Ядерная энергетика будущего

[crazy_terraformer]

Агенты влияния Запада там  в МинФине окопались . Саботажники!

Хотя....

Выручка ГК «Росатом» в 2017 году составила 967,4 млрд рублей, а в 2018 год (открытая часть) — 1,064 трлн рублей, то есть за год выручка увеличилась примерно на 10 %.[53]

По итогам 2018 года экспортная выручка «Росатома» составила 6,6 млрд долларов. К 2024 году предполагается, что она вырастет до 15 млрд долларов

Росатом, кстати, разработкой и производством атомного оружия занимается, утилизацией всякой радиоактивной дряни оставшейся ещё с времён СССР, производством препрегов.... Замыкание ядерного топливного цикла дорогого стоит...

[MenFrame]

В Курчатовском институте завершили проектирование гибридной энергетической установки

[MenFrame]

с U-235, а с U-238

Алекс, хочу спросить. А какой коэффициент конверсии урана 235 в реакторный плутоний, для  реакторов  ВВР-С и БН?

[MenFrame]

Китай начал строительство второго быстрого реактора CFR-600
Еще первый не запустили, а уже второй клепают. Росатом топливо будет поставлять.

[AlexAV]

Алекс, хочу спросить. А какой коэффициент конверсии урана 235 в реакторный плутоний, для  реакторов  ВВР-С и БН?

Уран-235 хорошо делится или медленными нейтронами или совсем быстрыми, а вот нейтронами промежуточной части спектра не очень.



В диапазон энергий нейтронов от нескольких эВ до 100 кэВ U-235 делится не слишком хорошо. Кроме того,  в области энергия выше 10 кэВ выход нейтронов на захват у U-235 хотя и растёт, но значительно медленнее, чем у плутония, в результате чего эффект на коэффициент воспроизводства от наличия быстрых нейтронов в спектре для него существенно меньше, чем для плутония. Результатом всего этого является то, что коэффициент конверсии урана-235 в плутоний в быстрых реакторах не очень большой. Особенно в натриевых, где натрий всё же довольно заметно замедляет нейтроны и смягчает их спектр, существенно увеличивая долю нейтронов промежуточного спектра, которые делят U-235 не очень эффективно. Для АЗ БН-800 - 0.52 (без бланкета). При наличие банкета он может быть поднят до 0.85 (0.52 в АЗ + 0.33 в бланкете).  В реакторах с тяжелым металлическим теплоносителем (свинцом или эвтектикой висмут-свинец), где спектр нейтронов жёстче и доля нейтронов промежуточных энергий ниже, картина должна быть чуть лучше. 

В целом при конвертации урана-235 в плутоний быстрые реакторы не имеют существенного преимущества перед реакторами на тепловых нейтронах. Для ВВР-С (ВВЭР со спектральным регулированием) коэффициент воспроизводства(конверсии) обещают около 0.7-0.8. Для уранового топлива в тяжёловодных и графито-водных реакторах при выборе топлива оптимального обогащения и оптимальной глубины выгорания (с точки зрения эффективности наработки плутония) коэффициенты конверсии урана-235 в плутоний также будут иметь близкие значения. Эти величины не отличаются принципиально от того что может дать БН (с банкетом).

[MenFrame]

Для ВВР-С (ВВЭР со спектральным регулированием) коэффициент воспроизводства(конверсии) обещают около 0.7-0.8. Для уранового топлива в тяжёловодных и графито-водных реакторах при выборе топлива оптимального обогащения и оптимальной глубины выгорания (с точки зрения эффективности наработки плутония) коэффициенты конверсии урана-235 в плутоний также будут иметь близкие значения. Эти величины не отличаются принципиально от того что может дать БН (с банкетом).

Я кстати, не раз слышал что сжигание урана выгодней производить в водоводяных реакторах сточки зрения экономики.
Тогда второй вопрос...а качество производимого плутония не будет ухудшается?
Понятно что ВВРы это основа будущей энергетики...Просто интересно как в условиях ограниченых ресурсов будет расти атом?

[Алексей В.]

По многочисленным просьбам трудящихся переношу обсуждение КВС в эту тему из темы "Нет термояда, нет ископаемых. К чему придет тогда цивилизация?"

[Алексей В.]

И при чём тут испарение всего натрия? Мы про время до начала кипения говорили.
Температура натрия на выходе из АЗ БН-1200 - 550 °С.
Температура кипения натрия в реакторе - 930 °С
Скорость набора температуры после потери активного охлаждения - 20 °С в час.
Вычитаем, делим, получаем 19 часов на нагрев до температуры кипения. При этом не учтено падение остаточного тепловыделения (в первые сутки весьма быстрое), так что в конечном счёте примерно сутки и получится. И потом он ещё какое-то время будет тихо-мирно выкипать, охлаждая АЗ, причём дольше, чем тот же объём воды.

если предположить, что в БН и ВВЭР одинаковое кол-во по массе натрия и воды соответственно, то если натрий нагрелся на 20 градусов, то вода бы нагрелась этим же кол-вом теплоты в час на 3,5 градуса(ВВЭР-1200, 165 атмосфер, 330 градусов, теплоёмкость примерно = 7000). Т.к. рабочее давление в первом контуре ВВЭР 165 атмосфер, а температура 330, то вода после остановки реактора будет греться до 350 градусов (температуры насыщенного пара при давлении 165 атмосфер), далее или нужно стравливать пар или давление начнёт повышаться. Это повышение температуры будет длиться 6 часов. Если выкипание будет происходить при температуре 350 градусов, то теплота испарения при этой температуре будет 900 кдж/кг. Полное выкипание всей воды займёт 36 часов.
Видимо вся проблема ВВЭР в том, что температура воды близка к критической точке для воды, поэтому теплота испарения при 350 градусах гораздо меньше, чем этой же воды при 100 гр., тем более натрия при 930 гр.
Натрий бы сначала грелся 19 часов до температуры кип., а затем ещё неделю бы испарялся(при условии одинаковой мощности нагрева).

Пар из перегретого реактора будет отводиться в специальный гермообъём, где и сконденсируется, просто и незрелищно.

я просто сначала подумал, что стравливаться он будет прямо в атмосферу😃😆

Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает большую гибкость в работе. Например, если температура теплоносителя на выходе из реактора значительно повысится, то расплавления тепловыделяющих элементов, обусловленного ухудшением теплоотдачи из-за образования парово́й плёнки, как это происходит при охлаждении водой, не произойдёт.

да, у ВВЭР запас температуры до начала кипения воды при внутриреакторном давлении (165 атм.) всего 50 градусов на входе в реактор и 20 градусов на выходе. В БН же запас 380 градусов на выходе из реактора, причём натрий ещё и очень теплопроводен.
Видимо, ВВЭР будут более безопасны по этому критерию только в варианте котельной, кот. производит только лишь тепло. Тогда можно было бы снизить температуру на входе и выходе из реактора и увеличить запас температуры до кипения. Тогда ВВЭР вырабатывали бы только тепло, а КВС - электричество, чтобы не строить теплопроводы от КВС на сотни км.

+ неизвестная сумма на фабрикацию зарядов + большая неизвестная сумма на выделение этого плутония из сотен тысяч тонн натрия. Плюс бридеры так-то тоже в дополнение к плутонию энергию производят.

на какую ещё фабрикацию зарядов? Что такое "фабрикация топлива" я знаю - это процесс создания тепловыделяющих сборок (ТВС) для ядерных реакторов. А фабрикация зарядов? Вообще-то в себестоимости самих бомб ,по-моему, уже всё заложено.
В ней же заложены и затраты на выделение ДМ из натрия для энергозарядов, ну так там заодно с ним можно выделить и ДМ для реакторов, на себестоимости это вряд ли как-то сильно скажется. Так что "+ большая неизвестная сумма на выделение этого плутония из сотен тысяч тонн натрия" отменяется.
"Плюс бридеры так-то тоже в дополнение к плутонию энергию производят." - бридеры тут вообще не при чём, т.к. сравнивали центрифуги как источник стартового обогащённого до 22% урана для БН и КВС как источник тоже стартового, но плутония или урана-233 тоже для БН. И центрифуги насколько мне известно энергию не производят, а только потребляют. Бридеры же производят энергию и плутоний, но для начала им нужен будет стартовый уран-235, т.к. имеющегося сейчас в мире плутония будет маловато в масштабах мирового энергопотребления.

Для горения хватит и энергии заряженных продуктов реакции. Поэтому уход нейтронов сдержит рост температуры, а понизить ее не может.

с чего бы это вдруг не сможет понизить? При температурах порядка сотни миллионов градусов идёт очень мощный поток теплового излучения из зоны термоядерной реакции и этот поток пропорционален четвёртой степени температуры и замедление нейтронов как раз и нужно чтобы компенсировать эти потери, когда же начинается разлёт, то снижается плотность - значит снижается мощность термоядерной реакции, следовательно она уже не компенсирует больше потери энергии путём излучения - температура падает до такого уровня, чтобы потери были = мощности реакции. Это пока нейтроны замедляются. Когда же они начинают выходить не замедлившись, то мощность, кот. остаётся в зоне горящего дейтерия падает ещё сильнее, следовательно и температура. В конце концов температура падает настолько, что реакция практически останавливается.

Там же не только уран 238, а еще плутоний, кюрий, америций.

а они сильно поглощают нейтроны, от них нужно очищать? Нельзя просто от них не чистить ОЯТ? К тому же они всё-таки отличные от урана-238 элементы, от них что трудно очищать ОЯТ?

Для создания термоядерной бомбы нужен уран с 95% обогащением по U-235. Сколько это будет в нынешних долларах?

Для получения 1 кг обогащённого до 95 % урана нужно совершить 241 единицу работы разделения, по 40 $ это будет 9640 долл/кг. К примеру, "Малыш", кот. сбросили на Хиросиму содержал 64 кг урана. По современным технологиям и расценкам обогащение бы обошлось 617 тыс. $.
При обсуждении КВС частенько мне говорят, что выделение ДМ из натрия это просто будет нереально дорого. Ну так вот, а как вам в таком случае выделение 1 кг 95% урана-235 из 185 кг природного урана? Из натрия можно выделить примеси просто охладив его до 100 градусов в холодных ловушках, затем эти выделенные примеси можно разделить на разные хим. эл-ты с разными хим. свойствами или даже плотностью(уран-233-торий). При обогащении же урана нужно разделить изотопы одного хим. эл-та с одинаковыми хим. свойствами, кот. отличаются друг от друга только лишь массой причём всего лишь на 1,26%, а в составе молекулы гексафторида урана всего на 0,85%. И даже эту операцию получается провести по относительно приемлемой цене. Так что уж выделение ДМ из натрия точно будет гораздо проще и дешевле.

А шо уран-233 или Pu-239 не комильфо? Если трансмутировать торий и уран-238 в соответствующие изотопы, то уран от тория и соответственно плутоний от урана отделить проще и дешевле(возможно и нет, т.к. примеси гамма-активные есть), чем проводить разделение изотопов одного элемента.

дело в том, что доступного по цене природного урана у нас 8 млн. тонн, из кот. можно приготовить 187,5 тыс. тонн стартового 22%-обогащённого топлива для БН. Этого хватит для БН суммарной мощностью в 4 тераватта. Т.е. просто иди и обогащай и строй сразу же сколько душе угодно реакторов БН.
С плутонием же если использовать его уже имеющиеся запасы и размножать его в БН, то никаких 4 тераватт и близко не получится получить за приемлемое время, т.к. его мировые запасы относительно малы, а самого себя размножать(без урана-235) у него получается довольно долго. Это в реакторе. В КВС же можно трансмутировать одно в другое и размножать ДМ очень быстро.

[MenFrame]

При температурах порядка сотни миллионов градусов идёт очень мощный поток теплового излучения из зоны термоядерной реакции

Этот поток хорошо переизлучается тампером бомбы обратно в плазму.

и замедление нейтронов как раз и нужно чтобы компенсировать эти потери,

На самом деле не совсем так. Поток нейтронов является сам по себе разогревом, который греет непосредственно ядра, не влияя на электроны. При этом топливо греется, а электронная температура только поспевает за ним. Этот эффект называется нагрев топлива на ядрах отдачи.  То есть нейтроны позволяют греть само топливо, а не электроны в нем. К тому же часть реакций идет за счет самих нейтронов.
    Во вторых в сжатом топливе появляется эффект запирания рентгена. То есть сжатое топливо само поглощает свой же ренген. Чем достигается относительная термоизоляция.
Это важно для того что бы зажечь топливо при низкой температуре, а при высокой оно горит и при низкой плотности.

от них нужно очищать?

В случае использования в быстром реакторе, очищать ОЯТ нужно только от осколков. Все остальное должно по идее гореть в жестком спектре.

дело в том, что доступного по цене природного урана у нас 8 млн. тонн,

8 миллионов это оцененные запасы с себестоимостью до 250$. Это значит есть еще неоцененные запасы, но в теории тоже доступные.
Скажем запасы урана в морской воде оцениваются 4,5 миллиарда тон. Себестоимость добычи оценивается в 500$
Если цена окажется примерно такой или ниже, нужды в воспроизводстве плутония не будет. Если уран из морской воды окажется дороже, то возможно будет выгодно производить плутоний в реакторах.
    В любом случае рост мощности атомного парка быстрых реакторов не ограничен.

Добыча урана из морской воды даёт неисчерпаемый источник атомной энергии

[crazy_terraformer]

Однако концентрация урана в морской воде контролируется путём метастабильных, или псевдоравновесных, химических реакций между водой и горными породами Земли, находящимися как в океане, так и на суше. А в этих породах содержится 100 триллионов тонн урана. Таким образом, стоит извлечь из морской воды какое-то количество урана, как из горных пород выщелачивается такое же количество взамен, в результате чего концентрация урана остаётся прежней. Пройдёт миллиард лет, но и за этот огромный срок человечество не сможет добыть столько урана, чтобы его концентрация в морской воде уменьшилась, даже если наш род сумеет выжить и 100 % потребной нам энергии будут обеспечивать атомные электростанции.

Не пойму, здесь утверждается, что если извлекать урана из морей больше его речного стока, то его концентрация не упадёт, ибо взамен растворится уран, находящийся в составе морских осадков? Однако, скорость восстановления исходной концентрации не указана..... Больше эмоций, чем чисел.

[Lieut]

Однако концентрация урана в морской воде контролируется путём метастабильных, или псевдоравновесных, химических реакций между водой и горными породами Земли, находящимися как в океане, так и на суше. А в этих породах содержится 100 триллионов тонн урана. Таким образом, стоит извлечь из морской воды какое-то количество урана, как из горных пород выщелачивается такое же количество взамен, в результате чего концентрация урана остаётся прежней. Пройдёт миллиард лет, но и за этот огромный срок человечество не сможет добыть столько урана, чтобы его концентрация в морской воде уменьшилась, даже если наш род сумеет выжить и 100 % потребной нам энергии будут обеспечивать атомные электростанции.

Не пойму, здесь утверждается, что если извлекать урана из морей больше его речного стока, то его концентрация не упадёт, ибо взамен растворится уран, находящийся в составе морских осадков? Однако, скорость восстановления исходной концентрации не указана..... Больше эмоций, чем чисел.

Источник не указан. Есть подозрение что цитата написана обычным безграмотным журноламером. Не растворяется уран со дна океана. Он растворяется с континентальных горных пород в виде комплексов UO₂(CO₃)_n. И да, связи с увеличением концентрации углекислого газа в атмосфере выщелачивание в т.ч. и урана реками из горных пород увеличивается в соответствующее количество раз.

[MenFrame]

Источник не указан.

Указан,
Forbes

[AlexAV]

Добыча урана из морской воды даёт неисчерпаемый источник атомной энергии

(Квази)возобновляемый, но не неисчерпаемый. Годовое поступление урана в океан с речным стоком около 20 тыс. т. в год. Вот в таком объёме его оттуда и можно брать условно вечно. А если брать больше - кончится и там.

20 тыс. т. в год - цифра весьма существенная при использования ЗЯТЦ и полного сжигания U-238, но отнюдь не бесконечность. Ну а без ЗЯТЦ этого вообще ни на что не хватит (потребление природного урана существующими сегодня реакторами составляет 68 тыс. тонн в год, т.е. более чем в три раза больше, чем восполнения запасов урана в морской воде с речным стоком).

Однако, скорость восстановления исходной концентрации не указана...

Она хорошо известна - около 20 тыс. т. в год (см., скажем, В.В. Гордеев Речной сток в океан и черты его геохимии).

[MenFrame]

Она хорошо известна - около 20 тыс. т. в год

В статье выше говориться что при снижении концентрации урана в морской воде равновесие химических реакций сместиться в сторону возвращения урана из осадочных накоплений в сторону растворимого урана. Поэтому дают цифру океана как месторождения урана значительно большую. В районе 100 триллионов тон. Интересно насколько это близко к действительности, и какова скорость данного восстановления...

[AlexAV]

В статье выше говориться что при снижении концентрации урана в морской воде равновесие химических реакций сместиться в сторону возвращения урана из осадочных накоплений в сторону растворимого урана.

Большая часть урана в осадках - изоморфная примесь в фосфатах. Оттуда ничего не возвращается, скорость растворения апатита в морской воде так мала, что её даже в геохимических моделях не учитывают.

Цикл урана в морской воде практически однонаправленный.  Поступление с речным стоком с последующим осаждением на дне в основном в виде примеси в осаждаемых фосфатах. В меньшей степени в форме комплексов с органическим веществом, но от туда он опять же в основном в конечном счёте переходит в фазы кристаллизующихся фосфатов. Обратное же растворение апатита в морской воде практически не происходит даже если раствор является ненасыщенным по апатиту (и уж тем более на устойчивость кристаллов апатита никак не повлияет снижение концентрации урана в морской воде). Это по сути необратимый процесс. Так что  - нет. Уран осадков источником пополнения урана в морской воде в основном не будет. Единственный значимый источник пополнения урана там - только речной сток.

[crazy_terraformer]

Однако, скорость восстановления исходной концентрации не указана...

Она хорошо известна - около 20 тыс. т. в год (см., скажем, В.В. Гордеев Речной сток в океан и черты его геохимии).

Ранее Вы давали др.цифру.

Сколько это, кстати? Я прикидывал "топорно" - если сейчас 4 млрд тонн в воде, стало быть за год прибавка 1 тонну

Нет, не совсем так. Геохимическое время прибывание урана в морской воде 300 тыс. лет (после чего он осаждается в донных осадках). Соответственно ежегодное пополнение континентальным стоком около 13 тыс.т. Это и есть верхний лимит того колличества, которое из морской воды можно извлекать условно-вечно (в реальности в 2-3 раза меньше конечно, но где-то на 5000 тонн вероятно рассчитывать можно).

[AlexAV]

Ранее Вы давали др.цифру.

В цитате ниже цифры из справочника Дж. Эмсли (там дано геохимическое время пребывания откуда можно оценить сток). А 20 тыс. т. из монографии В.В. Гордеев Речной сток в океан и черты его геохимии (там дана цифра непосредственно суммарного континентального стока). Цифры получаются не полностью совпадающими, но в общем одного порядка. С учётом, что обе цифры имеют заметную погрешность, то особого противоречащая между ними нет. Масштаб величины везде один и тот же и в целом укладывается в диапазон 10 - 20 тыс. тонн в год.

Так как при увеличение извлечения урана долговременная стационарная концентрация урана в морской воде, определяемая балансом поступления, осаждения и извлечения, будет снижаться и извлечение 13 - 20 тыс. тонн в год (в зависимости какая из приведённых в литературе оценок ближе к истине) должно соответствовать нулевой долговременной стационарной концентрации урана в морской воде, что понятно невозможно, то реальный технически доступный для извлечения объём урана из морской воды, на котором его можно осуществлять условно-вечно, ниже поступления. Скорее всего раза в 2-3.

Т.е. формально максимальная цифра извлечения урана из морской воды, при которой его возмещение за счёт речного стока ещё возможно - 13 - 20 тыс. т. год (но реально столько извлекать будет невозможно из-за неприемлемо сильного снижения концентрации урана в морской воде). Технически доступный уровень скорее 4 - 10 тыс. тонн в год (при этом долгосрочный стационарный уровень концентрации в морской воде снизится до 2/3 - 1/2 от современного, что выглядит ещё приемлемым, ниже, с учётом, что она и так низкая, кажется уже не очень). Как-то так.

[Алексей В.]

Этот поток хорошо переизлучается тампером бомбы обратно в плазму.

так уж прям хорошо? если бы тампер начинался прямо там где заканчивается дейтериевая плазма, тогда да. Но тампером ограничен может объём в 1 м3, а размеры горящего дейтерия всего несколько десятков см3.

На самом деле не совсем так. Поток нейтронов является сам по себе разогревом, который греет непосредственно ядра, не влияя на электроны. При этом топливо греется, а электронная температура только поспевает за ним. Этот эффект называется нагрев топлива на ядрах отдачи.  То есть нейтроны позволяют греть само топливо, а не электроны в нем. К тому же часть реакций идет за счет самих нейтронов.
    Во вторых в сжатом топливе появляется эффект запирания рентгена. То есть сжатое топливо само поглощает свой же ренген. Чем достигается относительная термоизоляция.
Это важно для того что бы зажечь топливо при низкой температуре, а при высокой оно горит и при низкой плотности.

Т.е. в бомбе как на Солнце есть горячее ядро и относительно холодная мантия? Но по -моему эффект как-то слабо заметен.
В водородной бомбе на 1 кг дейтрида лития приходится примерно 25 кт мощности, значит в 500 килотонной бомбе его около 20 кг.
Если эти 20 кг сжаты в 100 раз, то это будет шарик диаметром 7,9 см с площадью поверхности 195 см2. При температуре 100 млн. К с этой поверхности будет излучаться 1.1*10^23 Вт или 26 килотонн за 1 наносекунду. Т.е. все 500 кт высветятся за 19 наносекунд. В реальности же высвечивание длится около 50 нс. Так что эти эффекты видимо не особенно сильны на самом деле. Или в ядре плазмы температура значительно больше 100 млн?

В случае использования в быстром реакторе, очищать ОЯТ нужно только от осколков. Все остальное должно по идее гореть в жестком спектре.

в быстром реакторе по-моему ещё и осколки можно сразу же трансмутировать за счёт поглощаемых нейтронов, чтобы получить осколки с меньшим периодом полураспада.
А ОЯТ после  теплового реактора нужно чистить и от трансуранов?

запасы урана в морской воде оцениваются 4,5 миллиарда тон. Себестоимость добычи оценивается в 500$

блин, маловато, я думал, что побольше будет. Причём размазанный при этом на 1,3 миллиарда км3 воды. Дейтерия в океанах к примеру 40 триллионов тонн, при том, что он в 3,5 раза энергетичнее урана будет при сжигании.
Мда, 500$ за кг при содержании 3 части на миллиард, т.е. для добычи этого килограмма надо условно "процедить" 333 000 тонны воды. Что-то мне это напоминает🤔. Ах, да, вспомнил,😁😆 в КВС же тоже как раз примерно столько же натрия по объёму и массе. Но там плавает не 1 кг ДМ, а тонны. И даже при всём этом мне тут говорят, что "да как можно такой огромный объём чистить"? Я не понимаю как вы собрались выделять уран из воды при концентрации 1 кг на 330 000 тонн, если в вашем представлении невозможно очищать даже натрий в КВС при том, что концентрация урана-233 там будет в тысячу раз больше?

[Алексей В.]

Технически доступный уровень скорее 4 - 10 тыс. тонн в год

Это точно технически доступный уровень? Ведь для этого нужно будет "процедить" 1333-3333 км3 воды и это при 100% извлечении урана из воды, а на самом деле наверное ещё раза в 2 больше.

[MenFrame]

если бы тампер начинался прямо там где заканчивается дейтериевая плазма, тогда да.

А где он начинается? Если я не путаю тампер это толкатель который сжимает термоядерное топливо пот действием радиационной абляции.

При температуре 100 млн. К с этой поверхности будет излучаться 1.1*10^23 Вт или 26 килотонн за 1 наносекунду.

Это как вы считали интересно?

в быстром реакторе по-моему ещё и осколки можно сразу же трансмутировать за счёт поглощаемых нейтронов, чтобы получить осколки с меньшим периодом полураспада.

Честно говоря впервые слышу. Осколки конечно поглощают нейтроны, но их трансмутация идет через бэта распад. Повлиять на него нельзя.

А ОЯТ после  теплового реактора нужно чистить и от трансуранов?

Если планируете его засунуть в БН, то не нужно. В двух компонентной схеме предполагается очищать ОЯТ от обоих реакторов от осколков, смешивать их что бы получить средний состав по актинидам, и изготавливать МОКС топливо из него.

блин, маловато, я думал, что побольше будет.

На сто тысяч лет хватит, а далее можно рассмотреть уран и торий в земной коре. Энергетически его  больше чем дейтерия. Попутно можно получать другие элементы.

т.е. для добычи этого килограмма надо условно "процедить" 333 000 тонны воды.

Если для этого использовать естественные морские течения, то это не является проблемой.

если в вашем представлении невозможно очищать даже натрий в КВС

У меня нет подобных представлений...