для уран-плутониевого топлива, ни для торий-уранового он оптимальным решением не является. При наличие нормального быстрого реактора для уран-плутониевого цикла это лишний элемент.

А ВВЭР-С?

Если же есть желание заниматься торием, то лучше смотреть в сторону тяжеловодных и графитоканальных реакторов, нейтронная экономика там заметно лучше, что для тория очень важно.

Это как? РБМК возрождать? Или как у Канады?

[snickers]

Реакторы — 3 поколения, PWR, Atmea кстати тоже 1200 МВТ как и ВВЭР - 1200 и как и АЭС Аккуя АЭС в провинции Синоп,  будет иметь их тоже 4 штуки. И по цене тоже около 22 лярдов уе. Совпадение?

[библиограф]

 Реактор-размножитель может быть и на тепловых нейтронах, на тяжелой воде; одно плохо -
низкий КПД, 30%
https://tnenergy.livejournal.com/20051.html
https://en.wikipedia.org/wiki/Advanced_heavy-water_reactor

[AlexAV]

Реактор-размножитель может быть и на тепловых нейтронах, на тяжелой воде; одно плохо -

Размножителем всё же правильно называть только реактор с КВ>1. Из реактора на тепловых нейтронах такой не получается. На уране вообще никак. Плутоний-239 в тепловом спектре даёт меньше двух нейтронов на захват в результате сделать реактор с КВ > 1 в тепловом спектре с уран-плутониевым циклом принципиально невозможно, никакой, даже самый идеальный. С торием чуть сложнее, но в целом вывод, что при сколько-нибудь разумных параметрах с точки зрения экономики тоже нет.

График зависимости КВ от глубины выгорания топлива для тяжеловодного реактора (в этом случае CANDU) для топлива Th-232 - U-233 приведён на приложенном рисунке. Незначительное превышение КВ над единицей тут можно получить лишь для глубины выгорания топлива <10 МВт сут/кг. Это очень мало и для нормальной работы в замкнутом цикле совершенно не годится. Даже при глубине выгорания на уровне 110 МВт сут/кг (как в БН при работе в замкнутом цикле, при этом БН при наличии бланкета может давать КВ существенно больше 1, на уровне 1,2 - 1,3) топливная составляющая получается достаточно большой, при выгорание же меньше 30 МВт сут/кг работа в замкнутом цикле станет совсем неадекватно дорогой, по хорошему и меньше 50 МВт сут/кг  уже плохо. А при таких значениях выгорания КВ тяжёловодного реактора с торий-урановым топливом получается существенно меньше единицы.

Так что, нет, нормального размножителя из теплового реактора не получается ни на уране, ни на тории.

[EvilShurik]

Реактор-размножитель может быть и на тепловых нейтронах, на тяжелой воде; одно плохо -

Размножителем всё же правильно называть только реактор с КВ>1. Из реактора на тепловых нейтронах такой не получается. На уране вообще никак. Плутоний-239 в тепловом спектре даёт меньше двух нейтронов на захват в результате сделать реактор с КВ > 1 в тепловом спектре с уран-плутониевым циклом принципиально невозможно, никакой, даже самый идеальный. С торием чуть сложнее, но в целом вывод, что при сколько-нибудь разумных параметрах с точки зрения экономики тоже нет.

График зависимости КВ от глубины выгорания топлива для тяжеловодного реактора (в этом случае CANDU) для топлива Th-232 - U-233 приведён на приложенном рисунке. Незначительное превышение КВ над единицей тут можно получить лишь для глубины выгорания топлива <10 МВт сут/кг. Это очень мало и для нормальной работы в замкнутом цикле совершенно не годится. Даже при глубине выгорания на уровне 110 МВт сут/кг (как в БН при работе в замкнутом цикле, при этом БН при наличии бланкета может давать КВ существенно больше 1, на уровне 1,2 - 1,3) топливная составляющая получается достаточно большой, при выгорание же меньше 30 МВт сут/кг работа в замкнутом цикле станет совсем неадекватно дорогой, по хорошему и меньше 50 МВт сут/кг  уже плохо. А при таких значениях выгорания КВ тяжёловодного реактора с торий-урановым топливом получается существенно меньше единицы.

Так что, нет, нормального размножителя из теплового реактора не получается ни на уране, ни на тории.

Есть один финт, позволяющий сделать из теплового реактора эффективный размножитель что для тория, что для урана, и с коэффициентом воспроизводства не 30% как в лучших концепциях БН, а более 100%, и даже около 1000%!
Это Релятивистский Ядерный Реактор. Где используется ускоритель на энергии от 10 Гэв на нуклон, для принудительной инициации деления в обыкновенных природных тории или уране и поддержании цепной реакции. Без поддержки ускорителем, цепная реакция прекращается, что делает такой реактор предельно защищённым от аварий основанных на разгоне реактора. Выключение ускорителя сразу приводит к затуханию цепной реакции.

Почему у РЯР такой высокий коэффициент воспроизводства? Из-за сверхжёсткого спектра нейтронов, особенно тех, что получаются при столкновении ускоренной частицы и ядра вещества ядерного топлива.
Более 10Гэв на нуклон это значительно выше энергии связи любых атомных ядер. Поэтому, столкнувшись с ядром мишенью, частица из ускорителя буквально разрывает его на альфа-частицы и нейтроны, с характерной энергией десятки мегаэлектронвольт. Такие нейтроны гарантировано делят ядра всех природных изотопов тория и урана. Более того, энергия вторичных нейтронов деления также повышена против энергии нейтронов при делении как тепловыми нейтронами, так и быстрыми.  Поэтому один акт поглощения ускоренной частицы вызывает в конечном итоге деление от десяти до сотни ядер атомов топлива! Т. е. коэффициент воспроизводства в таком реакторе гарантированно более 10! Что на порядок выше, чем в обычном бридере.
Поэтому возможен даже бридер на тепловых нейтронах - из мишени, где нейтроны генерируются, они поступают в бланкет, даже через замедлитель-теплоноситель, например, воду, в количестве, обеспечивающим расширенное воспроизводство ядерного топлива.

[AlexAV]

Жизненный цикл ВВЭР собираются приблизить к 100 годам. Так что замена займёт несколько десятилетий - надо же окупить вложения.

Это понятно. Но уран тоже кончится не прямо завтра и не за один день. А вот стоит ли увеличивать парк ВВЭР при текущей ситуации с ураном - уже вопрос. У нас уже собственная добыча не покрывает потребности существующего парка, а зависимость от импорта в этой области это не очень хорошо. По хорошему уже сейчас надо планы строить так, чтобы с определённого момента большая часть новых реакторов могла бы работать с низким расходом природного урана, т.е. в замкнутом цикле с КВ равным или большим единице (ну или хотя бы не сильно меньшим, 0,9 уже неплохо, это хоть и не полноценный замкнутый цикл, но уже действительно сильная экономия урана). Тогда переход может получится достаточно естественным образом. Существующие ВВЭР работают проектный срок, окупаются, и одновременно производят плутоний, который используется для развёртывания замещающих быстрых реакторов. С плавным замещением первых вторыми лет за 100.

А вот если внушить самим себе, что уран бесконечный и продолжить ставить излишнее количество потребителей урана - это может плохо кончится.

Опять же нужно учитывать, что большая часть существующего парка реакторов не рассчитаны на работу с полной загрузкой АЗ уран-плутониевым MOX-топливом. Такая возможность должна быть у новых реакторов: ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-С, ВВЭР-СКД. Всё это тоже придётся строить взамен имеющегося парка. И тут нужно задать вопрос, не имеет ли смысл замещать сразу быстрым блоком способным самообеспечиваться себя делящимися изотопами, а не содержать сразу несколько параллельных ветвей.

А ВВЭР-С?

Уже лучше. Однако, опять же,  ВВЭР-С - это новый реактор (причём пока вообще не существующий). И тут вопрос нужно ли это при наличие БН вообще (который даст КВ = 0,9 вообще легко без бланкета и с оксидным топливом, а с бланкетом - без особых сложностей любое желаемое значение до 1,2). Это оправданно, если капитальные затраты на строительство ВВЭР-С и БН будут отличаться очень сильно, но при отличие на уровне 20%-30% и менее преимущество системы содержащей две линейки реакторов не столь очевидны. Если БН и ВВЭР-С будут стоить сопоставимо - лучше строить сразу БН.

В этом смысле идеи "Прорыва" кажутся более правильными. Лучше иметь один нормальный быстрый универсальный реактор c КВ~1, причём в идеале не с нариевым, а с тяжело-металлическим теплоносителем (это уже вопрос безопасности), чем несколько линеек реакторов, где часть будет производить топливо, а часть потреблять. Вариант одного универсального имеет преимущество хотя бы потому, что будет иметь большую серийность, особенно по сравнению с немногочисленными реакторами-производителями делящихся изотопов. А чем больше серия, тем больше возможности снижения себестоимости в перспективе.

Плюс к этому неизбежные административно-бюрократические проблемы, которые неизбежно возникнут в двухконтурном варианте. Строительство каждого сверхдорого реактора-производителя делящихся неизбежно будет превращаться в гигантскую проблему. Выделять средства постоянно на множество не очень дорогих проектов проще, чем на один сверхдорой, даже если в сумме затраты эквивалентны.

Унификация тут всё же кажется лучшей стратегией.
   

БН практически нельзя поставлять на экспорт

Есть такой момент. Хотя на самом деле и не совсем справедливо, БН без бланкета оружейный плутоний не производит, плутоний из АЗ весьма далёк по качеству от оружейного. В этом смысле канадские CANDU, способные работать на необогащённом природном уране c возможностью перегрузки топлива без остановки реактора, для наработки оружейного плутония для неблагонадёжных режимов подходят куда больше. При этом на экспорт CANDU ограничений не накладывается. Почему - уже не столько технические, а скорее политические вопросы.

Это как? РБМК возрождать? Или как у Канады?

Если серьёзно заниматься торием, то да. Для него идеален тепловой реактор с очень низкой паразитной потерей нейтронов и, желательно, с возможностью перегрузки топлива без остановки реактора (для того чтобы можно было закладывать минимальные запас реактивности на выгорание, что тоже позволяет обеспечить экономию нейтронов). Лучший вариант тут тяжеловодные реакторы вроде канадских CANDU, наша линейка РБМК или что-то на его базе тоже может быть весьма интересен. А ВВЭР/PWR для тория не очень хороши.

Вообще перспективы тория в энергетике очень сильно связаны с стоимостью производства тяжёлой воды. Если её удастся существенно снизить, он для многих областей сразу станет на много привлекательнее.

При желание можно торий и в быстрый реактор поместить, есть скажем оценки для СВБР (http://www.atominfo.ru/newsd/k0691.htm), но это извращение. КВ получается на уровне 0,85 - 0,9, т.е. как в тяжеловодном, из-за жёсткого спектра нейтронов будет накапливаться много затрудняющего переработке ОЯТ U-232, ну и капитальные затраты как у быстрого реактора, т.е. на текущий момент повышенные. Уран-плутониевое оксидное топливо в том же СБВР-100 должно давать КВ = 1,05, что обеспечивает режим самоеда, нитридное - 1,15, что даёт небольшое расширенное производство. Зачем тут вообще нужен торий - не ясно, хотя в бланкете использовать в принципе может быть и будет оправданно.

[AlexAV]

Что в десять раз выше современных оценок себестоимости добычи из морской воды.

Публикуемые цены на уран из морской воды по большей части берутся с потолка. Т.е. реальная цена определяется только на основание практики опытно промышленного производства, которой никогда не было. С учётом, что не сильно отличающиеся между собой цифры для весьма похожей технологии (на основе хорошо известных амидоксимов) публикуют уже с конца 80-х, а промышленность особого интереса не проявила (тут дело в том, что независимый доступ к урану - это вопрос безопасности, если бы была технология извлечения даже за 500$/кг страны бы не имеющие собственных месторождений, но имеющие атомную энергетику и элементы ядерного топливного цикла, её внедряли бы и поддерживали бы вне зависимости от рыночной цены на этот самый уран). Это указывает, что с этими цифрами тут все не на столько хорошо.

Опять же есть работы, где затраты энергии на извлечение урана из морской воды оцениваются как 195 - 250 ТДж/т = 6,2 - 7,9 МВт лет/т. При таких затратах чтобы реактор с таким топливом мог рассчитывать на EROEI хотя бы равное 1 нужно, чтобы затраты урана им не превышали  127 - 161 т/ГВт год. Это соизмеримо с затратами любого типа тепловых реакторов при работе на обогащённом уране (даже для ВВЭР-С они прогнозируются на уровне 130 - 135 тонн/ГВт год). С учётом всей наблюдаемой картины вокруг урана из морской воды эти оценки представляются правдоподобными.

Для того, чтобы работа на уране из морской воды имела хоть какой-то экономический смысл расход природного урана, при таких оценках затрат на его извлечение, должны составлять не более 15 - 30 тонн /ГВт год. Для любого теплового реактора, работающего на обогащённом уране, это совершенно невозможно. Для быстрого реактора, работающего в замкнутом цикле в режиме самоеда расход будет около 1 тонн/ГВт год, и очевидно, он с большим запасом может указанному критерию удовлетворяет.

С гипотетическим ториевым циклом на тяжеловодных реакторах (с компенсацией недостаточного КВ за счёт природного урана-235) - ситуация промежуточная. Для топливного цикла по схеме:



Зависимость расхода природного урана от глубины выгорания ториевого топлива будет иметь следующий вид (линии для разного уровня обогащения природного урана в реакторе А):



Видно, что при использование достаточно обогащённого природного урана при наработке U-233 и выгорание торий-уранового топлива на уровне 30 МВт сут/кг расход природного урана будет на уровне около 25 тонн/ГВт год, что с использованием урана из морской воды в целом совместимо. Правда такой топливный цикл будет на много дороже топливного цикла того же БН, на сколько это будет оправданно экономически - большой вопрос.

[mbrane]

Если инфраструктура для извлечения урана из воды все же будет создана, то потом попробуют на ней попутно и что-то еще извлекать, что может повлиять на себестоимость.

Нечего там извлекать...

[mbrane]

Поэтому возможен даже бридер на тепловых нейтронах - из мишени, где нейтроны генерируются, они поступают в бланкет, даже через замедлитель-теплоноситель, например, воду, в количестве, обеспечивающим расширенное воспроизводство ядерного топлива.

Бред сивой кобылы за 5 минут до пробуждения в майскую ночь

[pkl]

Вот очень интересная технология, если, конечно, её удастся довести:
Ученый ИРНИТУ Александр Казанцев выиграл грант РНФ на создание комплекса для плазмооптического разделения отработавшего ядерного топлива

Как пояснил Александр Казанцев, на сегодняшний день существуют два основных способа обращения с ОЯТ: радиохимическая переработка или захоронение. Стоимость переработки составляет $650–950 за килограмм, что в 13-15 раз превышает экономически приемлемую цену. В качестве альтернативы ученый предлагает экологически чистую технологию разделения ОЯТ на группы радиоактивных и нерадиоактивных частиц. Это позволит вернуть трансурановые элементы в топливный цикл, а также уменьшит количество топлива, предназначенного для геологического захоронения. Технология основана на плазмооптической масс-сепарации многокомпонентной смеси.

Первые опыты по масс-сепарации ученые провели в Технопарке ИРНИТУ на экспериментальной установке-макете «ПОМС–Е–3». Она представляет собой вакуумную емкость с плазменным ускорителем, электродами и катушками, формирующими электрические и магнитные поля. Эту модель разработали около 10 лет назад сотрудники Иркутского «политеха» совместно со специалистами ИГУ. Эксперименты, которые выполнил Александр и его коллеги, показали недостаточную разрешающую способность по массам. Поэтому было принято решение более тщательно изучить процессы, происходящие с плазменным потоком по мере его движения в сепарирующем объёме и на основе полученных знаний усовершенствовать модель плазмооптического масс-сепаратора.

Статья целиком:
http://www.atomic-energy.ru/news/2018/07/11/87331
Технология очень интересна в контексте освоения космоса, ведь так можно разделять самые разные изотопы и элементы. Причём в вакууме!

[pkl]

Это понятно. Но уран тоже кончится не прямо завтра и не за один день. А вот стоит ли увеличивать парк ВВЭР при текущей ситуации с ураном - уже вопрос. У нас уже собственная добыча не покрывает потребности существующего парка, а зависимость от импорта в этой области это не очень хорошо. По хорошему уже сейчас надо планы строить так, чтобы с определённого момента большая часть новых реакторов могла бы работать с низким расходом природного урана, т.е. в замкнутом цикле с КВ равным или большим единице (ну или хотя бы не сильно меньшим, 0,9 уже неплохо, это хоть и не полноценный замкнутый цикл, но уже действительно сильная экономия урана). Тогда переход может получится достаточно естественным образом. Существующие ВВЭР работают проектный срок, окупаются, и одновременно производят плутоний, который используется для развёртывания замещающих быстрых реакторов. С плавным замещением первых вторыми лет за 100.

На существующих ВВЭР нарабатывать Pu? А разве это возможно? Как это можно сделать?

[AlexAV]

На существующих ВВЭР нарабатывать Pu? А разве это возможно? Как это можно сделать?

Любой реактор работающий на низкообогащённом уране нарабатывает плутоний. По-другому просто не может быть физически. Какой бы реактор ни был в любом случае будет иметь место процесс захвата нейтронов ядрами U-238 c образованием плутония. В ОЯТ ВВЭР содержится приблизительно 1% плутония.

Коэффициент конверсии урана-235 в плутоний в этом случае получается низким, а плутоний весьма далёким от оружейного качества, однако поскольку таких ОЯТ накоплено очень много, то в сумме так накоплено довольно значительное количество плутония (и он будет продолжать накапливаться дальше, пока реакторы на низкообогащённом уране продолжают работать), и он как раз и может быть материалом для запуска быстрых реакторов.

[библиограф]

 

На существующих ВВЭР нарабатывать Pu?

Возможно, но экономически невыгодно, в обычном ВВЭР выгорание топлива до 30000Мвт/дней на тонну, соответственно, в выгружаемом топливе много тяжелых изотопов плутония;  для наработки оружейного плутония используют специальные реакторы, в которых выгорание в десятки раз меньше:
http://www.economics.kiev.ua/index.php?id=994&view=article