Про атомную генерацию. Или, запасайтесь дровами!

Пот Питером жеш строят АЭС

Я Вас понял, просто не понятно, если с топливом в ближайшее время будет напряженка, то зачем нужно было затевать стройку? Я точно не помню, там еще один энергоблог вводят что ли, недавно звон слышал, но конкретику не внял

Покупайте уран на Украине. А в будущем бридеры всё уравняют.

Возможно, надежда на реакторы на быстрыхъ нейтронахъ.

Белоярская строится. И урана требуется неск. меньше.

То и есть - бридеры.

http://video.yandex.ru/users/predator418-allien/view/377/#
Интересно послушать всё.

Я не очень склонен прислушиваться к мнению конспирологов от ядерной энергетики; они, как и экологи - в большей своей части люди невменяемые. Но всё же в том факте, что за последние лет десять, с одной стороны - появляется довольно много разовых сообщений о прорывах в области термоядерного синтеза (и даже холодного), и увеличения ёмкости аккумуляторов на порядок и более; а с другой стороны (при этом, подчеркну, сообщения эти разовые, хотя и из вполне заслуживающих доверия источников - не моковского мозгомойца), каких-либо практических результатов даже в качестве опытных образцов не представлено... В общем, мысль о том, что науке не позволяют уметь столько гитик, сколько она способна уметь в XXI веке - она, эта мысль, не кажется такой уж крамольной...

А насчёт ядерного топлива Вы, я полагаю, правы. Тут, впрочем, тоже есть закавыка, как-то: а почему бы научному сообществу не взяться за новые методы его выработки? Урана-то на планете просто дофига, на порядки больше, чем золота...

Но это я так, риторически.

Я знаю, что не всякий. Я про R&D в этой области позволил себе высказаться..

Пока, и в ближайшие 50 лет урановая атомная энергетика будет основой энергогенерации. Поэтому необходимо далее развивать и улучшать атомные технологии. Сейчас используем 4-х летний топливный цикл, не за горами - 5-ти летний, а так же 1,5-годичный. Будущее за реакторами на быстрых нейтронах (точно не помню, вроде их должно быть не менее 60% процентов в атомной генерации), ну и MOX-топливо (это топливо, в котором повторно дожигается часть уже использованного в реакторах топлива) уже используется во Франции.
Кстати, несмотря на весь постфукусимский синдром японцы продолжают ввод в работу нового и мощного бридера на АЭС Монжю, несмотря на ряд аварий на нём самом.

Но альтернатива обязательна нужна, ведь от идеи до промышленного воплощения проходят десятилетия. Термоядерные промышленные реакторы обещали ещё лет 10-15 назад, "ан не выходит каменный цветок, Данила-мастер, не выходит."

Вообще-то говоря, чем себестоимость добычи руды в Норильске должна отличаться от себестоимости добычи урановой руды?
Расходы одни и те же примерно на оборудование и персонал.

Тут есть некое непонимание в сведении дебета-кредита "потребленного" природного урана с добычей оного - если понимать прямолинейно (как это у вас вышло), то действительно баланс не сводится: вроде как потребляют больше, чем добывают. Но тут есть закавыка - из потребленного природного урана порядка 90% урана через 4-6 лет ВОЗВРАЩАЕТСЯ в оборот ядерно-топливного цикла (эти годы уходят на отстойку "горячих", т.е. только вынутых из реакторов топлиыных сборок, и дальнейшую их переработку - выделение из них обратно урана-238 для НОВЫХ сборок). Дело в том, что в реакторах реально "сжигается" только 3-5% урана, т.е. урана-235, а остальные проценты урана - это уран-238, который идет на использование в СЛЕДУЩЕМ цикле (после отстойки и переработки).
Можно сказать, то тогда нам грозит нехватка урана-235, которого в ПРИРОДНОМ уране только 0,7% (остальной это уран-238) и который постоянно "сжигается" в АЭС. Да, тут есть доля истины, но дело в том, что нас пока спасают накопленные тысячи тонн оружейного урана, т.е. именно урана-235 - если говорить упрощенно, этим ураном-235 (его, как я написал накоплено тысячи тонн) разбавляют уран-238, ведь в топливной сборке из общей массы урана не более 5-6% урана-235 (в оружейном же уране этого урана-235 под 90%), а остальное - уран-238.
И еще одно - есть вариант использования в топливных сборках тория, такие урано-ториевые сборки уже используется. А тория у нас много :-)

Там горизонт планирования выходит в 30-50 лет, по наихудшим сценариям. А за это время можно и МОХ-топливо и урано-ториевые сборки внедрить. Так что по мнению знакомых спецов, это проблема из решаемых и причем уже решающаяся.

И дефицит, и стоимость, и обращение с Отработанным Ядерным Топливом (ОЯТ) - всё правда.
Что бы не лазить по сайтам, приблизительно, в конце 90-х годов ТВС для ВВЭР-1000 стоила 450 тыс. дол., а сейчас - 1 млн.
А по поводу 60% бридеров, надо зайти на атоминфо и уточнить, может быть и 40%. Ведь дело в том, что БН - это почти что условный "вечный двигатель" для топливного урана, но чтоб его реализовать, этих дожигателей должно быть много.
Кстати до Фукусимы (а теперь в нашей отрасли всё "до и после Фукусимы", как было "до и после Чернобыля") при тех темпах ввода АЭС в эксплуатацию читал, что разведанных запасов хватит лет так на 60-80, при этом Украина третья по численности этих запасов. Собираемся строить до 2015г. совместно с Россией свой завод по фабрикации ТеплоВыделяющих Сборок (ТВС), с одной оговоркой - без этапа "обогащение" - очень дорогое дело и исполняется только в г.Ангарске. Там Украина в консорциуме состоит. Уф...

Особенности реакторов на быстрых нейтронах

Главная особенность ядерных реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что они открывают возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжёлых элементов. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U — основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U.

Реакторы на быстрых нейтронах дают реальную возможность расширенного воспроизводства ядерного горючего. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего в реакторах на быстрых нейтронах образуется примерно 120—140 новых ядер, способных к делению.

Активные зоны (АЗ) реакторов на быстрых нейтронах (БН) весьма существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах.

Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутониевого топлива в БН должна составлять 100—150 МВт·сут/кг, т. е. она должна быть в 2,5—3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН. Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и ТВС БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т. п. Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (экранами), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7—99,8 % 238U.

Главная же особенность использования уран-плутониевого топлива в БН состоит в том, что в его активной зоне процесс деления ядер быстрыми нейтронами сопровождается бо́льшим выходом (на 20—27 %) вторичных нейтронов, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это создает основную предпосылку для получения высокого значения коэффициента воспроизводства и обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного топлива в реакторах-размножителях.
Материал из Википедии — свободной энциклопедии.

MOX-топливо (англ. Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержащее несколько оксидов делящихся материалов. В основном термин применяется для смеси оксидов плутония и природного урана, обогащённого урана или обедненного урана, которая ведет себя сходно (хотя и не идентично) с оксидом низкообогащенного урана, который является топливом для большинства ядерных реакторов.

Одним из привлекательных свойств MOX-топлива является то, что при его производстве утилизируются излишки оружейного плутония, которые в противном случае являются ядерными отходами.

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Ну и ещё чуть-чуть:

Для чего придумали быстрые реакторы? Чтобы делать бомбы: электроэнергия была попутной песней военной программы. Весь уран, разъясняет Ошканов, делится на две части: 0,7% — то, что можно использовать в реакторах, которые есть во всем мире и в нашей стране, а 99,3% — отвал. И только БН неиспользованный уран-238 под действием быстрых нейтронов превращает в плутоний-239. Плутоний получается чистый, оружейный.

БН-800 путем круговорота топлива между реакторами на быстрых и тепловых нейтронах обеспечит формирование экологически чистого замкнутого ядерного топливного цикла: возможно более чем 50−кратное увеличение использования добываемого природного урана и обеспечение атомной энергетики России топливом на длительную перспективу за счет его воспроизводства. Наконец, пойдет утилизация, во-первых, отработанного ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах других АЭС страны, во-вторых, радиоактивных отходов путем вовлечения в полезный производственный цикл отвального урана и плутония, в-третьих, запасов оружейного плутония, высвобождаемого в результате конверсии.

источник - атоминфо.

Это интересно

Кроме того, не забудем о том, что сланцевое масло, изобретённое нашими учёными, удешевляет в три раза производство лёгких фракций из нефти, а также (ужас!) позволяетс использовать мусор, в т. числе и покрышки.
Так что вывернемся!