Долгосрочные перспективы ресурсного обеспечения технически развитой цивилизации

[AlexAV]

В одной пенсионеры замерзли насмерть

А... Это Вы про Британию. 

https://newizv.ru/news/world/26-12-2018/toplivnaya-nischeta-pochemu-v-anglii-umirayut-ot-holoda

Ну в этом году там должно быть особо велело. Цена на газ предрасполагает. 

[Fall63]

AlexAV

Кстати, раз мы уж заговорили об отоплении, не напомните, каковы перспективы у атомных электроцентралей? Насколько там сильно упадет КПД/EROEI? Ну хотя бы по классическим ВВЭР-реакторам, ибо БН у нас в штучных экземплярах, полагаю по ним расчетов нет на эту тему. Ибо когда газ кончится - не повезем же мы торф с Западной Сибири, дабы отапливать Москву, Самару и Воронеж

[MenFrame]

Ибо когда газ кончится

Электричество+тепловой насос.

[MenFrame]

Электричество+тепловой насос.

Дадут больше низкопотенциального тепла чем, АЭС+теплотрасса, или ТЭЦ + теплотрасса.

[tof-tof]

перспективы у атомных электроцентралей? .... отапливать...  Воронеж

С Атомным отоплением уже было и как раз в Воронеже https://ru.wikipedia.org/wiki/Воронежская_АСТ  Хотя может дешевле отапливать электрическом через кондиционер-тепловой насос? чем городить АСТ в досягаемости от города?

[Novosedoff]

Цитата: FABIEN от Вчера в 23:58:39
В одной пенсионеры замерзли насмерть

А... Это Вы про Британию.   

https://newizv.ru/news/world/26-12-2018/toplivnaya-nischeta-pochemu-v-anglii-umirayut-ot-holoda

Жуть. Российский агитпро предсказуемо не преминул бы раструбить эту историю, это так на него похоже и так хорошо укладывается в "линию партии"

Кажется, накануне mbrane тоже что-то пел про массовое отравление моющим средством Fairy в Англии от экономии, но его за хамство забанили. Теперь вот FABIEN...

[AlexAV]

Кстати, раз мы уж заговорили об отоплении, не напомните, каковы перспективы у атомных электроцентралей? Насколько там сильно упадет КПД/EROEI. Ну хотя бы по классическим ВВЭР-реакторам, ибо БН у нас в штучных экземплярах, полагаю по ним расчетов нет на эту тему.

Чисто в части технической сложности - атомное отопление это на много проще и дешевле, чем атомная электроэнергия. Попросту если мы уменьшаем температуру (и соответственно давление) производимого реактором пара, то это резко упрощает материаловедческие вопросы. Скажем, при температуре теплоносителя <200 градусов довольно дорогие циркониевые сплавы можно заменить на сплавы системы алюминий-магний, обладающие низким сечением захвата нейтронов и вполне удовлетворительной коррозионной стойкостью к воде в этих условиях (однако, при температуре теплоносителя выше 200 градусов алюминиевые сплавы мало применимы из-за катастрофического роста скорости язвенной коррозии)). 200 градусов слишком мало для эффективного производства электроэнергии, но вполне достаточно для отопления. Кроме того, при относительно низкой температуре теплоносителя его давление также будет сравнительно низким, что позволяет уменьшить массу конструкционного материала в АЗ и, соответственно, паразитный захват нейтронов в ней. Это является очень хорошей предпосылкой к использованию  в этой области тория.

Основная проблема в использовании ядерного отопления не техническая, а бюрократическая. Существующие требования ядерной безопасности требуют строительства реактора на достаточно большом расстояние от населенного пункта (в радиусе 25 км от реактора средняя плотность населения по существующим требованиям не должна превышать 100 чел/км2, что затрудняет размещение реактора ближе 25 км от крупных городов). А транспортировка тепла на большие расстояния связана с существенными техническими сложностями. Если это требование убрать - реактор является исключительно эффективным источником тепловой энергии, на самом деле куда более эффективным, чем электрической (ядерная энергия конвертируется в тепло с эффективностью лишь около 30%, а вот эффективность производства тепловой энергии у него будет близка к 100%, т.е. EROEI ядерного отопления в теории может быть в 3 раза выше EROEI  ядерного электричества, которое на самом деле тоже не такое уж малое). 

P.S. Кстати, ядерная энергетика очень хорошо в теории может взаимодополняемость биотопливную. Дело в том, что при производстве биотоплива из сельскохозяйственного сырья довольно большие затраты относительно низкопотенциального тепла (т.е. пара с температурой 120 градусов для стерилизации сырья, питания ректификационных колонок и других подобных нужд). А ядерный реактор (особенно если говорить о тории), пожалуй, наиболее эффективен как раз для генерации такого относительно низкопотенциального тепла. Производство высокопотенциального тепла, достаточного для производства электричества, требует куда более дефицитных и дорогостоящих материалов (скажем, цирконий-ниобиевые сплавы вместо алюминий-магниевых) и сопряжено с куда большей массой конструкционного материала в АЗ, и соответственно паразитным поглощением нейтронов, чем производство низкопотенциального малопригодного для производства электроэнергии, но вполне подходящего для отопления, стерилизации растительной массы или питания ректификационной колонки. Особенно если речь идёт о ториевом цикле очень чувствительном к паразитным потерям нейтронов в реакторе.

[Fall63]

Кроме того, при относительно низкой температуре теплоносителя его давление также будет сравнительно низким, что позволяет уменьшить массу конструкционного материала в АЗ и, соответственно, паразитный захват нейтронов в ней. Это является очень хорошей предпосылкой к использованию  в этой области тория.

Возможно будет получить КВ в районе 1 и более?

[AlexAV]

Возможно будет получить КВ в районе 1 и более?

Судя по опубликованным расчётам

https://www.researchgate.net/publication/267330364_Actinide_closed_water_cooled_thorium_breeder_reactor
https://www.researchgate.net/publication/267330415_All_Heavy_Metals_Closed-Cycle_Analysis_on_Water-Cooled_Reactors_of_Uranium_and_Thorium_Fuel_Cycle_Systems
 
при использовании в первом контуре тяжеловодного теплоносителя это вполне возможно.

[tof-tof]

Основная проблема в использовании ядерного отопления не техническая, а бюрократическая.

Это отчасти сомнительное утверждение - тут вопрос в допустимом уровне безопасности и стоимости соответствующих систем безопасности...

Может подойти только реактор с естественной безопасностью для которого авария с разрушением активной зоны реактора не возможна впринцыпе...  Низкая температура тут плюс - хотя мне трудно что-то кроме свинцового БРЕСТ-а (Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности) представить, из того что может удовлетворить таким требованиям...  Очень не хотелось бы представить в московском мегаполисе аварию, вроде той что произошла на "острове везения" (福島第一 ), затраты не дезактивацию- отселение мегаполиса трудно посчитать... А там всего лишь произошел длительный блэкаут + поломка дизель генераторов...

По приведенной ранее ссылке видно, что атомная станция теплоснабжения  это объект внутри города ..."Технико-экономическое обоснование строительства Воронежской АСТ было разработано в 1978 году. Научным руководителем был определен ИАЭ им. Курчатова, главным конструктором реакторной установки — ОКБМ. Для строительства станции была выбрана площадка, находившаяся в 6,5 километрах южнее города Воронежа на правом берегу Воронежского водохранилища, близ бывшего села Шилово. Проект станции, в составе двух энергоблоков с реакторами типа АСТ-500"

[николай теллалов]

вопрос в допустимом уровне безопасности

строить качественно, не ставить эксперименты, обслуживать добросовестно - вот и высший уровень безопасности

кстати, такое низкотемпературное тепло, особенно зимой (бОльший перепад температур) удобно для побочных стирлингов, а раз сам реактор в городе, то и потери электроэнергии будут ничтожными
генератор буквально в подвале многоэтажки


а вообще БОЛЬШИНСТВО проблем человечества - тут речь о науке и технике - чисто бюрократические
из сего большинства большинство - созданы на пустом месте

[AlexAV]

Может подойти только реактор с естественной безопасностью для которого авария с разрушением активной зоны реактора не возможна впринцыпе...

Водо-водяной и, уж тем более тяжеловодный, реактор с низкой плотностью мощности и естественной циркуляцией теплоносителя (вроде АСТ-500) - вещь весьма надежная. Там просто ломаться нечему. Температурные, мощностные и пустотные коэффициенты в правильно спроектированном реакторе должны быть отрицательны, что делает реактивностную аварию физически невозможной (особенно это касается тяжеловодных реакторов, где ещё и среднее время жизни поколения нейтронов довольно большое из-за чего изменения мощности реактора при введение дополнительной реактивности происходит сравнительно медленно). Циркуляционного насоса  первого контура нет, циркуляция теплоносителя там происходит исключительно в результате естественной конвекции. Соответственно, авария связанная с поломкой или потерей питания главного циркуляционного насоса исключена за отсутствием этого насоса (вот в этом пункте имеется существенное отличие в части безопасности у реактора с малой плотностью мощности, вроде АСТ-500, и большой, вроде ВВЭР/PWR, во втором случае без принудительной циркуляции теплоносителя в первом контуре обойтись нельзя и, соответственно, поломка или потеря питания главных циркуляционных насосов является довольно неприятной ситуацией). Если ещё система аварийного расхолаживания сделана правильно (также работающей в режиме естественной циркуляции без электрических насосов, и, кроме того, приводимой в действие не электрическим, а механическим приводом (скажем по превышению давления в первом контуре максимальной допустимой отметки за счёт энергии пара генерируемого теплом первого контура) для исключения ситуации, что система система аварийного расхолаживания не включилась из-за отсутствия электричества), то как на таком реакторе можно устроить катастрофу со значительным выходом активности в окружающую среду вообще не понятно.

А там всего лишь произошел длительный блэкаут + поломка дизель генераторов...

Главная причина - очень существенная ошибка при проектировании реактора. Там система аварийного расхолаживания реактора IC приводилась в действие электрической арматурой, которая без внешнего питания не работала. Из-за чего эта система IC сразу после аварийной остановки реактора включена не была и реактор остался вообще без охлаждения (причём операторы, судя по всему, несколько часов не знали, что система аварийного охлаждения не работает). Все дальнейшие события - следствие этой конструкционной ошибки (включение системы аварийного охлаждения от внешнего электрического питание зависеть не должно).

По приведенной ранее ссылке видно, что атомная станция теплоснабжения  это объект внутри города ...

В общем так и должно быть. Транспортировать  тепло на большие расстояние сложно и сопряжено с большими потерями, поэтому АСТ должна располагаться по сути в черте или даже внутри города. Воронежская АСТ проектировалась в 1978 году (а строительство началось в 1983), когда нормы безопасности были мягче и это позволяли. После 1986 (т.е. Чернобыльской аварии) их очень сильно ужесточили.

[sharp]

Забавно, что человек продолжает модерировать этот форум 

Раз уж процитировали моё древнее сообщение, давайте посмотрим, на что оно было реакцией?

lol Какой ужас и провал, что в Турции уже кончился ветер и накрылась вся эта ветренная авантюра! Строили-строили, а тут вот незадача всё на 10 делить теперь, лохотрон да и только!
Никому в мире и в голову то и не пришло, что избыточную генерацию энергии можно как-то сохранять, а потом в час-пик использовать!
О ужас, что нормальным людям приходится экономить электричество, эти дурачки небось еще и нефть экономят, вместо того чтоб нефтепроводы строить!
Илон, срочно все продавай пока все не догадались (а то тут в россии твои махинации уже раскусили) и всё не накрылось, получай рос. паспорт и к нам в сибирь мы те тут поможем с дровами!

Что можно сказать об уровне дискуссии, который вы предлагаете? Вы реально хотите сказать, что написали что-то конструктивное?
По мне, так это в чистом виде пункт 3.1.в - провокационные сообщения и троллинг. А ваш сегодняшний заход - тем более.
Тогда я ещё не был модератором, поэтому отреагировал оптимальным образом.

Комментарий модератора раздела

А сейчас, вы получаете предупреждение по пункту 3.1.в - нарушение на запрет провокационных сообщений и троллинга.

[sharp]

Это отчасти сомнительное утверждение

Только в том плане, что, помимо бюрократической составляющей, есть ещё и распространенная в обществе атомофобия. Во многом иррациональная, поскольку, например, от ДТП ежегодно страдает больше людей, чем пострадало от инцидентов с АЭС за всё время существования атомной энергетики.

[Lieut]

строить качественно, не ставить эксперименты, обслуживать добросовестно - вот и высший уровень безопасности

А еще обезопасить от специального внешнего вмешательства. Терроризма и т.д.

[AlexAV]

Возможно будет получить КВ в районе 1 и более?

Тут правда есть три момента.

1) Запас по КВ (т.е. превышение КВ единицы) у ториевого реактора всегда получается довольно мал. Картинка КВ от выгорания для реактора с плотной решёткой выглядит приблизительно так:



Т.е. при более-менее приемлемом выгорании 20-30 МВт сутки/кг он составляет несколько сотых долей. Соответственно, чтобы эту возможность реализовать нужно добиваться очень низкого уровня паразитного поглощения и утечки нейтронов в АЗ. Т.е. объём конструкционных материалов в АЗ должен быть минимален.

Следствием из пункта (1) ещё является то, что ториевый реактор в самом лучшем случае будет работать практически в режиме "самоеда", т.е. практически не будет давать расширенного воспроизводства делящихся изотопов. Уже работающий реактор будет потреблять в процессе своей работы только торий, но вот новые запускать скорее всего придётся на природном U-235 (либо U-233 наработанном на реакторах другой системы, т.е. в бланкетах уран-плутониевых бредиров у которых с КВ получше или гибридными реакторами, если такие удастся создать технически).

2) Оптимален для работы с торием - тяжеловодный реактор с очень плотной решёткой.




Точнее есть две области соотношений топливо/тяжелая вода, где можно получить КВ>1.

Первая - область очень плотных решеток. С водотопливным соотношением меньше 2. В этой области можно получить относительно большие значения величины выгорания топлива (при сохранении КВ>1), но плотные решётки создают определенные сложности теплофизического характера. Тепло в этом случае из-за относительно малого объёма теплоносителя в АЗ отводить достаточно сложно и такая конфигурация требует существенного снижения плотности мощности по сравнению с существующими ВВЭР/PWR (в реакторах ВВЭР/PWR водотопливное отношение около 2, что для работы с торием слишком много, для него лучше ~1, но такие соотношения без существенного снижения плотности мощности едва ли получатся).

Вторая - область очень редких решеток. С водотопливным соотношением больше 20. Однако, в этой области можно получить лишь довольно небольшую глубину выгорания масштаба 10-12 МВт сутки/кг. Для работы в этой области скорее всего наилучшим образом подходят канальники типа CANDU (но с ещё более редкой решеткой). Корпусный реактор при таком соотношении топлива и воды получится слишком большим. Сделать такой корпусный реактор можно,  но только если использовать сварной корпус, собираемый на месте, а это практически автоматически будет ограничивать достижимое там давление и, соответственно, температуру теплоносителя первого контура уровнями пригодными для отопления и производства технологического пара, но не производства электроэнергии.

3) Большой период полураспада протактиния-233 ведет к тому, что требование получения КВ>1 тут накладывает довольно существенные ограничения на допустимую плотность мощности в таком реакторе.  Протактиния-233 имеет довольно большое сечение захвата нейтронов и если его стационарная концентрация в топливе будет слишком высока, то захват им нейтронов приводит не только к непроизводительной потере нейтронов, но и по сути непроизводительному превращению U-233 в малополезный U-234 (захват нейтронов Pa-233 происходит с незначительной вероятностью деления и образованием Pa-234, который распадается в U-234), из-за чего КВ начинает сильно снижаться (а запаса по нему и так нет). Ощутимое снижение КВ происходит уже при превышение плотности мощности 18 Вт/г топлива. Это существенно (где-то раза в 2-3) ниже типовой плотности мощности существующих энергетических реакторов (у ВВЭР что-то масштаба 40 Вт/г). Требование на низкую плотность мощности может до какой-то степени ослаблено, если реактор работает не непрерывно, а с остановками (во время остановок Pa-233 будет распадаться в U-233, что будет снижать потери делящихся из-за захвата нейтронов протактинием).

Итого. Чтобы ториевый реактор мог иметь КВ>1 этот реактор должен:
- иметь минимальную массу конструкционных материалов в АЗ, что легче всего добиться при невысоких температурах и давлениях в АЗ;
- работать при относительно малой плотности мощности;
- наличие сезонных остановок реактора будет благотворно влиять на воспроизводство делящихся (у уран-плутониевого бредира, кстати, наоборот, из-за образование хорошо делящегося, но относительно короткоживущего, Pu-241, который распадается в довольно бесполезный Am-241, чем выше плотность мощности и короче компания - тем выше КВ уран-плутониевого реактора).

Если для АЭС такой набор требований довольно плохо совместим с экономически-эффективной работай электростанции, то вот для АСТ с естественной циркуляцией он выглядит довольно естественно. Низкие параметры температуры и давления? АСТ высокие и не нужны. Низкая плотность мощности? При естественной циркуляции (без циркуляционных насосов) она и не может быть большой (проектное значение АСТ-500 около 10 Вт/г). Временные остановки для снятия отравления протактинием? Так сезонность работы - естественная часть функционирования АСТ. Т.е. применение тория именно в сфере отопления выглядит наиболее естественной для него областью, в наибольшей степени использующей сильные стороны этого топлива и в наименьшей страдающей от его недостатков. 

[BlackMokona]

Главная проблема атомного реактора для отопления, что текущие меры безопасности предполагают экстренное отключение реактора при малейшем выходе за пределы оптимальных параметров. Одного дело электрический реактор погасили, ну и бог с ним. Другие энергостанции подхватили и компенсировали. А с ним можно неспеша разобраться и перезапустить.  А представьте так с тепловым. Раз и пол Москвы без отопления. А включить снова предполагают через месяц. 

[Lieut]

Главная проблема атомного реактора для отопления, что текущие меры безопасности предполагают экстренное отключение реактора при малейшем выходе за пределы оптимальных параметров. Одного дело электрический реактор погасили, ну и бог с ним. Другие энергостанции подхватили и компенсировали. А с ним можно неспеша разобраться и перезапустить.  А представьте так с тепловым. Раз и пол Москвы без отопления. А включить снова предполагают через месяц. 

Если критической поломки нет, то можно перезапустить через 3 дня.
Но главное - всегда и всюду есть злоумышленники.

[Скеп-тик]

Дадут больше низкопотенциального тепла чем, АЭС+теплотрасса, или ТЭЦ + теплотрасса.

а потом грунтовые воды замёрзнут. И никакое электричество не оживит тепловой насос.

[Lieut]

а потом грунтовые воды замёрзнут. И никакое электричество не оживит тепловой насос.

А потом летом их холод использовать для работы кондиционера.