Будущее ядерной энергии: Факты и домыслы.( август 2009)

Д-р Михаель Дитмар. Исследователь в Институте физических частиц при Швейцарской высшей технической школе в Цюрихе, а также работает в Европейской организации ядерных исследований в Женеве.

Часть первая. Энергия ядерного расщепления сегодня.

Энергия ядерного расщепления рассматривается в диапазоне между священным граалем, который может решить все энергетические проблемы человеческой индустриальной цивилизации, и быстрой дорогой в ад. Дискуссии о будущих энергетических источниках и о возможном вкладе ядерной энергии часто болезненны и вызваны иррациональными ожиданиями и страхами. Как следствие, сегодня очень малые знания доступны публике и равно для принимающих решения о вкладе ядерной энергии, о поставках урана, урановых запасах , и настоящих и будущих технологических вызовах и ограничениях. Этот анализ ядерной энергии и ее будущего вклада делает попытку пролить некоторый свет на ядерную реальность и ее ограничения. Эта серия статей, представленная в четырех частях, основана на данных приведенных в документах Международного Атомного Энергетического Агентства( МАГАТЭ), Агентства по ядерной энергии стран Организации Экономического Сотрудничества и Развития (АЯЭ ОЭСР), Всемирная ядерной ассоциации(ВЯА), и Международного Энергетического Агентства(МЭА). Часть1 суммирует для государств всего мира ядерную энергию расщепления сегодня и ее перспективы на следующие 10 лет; Часть2 представляет ситуацию касающуюся вторичного урана и запасов плутония; Часть3 анализирует «знание» данных о урановых запасах как

представлено в последнем издании Красной книги МАГАТЭ/АЯЭ;Заключительная Часть4 намечает планы и перспективы на долгое будущее ядерного расщепления и синтеза. Введение. Большинство людей сегодня соглашается что комфортная жизнь зависит от наличия дешевой энергии с ее почти неограниченными применениями. Среднее на душу потребление энергии в развивающемся мире возросло по факту втрое и более за последние 50 лет. Однако самое большее миллиард людей , или седьмая часть человеческой популяции сегодня, наслаждаются этим увеличением. Они живут главным образом в богатых странах и используют в среднем приблизительно 50.000 кВт-час тепловой энергии от различных источников в год. Это в три раза выше чем среднее мировое потребление, грубо в пять раз выше чем среднее на душу потребление в Китае, и вдесятеро чем в Индии. Слегка завися от методики подсчета, грубо 85% этой энергии приходит от ископаемых источников энергии: 40% нефть, 20% природный газ и 20% уголь. Наша мобильность зависит на 100% от нефти. Электрическая энергия, сделанная из различного «топлива», имеет высочайшую ценность для стационарного применения и формирует основу по существу для всех высокотехнологичных и роскошных применений. В мировом масштабе электрическая энергия составляет 16% от конечного использования энергии и 20-25% в большинстве богатых стран. С другой стороны приблизительно 70% электрической энергии делается из ископаемого топлива, 16% из гидроэнергии, и только 14% из энергии ядерного расщепления. Возобновляемые источники энергии такие как ветер, солнце, и геотермальные, за исключением некоторых второстепенных локальных, дают не более 1-2%. Эти числа показывают, что электрическая энергия, особенно ее часть из ядерной энергии и возобновляемых источников энергии, в итоге дает не так много. И получается искаженная

картина их важности при освещении в печати и политических дискуссиях на всех уровнях за и против ядерной энергии расщепления, гидроэнергии, энергии ветра ,геотермальной, и прямых и косвенных источниках солнечной энергии. Для Швейцарии, интересного примера небольшой, плотно населенной и богатой индустриальной страны, считается что электроэнергия составляет грубо 24% общего потребления энергии. Электрическая энергия производится почти исключительно из гидроэнергии (60%), и энергии ядерного расщепления (40%). Следовательно, доля двух больших и трех старых маленьких АЭС лишь 10% от общего энергетического потребления Швейцарии. Подобные основные энергетические данные могут быть найдены в Интернете на сайте МЭА и на других вебсайтах. Запасы ископаемого топлива, главным образом нефти и газа, не возобнавляемы, и очевидно что мировой энергетический баланс сегодня тотально ненадежен. В то время как обычно все же принимается что ископаемого топлива навсегда не хватит, главным образом обсуждается его влияние на глобальное потепление. Это обсуждается на разных встречах высокого уровня, где на повестке дня у политиков изменения климата и другие стороны эффекта использования нами энергии. Даже если недавний взрыв цен на сырую нефть повлиял на некоторые изменения в политике, серьезные последствия ограниченных запасов нефти и газа редко обсуждаются. Для публики обычно это подается как непонятная «энергетическая безопасность». Возможно разочаровываясь в официальных аргументах, много людей начинают расследовать ограничения запасов, часто под названием «пик нефти и газа» и «пик всего». Эти проблемы и потребность в реагировании теперь обсуждаются на разных уровнях, и множество деталей могут быть найдены на разных вебсайтах типа «нефтяная бочка», «энергетический бюллетень» и других. Те кто считают, что ситуация с нашим

использованием ископаемого топлива нестабильна, обычно придерживаются, в целях избежания войны, хаоса, и коллапса, смеси из следующих трех некогда перпендикулярных эволюционных направлений : -выбор ядерной энергии-выбор всех возобновляемых энергий, в основном основан на переработке энергии солнца и ветра-уменьшение (потребления), которое основывается на неком улучшении эффективности в комбинации с всеобщим координированным уменьшением потребления. Следовательно, экономическая активность будет уменьшаться и «мы» будем иметь жизнь попроще, но возможно все же удовлетворительную жизнь. В этой части мы прольем некоторый свет на выбор ядерной энергии и его ограничения. Этот анализ разбит на четыре части:(1) ядерная реальность сегодня и перспективы на короткий срок; (2)ситуация касающаяся вторичных урановых запасов;(3)выходные данные о «известных» эксплуатируемых запасах урана; и (4) статус и перспективы реактора-размножителя на быстрых нейтронах ( 4 поколения) и почему коммерческие реакторы ядерного расщепления будут и через 50 лет. Мы думаем что всеобъемлющая дискуссия об ядерной энергии должна также обратиться к проблемам связанными с : (1) реальными и выдуманными опасностями ядерной энергии относительно других форм энергии; (2) распространением ядерного оружия, и (3) накопленными ядерными отходами. Еще , мы не вдаемся в некоторые довольно важные детали , а взамен отсылаем читателя к обширной литературе. В части 1 рассмотрена ядерная энергия и ее место в сегодняшнем энергетическом балансе. Так как значительное новое строительство в ядерном цикле, включая урановые рудники, устройства обогащения, и АЭС, требует наименьшее 5-10лет, максимально возможный вклад

ядерного сектора до 2020 года уже известен и представлен в этом докладе. Будет прояснено на фактах представленных далее, что ядерная энергетическая ситуация далека от нахождения в требуемой «фазе ядерного ренессанса». По факту, даже без рассмотрения воздействия мирового финансового хаоса 2008-2009 года, кажется очень трудным остановить медленное ядерное сокращение, с ежегодным уменьшением на 1%, что наблюдалось в течении последних нескольких лет.

Энергия ядерного расщепления: прошлое, настоящее и следующие 10 лет. Примерно сто лет назад человечество начало понимать законы физики , которые описывают ядерную энергию с ее огромной плотностью энергии , когда были обнаружены новые формы энергетического излучения тяжелых элементов , подобных урану. Быстро стали очевидны перспективы различного применения. Так, мы научились строить « окончательное оружие массового разрушения» и нашли способ производства коммерческой энергии из ядерного расщепления. В 1938, О. Ган и Ф. Штрасснер(прим. Штрассман) исследовали бомбардировку урана нейтронами , наблюдая некоторые легкие элементы. В приделах недели, Л. Мейтнер и О. Фриш смогли объяснить реакцию как расщепление атомов урана на два легких атома. Сегодня мы знаем, что в среднем 2-3 нейтрона и большое количество энергии освобождается в этой реакции. Это наблюдение открыло дорогу контролируемой цепной реакции , использующей излучение нейтронов от одной реакции расщепления для расщепления других атомов урана. Такая цепная реакция мощностью 2Вт была впервые успешно выполнена Э. Ферми и его командой в 1942 году. Только три года спустя мир увидел взрыв двух бомб

(расщепления) над Херошимой и Нагасаки ,который мгновенно убил 150.000 человек . Использование гражданским населением энергии ядерного расщепления, т.е. эпоха ядерной энергии, началась в 1950-х с надеждой, что это приведет человечество к безграничному в будущем предложению энергии. Эта идея пришла из факта что расщепление 1 кг урана освобождает то же количество энергии что и 1.000.000 кг угля. Даже если может быть использован только компонент U235 природного урана, который содержит два изотопа U238(99,29%) и U235(0,71%), все же считается что 1кг природного урана содержит энергетический эквивалент более чем 10.000кг угля. Таким образом даже «бесполезный» камень, содержащий возможно только 0,01% урана, т.е. 0,1 кг урана на тонну, может в теории освободить больше энергии чем 1кг угля. Вынужденная цепная реакция для освобождения энергии ядерного расщепления возможна (как известно), если в среднем, больше чем один нейтрон излучается из каждой реакции расщепления. Это по сути возможно только с двумя изотопами урана, U235 и U233, и с изотопом плутония Pu239, где в среднем 2-3 нейтрона излучаются на реакцию расщепления. Среди них только U235 существует естественно в подходящем количестве. Расщепление этих тяжелых элементов вызывается обычно замедленными нейтронами. Если эти избыточные нейтроны используются эффективно для новых реакций расщепления, может начаться цепная реакция , контролируемая(в реакторе) или неконтролируемая(в бомбе). Т.к.толькоодин нейтрон требуется для поддержания контролируемой цепной реакции, другие нейтроны могут быть использованы для трансформации изотопов неделящегося U238 и Th232(тория) при поглощении нейтронов и последующим разложением в делящиеся изотопы Pu239 и U233. Этот процесс поглощения нейтронов может быть использован для размножения( производства) делящихся материалов. Уже в

существующих реакторах, часто называемых «одноразовыми» , до трети произведенной энергии приходит от расщепления Pu239 произведенного из трансформации U238. Больший технологический вызов - реактор на быстрых нейтронах. Этот реактор управляется в режиме цепной реакции используя быстрые нейтроны расщепления. Теоретически, количество делящегося материала может быть увеличено быстрыми размножителями во много раз. Пока же прототип коммерческого реактора на быстрых нейтронах не так успешен для производства энергии. Больше деталей можно найти в плане «Поколение 4»АЭС . В этом документе написанным учеными из всех больших стран с ядерной энергетикой установлено, что как минимум 20 лет интенсивных исследований и проектирования требуется перед выбором размножителя как реальной альтернативы существующего стандарта ядерных реакторов. Больше деталей о реакторах на быстрых нейтронах будет представлено в части 4. Энергия ядерного расщепления сегодня. Сегодня около 30 стран на нашей планете эксплуатируют коммерческие АЭС(расщепления). В течении 2008 года эти АЭС дали 2601 Твт-час . «Твт-час» означает терра ватт часили 1012 степени Ватт час. Мощность стандартных АЭС обычно дается в единицах Гвт или 109. Если 1ГВт-й реактор эксплуатируется с эффективностью 85% в год то он дает 7,5 Твт час электричества. Количество ядерного электричества произведенного в 2008году на 2,1% ниже чем в рекордном 2006 когда все АЭС вместе произвели 2658 Твт час. Как результат постоянного увеличения потребления электроэнергии, вклад от энергии ядерного расщепления в общее количество произведенной электроэнергии снизился от 18% в 1993 до 14% в 2008. Грубо 16% мирового использования энергии приходится на электроэнергию. Умножая 14% на 16% находим что вклад

ядерной энергии сегодня меньше чем 2,5% общемирового использования. Настоящий вклад ядерной энергии втрое меньше чем процент дающийся в большинстве обзоров мировой энергетической ситуации. МЭА и другие агентства приводят различные источники энергии в так называемый «основной энергетический эквивалент». При таком порядке произведенная тепловая энергия используется для статистики, и ядерная электрическая энергия умножается грубо в трое. Однако , это приближение некоторым образом вводит в заблуждение(при сравнении) как будто это непонятный способ гидроэнергетики, где не производится тепловых потерь. К тому же, гидро- и газовые(сжигания) станции производят энергию по требованию. Для сравнения, эффективная эксплуатация АЭС требует их загрузки с небольшими прерываниями на 100% емкости. Как результат, АЭС дают так называемую базовую нагрузку электросети, тогда как гидро- и газовые станции используются для удовлетворения пиковых нагрузок. Честное сравнение дает таким образом электроэнергию произведенную от гидростанции как более качественную, чем от АЭС. Другие проблемы с отчетностью основной энергии связаны с эффективностью АЭС, которая в среднем имеет коэффициент перевода тепловой в электрическую энергию 33%, много ниже чем современные станции на ископаемом топливе, где коэффициент эффективности может быть достигнут 50% и более. В добавление, тепловые отходы от АЭС имеют более низкую температуру чем от газовых станций. Следовательно, использование тепловых отходов от сегодняшних станций менее эффективно и следовательно существенно вреднее для окружающей среды. Так мы находим больше логики в измерении вклада от ядерной энергии (расщепления) в мировое производство энергии. Соответственно в данных МАГАТЭ, ядерная электрическая энергия приходит в настоящем от 436 АЭС с электрической

мощностью 370 Гвт. Средний возраст этих реакторов уже 25 лет, и 130 реакторов с мощностью 90 Гвт от 30 до 40. Большая доля этих реакторов будет возможно списана в течении 5 или 10 лет. Два относительно старых небольших коммерческих реактора 0,217 Гвт каждый, возрастом 41 и 42 и ожидаются к выключению к концу 2010 года. На фоне часто повторяющихся заявлений что мир в фазе «ядерного ренессанса», данные показывают необычную картину. С начала 2008, один реактор в Словакии и два старых в Японии выключаются навсегда , в то время как не один отдельный новый реактор не завершен. По факту, 2008 год отмечен как первый с 1968, когда не было отдельных новых реакторов подключенных к электросети. В течении последних 10-15 лет, 3-5 новых АЭС в год подключалось к электросети в среднем, и эквивалентное число маленьких и старых списывалось. В соответствии с данными МАГАТЭ , 48 реакторов в настоящее время строятся, и по данным Мировой Ядерной Ассоциации 10 реакторов в год в среднем будут собираться в течении следующих 5-10 лет. Пока присоединение 10 реакторов в год указывает существенное увеличение по сравнению с последними 15 годами, хотя это число меньше чем 25 лет назад, когда 33 новых ядерных реактора открывались каждый год. Если принять за нормальное время строительства реактора 5-10 лет, можно представить представить что все эти 48 реакторов могут рабочими между 2015 и 2020 годами. Если они смогут работать с эффективностью существующих реакторов, эти новые АЭС смогут вкладывать наибольшее 300ТВт добавочной электрической энергии, в результате для 2015-2020 общее ядерное энергетическое производство не более чем 2900 Твт. Однако, если принять средний срок службы для не так давно закрытых реакторов за руководство, можно рассчитывать что до 100 старых маленьких реакторов будет

списано в течении следующих 10 лет. Комбинируя эти две части информации, кажется маловероятным что ровное увеличение прихода общемирового ядерного производства электроэнергии возможно к 2015 году. Если же использовать ежегодное уменьшение на 1% наблюдаемое в течении последних лет , для 2015 года может быть рассчитано производство 2350ТВт . Следовательно, можно прогнозировать для 2015 года, игнорируя другие ограничения, что общий вклад от АЭС останется в лучшем на текущем уровне. Интересующиеся нижеследующей ядерной эволюцией могут сравнить запланированные и реальные данные запусков собранные в недавних документах ВЯА. В соответствии с их данными, планируется 7 и 8 новых реакторов подключить к сети в оставшиеся месяцы 2009 и 2010 соответственно. Представляется что как минимум ожидания 2009 года уже не реалистичны. Требования к эквиваленту природного урана. В предыдущих параграфах мы показали что долгое время строительства новых АЭС и структура АЭС по возрасту сдерживают эволюцию ядерных мощностей в течении следующих 5-10 лет. Теперь расследуем ситуацию с ядерным топливом. Современные ядерные реакторы имеют по нескольким причинам относительно низкую тепловую эффективность 33%. При эксплуатации 1ГВт станцию считают что изотопы U235 и P239 расщепляются на уровне 1020

расщеплений/секунду ( 0,05 грамм/секунду). Зная что изотоп U235 составляет только 0,71% природного урана, получается что только 6,5 грамм эквивалента природного урана требуется в секунду для работы 1ГВт-реактора. Умножив это количество на число секунд в году, найдем что 170 тонн эквивалента натурального урана в год необходимы для работы 1ГВт АЭС. Поэтому 65.000 тонн эквивалента природного урана в год необходимы для эксплуатации существующей мощности 370

Гвт. В основном считают что (1) это количество урана можно легко добыть из существующих источников в комбинации с вторичными источниками; (2) легко выделить достаточное количество урана из новых рудников в недалеком будущем;и (3) нет ожидаемого дефицита ядерного топлива в будущие годы. Однако как мы покажем ниже в части 2 , ситуация с извлечением урана из известных рудников и вторичных источников в течении следующих 5-10 лет производит впечатление более опасной чем обычно думают. Но прежде может быть полезно несколько больше деталей об использовании ядерного топлива для понимания текущей ситуации с урановыми запасами и о том как мы будем сдерживать эволюцию ядерных мощностей в течении следующих 5-10 лет. Ядерные реакторы производят энергию из расщепления урана U235 или Pu239, одного из вторичных источников ядерного топлива. Для простоты дискуссии мы всегда используем ниже эквивалент природного урана. Как пояснение вышесказанного, количество делящегося материала требуемого для эксплуатации 1ГВт АЭС в год , например одно ежегодное наполнение, 165-180 тонн эквивалента природного урана в год. На практике, нормальная эксплуатация большинства реакторов требует нескольких недель ежегодного отключения для замены четверти использованных топливных урановых стержней. Свежие реакторные топливные стержни содержат смесь делящихся изотопов U235 или Pu239 компонент обогащенный до 3-4% и U238 . В течении нескольких лет эксплуатации, содержание U235 может уменьшится до 1%. В то же время благодаря поглощению нейтронов и последующему бета-распаду, некоторое количество U238 превращается в Pu239. В течении эксплуатации реактора, Pu239 увеличивается до почти 1% и выдает в среднем до 30% производимой энергии (расщепления). Как только концентрация делящегося

материала в топливных стержнях уменьшается значительно ниже 2%, обычно требуются новые топливные стержни. Первая загрузка урана, которую вводят в новый 1ГВт реактор до номинальной мощности, 500 тонн природного уранового эквивалента. Некоторая важная статистика о АЭС в разных странах, производство ими электроэнергии в 2007 году, соответствующие потребности в уране, взятая из данных Красной Книги(КК) МАГАТЭ и АЯЭ и из данных ВЯА, представлены ниже.Страна Количество ядерных

реакторов (мощность Гвт) на 2007год

Производство электроэнергииТВт-час( Твт-час/на мощность Гвт) в 2007 году

Потребность в уране тонн (на Гвт тонн) в 2008 году

Мир 439(372) 2608(7,0) 64615(174)

США 104(99) 807(8,2) 18918(191)

Франция 59(63) 420(6,6) 10527(166)

Япония 55(48) 267(5,6) 7569(159)

Россия 31(22) 148(6,8) 3365(155)

Корея(Южная) 20(18) 137(7,8) 3109(177)

Германия 17(20) 133(6,6) 3332(164)

Канада 18(13) 88(7,0) 1665(132)

Украина 15(13) 87(6,6) 1974(150)

Швеция 10(9) 64(7,1) 1418(157)

Китай 18(9) 59(6,9) 1396(163)

Соединенное Королевство

19(11) 58(5,2) 2199(199)

Испания 8(7) 53(7,1) 1398(188)

Бельгия 7(6) 46(8,0) 1011(176)

Второй столбик дает число реакторов на страну и в круглых скобках соответствующую электрическую мощность. Третий столбик дает общее количество электроэнергии произведенной в 2007 году. Число в круглых скобках указывает среднее число Твт-час произведенное на развернутом Гвт мощности, которое показывает как эффективно АЭС эксплуатировалось в 2007 году. Немалое

число реакторов всегда в некой группе технически выключенных на долгий срок. Типичный пример — результат землетрясения в Японии 2007 года, где 8Гвт АЭС повреждены и эксплуатация все еще не возобновлена через два года. Число в четвертом столбике показывает потребности в эквиваленте природного урана на 2008 год. Число в круглых скобках дает средние потребности в уране на Гвт развернутой мощности для всего мира и различных стран. За последние 15 лет только две трети годовой потребности в уране, т.е. между 31.000 тонн и 44.000 тонн, добывалось в мире из рудников. Это количество много меньше чем мощности рудников, которые для примера в 2007 году, согласно КК, были 54.000-57.000 тонн.Разница между необходимым и добываемым ураном около 23.000 тонн в 2007 году. Это то же количество что добывается тремя большими странами-производителями, Канадой, Австралией, Казахстаном вместе. Недостающее количество делящегося материала удовлетворяется в настоящее время из вторичных источников. Это гражданские и военные запасы урана и плутония собранные в течении холодной войны и так называемое МОКС-топливо, смесь U235 и плутония сделанная посредством дорогого и трудного процесса из использованных топливных стержней. Отходы складываются из процесса обогащения U235 по прежнему содержащего 0,2-0,3% U235 и других потенциальных источников U235. Во второй части мы представим публично доступные данные о вторичных источниках, которые предоставят некоторые пояснения алармистской ситуации выраженной в (выделено автором) в сообщении для прессы МАГАТЭ и АЯЭ от 3 июня 2008 года о новой редакции 2007 года КК.В конце 2006 года мировое производство урана(39.603тонны) обеспечивало около 60% мировых потребностей (66.500тонн) для эксплуатации 435 коммерческих ядерных реакторов. Разница между производством и потреблением компенсирована из вторичных источников привлеченных из правительственных и коммерческих запасов (таких как демонтаж 12.000 ядерных боеголовок и переобогащение урановых отходов). Большинство вторичных источников сейчас уменьшаются и разница будет все в большей степени нуждаться быть восполненной новой продукцией. Дающиеся длительное время указания

обычно требуют введение новых источников в производство, недостаток урановых запасов может усилится если производственное мощности не внедрить своевременным образом.

Добыча урана, вчера и сегодня. Для понимания сегодняшней ситуации с запасами урана, интересно отметить что множество ранее богатых урановых рудников, особенно в странах с большим потреблением урана, закрыто много лет назад. Это закрытие произошло не смотря на то что (1) заявленная цель — энергетическая независимость, и (2) разведка урана дает только небольшой вклад в цену электроэнергии. Реальность показывает что эти страны теперь в значительной степени зависят от импорта урана из других стран. Сегодня, 10 крупнейших потребителей урана - США, Франция, Япония, Россия, Германия, Корея (Южная), Соединенное Королевство, Украина, Канада , и Швеция. Эти страны потребляют 84% мировых нужд в уране или 54.000 тонн эквивалента натурального урана. Это число может быть сравнимо с мировой добычей урана. Последние цифры ВЯА указывают что 43.930 тонн урана добыто в 2008 году. Соответствующие цифры ВЯА и КК за предыдущие годы 41.279 тонн в 2007 году , 39.429 тонн в 2006 году и 41.702 в 2005 году. В некоторой степени примечателен факт что достигнутые цифры обычно чуть менее чем на одну тысячу тонн меньше чем краткосрочный прогноз на следующие годы. Только четыре страны из десяти, Канада, Россия, США и Украина все еще добывают уран в значительных количествах.Из этих четырех стран только Канада, которая добыла 9476 тонн в 2007 году, производит большое количество урана прямо на экспорт. Интересно отметить что существующие рудники в Канаде представляются пребывающими в невероятном падении, которое пока замещается новыми рудниками это компенсирующими. В течении 2002-2005 годов, канадские рудники добывали в среднем 11.000 тонн в год. Далее производство падало на 5% и более в год, и только

9000 тонн произвели в 2008 году. Урановые рудники 10 крупнейших стран потребителей урана произвели только 28% своих урановых потребностей, т.е. 15.400 тонн в 2007 году и 14.751 тонн в 2008 году. Если две страны экспортирующих уран в это перечне не обманывают в отчетах, оставшиеся восемь стран нуждаются в импорте 95% своих потребностей. Для европейских стран зависимость от импорта урана теперь почти 100% их потребностей и намного больше чем их относительная зависимость от импорта нефти и газа. Таблица ниже показывает некоторые важные цифры об энергии ядерного расщепления и настоящее и прошлое производство урана для целого мира и для разных стран как дается в КК 2007 и данных ВЯЭ. Страна Ядерная

электромощность(ГВт)

Всего добыто урана до 2006 (тонн)

производится/требуется (тонн)

Пик производства тонн (год)

Мир 372 2234083 43853/65000 69692(1980/81)

США 99 360401 1430/18918 16811(1980/81)

Франция 63,5 75978 5/10527 3394(1987/88)

Япония 47,6 84 0/7569 10(1972/73)

Россия(б.СССР) 21,7 132801 3521/3365 16000(1987/88)

Германия 20,3 219476 0/3332 7090(1965/66)

Корея(Южная) 17,5 - 0/3109 -(-)

Соединенное Королевство

11 - 0/2199 -(-)

Украина 13,1 12393 800/1974 1000(1992/93)

Канада 12,6 408194 9000/1665 12522(2001/2002)

Швеция 9 200 0/1418 29(1969)

Австралия 0 139392 8430/0 9512(2004/05)

Казахстан 0 111755 8521/0 6654(2007)

Ю. Африка+Намибия

1,8 143194 5021/303 10188(1980/81)

Нигер 0 104087 3032/0 4363(1981/82)

Как можно заметить,(Западная)Германия и Франция имеют по существу остановленные урановые рудники, даже несмотря на это они использовали большое количество

добытого урана на своей территории. Главным образом Япония, Соединенное Королевство, Южная Корея , и Швеция никогда не имели существенных урановых разработок на своих владениях. Для США , большой страны-потребителя урана, ситуация поразительна. Внутреннее производство урана снизилось с пика 17.000 тонн в год в районе 1980 года до 1654 тонны в 2007 году 1430 тонн в 2008 году. Количество последнего года не позволяет эксплуатировать и 10% их АЭС. Больше интересных вопросов может возникнуть когда выяснится что в настоящее время 50% ядерных реакторов в США работают с избыточными военными запасами из России. Так как двухсторонний контракт между США и Россией заканчивается в 2013 году и так как имеются в настоящее время очень амбициозные планы расширения их собственного сектора ядерной энергии, маловероятно что Россия будет возобновлять этот контракт в 2013 году. Следовательно, стабильность электросети в Соединенных Штатах теперь зависит от дружбы с их бывшим главным врагом и возможно сегодняшним и завтрашним очень важным участником рынка. Зависимость США от российского товара будет интересной проблемой нескольких следующих лет. Эти данные(урана) показывают важное несоответствие между главным положением что импорт энергии нуждается в уменьшении для достижения большей энергетической безопасности, как заявляется прошлой и нынешней администрацией США, и реальностью. Таким образом эти данные показывают что здесь нет возможной самодостаточности ( в уране) в США, Европейском Союзе, Японии, и других богатых странах, и что зависимость от импорта урана много больше чем от нефти и газа. По факту, данные добычи урана и большая зависимость от импорта нескольких больших стран-потребителей сильно подтачивает распространенное убеждение что источники урана изобильны и что разведка урана и себестоимость

добычи только второстепенная проблема для производства ядерной энергии. Простодушные наблюдатели могут заключить что постоянные повторения властями, такими как генеральный директор АЯЭ Л. Эчаварри и представительный директор МАГАТЭ Ю. Соколов в 2006 году, что источники урана изобильны и достаточны для поддержания ожидаемого роста ядерных мощностей , это то что знает каждый или принимают что такие заявления необходимы для подкрепления уверенности в ясном будущем ядерной энергии. Больше деталей о добыче урана в разных странах и особенно их эволюции в течении прошлых лет и нужды ближайшего будущего будут представлены в следующих разделах. Потребности в уране и ограничения производства : следующие 10 лет. Как мы наблюдали в ранее, АЭС во всем мире могут достичь максимальной мощности 410 Гвт в 2015 году. Для достижения этих цифр, может быть допущено что ни один из существующих в настоящее время реакторов не будет списан и все станции в стадии строительства могут быть закончены к 2015 году. Теперь мы можем оценить как много уранового топлива может быть доступно для эксплуатации АЭС в 2015 и какое из этого количества может накладывать другие ограничения на число ядерных станций в работе. Такие оценки достаточно надежны потому что потребности топлива для реакторов эксплуатируемых или строящихся сегодня мы хорошо знаем. Потребности топлива для будущего поколения реакторов неуместны для следующих 10 лет так как по меньшей мере 20 лет исследований и проектирования требуются для их строительства. Оценки ядерной мощности и соответствующие им потребности в уране за пределами 2015 года становятся все более спекулятивными. Для примера, необходимо знать что

будет происходить с старыми ядерными реакторами и могут ли они быть заменены. Как бы то не было много правительственных агентств, МАГАТЭ/АЯЭ, МЭА или Администрация энергетической информации из правительства США,так же основательно как и ВЯА пытаются давать прогнозы по меньшей мере до 2030 года. Для примера в сообщении для прессы 2008 года о издании КК 2007 сформулировано:Предполагаетсято мощность (ядерной энергии) вырастет от 372 Гвт в 2007 году до значений между 509 Гвт(+38%) и 663 Гвт(+80%) к 2030 году. Для топлива это увеличение, ежегодные потребности в уране предполагаются к росту до 94.000-122.000тонн, основанное на типе реакторов использующихся сегодня.

В основном три сценария развития ежегодной ядерной мощности предполагается на следующие 20 лет:

1. быстрый рост с увеличением 2% в год2. рекомендованный сценарий с ежегодным 1% ростом3. сценарий медленного уменьшения на 1% в год начиная с

2010 года. Возьмем представления о мировых АЭС и урановых рудниках за последние несколько лет как указание на сценарий (3), медленного сокращения, что представляется логичным с сегодняшними данными. Этот тренд может быть подкреплен мировым финансовым кризисом, который может дать больше трудностей для привлечения вложений необходимых для строительства новых АЭС и новых рудников, и действительно, некоторое строительство замедляется для новых ядерных проектов уже анонсированных. В добавление, ясно что непредсказуемые события такие как землетрясения, аварии или войны могут привести к снижению мощностей. Потребности в уране по меньшей мере до 2015 года уже хорошо известны и сведены внизу:источники мощность(ГВт)2010 мощность(ГВт)2015 мощность(Гвт)2009

2007издание мир весь 377-392 410-456 370

2007издание только страны ОЭСР

304-309 310-326 304

ВЯА март2009 мир весь

<380 440 370

Китай 13-20 25-35 7,6

Германия 12,5-14,5 08.12.19 20,3

Индия 6,2-6,7 9,2-13,1 3,8

Япония 48,5 49,8-55,0 47,1

Корея ( Южная) 17,5-18,2 24,1-22,5 17,4

Россия 24-25 30-32 21,7

другие 256-257 264-284 262

Перспективы ядерных мощностей до 2015 года для различных стран и всего мира извлечены из КК 2007. Цифры ВЯА взяты из их «Проекты новых реакторов». Как количественно определено в издании 2007 года КК и данных 2009 года ВЯА, ожидаемое увеличение мощности АЭС рассчитывается получить лишь от некоторых стран. Некоторые важные аспекты о недалеком будущем ядерных станций:

− Германия, сегодня пятый потребитель ядерной энергии, указывает определенный план этого снижения. Согласно этому плану мощность (ядерная) может бы уменьшена от 20,3 Гвт до 11 Гвт к 2015 году.

− Очень амбициозные планы постройки большого числа АЭС у Китая, где текущие 7,6 Гвт (2007)будут увеличины до 25-35 Гвт. Аналогичное увеличение запланировано Индией, где 3,8ГВт (2007)будут увеличивать до 9,5-13,1 Гвт. Это можно сравнить со станциями Японии, России, и Южной Кореи, где полная мощность может быть увеличина на добавочные 8-10 Гвт.

− Богатые страны ОЭСР в настоящем планируют поддерживать мощность на постоянном уровне.

Однако прогноз высокого роста в 2010 году от МАГАТЭ/АЯЭ КК 2007, согласно недавним цифрам ВЯА март 2009, уже недостижим. По факту даже оценка ВЯА которая предполагала что в течении 2009 и 2010 семь (4,3 Гвт) и

восемь (5,2 Гвт) новых АЭС будут подключены к сети, представляются нереалистичными.

− Так как мы интересуемся оценкой максимально возможного вклада АЭС в следующем десятилетии, сценарий КК может быть использован как директива к оценке потребностей в урановом эквиваленте для следующих лет. Для эксплуатации существующих и построенных в будущем ядерных реакторов, авторы КК 2007 оценивают потребности в урановом эквиваленте 70.000-75.000 тонн в 2010 году и 77.000-86.000в 2015 году. В нижеследующем МАГАТЭ/АЯЭ сообщении для прессы июнь 2008 , рост добычи урана поставлен под вопрос:

Если длительное время выполнения обычно требуется для ввода новых источников в производство, нехватка запасов урана может быть проявлена если производственные мощности не будут внедрены своевременным образом.

Несмотря на это и подобные скрытые предупреждения, авторы КК обычно предлагают предпочтительно радужные картины будущей добычи урана, как может быть представлено данными представленными ниже:Красная Книга 2007 2007 добыча

отношение производства/мощность

Производственные мощности 2010(1000тонн)

Производственные мощности 2015(1000 тонн)

Весь мир 0,73-0,76 80,7-86,7 95,6-117,4

Мировой прогноз новых рудников

Новые мощности 2007-2010 26,3-29,9

Новые мощности 2010-2015 15,0-30,7

Австралия 0,91 10,2 10,2-19,0

Канада 0,63 17,7-19,3 17,7-19,3

Казахстан 0,94 18 21,0-22,0

Намибия 0,58 6,0-7,0 8,0-9,0

Нигер 0,8 4,5 10

Россия 1 4,7-5,0 7,4-12,0

США 0,37-0,59 3,4-6,1 3,8-6,6

Сценарий А 60,5-65,0 72-88,0

Сценарий Б 53-55 61,5-70

Расчетная производственная мощность дается в 1000 тонн из

КК для всего мира и различных стран для 2010 и 2015 годов. Расчетные мощности всего мира увеличиваются между 2007 и 2010 и от 2010 до 2015 в результате их развития. Отношение между цифрами реальной продукции для 2007 года от ВЯА и возможностями (добычи урана) из КК дается во втором столбике. Сценарий А и Б прогноз максимальной добычи урана в 2010 и 2015 основанный на мощности в прошлом и реальным соотношением добычи. Для сценария А допускается что выполнение добычи будет 75% будущей мощности предполагаемой согласно КК. Для сценария Б мы принимаем что существующие рудники в 2007 сохранят в среднем ежегодную добычу 40.000 тонн и что только 50% прогнозных мощностей будет эксплуатироваться со временем. Прогнозируемое большое увеличение мировой добычи урана почти как раз соответствует потребностям. Однако по существу все страны преувеличивают свои прогнозы добывающих мощностей далеко за пределами количества что может быть обосновано извлечено, как показывает например сравнение для 2007 года требуемых мощностей с фактически полученными результатами добычи урана. Цифры во второй колонке показывают особенно большие и нереалистичные ожидания для Канады и США. В 2007 году в мире добывающие мощности оценивались как 54.370-56.855 тонн. По сравнению с этим оценки КК давали 43.328 тонн. Добывающие мощности 2007 года получили 41.264 тонн, на 2.000 тонн меньше прогноза для того же года. Подобные неправильные оценки давались в прошлых изданиях КК. Для примера КК 2003(2005) давала мощности для 2003(2005) 49.940 тонны(49.720-51.565 тонн). Для сравнения полученная добыча урана была 35.492 тонн в 2003 году и 41.943 в 2005 году. Так как цифры мощности, преувеличенны на 20-30%, , расхождение между требуемыми новыми добывающими мощностями и количеством что может реально получено неожиданно. Согласно КК 2007 года, общая добавленная

мощность в 2007 году по сравнению с 2005 годом оценивается в 5290 тонны. Реальный результат 2007 года, комбинация старых истощаемых действующих рудников и новых, был на 700 тонн ниже чем получено в 2005 году. В 2008 года продукция дошла до 43.930 тонн, что на 2200тонн больше чем в 2005 но далеко ниже чем увеличение предполагаемое для 2007 года. Подобное расхождение между прогнозами КК и реальными данными добычи может быть обнаружено в предыдущих изданиях КК. Эти расхождения, отчасти скрытые, признаны в последнем издании 2007 года. К сожалению вместо объяснения причин таких ошибок и их коррекции для улучшения качества КК, систематическое расхождение просто принимается с заявлениям что « мировое производство никогда не превосходило 89% заявленных производственных мощностей и с 2003 колеблется между 75% и 84% производственных мощностей». Дальнейшая несовместимость существования между расчетным увеличением добывающих мощностей и детальной программой запуска дается для открытых и разрабатываемых урановых рудников. Для примера прогноз КК, таблица 24 (стр.48), предполагает что между 2007 и 2010 годами, добывающие мощности будут увеличены с 26.000 до 29.900 тонн. Однако прямой подсчет новых урановых рудников дает около 20.000 тонн. Подобный прогноз на 2010 - 2015 года предполагает что новые проекты добычи увеличат объем еще на 15.000-30.000 тонн. Для сравнения, прямой подсчет новых урановых рудников дает более 21.000 тонн, на 30% ниже требуемого верхнего придела 30.000 тонн. Критические читатели КК будут заинтригованы в каких странах это увеличение мощностей предполагается. Некоторые из этих прогнозов, взятых из КК, показаны в отображенной таблице. Найдено что 50% мирового роста между 2007 и 2010 придет из Казахстана. Требуется

увеличить производство с 7000 тонн в 2007 году до 18.000 тонн. Что вызывает некоторые размышления и комментарии к авторам КК, так как вводит Казахстан в одинаковые рамки с совместной продукцией Канады и Австралии в 2008 году. Согласно документу ВЯА весны 2009 , прогноз 2010 для Казахстана уже уменьшен до 15.000 тонн. Если принять во внимание последние новости о делах огромной коррупции относящиеся к источникам урана в Казахстане, дальнейшее сильное снижение прогнозов 2009 и 2010 может быть предсказано. Добыча урана в Канаде также далека от ожиданий КК. Не только реальные цифры добычи много ниже чем требуемые объемы, но и существующие три рудника, которые производят в основном 100% канадского урана, хиреют. Продукция этих трех больших рудников( Река Маккартура, Озеро Макклина, и Кроличье Озеро) снизилась с 11.400 тонн в 2005 до 9000 тонн в 2008 году. Ранее рассчитываемый запуск рудника Озеро Сигара, с оцениваемой годовой мощностью 7000 тонн, был остановлен из-за катастрофического наводнения в 2006 году. Запуск этого рудника задерживается по меньшей мере до 2012 года. Можно заключить что экстраполяции КК о добыче урана сильно преувеличены и не основаны на твердых фактах, как можно было ожидать от этого международно признанного документа.Следовательно те кто интересуется вкладом ядерной энергии в ближайшем будущем и таким образом перспективами добычи урана на следующие 10 лет не может прямо использовать данные КК. Вместо этого мы можем попытаться положиться на более реалистичные цифры использующие отношение между результатами добычи 2007 года и мощностью 2007 года как первой предположительной оценкой и уточнить и улучшить эти цифры в соответствии со следующими несколькими годами. Следуя этому методу, мы уменьшаем добывающие мощности по меньшей мере на 20-

30% для получения более выразительного прогноза ( сценарий А ). В результате мы можем предсказать общее производство урана 60.000 тонн в 2010 году и 72.000 тонн в 2015 году. По меньшей мере для 2010 года уже ясно что цифры сценария А действительно немного слишком высоки. Для сценария Б , мы используем развертывание новых урановых рудников для определения как быстро новые мощности могут стать эксплуатируемыми. Используя эту процедуру и данные реальной добычи последних нескольких лет, огрублено 40.000 тонн в год, и предполагая что только 50% новых добывающих мощностей может быть реализовано, мы можем предсказать пожалуй более реалистичное производство 54.000 тонн в 2010 году, и 61.500 тонн в 2015 году. Эти цифры можно сравнить с последней оценкой ВЯА июнь 2009, где всего 49.400 тонн и 74.000 тонны предсказывается соответственно для 2009 и 2015 годов. Представляется что такие профессиональные оценки не принимаются более как входные данные нежели чем смесь двух тупых методов. В приделах менее чем один год, мы в состоянии исправить сценарии используя результаты 2009 года и улучшить прогнозы 2010 и 2015 годов соответственно. Для интересующихся, я предлагаю пари что цифры 2009 и 2010 годов будут не выше чем 45.000 тонн и 47.000 тонн соответственно. Взяв в расчет то что в настоящее время гражданские вторичные источники дают 21.000 тонн эквивалента природного урана в год и что гражданская часть этих источников будет в основном исчерпана в приделах нескольких лет, найдем что даже оптимистичные цифры ВЯА 2009 года указывают напряжение с запасами уранового топлива в течении следующих лет. В соответствии с последней презентацией на ежегодном ВЯА симпозиуме в сентябре 2008 года от компании Исследование товаров МакКуари ( источник компания У-Экс консультирование), 1200 тонн урана не хватает для потребностей 2009 года.

Кроме того урановая добыча ниже 50.000 тонн/год в 2009 году и после выходит серьезная нехватка урана. Заключение(части1): Энергия ядерного расщепления сегодня. Наш анализ публично доступных данных от больших международных ядерных организаций, МАГАТЭ и ВЯА, показывает что развитие в настоящее время энергии ядерного расщепления соответствует постепенному сокращению . Эта ситуация выражена в следующих положениях:

− Доля ядерной энергии в электрической опустилась с 18% в 1993 году до менее 14% в 2008 году. С электрической энергией составляющей 16% мирового общего конечного использования энергии, находим что вклад ядерной энергии менее 2,5%.

− Величина произведенной Твт-час электроэнергиии от АЭС теперь ниже чем в 2005 году, и уменьшилось на 2% с максимума 2006 года 2658 Твт-час до 2601 Твт-час в 2008 году.

− Сегодня в мире возводятся 48 АЭС мощностью 40 ГВт. Из них только 10% в странах ОЭСР, которые владеют 85% существующих ядерных реакторов. Тем не менее, 100 старых реакторов с незначительной мощностью будут остановлены за тот же период. Из этого следует что даже если все 48 реакторов смогут быть подключены к электросети в следующие 5-10 лет, будет трудно обслуживать текущий уровень производства электроэнергии ( в Твт-час).

− Эквивалент природного урана требуемый для эксплуатации 370 Гвт АЭС сегодня грубо 65.000 тонн в год. Однако в течении прошлых 10 лет урановые рудники в мире извлекли в среднем только 40.000 тонн урана в год, и разница была компенсирована из вторичных источников. В соответствии с данными КК 2007 и ВЯА, остающиеся гражданские запасы урана предполагается

истощить в течении следующих нескольких лет. Следовательно ситуация с урановыми запасами ( в настоящее время) нестабильна.

− Крайняя необходимость увеличения добычи урана в большом количестве хорошо задокументирована в текущей и прошлых изданиях КК и в официальных декларациях. Однако, последние данные о добыче урана указывают что новые рудники не способны компенсировать уменьшающиеся источники вторичного урана, и что будет трудно снабжать топливом существующие 370 Гвт. Или невероятная дальнейшая значительная переработка ядерного оружия в материалы для реакторов в следущие годы, или проблемы с запасами топлива в следующие 3-5 лет заставят уменьшить на 10-20 Гвт эксплуатируемые ядерные мощности.

1. Выводы из Части1: мы утверждаем, что публично доступные официальные данные не соответствуют распространенному убеждению что мир в фазе « ренессанса ядерной энергии». В реальности, сведения о добыче урана и большое число устаревших реакторов указывает что тренд ежегодного 1% уменьшения производимой энергии ( в Твт-час) будет продолжен по меньшей мере до почти 2015 года. Все более серьезная ситуация с запасами урана может довести до вынужденного выключения возможно 5% реакторов в мире, наиболее вероятно в странах без достаточной местной добычи урана и средств обогащения. Таким образом последствием станет конечно конец веры в светлое будущее энергии ядерного расщепления.

Часть2. Что известно об источниках вторичного урана?

В течении 2009 года, АЭС, мощностью 370 Гвт, произведут

грубо 14% мировой энергии. Для эксплуатации этих реакторов требуется 65.000 тонн эквивалента природного урана. За последние 15 лет, только две трети этого топлива в среднем было получено из урановых рудников, тогда как треть пришла из вторичных источников. В соответствии с МАГАТЭ и АЯЭ стран ОЭСР, источники вторичного урана будут существенно истощены в следующие 5-10лет. В этой части представлена ситуация относительно вторичных источников на начало 2009 года. Используются данные из МАГАТЭ/АЯЭ КК 2007 года, « Источники урана, производство и потребности», и из ВЯА. Наш анализ показывает - на начало 2009 года во всем мире оставались гражданские запасы урана количеством 50.000 тонн. При почти неизбежном ежегодном снижении на 10.000 тонн, эти гражданские запасы в основном истощатся за 5 лет. Это соответствует грубо 2013 году, когда прекратится ежегодная поставка в США 10.000 тонн эквивалента натурального урана из русских военных запасов. Так как главные гражданские запасы, около 30.000 тонн, предположительно находятся под контролем правительства США и американских компаний, представляется маловероятным что США поделятся своим стратегическими резервами с другими потребителями. Итак все данные указывают что недостатка запасов урана в многих странах ОЭСР можно избежать, если только существующие военные запасы из России и США , оцениваемые в 500.000 тонн , сделать доступными для других стран.Введение. В части1, мы описали ситуацию в мире с производством ядерной энергии, состояние добычи урана, и перспективы на ближайшее будущее и ограничения. В этой части мы определим количественно ситуацию относительно источников вторичного урана, который заготовлен за прошлые 10-15 лет на топливо для трети мировых ядерных реакторов. Текущая ситуация с ядерным топливом , согласно официальным

документам МАГАТЭ и АЯЭ, ненадежна, и существующие вторичные источники предполагается исчерпать за несколько следующих лет. Серьезность ситуации, игнорируемая СМИ, была выражена в сообщении для прессы 3 июня 2008 года МАГАТЭ и АЯЭ, вызванного новым изданием КК 2007 года.Большинство вторичных источников теперь в упадке и разрыв все в большей степени нуждается в закрытии новой продукцией. Большое время ввода обычно требуется для запуска новых источников в производство, нехватка запасов урана может развиться если производственные мощности не будут внедрены своевременным образом. Для прояснения важности источников вторичного урана, некоторые факты о ядерной энергии расщепления собраны ниже:-Коммерческие ядерные реакторы эксплуатируются в 31 из 200 стран на нашей планете. В 2009 году работали 436 АЭС с установленной мощностью 370,2 Гвт . Эти реакторы выдавали 14% производимой электроэнергии в мире.-За последние 5-10 лет, ядерные мощности оставались по существу неизменными, так как увеличение мощности новых реакторов компенсировалось выключением многих старых реакторов. По контрасту с заявленным «ядерным ренессансом» 2008 год был первым за последние по меньшей мере 40 лет, когда ни один новый реактор не был подключен к электросети.-Абсолютное мировое производство электроэнергии из ядерного расщепления, согласно данным ВЯА, достигает «пика» в 2006 году, когда было произведено 2658 Твт-час. Это количество можно сравнить с 2005, 2007 и 2008 годами, когда 2626 Твт-час , 2608ТВт-час , и 2601 Твт-час было сгенерировано, соответственно.-Потребности реакторов в мире для двух расщепляемых изотопов U235 и Pu239, выраженных в эквиваленте натурального урана, в настоящее время 65.000 тонн, или

около 170тонн/ГВт, в год. Более чем 10 лет рудники, главный источник урана , покрывали только две трети требуемого, а треть стержней была из снижающихся вторичных источников, огромное количество фактически соответствует почти всему урану добытому тремя крупнейшими странами производящими уран, Канаде, Австралии, и Казахстану вместе.-Из 31 страны эксплуатирующих АЭС в 2006 году, только Канада, Южная Африка, и Россия самодостаточны ( по урану). Другие страны используют импорт урана и ранее собранные запасы.-АЭС в Японии, Южной Корее, и странах Западной Европы, которые имеют небольшую добычу урана или не имеют совсем и имеют малые или совсем не имеют гражданские и военные запасы урана, особенно уязвимы к нехватке урана.-48 реакторов строятся сегодня, и 60 в состоянии обсуждения или планирования. Если предположить что все 48 строящихся реакторов будут собраны вовремя, 5-10 ГВт/год станут эксплуатироваться в следующие 5-10 лет. Эти реакторы потребуют грубо 500 тонн на ГВт природного урана для первичной загрузки и 170 тонн в год для следующих лет. 5000 тонн в год урана таким образом требуется в среднем для их запуска и работы. Если представить что 100 старых реакторов не выключат, ежегодная потребность в уране будет увеличина с 65.000 тонн в 2008 году до 90.000 тонн к 2015 году. Далее мы анализируем состояние и перспективы вторичных источников урана используя данные МАГАТЭ/АЯЭ КК издания 2007 года и информации от ВЯА. Для начала, мы представим текущую структуру вторичных источников по публично доступной информации о добыче в прошлом, и определим состояние запасов урана для 2009 года. Далее, мы объединим информацию о вторичных запасах с ожиданием добычи и сделаем количественный прогноз ситуации с запасами урана и следовательно для АЭС на следующие 5 лет. Состояние вторичных источников урана.

Как разъясняется, вторичные источники дают топливо для трети АЭС в мире. Они классифицируются: -ядерное топливо полученное из переработанного реакторного топлива и избытков военного плутония-U235 полученный переобогащением ранее обедненных отходов U235 и-гражданские и военные запасы природного урана, обогащенный военный уран , и Pu239 , собранный из избыточной добычи за прошедшие полвека. Согласно КК 3500 тонн (5% потребностей в мире) возникает от вторичной переработки и от обедненных отходов урана. Расширение таких средств добычи, равное другим большим ядерным проектам, потребует не менее 5-10 лет. Такое расширение сейчас не планируется.Pu239/U235 из переработки использованных топливных стержней. Для управления стандартным ядерным реактором, ядерное топливо U235(или Pu239) обогащается до концентрации превышающей концентрацию 0,71% найденную в природном уране. Новые обогащенные U235 ядерные топливные стержни состоят из частей 4%расщепляющихся изотопов U235 и 96% U238. За время эксплуатации реактора, концентрация U235 будет уменьшатся до 1%. В тоже время Pu239 накапливается до равновесной концентрации около 1%. Pu239 формируется захватом нейтронов изотопами U238 и последующими бета-распадами. За нормальный реакторный цикл, компонент Pu239 дает до 30% произведенной энергии расщепления. После нескольких лет эксплуатации, расщепляемые материалы уменьшаются до 2%, и обычно вводится новое топливо. Вследствие этого, использованные топливные стержни еще содержат вызывающее интерес количество расщепляющегося вещества U235 и Pu239. Тем не менее, переработка ядерного топлива довольно затруднительная и дорогая операция, так как топливные

стержни содержат большое число различных радиоактивных элементов. Другие проблемы с этой переработкой связаны с военным использованием компонента Pu239. В прошлом до 95% добытого Pu239 использовалось в военных целях, когда стоимость добычи и связанные риски не считались препятствием. Помимо высокой цены , потенциальное военное использование Pu239 ограничивает энтузиазм переработки ядерного топлива. Также Pu239 используется в производстве так называемого МОКС-топлива , смеси окислов плутония и урана. Даже если большинство существующих реакторов смогут работать на МОКС-топливе, только 8% реакторов в мире лицензированы для использования этого топлива. Для примера, Агентство по вопросам снабжения Европейского сообщества по атомной энергетике сообщает что , в странах Европейский Союз 15 ( первоначальный состав), с 1996 переработкой произведено 95,8 тонн Pu239 . Это соответствует 11.515 тонн эквивалента природного урана. Оно же сообщает, что потребности в природном уране реакторов(этих 15 стран) уменьшились в 2006 году на 1225 тонн, соответствуя 5% всего использования топлива, с этим МОКС-топливом. Согласно КК, признавая что не все страны дают свои данные, мировые мощности переработки Pu239 2500 тонн/год эквивалента природного урана. Другой источник МОКС-топлива, следствие договора сентября 2000 года между США и Россией, поступает из военных запасов Pu239. Обе страны решили переработать 34 тонны каждый в размере не менее 2 тонн в год. За время жизни договора, это добавило 600 тонн эквивалента природного урана из вторичных источников. Использованные топливные стержни также содержат 1% U235. Этот уран может быть частично извлечен как переработанный уран. Согласно КК 2007 года, такой уран очень дорог и в настоящее время делается только Францией и Россией. Ежегодные производственные мощности

оцениваются до 2500 тонн, но только 600 тонн/год в настоящее время производится по существу.U235 из обедненных отходов.Обедненные отходы урана — побочный продукт процесса обогащения U235. Отходы содержат обычно 0,25-0,35% U235, или одну треть 0,71% содержащуюся в природном уране. Запасы обедненного урана увеличивались каждый год на 60.000 тонн. Оценивается что грубо 1.800.000 тонн собрано в разных странах на конец 2008 года. В теории большое количество U235 еще содержится в этих отходах, но существующие мощности обогащения уже довольно ограничены. Все же в 2001-2006 годах, Россия поставляла ежегодно до 1000 тонн переобогащенного урана в Европейский Союз. Согласно КК Российская Федерация указывает что поставки будут прекращены по окончанию существующих контрактов. Для США, экспериментальный проект предполагал производство максимум 1900 тонн эквивалента природного урана за два года. В КК нет дополнительной информации о состоянии этих или других проектов в мире. Добыча урана в прошлом и использование. Для понимания ситуации с запасами урана в прошедшие годы , необходимо знать: -как много урана добыто в прошлом -как много его уже использовано в реакторах -география запасов -как много излишних мощностей существует в гражданских и военных резервах. Частичный ответ на эти вопросы может содержаться в разных изданиях КК и ВЯА. К сожалению, предположительно очень точные цифры зачастую не соответствуют другим. К примеру в издании Красной КК 2007 года, находим две точные, но противоречивые цифры количества добытого урана. Уран добытый на конец 2006 года дается как 2.234.083

тонны в разделе 1с(таблица 19,страница 39) и как 2.325.000 тонны в разделе 2с(страница74), на 90.000 тонн больше. Сравнение с предыдущими изданиями КК и результаты добычи урана для 2005 и 2006 годов разрешает несоответствие в предпочтении более высоких чисел. К сожалению такие противоречия в Красной Книге не укрепляют доверие к требуемой достоверности многих других цифр. Затем, нам необходимо знать как много урана было использовано(разделилось) до сих пор. Согласно КК 2007 года (раздел 2с), всего 1.700.000 тонн урана было использовано в реакторах до конца 200 года. Таким образом, всего существующих запасов на конец 2006 года 625.000 тонны. За 2007 и 2008 годы урановые рудники в мире произвели 41.264 и 43.853 тонны соответственно. Остальные грубо 7000 тонн(3500 тонн/год) от вторичного использования и переработки обедненных отходов урана. При требованиях (реакторов) 65.000/год, находим что запасы уменьшились на огрублено 40.000 тонн. Из-за этого около 20.000 тонн приходит от использования русских военных запасов и другие 20.000 тонн от использования существующих гражданских запасов. Следуя этой оценке, находим что на конец 2008 около 587.000 тонн эквивалента натурального урана оставалось в объединенных военных и гражданских запасах. Для понимания ситуации с запасами от этих вторичных источников на следующие несколько лет, важно знать что ежегодные поставки 10.000 тонн урана из русских военных запасов будут закончены в 2013 году. Будущее вторичных запасов зависит следовательно главным образом от существующих резервов гражданского урана. К сожалению, только некоторые страны дали эту информацию для КК издания 2007 года, но не менее 43.844 тонны (конец 2006 года) предполагается в гражданских запасах. Большая часть 41.279 тонн причислено к гражданским запасам США. Далее устанавливается что половиной, или 17,796 тонн, владеет

правительство США, и что это количество отложено для гарантий снабжения ураном их собственных реакторов на два года. Предполагая что ежегодное использование гражданских запасов продолжается в последние два года, мы ожидаем что запасы в США уменьшились до 25.000-30.000 тонн. Тем не менее, возможно что уменьшение было немного меньше так как, автору неизвестно, некоторое поступление возможно было от конверсии военных запасов США. Немного больше точных данных можно получить, если объединить хорошо задокументированные данные последних восьми лет с представленными на ежегодном симпозиуме 2001 года ВЯА. В этом документе оценен уран связанный с гражданскими и военными запасами Западного и Восточного блоков. Анализ ВЯА указывает что гражданские запасы на конец 2000 года состоят из 140.000 тонн, из которых 117.000 тонн связаны с Западным блоком. Анализ ВЯА начинается с 1.999.000 тонн добытого урана на конец 2000 года. Эта цифры на 3% больше чем соответствующие им 1.938.000 тонн дающиеся в КК 2003 года. Общие потребности(реакторов) до 2000 года даны как 1.138.000 тонн, что на 170.000 меньше чем количество что можно подсчитать из оценки КК 2007 года. Это расхождение можно можно понять из различных подсчетов существующего, но еще не использованного, расщепляющегося материала в реакторах. Первая загрузка реактора в 1ГВт требует 500 тонн, но лишь 170 тонн используется и заменяется каждый год. Таким образом находим что еще не использованное топливо в существующих 370 Гвт активных зонах реакторов соответствует эквиваленту до 185.000 тонн, хорошее сходство с расхождением в 170.000 тонн. В отсутствии лучших цифр, мы будем таким образом использовать числа КК 2007 года об уране использованном в реакторах и предполагать что гражданские запасы урана на конец 2000 года 140.000 тонн. За последние 8 лет, запасы урана в мире уменьшились до

170.000 тонн, или по 20.000 тонн ежегодно. Хотя 80.000 тонн пришло от уменьшения русских военных запасов, можно представить что другие 90.000 тонн главным образом из западных гражданских запасов. Итак представляется разумным оценивать что, на конец 2008 года, оставалось только 50.000 тонн гражданских запасов урана; из них, 27.000 тонн под контролем США, тогда как оставшиеся 23.000 тонн контролируются Россией. Если вычесть это число из всех существующих запасов, военные резервы, поделенные так или иначе между США и Россией, можно оценить грубо в 540.000 тонн. Наша оценка для военных запасов по меньшей мере на 10% меньше чем количество которое можно посчитать единственно из скорректированной оценки ВЯА 2000 года. Если мы предположим что разумное в процентах распределение между Восточными и Западными военными складами по анализу 2001 года ВЯА верно, на конец 2008 года могут быть оценены военные запасы . Беря в расчет что русские резервы были уменьшены на 80.000 тонн и предполагая что военные резервы поделены главным образом между США и Россией, мы можем оценить их запасы на начало 2009 года как 230.000 тонн и 310.000 тонн, соответственно. Примерные значения, собранные в таблице1, показывают что гражданские резервы, на конец 2008 года, составляли 50.000 тонн. Более того , находим что 27.000 тонн и 23.000 тонны существуют на Западных и Восточных складах, соответственно. Военные запасы вдесятеро больше и составляют 540.000 тонн эквивалента натурального урана.

Произведенный уран всего (тонн)

Потребленный уран включительно(тонн)

Гражданские запасы (тонн)

Военные запасы (тонн)

Конец 20062007/2008конец 2008

2.325.00085.2002.410.200

1.700.000123.0001.823.000

>65.000-18.00050.000

560.000-20.000540.000

Западные запасывосточные запасы

27.000

23.000

230.000

310.000

Таблица1: Состояние добычи урана и использование до конца 2008, по оценке КК 2007 и ВЯА для 2007 и 2008 годов.3500 тонн/год эквивалента натурального урана приходит от переработки( оценка), и это количество вычитается из ежегодных потребностей 2007 и 2008 годов. Беря в расчет что не все страны дают точные данные в КК и что существует некоторое несоответствие в подсчетах, гражданские и военные резервы содержат возможно погрешность до 10%. Думается, западные и восточные запасы почти полностью контролируются Россией и США.

Военные запасы урана. Как описано в предыдущих разделах, 540.000 тонн эквивалента натурального урана можно связать с военными резервами США и России. Не все детали об этом публичны, но некоторые числа относящиеся к возможному превращению этих запасов в реакторное топливо все таки можно оценить. Данные о торговле ядерным вооружением между США и Россией и другими странами показывают что эти две страны в настоящее время контролируют в почти равных долях 95% существующего ядерного оружия. Далее учитываем только военные запасы этих двух стран. Во-первых мы оценим как много из этих 540.000 тонн урана задействовано в существующих 20.000 боеголовках. Известно что бомба Херошимы была сделана из 64 кг урана, с содержанием U235 51кг(обогащение 80%). Это соотносится с критической массой, количество требуемое для начала неконтролируемой цепной реакции в области несжатого открытого металла U235. Изощренные методы накопления урана и контролируемого сжатия уменьшало критическую массу в два-три раза. В любом случае, риск неконтролируемого взрыва ограничивает количество содержания U235 в боеголовке. Также известно что бомба ядерного расщепления сегодня основана на U235 или Pu239, и что бомба синтеза начинается с взрыва U235 или Pu239. В среднем, ядерное оружие сегодня оценивается имеющим силу

взрыва по меньшей мере в десятеро сильнее чем бомба разрушившая Херошиму 6 августа 1945 года. При отсутствии точных данных мы можем предположить что любое ядерное оружие содержит в среднем только критическую массу или не менее 50кг U235. Это соответствует 7 тоннам эквивалента натурального урана в среднем и урана из 25 таких бомб достаточно для годовой эксплуатации 1ГВт реактора . Следовательно, 140.000 тонн урана ( треть военных запасов) в настоящее время прямо задействовано в ядерном оружии. Другая большая часть военных запасов может быть представлена существующей в качестве оружейного урана обогащенного в высокой степени.Для использования в качестве нормального ядерного топлива, эти запасы снижают до готового для реактора низкообогащенного урана с 3-4% U235. В прошедшие годы 10.000 тонн/год эквивалента натурального урана было разбавлено таким образом для реакторного топлива и это где-то половина существующих подобных мощностей. За 5-10 лет эти мощности можно увеличить. Теоретически и предполагая всеобщее разоружение, военных запасов урана может быть достаточно для эксплуатации существующих реакторов в течении 8 лет или 25 лет предполагая сегодняшнее истощение вторичных источников. Беря в расчет реальную политику, всеобщее ядерное разоружение к сожалению невероятно. Несмотря на это конечно военных запасов довольно много, даже без затрагивания существующих 20.000 боеголовок, и можно представить развитие текущей политики по переработке 10.000 тонн/год . Тем не менее не очевидно, что Россия или США будут делится своими стратегическими резервами с другими использующими энергию ядерного расщепления. Также в длительной перспективе разбавление большого количества ранее высокообогащенного урана представляется бессмысленной, так как первоначальный процесс обогащения очень дорогой и в конечном итоге

высокообогащенный уран может потребоваться в качестве топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах Поколения 4. Источники вторичного урана, ближайшее будущее. Все существующие данные указывают что истощение гражданских запасов, практикующиеся в последние 10 лет, уменьшило их до 50.000 тонн. При ожидаемом дальнейшем ежегодном использовании до 10.000 тонн и без допуска к военным запасам, гражданские западные запасы могут израсходоваться до 2013 года. Кроме того, ситуация с запасами будет попадать под все большую критику, так как поставки 10.000 тонн из военных запасов из России в США также закончатся к 2013 году. Таким образом находим, совпадая с тревожным предупреждением специалистов МАГАТЭ/АЯЭ, что запасы вторичного урана будут в основном потрачены в следующие несколько лет. Представляется что серьезность ситуации с запасами знают и подтверждают и компания У-Экс консультирование и добытчики. Для примера некоторые интересные числа о развитии потребностей и вторичных источников и требуемой первичной добыче урана были представлены в сентябре 2008 года на ежегодном симпозиуме ВЯА. Развитие позиции вторичных источников оценивалось в снижении по 1000 тонн /год начиная с 20.029 тонн в 2009 году и заканчивая 15.008 тонн в 2013 году. Для следующих трех лет до 2016 года предполагается дальнейшее уменьшение от 2000 тонн/год(числа для 2014-2016 годов не согласуются с завершением в 2013 году ежегодных поставок 10.000тонн из России) . Авторы этого исследования ВЯА предполагают что много новых реакторов будет запущено в следующие 8 лет, и они оценивают что потребности в уране будут увеличиваться с 65.000 тонн в 2008 году до 85.000 тонн в 2013. Некоторые их оценки источников урана и потребностей для следующих лет сведены в таблице2.

год 2008 2009 2010 2013 2014 2016Оценки компании Мак-Куари

тонн тонн тонн тонн тонн тонн

первичная(добыча) 45145* 50216 54879 70004 76775 84632

вторичные(источники) 20015 20029 18315 15008 13000 9433

потребности 65159 70245 73194 88022 89775 94065

мощности 365 379 382 409 427 477

Таблица2: Прогнозы предварительного расчета баланса урана для 2008-2016 годов в соответствии с расчетами Исследование товаров Мак-Куари представленными на ежегодном симпозиуме ВЯА в 2008 году. Прогнозные числа* для 2008 года первичного урана на 1200 тонн больше чем теперь известное число 43.853 тонны. Последний прогноз ВЯА на 2009 год 49.375 тонн и также на 1000 тонн меньше. Требуемая точность для прогнозов возбуждает некоторые сомнения о лежащей в основе методологии при оценке этих чисел. Как выше обсуждалось, источники урана могут стать фактором ограничения для производства ядерной энергии в ближайшем будущем. Это потребность обуславливает, между другими вещами, будущее стареющих АЭС и как быстро реакторы что теперь возводятся могут быть закончены. Если источники первичного топлива не могут быть увеличены так быстро как требуется, можно предположить некоторые интересные решения о будущем ядерной энергии. Например, необходимо прикинуть стабильную эксплуатацию старых АЭС, которые требуют 170 тонн/ГВт/год, по отношению к стабильности первоначальной работы новых реакторов которые имеют потребность в первой загрузке 500 тонн/ГВт. Конечно, ситуация будет далее усложнятся национальными и региональными интересами. Трудно представить что правительство США будет продавать свои стратегические резервы урана своим экономическим соперникам в Японии, Китае или Западной Европе. В отсутствии политического понимания, можно тем не менее проверить догадки как много уранового топлива можно получить из разных источников, и как много существующих и

новых АЭС можно эксплуатировать с этим топливом в последующие годы. Для прогноза мы используем информацию об источниках урана представленную в частях 1 и 2 этой работы и предположим что потребности будут ограничены возможными источниками. Оценки «верхнего» лимита подсчитаны на основании того что 170 тонн/ГВт/год требуется уже работающему реактору, и что 500 тонн/ГВт необходимы для первой загрузки. Этот прогноз представлен в таблице 3 и может быть сравнен с таблицей 2. Главное различие происходит от прогноза добычи и предположения о том что военный компонент вторичных источников из России будет завершен в конце 2013 года. Очевидно два сценария будут сверены и поправлены реальными результатами добычи в последующие годы. Заинтересованные читатели могут заполнить таблицу 3 собственными сценариями ядерной энергетики при условии быть логичными с их оценкой будущих первичных и вторичных источников.год Вторичные

гражданские (тонн)

Вторичные военные (тонн)

Первичные(из года -1)(тонн)

Топливо для станций(ГВт)

Топливо для новых «работающих»станций(ГВт)

Ожидаемый выход (ТВт-час)

2009 10000 10000 44000 370 2 2575

2010 8000 10000 ≤45000 365 2 2550

2011 7000 10000 ≤46000 365 2 2550

2012 7000 10000 ≤47000 365 4 2550

2013 5000 10000 ≤48000 360 4 2525

2014 5000 0(?) ≤49000 320 0 2250

2015 5000 0(?) ≤50000 320 0 2250

2016 5000 0(?) ≤50000 320 0 2250

2017 5000 0(?) ≤50000 320 0 2250

2018 5000 0(?) ≤50000 320 0 2250Таблица 3: Прогноз верхнего придела автора охватывает 2009-2018 года для всемирных вторичных и первичных источников в эквиваленте природного урана и следовательно производство ядерной энергии расщепления в Твт-час. Этот основанный на топливе сценарий предполагает что добыча урана не может

быть увеличена как оценивается МАГАТЭ/АЯЭ и ВЯА. Результатом этого сценария будет медленное, 1% ежегодно, уменьшение ядерного производства электрической энергии до 2013 года. Сильное уменьшение случится после 2013 года, если из военных запасов не будут добавлять на топливный рынок по меньшей мере 10.000 тонн ежегодно.

Оба сценария очевидно содержат некоторые предположения, и большинство политических и экономических решений в ходе всемирного экономического кризиса могут изменить ближайшее будущее урановой добычи и развитие ядерного разоружения. Особенно критична для добычи будет ситуация в Казахстане, где оптимистичные прогнозы ожидают что до 2013 года существующие и новые рудники увеличат выход урана с 8500 тонн(2008) до 18.000 тонн ежегодно. А также ожидают увеличение в подобных размерах на рудниках Нигера, Намибии и Южной Африки. В заключение, недостаток урана и таким образом выключения реакторов можно избежать только если мировая добыча может быть увеличена на 10% или на 5000 тонн каждый год. Между тем такое увеличение выглядит довольно невероятным, существующие числа требуемой первичной добычи в 2008 году и полученные результаты показывают дефицит 1200 тонн указывающий что до 1400 тонн будет не хватать уже в 2009 году. Это количество соответствует уменьшению потребностей в уране которое последовало за землетрясением в Японии с остановкой 8ГВт ядерных мощностей. Мы рассчитываем что ситуация с источниками урана станет особенно критично для тех стран где большая часть электрической энергии приходится на ядерные мощности и существенно важна 100% -я потребность в уране. Проблема с источниками будет главным образом задевать страны ОЭСР в Западной Европе и Японии. Можно надеяться что дискуссии о новых АЭС будут считаться с тревогой заявления для прессы АЯЭ/МАГАТЭ об издании КК 2007 года выраженной в следующем параграфе:В конце 2006 года производство урана(39.603тонн) закрывало 60%

потребностей реакторов(66.500 тонн) для 435 коммерческих реакторов, находящихся в эксплуатации. Разница между производством и потребностью бралась от использования вторичных источников правительства и коммерческими запасами( таких как разборка 12.000 ядерных боеголовок и переобогащение урановых отходов). Большинство вторичных источников теперь в упадке и разница будет усиленно нуждаться в устранении новым производством. Т.к. обычно дается длительное время ввода новых источников в производство, дефицит источников урана будет увеличиваться если производственные мощности не внедрять своевременным образом.

Часть 3. Насколько надежны(ненадежны) данные Красной Книги об источниках урана ? Более чем 40 лет АЯЭ и МАГАТЭ обнародуют документ(издается дважды в год) с названием «Источники урана, Производство и Потребность.» Эта книга, известная как Красная книга МАГАТЭ/АЯЭ(КК), сводит данные об актуальной и на ближайшее будущее ситуациях и представляет накопленные во всем мире знания о существующих и предполагаемых источниках урана. Обычно думают что эти данные предоставляют точную и твердую основу для будущих решений об ядерной энергии. К сожалению, как показывается в этой статье, не предоставляют. Традиционные источники урана в мире оцениваются авторами КК в 5,5 миллионов тонн. Из них 3,3 миллиона тонн относятся к разумно гарантированной категории, и 2,2 миллиона тонн связаны с все еще не открытыми но предположительно существующими ресурсами. Наш анализ показывает что ни 3,3 миллиона тонн «гарантированных» ни 2,2 миллиона тонн предварительно оцененных источников не находят подтверждения по данным КК и что существующие в настоящее время известные пригодные к эксплуатации источники возможно намного меньше. Вопреки большому несовершенству данных об источниках урана, некоторая интересная и ценная информация может быть получена из КК. Возможно более важно, что данные об источниках из КК могут быть использованы для проверки «экономико-геологической гипотезы», которая заявляет что удваивание цены урана может увеличить количество годных к использованию источников урана в качестве главного фактора. Взаимосвязи между источниками урана заявленными для различных категорий источников и их соответствующей стоимостной оценкой найдены существующими в чистом противоречии с этой гипотезой.1.Введение.

Властные органы почти никогда не обсуждают ресурсы урана и многие другие важные источники ресурсов публично. Причина представляется в том, что большинство источников энергии учтенные до сих пор существуют без полезного выхода, и следовательно, игнорируются такими органами во всем мире и их экономическими и академическим советниками. Быстрое увеличение цен на сырую нефть весной 2008 года привело к перемене взглядов относительно ситуации с источниками нефти. Уже много людей начало присматривать за вопросом геологических и технологических пределов мощностей нефтяной добычи. Это приводит к желанию получать точные данные о нефтяных и газовых ресурсах, особенно от стран ОПЕК. Напротив, источники урана появляются точно задокументированными в Красной книге: Источники урана,Производство и потребности. В этой книге, дополняемой каждые два года, МАГАТЭ совместно с АЯЭ представляют, за больше чем 40 лет, их коллективные знания об источниках урана и их использовании в гражданской ядерной энергетике. Последнее добавление, издание 2007 года, опубликовано в июне 2008 года. Книга содержит более 400 страниц детальной информации об источниках урана в большинстве стран. Длительная история заявленных данных об источниках во всем мире с указанной точностью между 1/1000 и 1/10,000 уверенно показывает что достоверные данные об источниках доступны. Полученные данные из КК издания 2007 года представлены для примера ниже в официальном сообщении для прессы АЯЭ :Здесь достаточно урана признанного существующим для топлива мирового парка ядерных реакторов на уровне текущего потребления по меньшей мере на век, согласно последней редакции сведений об уране в мире опубликованной сегодня. Уран 2007:Источники,Производство и Потребность, иначе Красная Книга, оценивает определенное количество стандартизированных источников урана которые могут быть добыты ниже чем за 130 долларов за кг на уровне 5,5 миллионов тонн, по сравнению с 4,7 миллионом тонн заявленным в 2005 году. Неисследованные источники, т.е. месторождения урана которые предполагается открыть на основе геологических характеристик уже

открытых источников, также выросли до 10,5 миллионов тонн. Это увеличение на 0,5 миллионов тонн по сравнению с предыдущим изданием. Увеличение обусловлено как новыми открытиями так и переоценкой известных источников, подстегнутое высокими ценами. ( На 26 мая 2008 года, цена спот урана котировалась как 156 долларов/кг.)

После чтения таких деклараций, большинство людей очевидно предположит что ситуация с запасами урана благополучна. Почему же беспокоит просмотр накопленных данных об уране или неуверенность этих крайне уважаемых международных организаций с их большим научным коллективом ? Так получается, что отдельные личности или организации с разными философскими взглядами на ядерную энергию почти никогда не задаются вопросом объективности и точности этих данных. К сожалению, как будет показано ниже, данные об атомных источниках Красной Книги не достигают их указанного уровня точности. В этой (третей) части , мы анализируем данные об источниках урана приведенных в КК 2007 года. Сперва мы представим и обсудим полные данные о всемирных источниках урана и их развитии в разделе 2. Для изучения основ этих данных, данные об источниках урана для 10 стран с более чем 100,000 тонн «разумно гарантированных источников» анализируются в разделе 3. Совместно, эти 10 стран представляют 80% источников такого типа во всем мире и 95% их в большинстве рентабельны, таким образом они могут добывать при цене ниже 40 долларов/кг. Как будет показано в деталях, данные об источниках урана КК 2007 года зачастую показывают поразительные превращения по отношению к предыдущим ее изданиям, с некоторыми изменениями источников в неких странах кажущимися невероятными. В разделе 4 , будет подведена долговременная ситуация с запасами и следовательно будущее традиционных АЭС . 2. Источники урана в мире и их развитие. Как освящено уже в частях 1 и 2 этого доклада, авторы КК не игнорируют возможность что « дефицит запасов урана будет развиваться если производственные мощности не внедрить своевременно». Тем не менее, СМИ главным образом печатают заявления, что « доказанные удовлетворительные источники урана увеличились с 4,7 миллионов тонн в предыдущем издании до 5,5 миллионов тонн в текущем издании КК». Ниже мы анализируем очевидное 20%-е увеличение признанных источников урана в деталях. Мы начнем с методологии того как авторы КК получают

свой данные и представляют толкование разных категорий источников урана. 2.1. Методология КК, категории ресурсов и стоимость добычи. Авторы КК характеризуют содержание и методологию получение релевантных данных ниже: «Всесторонняя оценка КК характерных черт текущих запасов урана и потребности и планы до 2030 года. Основа этой оценки сравнение оценок источников урана( соответственно по категориям геологической достоверности и стоимости продукции) и мощностей рудной промышленности с предполагаемым ростом потребностей в уране по планам ввода ядерных мощностей. В ситуации где долгосрочные планы ввода ядерных мощностей не распространяются национальными властями, данные по планируемым потребностям проясняются экспертами. КК также включает сбор и оценку ранее опубликованных данных о нетрадиционных источниках урана. Эта публикация подготовлена на основе данных полученных посредством опросов АЯЭ стран членов ОЭСР ( 19 стран ответили) и МАГАТЭ для тех государств кто не член стран ОЭСР ( 21 страна ответила и одна что подготовила (ответ) для секретариата МАГАТЭ). Мнения выраженные в части 1 и 2 не обязательно отражают позицию стран членов или заинтересованных международных организаций. Этот доклад опубликован по поручению главного секретариата ОЭСР.

В приложении 2 КК, таблица организаций предоставляющих данные и личные контакты для большого числа стран. Таблица показывает что данные об источниках урана — сведение данных от различных правительственных агентств, иногда данные от частных транснациональных добывающих компаний. Так как значительные национальные и частные интересы учтены, объективность и точность представленных данных заведомо не гарантирована. Таким образом, данные об источниках урана не отражают результаты точного научного анализа геологических данных. К сожалению, также возможный изъян этих оценок источников урана и возможно большая недостоверность не отмечена в КК. Тем не менее, в отсутствии лучших данных и в русле с требуемым политическим согласием большинства стран, представляется что издания КК стараются поддержать разные страны в предоставлении годных и сравнимых данных. В результате, используя американский доллар как универсальный стандарт, устанавливаются точные категории источников урана. К сожалению, некоторые комментарии представленные в приложении 4 КК как представляется указывают что данные об источниках урана Красной Книги не так точны как зафиксировано в иных случаях. К примеру написано что:

− «Категории определены в соответствии с предполагаемым уровнем доверия». Однако, соответствующие вероятности для предполагаемого существования источников ( урана) количественно не определены.

− «Категории источников (урана) определены в терминах затрат на извлечение на работающих станциях». Тем не менее, не предложено разъяснений как затраты считаются для «несуществующих или не эксплуатируемых» станций в « еще неизвестных условиях эксплуатации».Необходимо тем не менее заключить что такие оценки в высшей степени спекулятивны.

− «Не предполагается что категории затрат следуют изменениям в состояниях торговли». Это может означать только что оценки стоимости сделаны независимо от стоимости добычи. Не все могут согласится что увеличившиеся затраты на добычу последних нескольких лет, связанные с другими затратами на энергию и в особенности с нефтяными ценами, только пример « рыночного колебания».

Суммируя, использованная методология оставляет некоторую «свободу» как партнеры из разных стран представляют свои данные. Эта свобода объясняет некоторое довольно большое изменение «разумно гарантированных источников» найденное для разных стран в последующих изданиях КК. Источники урана разделяются на «соответствующие»(неким стандартам) и «несоответствующие» . Соответствующие подразделяются на «разумно гарантированные» и на предварительно оцененные с некой уверенностью в существовании. И подразделяются далее соответственно предполагаемой стоимости добычи в американских долларах. Эти категории затрат <40 долларов/кг, <80 долларов/кг, и <130 долларов/кг. «Несоответствующие» делятся на «неисследованные источники», далее подразделяющиеся на «неисследованные прогнозируемые» с предполагаемыми затратами <80 долларов/кг и <130 долларов/кг, и «неисследованные спекулятивные источники». Число «неисследованных спекулятивных» дается для затрат на добычу оцененных <130 долларов/кг и также для категории с неизвестными затратами. Для целей этого анализа, данные из категорий включающих «<X долларов/кг» используют для подсчета данные об источниках с ранее

недоступной информацией с затратами на добычу между 40-80 долларов/кг и 80-130 долларов/кг. Критический читатель КК выразит сомнение в качестве данных, когда только грубо известные числа даются с невероятной точностью 0,1% и лучше. В этом отношении, представляется существует ироничная ошибка что что хорошо известные числа в категории «разумно гарантированных источников» даются с точностью 1/1000 но спекулятивные « предварительно оцененные с некой уверенностью в существовании» и «неисследованные источники» с точностью 1/10,000, хотя некоторый прогресс был сделан с издания КК 2005 года, когда требуемая точность была представлена как один на миллион. Названия вроде «неисследованные источники» и «неисследованные спекулятивные источники» отбрасываются читателем с серьезными сомнениями в достоверности заявлений сделанных относительно количества доступного урана в этих категориях назло требуемой точности. Методология с большей точностью оценки может включать эффекты от изменений в технологии добычи урана и связанные с затратами, качество техники добычи, цена нефти, заработная плата, и почти игнорируемые огромные затраты на возмещение ущерба окружающей среде последующего за предшествующими изыскательскими работами. Прибавим, что детальная информация может существовать при условии (1) что изменения курса доллара меняло данные об источниках и (2)что прошлые добычи урана были учтены в счете. Мы оставим этот вопрос читателю для размышления как методология использованная в КК приводит к точным оценкам и исследованных и неисследованных источников урана. 2.2. Экономико-геологическая гипотеза об источниках урана. В соответствии с геологическими оценками, мы знаем что уран не особенно редкий металл. Выражаясь словами релевантного документа ВЯА, мы настоящим осведомлены что:« Уран относительно обычный материал, находящийся в породе и морской воде. Концентрация в экономическом смысле не обычна.»

Таблица 1 показывает уран или уровень концентраций для различных минералов в земной коре и в морской воде данная в частях на миллион (ppm).Содержание урана: Концентрация

[ppm U]Уран кг/тонну

Очень высокое содержание в руде 20%U(Канада)Высокое содержание в руде 2%U

200 00020 000

20020

Низкое содержание в руде 0,1%UОчень низкое содержание в руде*( Намибия) 0,01%U

1 000100

10,1

ГранитОсадочные породыЗемная континентальная кора(в среднем)

4-522,8

0,0040,0020,003

Морская вода 0 0

Таблица1: Числа взяты из информационного листка ВЯА от августа 2009 «Запасы урана». Знак * в документе ВЯА связан с очень низким уровнем добычи урана на руднике Россин в Намибии. Этот документ сообщает: « Если уран на низком уровне в породе или песке( заведомо ниже чем 1000 ppm), он должен быть в состоянии в котором просто выделяется до тех концентраций что обозначались для руды при допущении что извлечение экономично. Это означает необходимость быть в минеральном состоянии в котором можно просто разлагать травлением серной кислотой или карбонатом натрия.» В большинстве случаев признается что производимое количество урана резко увеличивается если руда с низкой концентрацией урана может быть экономично добыта. К.С. Деффейс и И.Д.Мак-Грегор обычно принимаемыми геологическими методами оценили что этот тренд может продолжиться до достижения средней концентрации урана 2,8 ppm. По их оценке , можно ожидать что количество добытого урана увеличится приближенно в 300 раз, если степень годной к эксплуатации экономически руды уменьшится в одном порядке с увеличением. Тем не менее, они также прибавляют обычно игнорируемое заявление что:Нет строгого статистического основания для предполагаемого нормального логарифмического распределения. Это только аргумент аппроксимации так как крайне сложный диапазон геохимического поведения урана и широкое разнообразие разных[химических]связей[определяют]экономические месторождения.(Два слова помещенные в квадратных скобки добавлены автором.)

Таким образом важно учитывать что подсчет источников (урана) основанный на вышеупомянутых методах может игнорировать важные факторы которые ограничивают количество в конечном счете добываемого урана. Для примера, представим что гипотетически сверх-изобильное количество урановой руды с высокой концентрацией существует в нескольких сотнях метров ниже поверхности. Тем не менее, если эти породы изолированы от любых других и от какой-нибудь другой интересной концентрации минерала, можно благополучно предположить что значительное количество этих пород никогда не будет добыто. Итак, в добавление к средней

концентрации руды, находим что количество урана доступного в этой концентрации, это химическая смесь, и окружение играет важную роль в потенциальной добыче и обусловленной стоимостью энергии. Следствие этой гипотезы в том, нет причины которая предполагает сценарий роста, что достаточное количество источников урана существует в теории если стоимость добычи допускает увеличение. Обычно добавляют что цена урана имеет только ничтожный эффект на полную производственную стоимость кВт-часа. Аргумент что, вместо денежной цены, возврат энергии на вложенную энергию( EROEI) необходимо взять в расчет обычно отбрасывается с комментарием что текущая стоимость добычи урана мало сравнима с другой производственной стоимостью, и рудник Россин в Намибии с очень низким содержанием зачастую подается как доказательство что мы можем еще долго идти прежде чем стоимость добычи станет определяющим фактором. Тем не менее, взамен бесконечным обсуждениям ограничений этого подхода, мы предлагаем использовать основные данные об источниках урана КК для проверки вышеуказанной экономико-геологической гипотезы. Это может быть сделано совершенно просто так как количества определенные в КК разумно гарантированных и предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании источников урана соответствуют почти одинаковому диапазону с растущей стоимостью 40 и 50 долларов, соответственно. Соответственно этой гипотезе, очень большие количества урана ожидаемы для категорий с более высокой стоимостью. Гипотеза: экономически выгодно извлекаемые источники урана — ограничены.

Альтернативная гипотеза предполагает что уран не отличен в использовании в энергетическом секторе по сравнению с другими источниками энергии. Следовательно, «закон убывающей отдачи» применим также к урану, и экономическая разработка и использование урана может быть определено в согласии с нижеследующими аргументами:-использование урана начинается с нахождения и разработки больших и с высоким содержанием залежей-после крупных переход к мешьшим и с низким содержанием залежей. Попытки поддержать развитие и использование лучших

технологий.-В конечном счете, интересные залежи для разработки становятся слишком маленькими и слишком с низкой концентрацией, и добыча заканчивается. Этот момент достижения подобен и для нефти и для урана, и соответствует доводу Хубберта М.К., когда он отвечал Давиду Ниссену из Эксон:«... различная и больше фундаментальная стоимость которая не зависит от денежной цены. Это стоимость энергии разведки и добычи. Пока нефть используется также как источник энергии, при том что затраты энергии на извлечение барреля нефти стали больше чем энергетическое содержание нефти, добыча будет прекращена без разницы какой денежная цена может быть.»

В то время как эта гипотеза теоретически очень притягательна, она не может быть легко использована для проведения количественного теста. Для примера, энергетическая стоимость добычи и полная стоимость энергии грубо даются в необходимых деталях. Кроме того, по существу невозможно количественно определить потенциальный «следующий раунд технологических улучшений». К примеру, всегда можно вообразить важное научное открытие - принципы нового реактора, основанного на концепции размножения топлива и включающего возможно использование тория, и намного лучшую (но до сих пор неизвестную )методику извлечения урана. Итак, как и с гипотезой пика нефти, большинство людей примет эту идею , как только совершенно точная дата пика для ядерной энергии сможет быть определена. Это, конечно, может быть сделано только через некоторое время после того как окончательное падение станет очевидным. 2.3.Развитие источников урана в соответствии с КК. 2.3.1. Проверка достоверности сообщений для прессы АЯЭ. Теперь мы обратимся к двум требованиям сделанным в издании КК 2007 года ( ниже КК07) и переданным в их заявлении для прессы:

1. «Известно что существует достаточное количество урана в качестве топлива для мирового парка ядерных реакторов при текущем уровне потребления по меньшей мере на век, в соответствии с последним изданием мировых данных об уране опубликованных сегодня. Уран 2007: Источники, Производство и Потребности, также известный как Красная Книга, оценивает установленное количество традиционных источников урана которые могут быть добыты ниже чем 130 долларов/кг в 5,5 миллионов тонн, выше чем количество 4,7 миллиона тонн заявленное в 2005 году.»

2. « Источники установленные в настоящее время пригодны для удовлетворения расширения АЭС с 372 Гвт в 2007 до 509 Гвт(+38%) или 663 Гвт(+80%) к 2030 году.»

Пересчитаем цифры полученные СМИ. Ежегодные нужды для эксплуатации существующих АЭС с мощностью 370 Гвт в 2009 составляют 65,000 тонн. Как утверждалось выше и количественно определено в КК07, «соответствующие» источники урана в 5,5 миллиона тонн есть сумма «разумно гарантированных» (<130 долларов/кг) дающихся в количестве 3,338,300 тонн, и «предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании»(<130 долларов/кг) в количестве 2,130,600 тонн. Следуя этой логике, простое деление указывает нам что 5,5 миллионов тонн источников урана, при постоянном использовании, достаточно в лучшем случае на 85 лет или на «почти век» но не на «по меньшей мере век»! Кроме того, есть более осторожное заявление :« Хорошо известные цифры «разумно гарантированных» источников оставались почти постоянными в прошлые годы, и эти известные источники достаточны для эксплуатации текущего парка АЭС в мире в течении 51 года. Тем не менее, с тех пор как количество «предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» источников было увеличено до 700,000 тонн, еще 34 года может быть прибавлено если эти источники могут быть все-таки разработаны.» Затем, мы можем спросить себя насколько хватит «соответствующих» источников урана при сценарии роста на 38% или 80% между 2007 и 2030 годами. Если предполагается такой рост, ежегодные потребности в природном уране будут от 90,000 до 115,000 тонн к 2030году. Для простоты, мы можем предположить что вышеупомянутый рост будет достигнут со средним уровнем роста в эти 23 года +1.4%/год и 2,5%/год, соответственно. Следуя этой модели роста, от 1,76 до 2,02 миллиона тонн урана будет уже использовано к 2030 году. К 2030 году мировой парк реакторов будет нуждаться в 90,000 - 115,000 тонн/год. Если предположить кроме того маловероятную версию что ядерная энергия будет оставаться неизменной после 2030 года, заявленные «соответствующие» источники с 2007 года могут снабжать таким образом сценарий 509 Гвт АЭС до 2071 года и сценарий 663 Гвт до 2060 года. Следовательно, находим что эксплуатационный срок

службы реакторов построенных с 2020 по 2030 года будет ограничен количеством обозначенного топлива и это не расчетные 60 лет. Эти простые примеры показывают что утверждения сделанные в заявлении для прессы АЯЭ не оправданы для их собственных данных, как задокументировано в КК07. 2.3.2 Увеличение на 20% «соответствующих» источников урана ? Так как докладываемое количество «соответствующих» источников урана между 2005 и 2007 годами относительно велико, может быть интересным узнать, где и в какой ценовой категории произошло увеличение. Кроме того, может быть любопытно посмотреть, как сниженная долларовая цена и повышенная стоимость добычи отражены в псевдо-точных данных об источниках урана, и какое снижение отчетности для ежегодной добычи урана включено для разных стран. Сперва представим таблицы 2-5, мировые оценки источников для разных категорий и их развитие как подано в последних четырех изданиях КК, соответственно. Для облегчения обсуждения, цифры пересчитаны так что количество урана для данного диапазона цен можно сравнить. Таблица 2 показывает развитие «соответствующих»ресурсов с 2001 года. Как можно увидеть, всегда выделенное огромное увеличение существенным образом связано с изменением «предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» источников. Кроме того, представленные «разумно гарантированные» источники не указывают что ежегодная добыча грубо 40,000 тонн взята в расчет. Таблицы 3 и 4 показывают соответственное развитие источников категорий «разумно гарантированных» и предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании, поделенных соответственно оцененному уровню стоимости добычи.

КК год издания «Разумно гарантир.»<130 долларов/кг

«предварит.оцененные с некой уверенностью в существовании»<130 долларов/кг

«соответствующие»[тонн]<130 долларов/кг

2001200320052007

2853000316923832966893338300

1080000141945014461642130600

3933000458868847423535468800

Таблица 2: Развитие «соответствующих» источников поделенное на категории «разумно гарантированных» и на «предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» по последним четырем изданиям КК. Особенно замечателен факт что цифры по «разумно гарантированным» источникам увеличились только в незначительном количестве и остались по существу неизменными с 2003 года. Наивысшие цифры по урану найдены в низшей категории стоимости. Отсюда заявленное большое увеличение «соответствующих» источников с 2001 года и особенно в последние 4 года основано только на увеличении цифр «предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» источников.КК год издания

«разумно гарантир.» [тонн]<40 долларов/кг

«разумно гарантир.» [тонн]40-80 долларов/кг

«разумно гарантир.» [тонн]80-130 долларов/кг

2001200320052007

1534100173049519473831766400

556650575197695960831600

589770661941653346740300

Таблица 3: Развитие категории «разумно гарантированных» источников по последним четырем изданиям КК. Особенно замечательно что наивысшие цифры урана найдены в низшей ценовой категории и эта категория, после регулярного длительного увеличения , неожиданно уменьшилась с 2005 года на 180,000 тонн. Цифры «разумно гарантированных», хотя бы и заявленные как известные с неправдоподобной точностью, колеблются в больших количествах. Падение 180,000 тонн в дешевой и лучше понятной категории <40 долларов/кг между 2005 и 2007 годами показательно, и больше деталей об этом уменьшении мы дадим в разделе 3. Взлеты и падения до 10% могут показаться обоснованными. Для примера можно предположить что инфляция продвигает некоторые источники от дешевой до более дорогой категории. Такое объяснение требует также, тем не менее, чтобы определенное количество передвигалось из высшей ценовой категории в еще более дорогую категорию. Далее мы обратимся к более спекулятивным источникам урана. В таблице 4, представлены данные «еще не найденных но уже предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании»

источников. Особенно подозрительно большое увеличение на 400,000 тонн в категории «предварительно оцененных» <40 долларов/кг. Это увеличение можно сравнить с соответствующими цифрами «разумно гарантированных» из таблицы 3, которые уменьшились в том же периоде на 180,000 тонн. Ситуация стала еще более невероятной если сравнить развитие «предварительно оцененной» категории за последние шесть лет с 2001 по 2007 год. Для примера, «предварительно оцененная» категория <40 долларов/кг увеличилась в 2,2 раза, и категория 40-80 долларов/кг в 3,5 раза. Для сравнения, количество в категории 80-130 долларов/кг изменилось только в 1,3 раза. Наконец, можно сравнить развитие «соответствующих» источников в категории «разумно гарантированных» и более спекулятивную «предварительно оцененную». Как уже упоминалось, большие усилия по разведке в последние годы оставили общие цифры «разумно гарантированных» по существу неизменными но увеличили «предварительно оцененные» в большом количестве. Это означает, что заявленное увеличение с 2005 до 2007 в «соответствующих» источниках урана не основано на реальных открытиях, а на необъяснимых надеждах связанных с залежами которые возможно открыты. Больше деталей об этих изменениях мы будем обсуждать в анализе отдельных стран ниже.КК год издания «предварительн

о оцененные» источники[тонн]меньше чем 40долларов/кг

«предварительно оцененные» источники[тонн]40-80 долларов/кг

«предварительно оцененные» источники[тонн]80-130 долларов/кг

2001200320052007

5520007927827989971203600

186950275170362041655480

225150320868285126272200

Таблица4: Развитие «еще не найденных но уже предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» источников урана как дано в последних четырех изданиях КК. Замечательно утверждение что категории с низкой стоимостью увеличиваются в большом количестве, тогда как категория с высшей стоимостью даже уменьшилась. Таблица 5 показывает развитие категорий «неисследованных

прогнозируемых» и «неисследованных спекулятивных»источников. В контрасте с «соответствующими» «предварительно оцененными» источниками , относительно малые изменения заявлены для сомнительных источников урана.КК год издания

«неисследован.прогнозируемые»меньше чем 80 долларов/кг

«неисследован.прогнозируемые» 80-130 долларов/кг

«неисследован.спекулятивные»меньше чем 130 долларов/кг

2001200320052007

1480000147460017001001946200

852000779900818700822800

4438000443730045573004797800

Таблица 5: Развитие «неисследованных прогнозируемых» и «неисследованных спекулятивных»источников в соответствии с прошлыми четырьмя изданиями. По сравнению с большими относительными изменениями в «предварительно оцененных», цифры удивительно стабильны. Из таблицы 3-5 находим что что источники урана категорий «разумно гарантированных», «предварительно оцененных» и «неисследованных прогнозируемых» уменьшаются в диапазоне высокой стоимости. Кроме того, видно что цифры в этих категориях менялись своеобразными и неестественными способами. Следовательно, всемирные данные и их развитие находятся в противоречии с экономико-геологической гипотезой представленной в разделе 2.2. Кроме того , при игнорировании эффекта инфляции, думается что изменения количества в этих категориях следуют сходным моделям. Так как данные об источниках урана не подтверждаются такими расчетами, остается заключить что правдивое количество представленных данных об уране значительно более хуже чем заявлено в КК. 3.Развитие источников урана в выбранных странах. Для понимания как и где источники урана изменялись в прошлые несколько лет, необходимо изучить информацию обеспеченную партнерами из некоторых стран с большими источниками. Мы будем использовать издания КК2003, КК2005, и КК2007. Мы ограничим обсуждение теми десятью странами что заявляют что имеют на своей территории более чем 100,000 тонн извлекаемых «разумно

гарантированных» источников урана с <130 долларов/кг. Совместно, эти десять стран занимают 52 миллиона кв.км или более трети поверхности земли нашей планеты. После по меньшей мере 50 лет немалых геологических исследований, эти страны заявляют что имеют 80% известных источников урана и до 95%урана в наиболее интересной экономически категории <40 долларов/кг «разумно гарантированных». 90% мировой добычи в 2007 году поступило из этих десяти стран. Таблица 6 и 7 показывают заявленное количество «разумно гарантированных» источников урана в этих странах в категориях <40 долларов/кг и 40-130 долларов/кг.страна «разумно

гарант.»(КК03)40 долларов/кг [тонн]

«разумно гарант.»(КК05)40 долларов/кг [тонн]

«разумно гарант.»(КК07)40 долларов/кг [тонн]

АвстралияБразилияКанадаКазахстанНамибияНигерияРоссияЮжная АфрикаУкраинаСША*Итого:

68900026235297264280620572628980052610119184153801020001627000

701000139900287200278840621861728665753088548280051020001714000

70900013960027010023550056000213004750011490027400990001621000

Таблица 6: Развитие категории низкой стоимости «разумно гарантированных» источников для десяти стран заявляющих что имеют более 100,000 тонн «разумно гарантированных» источников на своей территории. Особенно показательные изменения в 2005-2007 годах можно увидеть для Нигера. ( США* не предлагают цифр для категории <40 долларов. Поэтому мы использовали <80 долларов/кг.) Некоторые эффектные взлеты и падения можно наблюдать для трех изданий КК. К примеру в 2005-2007, запасы категории <40 долларов/кг уменьшились на 15% ( минус 40,000 тонн) для Казахстана и на 88% ( минус 150,000 тонн) для Нигера. Крутые изменения за эти два года также заявлены в категории 40-130 долларов/кг для Австралии, Казахстана, Нигера, России, и Украины.

Вопреки факту что цифры «разумно гарантированных» источников, особенно в категории <40 долларов/кг, предположительно представлены с большой точностью, не предложены объяснения для зачастую драматических изменений.страна «разумно

гарант.»(КК03)40-130 долларов/кг [тонн]

«разумно гарант.»(КК05)40-130 долларов/кг [тонн]

«разумно гарант.»(КК07)40-130 долларов/кг [тонн]

АвстралияБразилияКанадаКазахстанНамибияНигерияРоссияЮжная АфрикаУкраинаСША*Итого:

4600059995365702498401132701242790410196146492803450001198900

460001780058000235057120370760074220167045387013420001106800

1600017800591001426001200002221801249001695001076003390001318700

Таблица 7: Развитие категории с высокой стоимостью «разумно гарантированных» источников для десяти стран заявляющих что имеют более 100,000 тонн «разумно гарантированных» источников на своей территории. Особенно примечательны изменения в 2005-2007 для Австралии, Казахстана, Нигера, России, и Украины. Сравнение этих изменений с таблицей 6 также интересно.( *Так как США не доложило выделенную категорию <40 долларов/кг, здесь использовано количество 80-130 долларов/кг). Изменения в «еще не найденных но уже предварительно оцененных с некой уверенностью в существовании» источниках дают больше интересных представлений. Как представлено в разделе 2, и по контрасту с существенно неизменными заявленными»разумно гарантированными» источниками, данные для «предварительно оцененной» категории с ценой<130 долларов/кг увеличились на почти 700,000 тонн в 2005-2007 годах. Эффектные и невероятные изменения для некоторых стран мы можем увидеть в таблице 8, где мы даем отношение цифр источников представленных в КК07 и КК05 для двух категорий стоимости «предварительно оцененных» источников и для

категории «неисследованных прогнозируемых» источников. Особо примечательно увеличение для России. Заявлено что их «предварительно оцененная» 40-130 долларов/кг категория увеличилась в 17,7 раз с 19,000 тонн до 337,000 тонн. Изменения для Австралии, Казахстана, Нигера, и Украины также интересны.страна отношение(КК0

7/КК05)«предвар.оцен.»<40 долларов/кг[%]

отношение(КК07/КК05)«предвар.оцен.»40-130 долларов/кг[%]

отношение(КК07/КК05)«неиссл.прогн..»<130 долларов/кг[%]

АвстралияБразилияКанадаКазахстанНамибияНигерияРоссияЮжная АфрикаУкраинаСШАИтого:

1,4210,972,180,99нет данных1,672,191,03нет данных1,5

0,4810,830,910,990,417,71,013,5нет данных1,43

Нет данных110,97нет данных12,6511,4711,1

Таблица 8: Отношение «предварительно оцененных» источников как получено из КК издания 2007 и 2005 годов для 10 стран заявляющих что имеют более чем 100,000 тонн «разумно гарантированных» источников на своей территории. Не все страны предоставили или обновили эти цифры для издания 2007 года. Особенно примечательные изменения наблюдаются для России, где категория «предварительно оцененных» (40-130 долларов/кг) теперь оценивается в 337,000 тонн. Изменения для Австралии, Казахстана, Нигера, и Украины также интересны. Как мы уже видели в разделе 2, знаменитое увеличение «соответствующих» источников урана пришло не от новых открытий интересных залежей урана, а от новой переоценки воображаемо существующих «предварительно оцененных» ресурсов. Это заявление можно теперь сделать больше по количеству. Данные показывают что заявленное увеличение «предварительно оцененных» источников приходит по существу из России ( с 40,652 до 373,300

тонн), Казахстан ( с 302,202 до 439,200 тонн), и Украина ( с 23,130 до 64,500 тонн). Завершающий взгляд на Россию показывает что это увеличение очень подозрительно. Между тем как цифры «предварительно оцененных» источников <40 долларов/кг изменились только на 15,000 тонн с 21,572 до 36,100 тонны , поразительное увеличение с 19,080 до 337,200 тонн представлено для категории 40-130 долларов/кг. Казахстан — другой пример страны с решительным изменением этой категории. Из КК05 и КК07, находим что цифры «предварительно оцененных» источников в категории <40 долларов/кг увеличились с 129,252 тонн в 2005 до 281,800 тонн в 2007, между тем как цифры категории 40-130 долларов/кг уменьшились с 172,950 до 157,400 тонн. Очень спекулятивные «неисследованные прогнозируемые» и «неисследованные спекулятивные источники» остались по существу неизменными. Как обсуждалось в части 1 и части 2, развитие добычи урана в Казахстане особенно важно для избежания дефицита уранового топлива в следующие 5-10 лет. Утверждается что, если достаточные инвестиции в сектор добычи сделаны, эта страна может утроить добычу в следующие 10-15 лет с 6637 тонн в 2007году до 21,000 тонн в 2015 году. Высокая оценка будущих урановых открытий в категории низкой стоимости безусловно поможет росту иностранного интереса к инвестициям в инфраструктуру добычи урана Казахстана. Австралия и Южная Африка также заявляют о большом увеличении, но их источники увеличились только в категории «предварительно оцененных» <40 долларов/кг. Для сравнения, данные о «предварительно оцененных» источниках для Канады, Бразилии, и США остались неизменными в их оценке 2005 года. Вышеперечисленные примеры демонстрируют что большой процент заявленных источников урана и его развитие не поддерживаются геологическими методами. 3.1. Некоторые данные об источниках урана не основаны на геологическом методе ? Если принять что данные об источниках урана для некоторых стран не основаны на геологическом методе, то следует что другие методы помогли наполнить таблицы КК. Следовательно и в отсутствии объяснений, приглашаем так или иначе сформулировать идеи отчего некоторые отдельные страны, возможно с помощью больших рудных компаний, могут быть

заинтересованы в предоставлении своих слишком больших либо слишком малых цифр об источниках. К примеру, можно представить что неожиданное увеличение в цифрах источников, как наблюдается для Австралии, Казахстана, России, и Южной Африки, будет помогать привлекать иностранные капиталовложения. В противоположность, неожиданное и крутое уменьшение в более интересной категории <40 долларов/кг «разумно гарантированных» источников, как наблюдается для Нигера, может быть мотивировано желанием (1) оставить потенциальных соперников по добыче урана вне страны, или (2) препятствовать правительству и людям страны стать информированными о точном богатстве рудниковых компаний которые хотят уменьшить свою налоговую нагрузку этим путем или разубедить правительство в экспроприации. 3.2. Отношения между разными стоимостными категориями. Теперь мы сравним данные индивидуальных стран с экономико-геологической гипотезой представленной в разделе 2.2. Начиная с низшей и высшей «разумно гарантированной» и «предварительно оцененной» категорий <40 долларов/кг и 80-130 долларов/кг, найдем что оценки некоторых стран показывают удивительно большие различия в этих категориях по отношению средним мировым. К примеру, 53% мировых «разумно гарантированных» источников предполагается в категориях < 40 долларов/кг, но только 22% предполагается в категории 80-130 долларов/кг, что расходится с экономико-геологической гипотезой. Расхождение с этой гипотезой становится еще сильнее для Австралии, Канады, и Казахстана. Австралия заявляет 98% «разумно гарантированных» источников существующими в низкой стоимостной категории. Много высоких цифр для этой категории также дает Канада (82%) и Казахстан (62%). Для сравнения, цифры в этой стоимостной категории для России (28%) и Нигера (9%) очень низкие. В Нигере количество урана в этом классе теперь дается как 21,300 тонн, что на 150,000 тонн меньше чем количество заявленное в издании 2005 года, когда 96% «разумно гарантированных» источников страны было представлено в категории <40 долларов/кг. Данные представленные для «предварительно оцененной» категории показывают аналогичное несоответствие между средней мировой пропорцией и для отдельных стран. Находим что в мире 56%

«предварительно оцененных» источников заявлены <40 долларов/кг, тогда как 13% заявлены в категории 80-130 долларов/кг. Для сравнения докладчики из Австралии, Канады, и Казахстана ожидают что 94%, 88%, и 64%, соответственно будут найдены в категории < 40 долларов/кг. Три страны ожидают таким образом что их части еще не открытых «предварительно оцененных» источников почти совершенно уравниваются с соответствующими частями « разумно гарантированных» источников. Для сравнения в России предполагают что только 9,7% их «предварительно оцененных» источников будут в конечном счете обнаружены в категории низкой стоимости. Для Нигера часть «предварительно оцененных» источников с низкой стоимостью дается как 42%, и таким образом вблизи среднемировой. Данные об источниках урана КК показывают что экономико-геологическая гипотеза не поддерживается данными. Это умозаключение усиливается вне сомнения, если поверить что Австралия и Канада дают большей частью точные данные об источниках. Отношение между цифрами «разумно гарантированных» и «предварительно оцененных» источников также интересно. Для категории < 40 долларов/кг, Австралия предполагает известным 709,000 тонны «разумно гарантированных»источников и ожидает обнаружить другие 487,000 тонн в «предварительно оцененной» категории, или 67% от «разумно гарантированного» числа. Для сравнения Канада «разумно гарантированные» источники дает как 270,000 тонн и «предварительно оцененные» представляет как 82,000 тонн, таким образом лишь 30% от «разумно гарантированных». 3.3. Добыча урана и ее влияние на данные об источниках. Наконец, посмотрим как добыча урана, заявленная известной с точностью до тонны, например значительно лучше чем с точностью 0,1%, влияет на оставшиеся количество урана в разных категориях «разумно гарантированных» источников и в некоторых выбранных странах. Для этого расследования, мы напомним читателю что в мире около 40,000 тонн урана добывается в среднем каждый год. Для многих лет и невзирая на не-незначительную работу проводящуюся многими странами, только три страны добывают 60% этого урана и индивидуально более чем 5000 тонн в год. Другие 25% этого урана приходят от трех стран которые вносят около 3000 тонн в год каждая,

и далее 12% происходят от трех дополнительных стран которые вместе добывают 5000 тонн в год. Кроме того, добыча урана сконцентрирована в руках нескольких транснациональных добывающих компаний. Четыре наибольшие из них: Рио Тинто, Камеко, Арева, и КазахАтомПром выдают около 26,000 тонн в год на мировой рынок урана, или почти 59% в 2008 году. Невзирая на заявление что почти везде на планете может быть найдено много дешево добываемого урана и что стоимость добычи не играет значительной роли , 66% 41,000 тонн добытых в 2007 году поступило только от 10 урановых рудников. Крупнейший рудник сегодня, Маккартур Ривер в Канаде , всецело принадлежащий Камеко, добыл 7200 тонн урана в 2007 году, или 18% мировой добычи. Эта цифру можно сравнить с сегодняшней напряженной ситуацией с нефтью, где наибольшее когда-либо нефтяное поле, Гавар в Саудовской Аравии, вносит 6% в общую мировую добычу нефти. Т.е. можно сравнить долю добычи урана из одного рудника с долей добычи нефти совместно Саудовской Аравией и Кувейтом. Рудник начал работать 10 лет назад и достиг добычи 7200 тонн в год в 2002-2007 годах. С запуска в 2000 году, было извлечено 58,000 тонн. В соответствии с Комеко, этот рудник разрабатывает огромные залежи урана с высоким содержанием с доказанными и правдоподобными резервами 332,6 миллионов фунтов U308. Это соответствует в эквиваленте 130,000 тонн природного урана, с 65,000 тонн отнесенными к доказанным резервам 31 декабря 2008 года. На сегодня этот рудник кажется позади пика, так как в 2008 году только 6383 тонны было добыто, и выход на первую половину 2009 объявленный Камеко в 12 августа 2009, представляется снова на 12% ниже чем получено за тот же период в 2008 году. Если представить что что 50% экономично добытого урана было извлечено в 2005/2006, предполагаемый год пика, можно оценить что вместо заявленных 65,000 тонн, лишь от 45,000 до 50,000 тонн осталось извлекать. В следующие несколько лет будут пересчитывать, если снижение наблюдаемое с 2007 года продолжится. Следующиееее два рудника, Рейнжер в Австралии и Россин в Намибии, вместе произвели 8000 тонн урана в 2008 году, на 25% больше чем один Маккартур Ривер. Совместно, три крупнейших рудника производят 33% добычи и слегка больше чем следующие 7 больших урановых рудников вместе. Эти части грубо соотносятся с полной долей Организации стран-экспортеров нефти в мировой

добыче. Таким образом, добыча урана много больше централизована и монополизирована чем некоторые другие источники энергии. По факту, если мировая ситуация с нефтью, с несколькими гигантскими нефтяными компаниями и страновыми картелями, пугает устроителей политики и большинство нефтяных потребителей, то ситуация с ураном по всем нормам еще более опасна. Теперь мы проанализируем, имеет ли количество урана добытое в прошлые годы некоторый эффект на цифры «разумно гарантированных» источников. Для этого, мы используем количества урана добытые в прошедшие несколько лет как дано в разных изданиях КК и подведено в таблице информационной доклада ВЯА. Начнем с наибольшей производящей страны , Канады, и найдем что три больших существующих рудника добывают по существу 100% из 9477 тонн и 9000 тонн в 2007 и 2008 годах, соответственно. В течении 2003-2004 и 2005-2006 годов, общая добыча урана дается как 22,055 и 21,491 тонн, соответственно. Таблица 6 показывает что категория «разумно гарантированных» источников» <40 долларов/кг уменьшилось в течении этих двухлетних периодов до 10, 064 и 17,100 тонн, соответственно. Так как представляется разумным предположить что существующие большие урановые рудники разрабатывают и истощают в настоящее время категорию <40 долларов/кг, числа показывают что только 50%(2005) и 80%(2007) уменьшения может быть посчитана непосредственно. Два объяснения возможны, (1) около 12,000 тонн (2003+2004) и 4000 тонн(2005+2006) новых залежей в категории «разумно гарантированных» источников <40 долларов/кг было открыто в течении рассматриваемых двухлетних периодов, и (2) цифры добычи неадекватно взяты в подсчет. Теперь мы вернемся к Австралии, второму по величине производителю урана. В течении четырех лет с 2003 по 2006, докладывалась добыча 33,663 тонн, между тем как категория <40 долларов/кг увеличилась до 20,000 тонн в соответствии с таблицей 6. Австралия не заявляла что имеет значительное количество урана в категории 40-80 долларов/кг и 80-130 долларов/кг «разумно гарантированных» источников, снова заключаем что по существу весь добытый уран был из категории <40 долларов/кг. Следовательно, новые находки в этой категории с 2003 по 2006 должны быть около 54,000 тонн. Однако, такие большие новые открытия за

четырехлетний период озадачивают, так как другие две стоимостные категории «разумно гарантированных» источников 40-80 долларов/кг и 80-130 долларов/кг остались неизменными между 2003 и 2005 годами и еще уменьшились на 8000 тонн и 22,000 тонн между 2005 и 2007. Таким образом, значения добычи из Австралии явно не соответствуют докладываемым цифрам «разумно гарантированных» источников. И в последнем примере, мы проанализируем ситуацию в Нигере, бывшей французской колонии, которая стала независимой в 1960 году. Это одна из беднейших стран в мире с электрической продукцией грубо 0,234 миллиона кВт-час(2005), что соответствует почти незначительному количеству 18 кВт-час на человека в год. Однако, 3032 тонн урана добытого в 2008 году позволяет питать почти 20 Гвт АЭС во Франции и других европейских странах, которые производят грубо 140 миллионов кВт-час в течении этого года. Между 2003 и 2006 годами, 13,000 тонн урана было добыто из рудников полностью управляемых Арева, французской транснациональной ядерной компанией. В 2003 году «разумно гарантированные» источники были обозначены как 89,800 тонн в категории < 40 долларов/кг и 12,447 тонн в категории 40-130 долларов. Эти цифры изменились в 2005 году на невероятные количества 172,866 тонн и 7600 тонн, соответственно. Другое крутое изменение заявлено в КК2007 года, где соотносимые цифры теперь даются как 21,300 тонн и 222,180 тонн, соответственно. Ясно, что 13,000 тонн урана добытые за эти четыре года это не объясняют , и авторы КК не озаботились прокомментировать неправдоподобные прыжки вперед и назад между этими стоимостными категориями. Эти цифры обязаны содержать существенные фантазии, которые возможно могут быть объяснены гипотезой дезинформации. Эти сомнения поддерживают далее проблемы Арева с реальными владельцами рудников, часто именуемыми как «повстанцы Туарега», которые ( что отчасти понятно) запрашивают большую долю в прибылях. Итого, заявленные «высокоточные» данные об источниках урана и данные об известной добыче прошлых лет не убирают несоответствий. Эти и другие несовместимости описанные в частях 2 и 3 этой статьи увеличивают сомнения в достоверности данных о «разумно гарантированных» источниках урана.

4. Последствия для отдаленного будущего ядерной энергии. Анализ представленный в части 2 и 3 показывает что данные об источниках урана, подготовленные, уточняемые и публикуемые каждые два года МАГАТЭ и АЯЭ в КК, не достигают уровня заявленных высокоточных стандартов. А также что некоторые данные о ресурсах отдельных стран не основаны на научных геологических оценках источников урана. Следовательно, ограничение больших ошибок безусловно связано с категорией «разумно гарантированных» источников. К примеру, можно предположить что цифры таких источников от Австралии и Канады, которые заявляют почти все «разумно гарантированные» источники в категории низкой стоимости, должны быть надежны. Если эта идея применима ко всему миру, предположим что лишь цифры «разумно гарантированных» источников в категории <40 долларов/кг надежны и поэтому релевантны. Как результат, известные источники урана могут быть оценены в ≤2 миллионов тонн, что хватит лишь на 30 лет использования при текущем уровне потребления. Также переоценка очевидно разочаровывает в идее новых реакторов на легкой воде с предполагаемым сроком жизни 60 лет. Простенький пример показывает что срочно необходима более реалистичная информация об источниках урана. Также анализ, явно за пределами этих статей, основанный на критическом разборе от рудника к руднику и от страны к стране. Тем не менее, в настоящее время лишь данные КК - существующая и используемая база данных. Эти данные, включая очень сомнительные, показывают что экономико-геологическая гипотеза им противоречит. Эта широко используемая гипотеза заявляет что все больше и больше урана может быть добыто если только цене позволить вырасти. Это заявление в полном несоответствии с полными данными об источниках и с данными предложенными многими отдельными странами. Таким образом, остается выбор либо отказаться полностью от данных КК и увязнуть с этой бездоказательной гипотезой, либо отбросить эту гипотезу. Мы подчеркиваем что страны заинтересованные в сооружении новых АЭС в следующие 10-20 лет должны найти путь обеспечить свои потребности в топливе по меньшей мере на 40 лет, перед инвестированием до 4 миллиардов евро на Гвт возводимой мощности.

Опасность приложима для всех западноевропейских стран, Японии, и Южной Кореи, которые зависят почти на 100% от стабильных поставок урана издалека. Эти страны должны принять отдельный параграф из сообщения для прессы ВЯА Красной Книги 2007 года очень серьезно:«На конец 2006 года, мировое производство урана(39,603 тонны) покрывало около 60% потребностей реакторов в мире(66,500 тонн) для 435 эксплуатируемых коммерческих ядерных реакторов. Разница между производством и потребностями покрывалась кредитованием вторичными источниками от правительства и коммерческими запасами( такие как демонтаж свыше 12,000 ядерных боеголовок и переобогащением урановых отходов). Большинство вторичных источников теперь в упадке и разница все в большей степени будет нуждаться покрытием новой продукцией. Давая большое время на подготовку обычно требуемое для доведения новых источников до добычи, нехватка уранового топлива может развиться если производственные мощности не внедрить своевременным образом.»

Множество других докладов в деталях рассматривало мировую ситуацию с ураном. Даже если большинство этих докладов предполагает, противоположно нашему исследованию, что данные об источниках урана КК в большей части корректны, из них можно сделать выводы подобные нашим о кратко- или долговременной критической ситуации с урановыми запасами . Перечень ниже дает материалы о некоторых недавних исследованиях, которые получили вывод о том что топлива от известных урановые залежей и техники добычи не достаточно для ренессанса ядерной энергии основанного на традиционных реакторах на легкой воде. Следующие три исследования от коллективов которые предпочитают ядерную энергию. Они находят что сценарий с ежегодным ростом ядерной энергии менее 1% может встретится с серьезными и нерешенными проблемами с запасами урана в течении первой половины 21 века.-Доклад опубликованный в 2002 году озаглавленный: Технологический план для 4-го поколения систем ядерной энергии подчеркивает что известные традиционные источники урана будут достаточными лишь в течении 30-50 лет. Таким образом, новые традиционные ядерные станции, которые смогут заработать в 2020 году, возможно получат ядерное топливо когда-то не ранее 2040 и 2050 года.-Авторы доклада МАГАТЭ 2001 года озаглавленного Рассмотрение запасов урана до 2050 года о количестве дефицита урана по отношению к цифрам «разумно гарантированных» источников для

различных сценариев относительно будущего использования ядерной энергии расщепления. Оцениваемый дефицит дан в миллионах тонн урана. Много деталей о потенциальных поступлениях урана от большого числа необычных источников представлено в этом докладе(раздел 5), и особенно примечательны замечания о уране морской воды: « Исследования об извлечении урана из морской воды будут несомненно продолжены, но при текущей стоимости ( извлечения)морская вода как потенциальный источник урана немного больше чем курьез.»-Исследовательский коллектив Массачусетского Института Технологии заключает что «недостаток топлива может ограничивать расширение ядерной мощности США». Другие коллективы аналитиков с критическими взглядами относительно ядерной энергии расщепления также исследовали данные об источниках КК. Все эти исследования, даже если они предполагают что цифры источников урана КК более или менее точны, заключают что существенное увеличение энергии ядерного расщепления, используя традиционные реакторы на легкой воде , в основном невозможно. -Доклад коллектива Группы Наблюдения Энергии от декабря 2006 года с де-ромммммм Вернером Зиттелем и Йоргом Шнидлером из Системотехника Людвига Болхова Гмбх в качестве принципа заключают что: «Если только 42,000 тонн/год доказанных источников ниже 40 долларов/кг может быть переведено в эксплуатируемые величины, тогда проблемы с запасами вероятны еще перед 2020 годом. Если все известные оцененные источники со стоимостью добычи до 130 долларов/кг могут быть переведены в эксплуатируемые величины, недостаток может возникнуть не ранее 2050 года.»- Урановый проект Мировой Информационной Службы по Энергии Запасы урана и потребность содержит некоторые интересные графики которые соотносят разные категории источников из КК2005 года с некоторыми скромными сценариями ядерного роста и показывает год когда обрыв запасов урана может быть достигнут. -Под заголовком Книга с красным лицом опубликованной Сандерс Ресерч в сентябре 2008 года Джон Басби анализирует КК 2007 года во многих деталях. Таким заголовком вероятно для начала было подчеркнуто множество внутренних несоответствий в КК2007 года . Он представил выводы о проблемах на ближайший и долгий срок с

запасами урана по существу идентичные с полученными нами независимо и с небольшим различием в частях 1 и 3 . -Другой важный доклад опубликованный в ноябре 2007 года Небольшой справочник по ядерной энергии Давида Флеминга сосредоточен на многих вопросах ядерной энергии и их несовместимости. Флеминг заканчивает свое рассмотрение заявлением: «Отсутствие реальных альтернатив и нехватка урана приводящая к перерыву в снабжении, может ожидаться посреди десятилетия 2010-2019, и усилится впоследствии.» -В конце мы хотим сослаться на доклад Ядерная мощность-Энергетический баланс Яна Виллем Шторм ван Лювена и Филипа Смита и его последнюю редакцию. Этот доклад предлагает, посреди прочего, энергетический баланс всей ядерной цепочки, начиная с разработки месторождений и до избавления от отходов. Представляется гипотеза что «экономически выгодно разрабатываемые источники урана ограничены.» 5.Заключение. Вопреки недостаткам КК и связанные с этим большими неопределенностями, некоторая ценная информация может быть извлечена из нее. Возможно наиболее важные результаты нашего анализа:-«Экономико-геологическая гипотеза» что больше урана может быть извлечено если только ( мы) готовы заплатить более высокую цену находится в прямом противоречии с данными КК.-Реалистичные данные об источниках урана не получаются непосредственно из КК. Тем не менее, детальное сравнение данных текущего и прошлых изданий КК и зачастую докладываемые далекие от действительно решительных изменения в источниках урана, следуя некоторым наблюдениям из этого анализа, возможно использовать в будущем для получения более правильных оценок.-Экономически выгодно разрабатываемые источники урана в большинстве стран очень вероятно намного меньше чем обычно считают. В отсутствии документа КК который подтвердит эти заявления, только «разумно гарантированные» источники урана в категории <40 долларов/кг надежны. Анализ представленный в частях 1,2 и 3 показывает что текущая добыча урана и источники урана «с уверенностью в их существовании» несовместимы даже со скромным сценарием роста традиционных станций ядерного расщепления.

Дебаты о будущем ядерной энергии должны следовательно основываться на двух вопросах: торий станет доступным? И будет ли ядерная энергетика синтеза отсутствовать 50 лет ? Текущая ситуация и перспективы этого будущего гипотетического выбора представлены в части 4. Наш анализ таким образом лучше закончить недавним предостережением Фати Бирола, главного экономиста МЭА: «Мы оставим нефть перед тем как она оставит нас», с утверждением что « мы также закончим использовать энергию ядерного расщепления основанную на стандартных реакторах с легкой водой перед тем как уран также нас оставит.»

Часть 4. Энергия от реактора-размножителя и от ядерного синтеза? В этой части анализируются накопленные знания и перспективы коммерческого производства энергии в размножителе расщепления и реакторе синтеза. Публично доступные данные о последних экспериментальных реакторах-размножителях показывают что существует большое число нерешенных технологических проблем и что количество «созданного» расщепляющегося материала, либо цикл U238→Pu239 либо цикл Th232→U233, все еще далеко ниже требований к размножителю и оптимистических теоретических ожиданий. Таким образом огромные работы, включая много основных исследовательских вопросов с не очевидным результатом, необходимо выполнить перед тем как можно будет выполнить большой коммерческий размножитель. Даже если такие работы предпринимаются технологически более продвинутыми странами, потребуется несколько десятилетий перед тем как прототип может быть построен. По этой причине мы считаем, что идея о коммерческом размножителе расщепления в ближайшем будущем ничтожна и выдает желаемое за действительное. Далее мы утверждаем, что ядерный синтез как источник

энергии еще менее возможен чем массовые реакторы-размножители, и накопленных знаний по этой теме уже достаточно чтобы сказать что коммерческая энергия синтеза никогда не станет реальностью. 1.Введение. Более ста лет назад, физики стали понимать что огромное количество энергии можно получить овладев энергиями синтеза и расщепления. Для примера, производство лишь одного кг гелия из водорода «освобождает» тепловую энергию в 200 миллионов кВ час. На солнце эта реакция синтеза превращает 600 миллионов тонн водорода в гелий каждую секунду, таким образом высвобождая 4*1026 Джоулей в секунду. Понимание ядерной физики и ее технологических приложений протекает с поразительной скоростью. Прошло только семь лет от открытия нейтрона в 1931 году до наблюдения нейтрона вызывающего расщепление урана в конце 1938 года. За этим последовала, 2 декабря 1942 года, поддерживающаяся ядерная цепная реакция мощностью 0,5Вт( и до 200 Вт позже) Ферми и его команды, в лаборатории расположенной ниже футбольного стадиона Чикагского университета. Следующим шагом в использовании ядерной энергии были взрывы бомбы расщепления в Херошиме и Нагасаки, 6 и 9 августа 1945 года, вызвавшие более чем 100,000 смертей и начавшие ядерную гонку вооружений. Только спустя несколько лет после взрыва первой бомбы расщепления, США и Советский Союз сконструировали водородную бомбу синтеза. Эта бомба в 1000 раз мощнее чем бомба расщепления Херошимы. Мирные приложения энергии ядерного расщепления развились также очень быстро: 1954 год, тепловая энергия от контролируемой цепной ядерной реакции расщепления была использована для производства коммерческой электрической энергии. В последующие 30-40 лет, большое число коммерческих АЭС было возведено в большинстве

индустриальных стран. Быстрый научный и технический успех в использовании этой формы энергии для производства коммерческой энергии был впечатляющим. Многие ядерные первопроходцы рассчитывали что ядерное расщепление и синтез дадут их внукам дешевую, чистую, и по существу неограниченную энергию. На деле, эти успехи привели большинство из нас к эйфории и слепой вере в непрерывный научный и технологический прогресс. Вопреки подобным мечтам, энергия ядерного расщепления сегодня не дешевая, и большинство оптимистичных сторонников ядерной энергии не ожидают первого коммерческого прототипа реактора синтеза ранее 2050 года. Энергия ядерного расщепления стагнирует уже примерно лет десять и ее относительная доля в мировой электроэнергии уменьшилась в девяностые с 18% до лишь 13,8% в настоящее время. Тем не менее, средний возраст существующих АЭС, ограниченность первичных и вторичных источников урана, проблемы относящиеся к ядерному распространению и к ядерным отходам , все это приводит к сомнениям в перспективах стандартного с водяным замедлителем ядерного реактора. Фактически в этом вопросе ясно что производство энергии на ископаемом топливе уменьшается и энергия достаточная обеспечить выживание нашей высоко индустриальной цивилизации не может взяться от стремительного роста энергии ядерного расщепления. Проблема с ограниченным количеством экономически выгодно производящих уран источников может теоретически (заставить) обратится к овладеванию технологией ядерного реактора-размножителя расщепления. Заявляется что эта технология может увеличить количество расщепляющегося материала из урана в 60-100 раз и много больше если цикл размножения тория сможет быть реализованным. Уверяют что технология размножения даст возможность преодолеть

временной разрыв перед энергией синтеза, которая станет «последним решением» всех энергетических забот. В этой части 4 , в разделе 3 мы обсудим опыты с реакторами размножителями. Мы проанализируем как оставшиеся проблемы будут связаны с всемирной программой Поколение 4 реакторов-размножителей и с ториевыми реакторами-размножителями(раздел 4). Оставшиеся препятствия относительно контролируемой и устойчивой цепи ядерной реакции синтеза рассмотрим в разделе 5. Для облегчения дискуссии, мы начнем в разделе 2 с некоторых фактов и основных физических принципов ядерных энергий расщепления и синтеза. 2. Энергия от ядерного расщепления и синтеза, некоторые факты и физика. Как мы обсуждали в деталях в частях 1,2 и 3, публично доступные данные о долговременных запасах урана конфликтуют с умеренным 1% ростом традиционных с водяным замедлителем ядерных реакторов. Следовательно, верящие в светлое будущее ядерной энергии должны сконцентрировать свою работу на либо (1) реализации технологии размножителя ядерного топлива основанной на урановом цикле , U238 в Pu239, и/или ториевом цикле, Th232 в U233, либо (2) овладевании коммерческой ядерной реакцией синтеза. В этом разделе дается общий обзор существующих и планируемых типов ядерного реактора и опыты с быстрым реактором-размножителем(БРР) ( 2.1 ). Это последует за изложением важных принципов относящихся к использованию энергий ядерного расщепления и синтеза (2.2-2.4). 2.1. Некоторые факты касающиеся существующих и планируемых типов ядерных реакторов. Ядерные реакторы расщепления произвели во всем мире 2601 Твт-час в 2008 году, или 14% электроэнергии. В 2009 году коммерческую ядерную энергию производят 436 ядерных реакторов расщепления совместной номинальной

электрической мощностью 370,260 Гвт.Тип реактора

Закрытые Работающие В процессе строительства

(МАГАТЭ/ИСЯС )

кол-во Мощность (ГВт)

% кол-во Мощность (ГВт)

% кол-во Мощность (ГВт)

%

РВД 34 15,6 43 264 243 66 43 39,8 84

РТВД 5 0,3 0,8 44 22,4 6,1 4 1,3 2,8

РКВ 23 6,67 18 92 83,6 23 3 3,9 8,3

другие 54 12,7 35 34 20,3 5,5 1 0,92 2

БРР 6 1,5 4,3 2 0,69 0,2 2 1,2 2,6

итого 122 36,7 100 436 370 100 53 47,2 100

Таблица 1: Развитие разных типов реакторов и их соответствующая электрическая мощность по базе данных МАГАТЭ/ИСЯС (октябрь 2009 года). Еще пять реакторов помещены в категорию «выключенных на долгий срок», четыре из них РТВД типа и пятый охлаждаемый натрием быстрый реактор-размножитель « Монджю» в Японии. Информационная система по ядерным станциям — база данных МАГАТЭ (ИСЯС) показывает что преобладающим типом реактора сегодня, включая реакторы в процессе строительства, является тип реактора с водяным замедлителем. РВД (РТВД) означает реактор с (тяжелой)водой под давлением, тогда как РКВ означает реактор с кипящей водой. Из таблицы 1 видно что эти реакторы составляют свыше 94% мощностей ядерной энергии расщепления. Оставшиеся 6% - это реакторы с графитовым замедлителем и водо или газо охлаждаемые старые и маленькие. Представляется что РВД тип выиграл конкуренцию среди существующих реакторов и в следующем поколении реакторов. Видно что лишь два реактора БРР объявлены работающими. Третий выключен с 1995 года. Два работающих дают совместно лишь 0,2% мировой ядерной мощности. Этот маленький вклад сегодня еще меньше чем был. В списке списанных 122 реакторов , 6 БРР совместной мощностью 1,6 Гвт, или 4,3%. В списке строящихся лишь два относительно

маленьких. Эти цифры показывают не только что БРР играют незначительную роль сегодня и в следующие 10 лет , но также что их опыт эксплуатации далек от истории успеха. Несколько больше деталей мирового опыта с разными типами коммерческих БРР и ториевыми реакторами-размножителями дается ниже:-Лучший опыт эксплуатации из России — реактор БРР БН-600 с мощностью 0,56 Гвт. Он эксплуатировался коммерчески 28 лет и как запланировано закрыт в 2010 году. В среднем загруженность 73,79%. В базе данных быстрых реакторов МАГАТЭ , найдем что этот реактор лучше назвать «быстрым реактором», так как планировалось использовать больше топлива чем он мог произвести. Новый реактор БН-800 мощностью 0,8 Гвт сегодня строится в России, и как запланировано откроется в 2014 году. Подобно меньшему «брату», запланирован потреблять Pu239 вместо порождения избытков расщепляющегося материала.-Другой «работающий» БРР — это реактор Феникс во Франции. Феникс первоначально начал эксплуатироваться с мощностью 0,233 Гвт в 1974 году. С 1997 года, лишь 0,13 Гвт, и энергетическая загруженность дана как 60,23% в 2008 году. Согласно базе данных ВЯА, прекратил производство энергии в марте 2009 года и будет продолжать работать как исследовательский реактор до октября 2009 года. Больший реактор Супер Феникс, мощностью 1,2 Гвт , достиг всего лишь 32,6% максимальной энергетической загруженности . Это очень маленькая выработка, по сравнению с РВД, была достигнута в последний год работы(1996) после очень короткого десятилетнего срока службы . -Реактор Монджю в Японии был закрыт после серьезной утечки натрия в 1995 году. Многие годы теперь реактор планируется «запустить в следующий год». Возможно, в 2010 году.-Следующее поколение БРР реакторов возводится в Индии.

Согласно планам, производство электроэнергии начнется в 2011 году.-Реактор КНК-2 в Германии числится в базе данных МАГАТЭ с небольшой мощностью 0,017 Гвт. В течении срока эксплуатации, с 1978 по 1991 год, достиг загруженности 23,65%. Больший БРР СНР-300, мощностью 0,3 Гвт был завершен в 1985 году, но по разным причинам не запустился. Большой 1,5 Гвт БРР, СНР-2, никогда не завершится еще на стадии планирования.- Подобным же образом существует ограниченный опыт с использованием тория в ядерном топливе прототипов коммерческих реакторов. Документы ВЯА упоминают два ториевых высокотемпературных реактора (ТВР): один 0,3 Гвт в Германии, которые коммерчески эксплуатировался между 1986 и 1989 годами; второй реактор Форт Сент-Врейн мощностью 0,33 Гвт в США. Занесен (в документы) только как коммерческая АЭС на ториевом топливе, вплотную следуя за немецким проектом. Работал между 1976 и 1989 годами. -Документы ВЯА упоминают также что на экспериментальном реакторе Шиппинпорт в США, мощностью 0,06ГВт, была успешно продемонстрирована концепция реактора-размножителя на легкой воде использовавшего торий. Реактор Шиппинпорт начал производить коммерческое электричество в декабре 1957 года. В 1965 году, Комиссия по ядерной энергетике начала планирование уран-233/торий стержней для реактора. Реактор работал как реактор-размножитель на легкой воде между августом 1977 и октябрем 1982 года. Некоторые страны на настоящий момент строят реакторы с водным замедлителем на медленных нейтронах, большей частью РВД типа. Эти реакторы могут работать безопасно и эффективно многие годы, используя U235 обогащенный до 3-4%. Но большие реакторы-размножители, основанные на

большом количестве первоначально расщепляющегося материала и превращении U238 и Th232 в размноженное топливо новых реакторов, на настоящий момент еще не прошли успешно фазу прототипа. 2.2. Энергия ядерного расщепления и синтеза, некоторые основы. Атом состоит из ядра, сделанного из протонов и нейтронов, и электронов. Размер и химические свойства атомов определяются числом электронов окружающих ядро. Совместная масса протонов и нейтронов, каждый из которых в 2000 раз тяжелее чем электроны, определяет грубо массу атомов. Так как ядро в 100,000 раз меньше атома, следует что плотность масс огромна по сравнению с атомом. Подобные химические характеристики можно предположить у атомов с неизменным числом протонов и с различным числом нейтронов, энергия в химических реакциях порядка 1эВ(1,6*10-19 Джоулей). Так как ядерные свойства атома зависят от число нейтронов, название изотоп было введено для разделения в химическом смысле идентичных атомов согласно числу их нейтронов. Без углубления в детали, сегодня известно что источник энергии солнца и других звезд - ядерный синтез. Этот синтез начался с большого числа атомов водорода представленных на солнце. Реакция синтеза возможна в звездах потому что невероятное гравитационное давление превосходит электрические силы отталкивания между положительно заряженными протонами. Синтез это источник всех тяжелых элементов которые образовались в супер-новых взрывах изначально супер больших звезд вскоре после большого взрыва. Для нашей последующей дискуссии об ядерном синтезе, важно отметить что на солнце обнаружена относительно низкая плотность мощности синтеза около 0,3Вт/ м3 . Для сравнения, плотность мощности достигаемая в гипотетическом реакторе синтеза должна быть по меньшей мере в миллион раз больше.

Ядро связано очень мощными ядерными силами, которые действуют против электростатических сил отталкивания протонов. Измерения показывали что масса разных атомов почти на 1% меньше чем совместная масса отдельных протонов и нейтронов. Следуя известной формуле Эйнштейна E=mc 2 , этот недостаток массы соответствует огромному количеству энергии, 8 миллионов эВ на нуклон. Эта энергия освободится если управлять синтезом разных нуклонов воедино. Начиная с различных изотопов водорода, например один протон, дейтерий(один протон плюс один нейтрон), и тритий(один протон плюс два нейтрона), находят энергию связи до нескольких миллионов эВ. Дальнейший синтез этих изотопов водорода в ядро гелия освободит следующие 20 миллионов эВ.Нейтроны и протоны в тяжелых атомах,таких как уран, менее крепко связаны по сравнению с легкими атомами, таких как железо, и энергия может высвободится при расщеплении таких тяжелых атомов. Для примера, один миллион эВ на нуклон, или 200 миллионов эВ всего, могут освободится в процессах расщепления U233, U235, и U238, содержащий каждый 92 протона и 141,143, и 146 нейтронов, соответственно. Энергия освобожденная в реакции расщепления по меньшей мере в 100 миллионов раз больше чем в химической реакции. По этой причине не удивительно что создан огромный интерес к физике внутри атома и ее приложениям в абсолютном оружии и/или в коммерческом использовании энергии. 2.2.1.Гражданское использование ядерной энергии, некоторые замечания. Темой нашего доклада является коммерческое использование ядерной энергии. Так как развитие ядерной энергии всегда было связано с военным сектором, мы чувствуем необходимость некоторых замечаний об опасностях ядерного оружия и о двойственности коммерческого использования

ядерной энергии. Прежде всего, правительства стремящиеся иметь ядерное оружие не сталкивались с неразрешенными проблемами связанными с развертыванием бомб расщепления основанных на Pu239 и U235. Это особенно правильно в том случае если ядерная физика и инженерные знания выстраивались под прикрытием мирного и коммерческого использования ядерной энергии расщепления. Кроме того интересно отметить что защитники ядерной энергии расщепления любят объяснять почему опасности ядерного оружия меньше чем уверяют. Это обычно следует за заявлением что их прославленные будущие ядерные технологии избегнут разрастающихся проблем. Подобное смягчение в их аргументации основано на отношении к безопасности и выходу радиации. Существующие АЭС заявлены очень безопасными, и риски маленькие по сравнению с другими опасностями современной жизни. Еще, если их любимые будущие системы ядерной энергии будут введены, всегда отмечается что это дальнейшее уменьшение существующих рисков во много раз. К примеру почти доказано что U233 произведенный в будущем Th232 цикле размножения будет непригоден для ядерного оружия. Этот аргумент безусловно с изъяном так как страны которые хотят иметь мощности ядерного оружия более вероятно предпочтут более простой путь сделать бомбу используя Pu239 или U235. Еще, те кто знают как воспроизвести и разделить сотни килограмм U233 могут просто заменить Th232 с U238 и произвести несколько десятков килограмм Pu239, достаточного для производства ядерной бомбы. Те кто еще не убежден во взаимной поддержке мирных и военных приложений технологии ядерной энергии должны пересмотреть свои позиции в отношении Договора ядерного распространения(ДЯР), и так называемого «дьявольского» правительства Ирана. Внимательное чтение договора обнаруживает что Иран, по

меньшей мере пока, существует в согласии с договоренностями ДЯР. Впрочем страны члены ДЯР не обмениваются ядерными знаниями со странами с ядерным оружием вне договора. Также ценно вспомнить что официальные ядерные государства, Россия, США, Соединенное Королевство, Франция, и Китай, утверждали в договоре свое намерение избавится от ядерного оружия так быстро как это возможно. Почти сорок лет спустя эти страны подписавшие договор, все еще имеют более 20,000 ядерных боеголовок. Гонка ядерных вооружений в конце второй мировой войны и в течении последующей холодной хорошо задокументирована во многих докладах, книгах, и фильмах, и мы направляем к обширной литературе доступной теперь в большом количестве в интернете. Особенно тем кто еще не убежден в опасностях ядерного оружия, мы хотим рекомендовать короткое видео на ю-туб о большом взрыве, водородная бомба 60 мегатонн в 1961 году в Сибири и фильм-шедевр Стенли Кубрика «Доктор Стрейнжлав, или как я научился перестать бояться и полюбил бомбу» 1964 года. Фильм, даже через 50 лет, представляет много по прежнему достойных идей о существующих 20,000 ядерных боеголовок. 2.3.Высвобождение энергии ядерного расщепления и синтеза. Как мы увидели ранее, большое количество энергии (на реакцию) может освободится при синтезе легких элементов и от расщепления тяжелых элементов подобных урану. Однако по меньшей мере два дополнительных условия надо удовлетворить перед тем как такого рода процесс может быть принят во внимание при производстве энергии. -Для получения практичного количества энергии от ядерных реакций, продолжительное и контролируемое расщепление или синтез должно быть достигнуто для большого количества атомов. К примеру 1020 U235 атомов, т.е. 0,05 грамм, количество U235 содержащиеся в 6 граммах природного урана, необходимо расщеплять каждую секунду в

ядерном 1ГВт реакторе расщепления.-Достаточно сырого материала должно быть непрерывно доступно для поддержания этой цепной реакции. Только три релевантных изотопа удовлетворяют этим условиям для процесса ядерного расщепления. Два изотопа урана U235 и U233 и изотоп плутония Pu239. Энергия освобожденная в процессе расщепления заключена главным образом в двух родственных атомах. Эта энергия относительно просто переносится жидкостью или газом, и тепло может быть использовано для работы генератора. Цепная реакция возможна так как каждый нейтрон возбуждает реакцию расщепления производя в среднем 2-3 нейтрона. Так как один нейтрон необходим для начала другой реакции расщепления, излишек в 1-2 нейтрона минус некоторые неизбежные потери в принципе достаточен для увеличения мощности реактора или возможно для начала процесса размножения ядерного топлива. Введение поглотителя нейтронов позволяет контролировать реактивность ядерной реакции и таким образом увеличивать или уменьшать мощность реактора. Как мы увидели в разделе 2.1., большинство АЭС - РВД типа. Они используют в основном U235 в качестве первичного реакторного топлива. В этих реакторах, нейтроны быстрого расщепления, с кинетической энергией один миллион эВ, понижаются (смягчаются) эластичными столкновениями с ядром водорода в молекулах воды до менее эВ кинетической энергии. Возможность ядерного расщепления с такими медленными нейтронами увеличивается в несколько сот раз. Как следствие, большие реакторы могут эффективно управлятся и контролироваться с относительно низко изначально обогащенным U235 , и масштабное производство с замедленными нейтронами было освоено во многих странах. Совместно идущий опыт таких крупномасштабных реакторов, в настоящее время более 13,000 лет, выражен в стабильном производстве электроэнергии вместе с малыми

или незначительными рисками в течении регулярной эксплуатации с выходом электрической мощности более чем 1ГВт. Для сравнения, уровень утечки нейтронов в маленьких реакторах и в быстрых реакторах без замедления много выше. Тем не менее, цепная реакция в БРР со сравнимой мощностью реактора более трудна для контроля, и нуждается в большем количестве изначально расщепляющегося материала с высокой плотностью. Следовательно, необходимая технология для производства высокообогащенного ядерного топлива будет всегда сталкиваться с проблемой его двойного использования для производства бомб. Использование избытка нейтронов для превращения изотопов U238 и Th232 в расщепляющийся Pu239 и U233 выглядит очень многообещающе, так как количество расщепляющегося материала теоретически может быть увеличено более чем в сотню раз. Реакция размножения предполагает использовать избыток нейтронов согласно двум реакциям:

Некоторые преимущества и недостатки циклов размножения U238→ Pu239 и Th232→ U233 и некоторые практические проблемы перечислены в таблице 2. Некоторые из этих проблем и их предполагаемые решения мы обсудим в разделах 3 и 4. На настоящее время существуют прототипы только маленькие или без опыта работы с большой мощностью.Проблемы и преимущества U238→ Pu239

размножительTh232→ U233 размножитель

Средняя концентрация(земная кора)

2-3 ppm 10 ppm

Наличие сырья сегодня До 2 миллионов тонн U238 1000-10000(?)

Существующая добыча Около 40000 тонн/год 1000 тонн/год(?)

Компьютерные проблемы Нет больших Нет больших

Максимальное теоретическое усиление размножения

( при начале с Pu239) 0,7 0,45

Требуемый нейтронный диапазон

Быстрый( быстрые нейтроны МэВ)

От быстрого до медленного

Период полураспада промежуточного состояния

Np239(2,3 дня полураспад) Pa233(27,4 дня)

Поглощение промежуточных нейтронов

Малое(?) большое(Pa233)

Опыт прототипов От малых до больших (один)маленький

Крупномасштабный эксплуатационный опыт

(один) «ограниченный» нет

Усиление размножения(режимы реактора)

неясно(не 100% публично) 0,013(после 5лет)

запуск первоначального расщепления

U235 или Pu239 U233, U235 или Pu239

Доля расщепляющегося материала

≥20% ≥20%

Стоимость реактора относительно РВД

огромна Сопоставима(?)

Срок службы относительно РВД

маленький(пока) Сопоставимый(?)

Таблица 2: Качественное сравнение циклов размножения с U238 и с Th232. Усиление размножения определяется как отношение ( C-D)/F, где C,D, и F числа расщепляющихся атомов, созданных,разрушенных, распавшихся. Для того чтобы называться размножителем, больше расщепляющегося материала должно быть создано чем распалось, и усиление размножения должно быть больше чем ноль. «(?)» указывает прикидочную оценку, так как хорошая информация пока не найдена автором. Теперь мы вернемся к процессу синтеза. Ядерный синтез может случится, как только ядерные силы ближнего действия между нуклонами станут больше чем электростатические силы отталкивания между двумя позитивно заряженными ядрами. Это может случится если рассматриваемые протоны или имеют большую кинетическую энергию или протоны сжаты сверхбольшими гравитационными полями как

наблюдается у звезд. Очень высокие кинетические энергии соотносятся с ядерными температурами от нескольких десятков до сотен миллионов градусов. Такие высокие кинетические энергии могут быть достигнуты в ускорителях но только для небольших чисел. Большое количество реакций синтеза может быть получено в специальных устройствах магнитных полей. Это следует из начальных принципов которые обсуждаемый «холодный синтез» противопоставляют хорошо обоснованным знаниям внутриатомной физики. Так как силы отталкивания увеличиваются с числом вовлеченных протонов, условия получения синтеза с атомами тяжелее водорода и его изотопов становятся более и более трудными. Из этого следует что реакции синтеза основанные на реакции «протон-бор» и многие другие возможны лишь используя ускорители. Идея использовать ускорители для постоянных реакций синтеза с коммерчески интересной Гвт мощностью принимают желаемое за действительное с рассчитанным требуемым количеством 1021 реакций синтеза в секунду. Очень низкая эффективность превращения электрической энергии в кинетическую энергию пучка протонов ставит другую фундаментальную проблему для таких экзотических идей. Возможность реакции синтеза зависит от произведения температуры плазмы и профиля реакции синтеза. Синтез дейтерий-тритий легче от 100 до 1000 раз для достижения чем следующие две реакции дейтерий и

и дейтерий-дейтерий,соответственно. Так как это чрезвычайно трудно достичь даже на нижайших нас интересующих температурах плазмы требуемого большого масштаба, следует что по условиям реактора возможна лишь реакция синтеза дейтерий-тритий в гелий

Дополнительное преимущество этой реакции тот факт что полученный дополнительный электрон переносит 14 МэВ высвободившейся энергии из почти 18 МэВ на реакцию синтеза из зоны плазмы. Таким образом в теории, можно представить что 4 МэВ перенесенных ядром гелия используется для поддержания температуры плазмы высоко достаточной, и энергия нейтрона переносится так или иначе к другой охлаждающей среде. Эта среда предполагается для переноса тепла к генератору. Кроме того тритий нестабилен; период полураспада только 12,3 лет; и не существует в достаточном количестве на нашей планете. Его по этой причине производят в процессе размножения. Возможная цепная реакция может следовать схеме:

По сравнению с размножением и извлечением энергии в реакциях расщепления, по меньшей мере три дополнительных проблемы можно выделить для реакции синтеза:-Устойчивая сверхвысокая температура, по меньшей мере 10 миллионов градусов, требуется для осуществления реакции синтеза на интересующем нас уровне. Такие высокие температуры могут быть достигнуты в некоторых специальных устройствах магнитных полей или в ничтожном значении с очень интенсивным лазером или потоком частиц. Кроме того, нет материала который может выдержать интенсивный поток нейтронов при устойчивых режимах реактора и иногда случающихся вспышках плазмы.-Трудно перенести энергию 14 МэВ в газ или жидкость без потерь нейтронов.-Продуманная реакция размножения требует главным образом чтобы 100% произведенных нейтронов были использованы

для производства трития. Так как это еще теоретически невозможно, предполагаются некоторые дополнительные ядерные реакции где тяжелые ядра действуют как умножители нейтронов. Однако до сих пор, даже более оптимистические и идеализированные расчеты для получения нейтронов в достаточных числах были неудачны .Короче, накопленные на сегодня знания указывают что предложенная реакция синтеза неустойчива и ей нельзя руководствоваться для устойчивого производства энергии. Это заявление будет подкреплено с большими деталями в разделе 5. 2.4. Опасности связанные с радиоактивными материалами. Мы завершим этот раздел некоторыми вопросами связанными с радиоактивными элементами произведенными и освобожденными при использовании ядерной энергии и опасностями от ионизированной радиации. Прежде всего, имеется три типа радиоактивного распада, производящего ά,β, и γ радиацию. Дополнительно космические лучи и разные частицы полученные в высокоэнергетических физических экспериментах также могут быть признаны как опасный фактор потенциальной радиации. Повреждение клеток связано с потенциалом ионизации или отложением энергии в объеме порожденное источником. Опасный фактор обычно делится по эффектам низкой и высокой доз радиации. Очень высокая доза радиации и связанное с этим отложения энергии приводят к быстрой смерти клетки. Если большая и довольно концентрированная, результатом может быть распад жизненных органов и смерть. Следует знать что беззаботное использование радиации в прежние дни привело к относительно высокому уровню рака между участниками ( работ) учеными и инженерами. Более сложный и менее хорошо понимаемый ущерб приходит от малых доз и долговременного влияния на ДНК клетки. Между тем некоторый механизм самовосстановления испорченной ДНК существует, и также известно что

одиночный неудачный удар космического луча может трансформировать нормальную ДНК в ДНК развивающую рак, приводящую к смерти носителя много позже. Из этого следует что важность малых доз радиации для развития отдельных типов рака и по сравнению с многими другими причинами подобных курению и асбесту трудна для количественного определения. Как результат, связанные с раком риски малых доз радиации будут продолжать долгое время подпитывать эмоциональные дебаты о ядерной энергии. Несмотря на эти неопределенности, предохранительные принципы используются во многих странах, очень строгие правила применяются для людей работающих в окружении радиации. Эти правила зачастую сводятся под именем ТНКРД( так низко как разумно достижимо). Уменьшение любого воздействия радиации до существенным образом незначительных уровней — одно из наиболее важных занятий коллективов по радиационной безопасности. Как результат этих усилий, предполагая что берутся измерения с дорогой защитой, риски для здоровья от радиоактивного заражения при «нормальных режимах работы» зачастую много меньше чем риски связанные с опасными факторами работ во многих других областях индустрии. Однако спешка и оптимизация прибыли соревнуется с еще более строгими правилами безопасности. Также очевидно что по существу невозможна гарантия «нормальной работы» ядерной индустрии с накопленными отходами за многолетний период. Решение этих проблем, как и других подобных долговременных проблем нашего общества основанного на индустриальном росте, остается для будущих поколений. 3.Опыты с реальными реакторами-размножителями. Реакторы-размножители основаны на идее что только один нейтрон , из 2,5 нейтронов в среднем от расщепления U235 и U233 ( и 2,9 нейтронов от Pu239), требуется для

поддержания идущей цепной реакции. Таким образом, даже если допустимы некоторые потери (нейтронов), дополнительные нейтроны могут быть использованы для того чтобы сделать больше ядерного топлива из U238 или Th232 чем распалось. Таким образом, реактор определяется как реактор -размножитель при условии что больше расщепляющегося материала производится чем потребляется. Число свободных нейтронов на реакцию расщепления n=(σf/σa)*v, где σf это нейтроны возбужденные профилем расщепления, и σa поглощение нейтронов( сумма захвата нейтронов и расщепления)профилем, и v среднее число быстрых нейтронов расщепления. Отношение расщепления к захвату и таким образом n зависит от энергии нейтронов и разных возможных изотопов. Так как один нейтрон требуется для устойчивой цепной реакции, размножение возможно лишь если n больше чем 2. Условие найдено для расщепления Pu239, U235, и U233, где n для быстрых нейтронов 2.7, 2.3, и 2,45, соответственно. Для тепловых(замедленных) нейтронов, U233 имеет высочайшее значение n 2.3, следующие 2.11 для Pu239, и 2.07 для U235. Некоторое производство Pu239 топлива также случается в стандартных РВД реакторах. Завися от запланированных характеристик реактора и топлива а также от количества оставшегося расщепляющегося топлива в реакторе, до 30% и больше произведенной энергии приходит от вторичного расщепления Pu239. Существует два теоретических выбора размножителя:-Использование тепловых нейтронов и Th232 как исходного материала размножения.-Использование быстрых нейтронов главным образом от расщепления Pu239, таким образом именуемым быстрым реактором, с U238 как материал размножения. Использование цикла Th232→U233 представляется, по меньшей мере на первый взгляд, более привлекательным. Реакция может возникнуть в области значительного профиля

расщепления используя замедленные нейтроны. Процесс расщепления с замедленными нейтронами хорошо понимаем, относительно прост для контроля, и готов к использованию в стандартных ядерных водо-замедляющих реакторах. Представляется что в принципе необходимо лишь одно - достаточное количество U233 смешанного с Th232 для работы реактора. Некоторые оставшиеся технические препятствия мы обсудим в разделе 4.4. Для цикла размножения U238→Pu239, процесс начинается либо с U235 либо с Pu239, в области низкого профиля расщепления. Следовательно, такие реакторы служат для работы с высокообогощенным U235 или Pu239 топливом. Таким образом, нет столкновений с режимами специальной безопасности для большого количества материала достаточного для бомбы, а также с огромным количеством расщепляющегося материала который бы мог при известных условиях достичь критической массы приводящей к неконтролируемой цепной реакции за которой следует ядерное разрушение( из-за расплавления). Тем не менее, охлаждение активной зоны сделано с низким профилем поглощения нейтронов и с проводящими значительное тепло материалами подобными жидкому натрию. Кроме того, натрий химически очень активен и может запросто загореться в контакте с кислородом. 3.1. Ториевый реактор-размножитель на легкой воде в Шиппинпорте. Опыт с ториевым циклом размножения - это исследования на реакторе в Шиппинпорт(США), мощностью 0,06ГВт. Этот реактор работал в 60-е, 70-е, и 80-е годы. В 1965, Комиссия по атомной энергии начала проектирование уран 233/торий стержней для реактора. Этот реактор работал как ториевый реактор-размножитель на легкой воде между августом 1977 года и октябрем 1982 года. Согласно документации, реактор запустился с запасом 501 кг высокообогащенного 98% U233 и 42,260 кг Th232. О

первоначальном 501 кг U233 детали не приводятся. Однако, можно предположить что он произошел из стандартного U235 реактора расщепления, где избыток нейтронов мог быть использован для превращения в зонах воспроизводства Th232( или U238) в U233( или Pu239). Этот реактор имел максимальную тепловую мощность 0,2366 МВт и работал 29,047 эффективных полных часов, или 66% времени. После 5 лет работы, было представлено много детального анализа топливных элементов. Обнаружено что запас U233 увеличился до 507,5 кг, в 1,013 раза. Несмотря на то что это было впечатляющим — то что реактор мог работать и питаться Th232 свыше 5лет, выигрыш U233 был лишь 6 кг расщепляющегося материала. Допуская что такой реактор предполагался по существу для производства начального U233 топлива для других реакторов, потребуется много времени для того чтобы второй комплект первоначальных реакторных стержней был произведен. Значительный технологический прорыв потребуется для того чтобы эта последовательность могла быть названа возможной в большом масштабе. Документы не говорят больше о загрязнении 507,5 кг U233 продуктами расщепления и это полезно для дальнейших исследований после 5 лет эксперимента. Тот факт что нет последующего реакторного эксперимента дает частичный ответ на этот вопрос. Тем не менее, интересно отметить что первоначальная концентрация расщепляющегося материала в реакторе с энергией(тепловой) лишь 0,237 Гвт была очень большой. Можно оценить что это количество, размещенное в стандартном РВД реакторе, могло произвести по меньшей мере в 5 раз больше электроэнергии чем имело место в течении действия эксперимента. По контрасту к экспериментам выполненным в реакторе в Шиппинпорте, где первоначальные стержни уже были из U233, реалистичный Th232 реакторный цикл должен

начаться с первоначальных U235 или Pu239 стержней. Следовательно, эксперимент выигрышный по сравнению с экспериментом в Шиппинпорте не может обсуждаться как доказательство что рассматриваемые системы могут функционировать. Из этого следует что необходимо много больше тестов перед тем как функционирующий масштабный прототип Th232 реактора-размножителя может быть сконструирован. 3.2. Опыты с быстрыми реакторами. Для нашего замысла - рассмотрения будущего ядерной энергии, мы в основном интересуемся ситуацией с наиболее важным аспектом, вопросом выбора размножителя топлива. Кроме того очень мало информации доступно о достижениях в экспериментах размножения, и большинство сообщений представляют теоретические отношения проектируемых размножителей. К примеру отношение размножения для ББР реактора Феникс во Франции дается в большинстве пособий как 1,14. Впрочем это число соотносится с теоретическим расчетом, и представляется что детальный экспериментальный анализ, подобный выполненному для цикла от Th232 до U233 и реактору в Шиппинпорте, или секрет или невыполним. Несмотря на отсутствующие экспериментальные данные о достигнутых выигрышах в размножении, документ МАГАТЭ о характеристиках стержней ББР дает пригодную информацию об конструкции таких реакторов. В этом документе, представлено большое число ББР реакторов, разделенных таким образом:(1) экспериментальные быстрые реакторы,(2) демонстрация прототипа быстрых реакторов, (3)реакторы коммерческого объема.Выигрыш в размножении, определенный как отношение ( C-D)/F, где C,D, и F числа расщепляющихся атомов, созданных,разрушенных, распавшихся, и другие характеристики различных типов реакторов подведены в

таблице 3.Имя быстрого реактора

Номинальная мощность[ГВт]

Расщепляющийся материал сердечников

Обогащение внутренней части сердечника

Планируемый выигрыш в размножении

тепловая

электрическая

U235[кг] Pu239**[кг]

Экспериментальные быстрые реакторы

Джойо 0,14 - 110 160 30,00% 0,03

Ферми 0,2 0,06 484 0 25,60% 0,16

Демонстрация или прототип быстрого реактора

Феникс 0,56 0,26 35 931 18,00% 0,16

СНР-300 0,76 0,33 57 1536 25,00% 0,1

Прототип ББР

1,25 0,5 17,3 1978 20,70% 0,05

Монджю 0,71 0,28 13,5 1400 16,00% 0,2

БН-600 1,47 0,6 2020 112 17,00% -0,15

Быстрые реакторы коммерческого размера

Супер Феникс

2,99 1,24 142 5780 16,00% 0,18

БН-800* 2,1 0,87 30 2710 19,50% -0,02

Стандартные реакторы с водяным замедлением

Стандартный РВД

3 1 3500 0*** 3-4% -0,7

Таблица 3: Некоторые расчетные величины для трех групп быстрых реакторов, экспериментальные, демонстрация или прототип , и коммерческого объема. Реакторы отмеченные «*» в настоящее время возводятся. Расчетные цифры можно сравнить с одним из существующих больших коммерческих 1 Гвт РВД реакторов, предполагая в среднем загрузку в 500 тонн природного эквивалента, представленным в последней строке. «**» и «***»обозначены смеси разных изотопов плутония главным образом Pu239 и количество внутри первоначального стержня, соответственно. Очень плохо что выигрыши в экспериментальном размножении не даны в базе данных по быстрым реакторам МАГАТЭ. В отсутствии каких-либо детальных публикаций, можно предположить что требуемые подробности и очень

дорогой анализ изотопов реакторного топлива не предоставляются или не публикуются. Получается что теоретические надежды размножения топлива не подкрепляются экспериментальными данными. Несмотря на это, уже открыт теоретический выигрыш разных ББР. Десять из двенадцати маленьких экспериментальных реакторов работают в конфигурации не для размножения. Другие два, Джойо в Японии и Ферми в США, упомянуты в таблице 3. Реактор Джойо не был предназначен для производства электроэнергии. Реактор Ферми работал несколько лет и имел частичное расплавление стержня в 1966 году. Этот реактор был первым и единственным достижением в США по эксплуатации крупномасштабного реактора-размножителя и был закрыт в 1972 году. Другие двенадцать демонстраций или прототипов реакторов включены в доклад МАГАТЭ. Среди них реактор Монджю в Японии, «русско-советский» БН-600, и реактор Феникс во Франции. Только реактор БН-600 в настоящее время не работает и часто считается первым примером успешного работающего ББР реактора. Тем не менее, документ МАГАТЭ показывает что этот реактор был выполнен с негативным выигрышем -0,15. Для сравнения, реакторы Феникс и Монджю представлены с теоретическим выигрышем размножения 0,16 и 0,2, соответственно. Интересно отметить что потенциально лучше сконструированный прототип ББР в Индии следующего поколения, в настоящее время ожидаемый к запуску в 2011 году, дается со значительно меньшим теоретическим выигрышем размножения лишь 0,05. Третья группа ББР в документе МАГАТЭ описывает реакторы коммерческого объема. Одиннадцать из перечисленных тринадцати больших проектов ББР были закрыты перед тем как какие-то строительные планы были представлены, или в настоящее время существуют на этапе

проектирования. Только один реактор, Супер Феникс во Франции, произвел некоторое количество электроэнергии. За короткое время работы, он работал с низкой эффективностью и не может считаться удачным прототипом размножителя. Новый быстрый реактор коммерческого объема в России в процессе строительства. Работа БН-600 запланирована (сегодня) на 2014 год. Однако с негативным выигрышем -0,02.Дополнительное подтверждение что реактор БН-600 не размножитель видно из документа ВЯА, где реактор описывается так :Имелись усовершенствования включая диапазон топлива - U+Pu нитрид,МОКС, или метал, и с коэффициентом размножения до 1,3. Тем не менее, в течении срока размещения плутония он будет работать с коэффициентом размножения меньше единицы.

Возможной интерпретацией этого заявления может быть то что запасы плутония уже деликатная проблема и Россия хочет избавится от них. Итак, база данных МАГАТЭ по быстрым реакторам не дает каких-либо оснований что позитивный выигрыш в размножении был получен в ББР реакторах сегодня или вчера. По контрасту, представленные данные указывают в лучшем случае что использование с большим эффектом ядерного топлива чем в стандартных РВД реакторах можно достичь в течении нормального рабочего режима. Однако как только короткое и малопроизводительное время работы ББР, по сравнению с крупными РВД, берется в расчет, такого же лучшего использования топлива не демонстрируется. На самом деле, необходимая первоначальная загрузка в ББР содержит по меньшей мере вдвое больше эквивалента природного урана и с обогащением расщепляющегося материала грубо в пятеро больше чем в сравнимом РВД. Честное сравнение эффективности топлива должно включать эффективность повторного цикла расщепляющегося материала из использованного ядерного топлива в обоих типах реакторов.

Три наиболее проблемные области должны быть включены в будущие программы для размножителей:-Быстрые реакторы известны по их тревожным записям по безопасности. К примеру, может быть правдой что серьезные инциденты, подобно одному что случился с реактором с графитовым замедлителем в Чернобыле, не могут случится с современными РВД. Однако, очень немногие ядерные эксперты согласятся с таким заявлением относительно охлаждаемых натрием ББР.-ББР известны по их огромной стоимости относительно РВД, и можно соблазнится сравнить некоторые сделанные в прошлом ББР с денежной «черной дырой». Эквивалент 3,5 миллиардов евро был вложен в строительство СНР-300 в Германии. Причина записей по безопасности связана с утечками натрия и другими проблемами, и этот маленький ББР так и не запустился. И он впятеро дороже мощного современного РВД.-Третья проблема связана с потребностям ББР иметь большие наличные запасы высоко чистых расщепляющихся материалов. Количество расщепляющегося материала в таблице 3 можно сравнить с несколькими десятками кг требующимися для Pu239 бомбы. Эта проблема делает даже маленькие экспериментальные ББР реакторы высокочувствительными к проблеме распространения. 4.Проектируемые реакторы-размножители. Как в нашем обзоре в разделе 2 уже было показано, ни охлаждаемый натрием ББР реактор основанный на U238→ Pu239 ни на Th232→ U233 не являются модными типами реакторов. Из-за того что запасы урана ограничены, ученые из многих стран объединили усилия и создали в 2001 году форум Поколение 4 реакторов. По их собственным словам(цитата):«Международный Форум Поколение 4 был уполномочен в июле 2001 года направлять совместные усилия ведущих наций с ядерными технологиями по развитию следущего

поколения ядерных энергосистем для удовлетворения будущих энергетических потребностей в мире.

Работа более 100 экспертов из десяти стран, включая Аргентину, Бразилию, Канаду, Францию, Японию, Республику Корея, Южную Африку, Швейцарию, Соединенное королевство, и Соединенные Штаты, и МАГАТЭ и АЯЭ ОЭСР привела в конце 2002 года к документу под названием: Технологический план для 4-го поколения ядерных энергосистем.После определения целей, выявления перспективных концептов, их оценке, оценке требуемых усилий в НИОКР, были выбраны 6 систем. Выбор был основан на их оценке что они(цитата):«характеризуются увеличивающейся безопасностью, улучшенной экономикой производства электроэнергии, и новыми продуктами такими как водород для транспортных средств, уменьшением ядерных отходов для уборки, и увеличением препятствий к распространению.»

В контексте этого анализа, мы главным образом интересуемся узнать может ли общепризнанный дефицит топлива U235 быть решенным с будущими реакторами-размножителями. Тем не менее, мы лишь выполним тщательное рассмотрение трех БРР и одной конструкции которая имеет потенциал стать Th232 тепловым размножителем. В соответствии с документом ВЯА от августа 2009 года:«По меньшей мере четыре системы имеют значительный опыт эксплуатации уже в большинстве отношений их конструкции, который обуславливает хорошую основу дальнейшего НИОКР и вероятно намечено что они могу коммерчески работать задолго до 2030 года.»

Примечательно что тот же документ ВЯА противоречит этому заявлению несколькими строками далее:Однако, это замечательно, затрагивая задачи нераспространения, что реакторы на быстрых нейтронах - нетрадиционные быстрые размножители,т.е. ни не имеют сборки зоны воспроизводства, где производят плутоний-239. Вместо этого, производство плутония происходит в стержнях, где высокое сгорание и пропорция изотопов плутония других нежели Pu239 остается высокой. Дополнительно, новые технологии переработки дадут возможность топливу быть переработанным без отделения плутония.»

4.1.Некоторые детали о реакторах-размножителях 4-го поколения.

В плане 4-го поколения от 2002 года - детальное планирование того что необходимо достигнуть в следущие 10-20 лет. В зависимости от результатов можно будет решить какие из различных концепций будущего реактора могут быть использованы для построения реального прототипа ББР.Качественный предложенный план исследований для трех ББР и Th232 реактора можно суммировать следующим образом:-Газо-охлаждаемая система быстрого реактора(ГБР) основана на гелий-охлаждаемом реакторе с малой тепловой мощностью лишь 0,5 Гвт. В руководстве плана оговаривается большое количество главных технологических «белых пятен» для исследовательских программ (на 20 лет), цена 940 миллионов долларов.-Свинцово-охлаждаемая система быстрого реактора (СБР) с возможной тепловой мощностью между 0,1 и 3,6 Гвт . Представлен относительно большой перечень «белых пятен» для СБР, включая еще недостаточные знания о профиле нейтронного взаимодействия. 15-20 лет НИОКР ценой 990 миллионов долларов нуждаются прежде всего в каких-то дальнейших заявлениях о том как можно реализовать эту концепцию.-Натрий-охлаждаемая система быстрого реактора(НБР) тепловой мощностью 1-5 Гвт. Эта концеция вплотную связана с сомнительным успехом прошлых натрий-охлаждаемых реакторов во Франции, Японии, Германии, Соединенном Королевстве, России, и Соединенных Штатах. Вышеупомянуто что этот реактор должен быть способен также использовать диапазон тепловых нейтронов, потому что топливо для запуска быстрого реактора должно придти в конечном счете от использованного топлива теплового реактора. Перечень технологических «белых пятен» включает необходимость в гарантии «пассивной безопасной чувствительной основы конструкции», «снижении

капитальной стоимости», и «доказательстве того что реактор имеет способность предоставлять ограниченные превращения».Отчасти ужасный вывод из этого заявления может быть таким что предшествующие натриевые прототипы ББР не удовлетворяли кто-нибудь этим основным стандартам безопасности реакторов.Также упоминается что этот натрий-охлаждаемый реактор более передовая ББР система. Требуемая НИОКР программа исследующая остающиеся проблемы может быть полностью завершена в течении периода менее 15 лет и стоит 610 миллионов.-Система реактора с расплавленной солью (РСС) представляется как 1ГВт реактор с тепловой эффективностью 44-50%. Конструкция предполагает использование или U238 или Th232 в качестве фертильного топлива растворенного фторидами в соляном расплаве и что это может работать с торием как тепловой размножитель. Технологические «белые пятна» упоминают содержание большого числа вопросов связанных с химией расплавов солей а также необходимость профиля основных нейтронов с большей точностью при составлении расплавов солей. Требуется на НИОКР 15-20 лет и 1000 миллионов долларов. На основании плана 4-го поколения можно заключить что известные технологические проблемы при строительстве даже прототипов реакторов размножения были огромны на то время когда он писался. Эти неизвестные величины адрессованы детальному планированию требуемых исследовательских проектов и связанной с этим стоимостью. Только когда эти проблемы будут решены, конструирование и строительство дорогостоящего прототипа реактора-размножителя сможет начаться. Мы сейчас в конце 2009 года и прошло половина первоначально планируемого периода НИОКР. По существу не были представлены результаты прогресса, а отсутствие значительного финансирования в прошлые восемь лет дает мало уверенности в том что даже на основные вопросы

программы 4-го поколения реакторов будут ответы в следущие несколько лет. Таким образом, представляется что план 4-го поколения уже совсем устарел и нереалистичен. Это подтверждается последними заявлениями Б.Бигот (председателя француской Комиссии по атомной энергии) на Глобальной 2009 года конференции в сентябре 2009 года, который указал что планы готовности реакторов к 2030 году теперь задерживаются до 2040 года и далее. Согласно вебсайту «Сторонники атомной энергии», Бигот сказал «далее 2040 года, Франция планирует использовать ББР 4-го поколения как только они возобновятся». 4.2.Глобальное Партнерство по Атомной Энергии (ГПАЭ). Другая инициатива,Глобальное Партнерство по Атомной Энергии (ГПАЭ), была заявлена Президентом Бушем в его послании конгрессу в 2006 году .В сентябре 2007, все главные ядерные страны, кроме Германии и некоторых других, подписали это объявление принципов.Согласно Департаменту Энергии США, цель инициативы (цитата):Во-первых, уменьшить американскую зависимость от иностранных источников ископаемого топлива и способствовать экономическому росту. Во-вторых, перерабатывать ядерное топливо используя новые технологии противодействия распространению для извлечения большей энергии и уменьшению отходов. В-третьих, способствовать росту благосостояния и чистому развитию во всем мире. И в-четвертых, использовать последние технологии для уменьшения риска ядерного распространения в мире.»

Однако, в июне 2009 года, Департамент Энергии США заявил нет дальнейшему продолжению отечественной коммерческой переработке, и в основном останавливает отечественную программу ГПАЭ. Исследования будут продолжены по топливным циклам противодействия распространению и обращению с отходами. Согласно ВЯА информации для прессы, статус этой инициативы: «Хотя будущее ГПАЭ выглядит неопределенным, с бюджетом сокращенным до нуля, Департамент будет продолжать исследования стратегий топливных циклов противодействия распространению и обращению с отходами».

Из этого следует что инициатива ГПАЭ не приведет к

построению будущих реакторов-размножителей. 4.3.Идеи об использовании тория как реакторного топлива. В прошлые годы большое число статей и книг, вебсайтов и блогов предлагали использовать торий в качестве материала размножителя для будущих ядерных реакторов. Они пропагандировали много интересных возможностей, указывающих что цикл Th232 может иметь много преимуществ по сравнению с циклом U238 размножения в ББР. Главная проблема с этими «великими» новыми предвидениями в использовании энергии ядерного расщепления в том что нет заинтересованности ядерных властей. Как результат, в вопрос как развить ториевый реактор-размножитель вкладываются маленькие или нечастные и непубличные деньги ( на исследования) . Если игнорировать возможность того что прошлые поиски в ториевом топливном цикле открыли некоторые важные проблемы, возможны другие причины. -Что экспертам ядерных властей не нравится смотреть на конкуренцию со стороны аутсайдеров, или -Что сообщество ядерного синтеза сдерживает целую область ядерных исследований, и что наличный исследовательский бюджет уже выделен проекту исследований плазмы Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор. Если одна из двух возможностей содержит некоторую правду, те позиции развития ториевого реактора-размножителя будут очень сильны (против текущих ядерных властей). Они подчеркивают что(1) текущее использование ядерной энергии не перспективно потому что существует ограниченное количество источников урана,(2)Th232 цикл размножения более важен чем идея U238 цикла размножения в ББР, и (3)ядерный синтез отстоит от нас на 50-100 лет. Оставив эти больше политические проблемы в стороне, мы хотим повторить некоторые рациональные заявления и мудреные

редко упоминаемые проблемы об использовании Th232 цикла размножения из доклада ВЯА под заголовком:Развитие основанного на тории топливного цикла.Где можно прочитать что:В одном отношении (замечательном) U233 лучше чем U235 и Pu239, по той причине что его выход нейтронов на нейтрон поглощенный выше. Если начать с каким-то другим расщепляющимся материалом(U233,U235, или Pu239) в качестве драйвера, цикл размножения может быть аналогично начат но более эффективено чем с U238 и Pu(в нормальном, с замедленными нейтронами реакторе).(Топливо-драйвер дает первоначально все нейтроны, но прогрессивно добавлять U233 в качестве оболочки тория).Однако,тут также есть элементы экономии нейтронов с подсчетом этого выигрыша. В особенности промежуточный продукт Pa233 - поглотитель нейтронов которые уменьшают выход U233”.

Продолжение:«Несмотря на то что ториевый топливный цикл имеет число заманчивых особенностей, развитие всегда идет с трудностями».

Главные заманчивые особенности:-Возможность использования источников доступных в изобилии, что до сих пор было так малоинтересно, что никогда еще надлежайшим образом не обсчитывалось.-Производство энергии с некоторыми долгоживущими трансурановыми элементами в отходах.-Уменьшение радиоактивных элементов, в общем.Проблемы включают:-Высокая стоимость производства топлива, с необходимостью до некоторой степени высокую радиоактивность U233 химически отделять от облученного ториевого топлива.-Отделение U233 всегда загрязненного следами U232( 69лет период полураспада но чьи продукты распада такие как таллий-208 излучают жесткие гамма с очень коротким времением полураспада).Хотя это присваивает топливному циклу «препятствие распространению», это приводит к увеличению стоимости.-Похожие проблемы в переработке тория сами связаны с наличием высокой радиоактивности Th228 (альфа-излучение с двумя годами полураспада).-Некоторое беспокойство относительно риска распространения оружия U233 (если это можно отделить от

владения), хотя многие конструкции такие как ториевый реактор Радковского отвечают на это беспокойство.Технические проблемы переработки твердого топлива еще не решены удовлетворительно. Тем не менее, в некоторых конструкциях, в особенности в реакторе с расплавами солей, эти проблемы вероятно исчезли.-Еще требуется много работ по развитию (технологии), перед тем как ториевый топливный цикл может быть коммерчески применен, и требуемые усилия представляются невероятными пока ( или где) доступен излишний уран. В этом отношении, сегодняшние международные действия по вовлечению Индии в круг международной торговли могут привести в стране к прекращению продолжения ториевый цикла, так как теперь готов доступ к торгуемому урану и конструкциям традиционного реактора.Статья ВЯА заканчивается следущим дипломатическим заявлением:«Все-таки ториевый топливный цикл с его потенциалом для размножения топлива без нужды в реакторах на быстрых нейтронах, сохраняет достаточный потенциал на долгое время. Это замечательный фактор для долговременной устойчивости ядерной энергетики».

«Логическая» интрепретация этого заявления ВЯА и перечень аргументов о тории в контексте нашей статьи могут быть такими: Размножение Pu239 c быстрыми нейтронами огромная проблема, и будет такой если другое ядерное топливо не будет подыскано.Ториевый размножитель показывает интересный потенциал, если большое число существующих проблем удастся преодолеть в долгосрочной перспективе, но прямо сейчас мы пока далеко от этого. Загрязнение с сильным поглотителем нейтронов Pa233 и большая радиоактивность от U232 и других элементов важнейшая из на сегодня нерешенных проблем.Хорошо известное использование энергии расщепления в РВД неустойчиво. Проблемы связаны с трансурановыми

долгоживущими элементами, например плутонием и более тяжелыми элементами, а также с ядерными отходами в основном, не решены.Проблема с распространением ядерного оружия не может их снять. 5.Иллюзии синтеза. Этот раздел предлагает короткую версию детальной статьи автора во второй редакции Последний энергетический кризис. После второй мировой войны , много ядерных пионеров ожидало что ядерный синтез обеспечит их внуков дешевой, чистой, и по существу безграничной энергией. Поколения физиков и учителей по физике обучались в университетах и продолжали обучать других тому что :(1)прогресс сделанный в исследовании синтеза — впечатляющ,(2)контролируемый синтез отсутствует возможно только несколько десятилетий, и (3)при достаточных публичных вложениях, нет больших препятствий для успеха в этой области.Здесь некоторые цитаты из учебников которые отображают этот сорт оптимизма:«Цель представляется теперь ясной»( Физика ядра и частиц;Фрауенфелдер и Хенли 1974)«Будет очень возможно довести лабораторный реактор до полного коммерческого использования к 2000 году»(Энергия, ресурсы и политика;Р.Дорф 1978 )«При возведении реактора синтеза подразумевается большое количество нерешенных практических проблем, нельзя рассчитывать что синтез станет пригодным для использования источником энергии в течении некоторых десятилетий! На большой шкале времени однако это представляется возможным!»(Физика,П.А.Типлер 1991) Очевидно что это еще не случилось. Оптимисты синтеза межу тем стали немного более сдержаны. Теперь можно прочитать: «Если все пойдет хорошо, первый прототип коммерческого реактора синтеза может быть готов через 50 лет».

Такие заявления только скрывают тот факт что нет проработанной концепции как решить оставшиеся проблемы. Некритичные СМИ сегодня с энтузиазмом отражают текущее решение «мировых властей» снабдить 10 миллиардами долларов нуждающийся в запуске проект синтеза - Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор(МТЭР). В прошлые годы можно было к примеру прочесть:-«В случае успеха, МТЭР обеспечит человечество безграничным источником энергии»(Новости,15 ноября 2005 года). -«Официальный проект который от 10% до 20% (мировой) энергии может дать (от синтеза) к концу века»(ББС Ньюс,24 мая 2006).-«В случае успеха, это может снабдить источником энергии который чист и безграничен» и «о МТЭР говорят, что не позднее 30 лет электричество может быть в сети!»(ББС Ньюс,21 ноября 2006 года).Публика, озабоченная глобальным потеплением и взрывом нефтяных цен, представляется принимает скрытое послание что «мы- ученые синтеза, инженеры, и политики — делаем все что необходимо для приведения энергии синтеза в состояние он-лайн, перед тем как ископаемое топливо закончится, и перед тем как глобальное потепление прокипятит нас всех». В дальнейшем, мы оспорим положение что проект МТЭР предлагает какие-то решения энергетических проблем, и аргументируем цифрами скептиков синтеза.Мы начнем наше обсуждение с общего представления существующих огромных проблем перед коммерческим синтезом и предложим детальное описание причины почему воображаемый самодостаточный тритиевый цикл размножения не может работать. По факту, как мы увидим, достаточно знаний собрано об этом субъекте чтобы с уверенностью заключить что вне зависимости как можно

оправдывать проект в 10 миллиардов долларов , это не исследование энергии. 5.1.Существующие барьеры для энергии синтеза.Производство электричества из контролируемого ядерного синтеза потребует преодолеть не менее четырех основных преград. Устранение каждого препятствия нуждается в значительных научных открытиях перед любым разумным ожиданием возможности построить коммерческие прототип реактора синтеза. Это предупреждение о том что в лучшем случае проблемы касающиеся контроля плазмы, описанные по сути ниже, могут быть изучены в рамках проекта МТЭР. Где и каким образом другие смогут быть преодолены — какое-то одно предположение. Четыре барьера: 1.Коммерческое производство энергии требует стабильного состояния режимов синтеза для дейтерий-тритий плазмы по масштабу сравнимых с сегодняшними стандартными ядерными реакторами расщепления с выходом 1Гвт ( электрически) и около 3Гвт (по теплу). В настоящее время МТЭР предложение предусматривает тепловую мощность лишь 0,4 Гвт используя плазму объемом 840м3. Изначально планировалось построить МТЭР с плазмой объемом 2000м3

соответствуя тепловой мощности 1,5 Гвт, но сообщество синтеза вскоре осознало что первоначальная версия МТЭР никогда не получит требуемого финансирования. Таким образом маленькая, много меньше амбициозной версия проекта МТЭР предложена и в конечном счете принята в 2005 году. 1Гвт(электрически) реакторы расщепления на сегодня функционируют по существу в стабильном состоянии работы при номинальной мощности и загрузке на целый год грубо 90%. Эксперименты дейтерий-тритий синтеза до сих пор достигали коротких импульсов мощности синтеза 15МВт(по теплу) в секунду и 4МВт(по теплу) в 5 секунд, соответствуя освобожденной тепловой энергии 5кВт-час. Значение Q

(полученная энергия на подводимую энергию) этих импульсов 0,65 и 0,2, соответственно. Если все выполнять согласно последнему плану, в 2018 году первые эксперименты с плазмой смогут начаться на МТЭР. Исходя из этого, это даст нам к 2026 году, не менее еще 8 лет, перед первым тритиевым экспериментом. Первоначальный план 2005 года теперь, даже перед тем как серьезное строительство было начато, уже задержался на четыре года. Другими словами, потребуется не менее 20 лет от соглашения богатых стран по строительству МТЭР до открытия , если цели МТЭР выходная мощность 0,5ГВт (тепловых) со значением Q до 10 и для 400 секунд реалистичны. Сравним с первоначальным проектом, 1,5 Гвт( тепловых), значение Q 10-15 для 10,000 секунд. Защитники МТЭР оправдываются что достижение этой цели уже огромный успех. Но эта цель, даже если она достижима к 2026 году, бледнеет по сравнению с требованиями устойчивой работы, каждый год, с лишь несколькими второстепенными контролируемыми препятствиями. Предыдущие дейтерий-тритий эксперименты использовали только небольшие количества трития, и пока длительные перерывы между требуемыми успешными экспериментами, по той причине что радиация от распада трития была чрезмерно высока. В предшествующих экспериментах синтеза, таких как Совместный Европейский Тороид(СЕТ), энергия освобожденная в коротких импульсах взялась от сжигания(синтеза) 3 микрограмм трития, начавшись с общего количества 20 грамм трития. Эти цифры можно сравнить с несколькими килограммами трития требуемых для выполнения экспериментов предусмотренных для полного срока службы МТЭР и с еще более огромным количеством которое может потребоваться для коммерческого реактора синтеза. Импульс синтеза 400 секунд с мощностью 0,5 Гвт соответствует сгоранию 0,035 грамм трития, очень большим числом, когда сравнивается с 3 микрограммами, но

небольшим когда сравнивается с ежегодным сгоранием 55,6 килограмм трития в коммерческом 1 Гвт( тепловых) реакторе синтеза. Достижимая эффективность сгорания трития( т.е. , количество которое сгорело поделенное на общее количество требуемое для достижения импульса синтеза) грубо одна часть в миллионе в эксперименте СЕТ и предполагается такой же в экспериментах МТЭР, куда ниже каких-то приемлемых значений, если требуется сжигать 55,6кг трития в год. Кроме того в стабильном режиме работы, дейтерий- тритий плазма будет «загрязненной» производимыми ядрами гелия, и можно предположить некоторую нестабильность. Таким образом нормальный режим работы с чистой плазмой нуждается чтобы не было причин заметных перебоев в производстве на коммерческой станции синтеза. Защитники МТЭР знают что даже их само определяемая цель (синтез дейтерий-тритий длительностью 400 секунд в относительно маленьком объеме 840 м3) это великая задача. Можно усомнится что они знают о трудностях встречающихся при достижении устойчивой работы полномасштабной станции синтеза. 2. Материал который окружает и содержит тысячи кубических метров плазмы в полномасштабном реакторе синтеза должен соответствовать двум требованиям. Первое, выживать при экстремально высоком потоке нейтронов с энергиями 14 МэВ, и второе, действовать не несколько минут, а много лет. Оценено что поток нейтронов в натуральной станции синтеза будет в 10-20 раз больше чем сегодня в ультрасовременных АЭС расщепления. Поскольку энергия нейтронов также выше, оценено что — с таким потоком нейтронов- каждый атом в твердом теле окружающем плазму будет вытеснен 475 раз за период 5 лет. Второе, к дальнейшему усложнению дела, материал в так называемой первой стенке (ПС) вокруг плазмы будет по необходимости очень тонким для минимизации столкновений нейтронов

обусловленных убылью нейтронов( больше деталей в следующем разделе), и еще с одинаковой толщиной достаточной чтобы он сопротивлялся нормальным и случайным столкновениям от 100 миллионов градусов плазмы на годы.«Разрушение» от бомбардировки нейтронов оценивалось как 3 мм на год «горения» для угле-подобных материалов, и 0,1мм даже для вольфрама. Короче, сегодня нет материалов соответствующих вышеописанным требованиям. Конечно, то как материал который удовлетворяет этим требованиям может быть сконструирован и опробован остается тайной, потому что испытание с таким чрезмерным потоком нейтронов не может быть выполнено как в МТЭР так и в каких-то других существующих или планируемых устройствах.3.Радиоактивный распад даже нескольких грамм трития это опасность радиации для живых организмов, так что те кто работает с этим должны использовать изощренные меры защиты. Кроме того, тритий химически идентичен обыкновенному водороду, и также очень активен и труден для удерживания. Учитывая что тритий также необходимый ингредиент для водородной бомбы синтеза, в этом отношении добавляется риск что он может быть украден. Итак, обращение даже с несколькими кг трития предусмотренного для МТЭР создаст большие проблемы для групп радиационной защиты и для имеющих отношение к распространению ядерного оружия. Обе этих проблемы по существу игнорируются в планах МТЭР, и факт что группы по защите работали (на сегодня) выполняя исследования основываясь на компьютерном моделировании. Сегодня это не может быть целью для большинства учредителей МТЭР , учитывая то что они будут откладывать (при наличии тритиевых проблем) запуски на что-то вроде 10-15 лет ( от сегодняшнего дня), но рано или поздно, это станет также огромной проблемой для МТЭР и

особенно как только начнутся реальные эксперименты с синтезом десятков килограмм трития. 4.Проблемы связанные с запасами трития и самодостаточным тритиевым размножителем мы обсудим в разделе 5.2., но сначала, будет полезно описать качественно две проблемы которые представляются требуют одновременных чудес для решения.-Нейтроны произведенные в реакции синтеза будут эмитироваться изотропно во всех направлениях вокруг зоны синтеза. Данные нейтроны должны так или иначе быть убежденными вылететь без дальнейшего взаимодействия через первую стену окружающую несколько 1000м3 зоны плазмы. Далее, нейтроны взаимодействуют с материалом «нейтронным умножителем» подобным бериллию в такой манере что поток нейтронов увеличивается без переноса чрезмерно большой энергии к остающимся нуклонам. Эти нейтроны должны затем перенести их энергию без поглощения( например, упругое рассеяние) к некоторым разновидностям газа или жидкости, подобно газу гелия под высоким давлением), внутри литиевого бланкета(оболочки). Этот нагретый газ скапливается как-нибудь в объеме гигантского бланкета и должен вытечь наружу. Это тепло может быть использовано как в существующих станциях для приведения в действие генератора турбины. Эта жидкость должна быть так горяча как возможно, для достижения приемлемой эффективности производства электроэнергии. Однако, известно что температура литиевого бланкета не может быть слишком высокой. Это ограничивает эффективность до значений много ниже тех из сегодняшних реакторов расщепления, которые также не имеют очень высокой эффективности. Раз тепло извлечено и нейтроны достаточно замедлились, они должны иметь неэластичное взаимодействие с Li6

изотопом, который составляет 7,5% природного лития. Минимальная толщина литиевого бланкета который окружает

целую зону плазмы по оценке не менее 1метра. Кроме того, литий подобно водороду( атомы трития химически идентичны с водородом ) в его чистой форме химически высоко активен. Если он используется в химически связанном состоянии с кислородом, к примеру, кислород сам может взаимодействовать и поглощать нейтроны, что необходимо избегать. Дополнительно, литий и произведенный тритий будут химически реагировать — что безусловно не включено в представленные компьютерные модели — и некоторые атомы трития будут блокированы внутри бланкета. Кроме того, добавочные нейтроны и потери трития не могут быть допущены, как мы покажем в секции 5.2. -Далее, надо найти эффективный путь для быстрого извлечения трития, и без потерь, из литиевого бланкета перед распадом. Мы говорим здесь об огромном бланкете, который окружает несколько 1000 м3 объема плазмы. Извлечение и сбор трития из огромного литиевого бланкета будет несомненно очень непростым, так как тритий проникает в тонкие стенки относительно легко, и накапливание трития очень взрывоопасно. Интересное описание некоторых этих трудностей, которые уже встречались в маленьких экспериментах, можно найти в докладе[ссылка]. В конце этих предположений мы получим большое количество извлеченного и собранного трития и дейтерия, которые в высшей степени нуждаются в очистке, и транспортировке , без потерь, обратно в реакторную зону. Каждая из нерешенных проблем описанных выше сама по себе достаточна для увеличения сомнений в успехе коммерческого реактора синтеза. Но самодостаточный тритиевый размножитель в особенности проблематичен, как мы опишем в следующем разделе. 5.2.Иллюзии тритиевой самодостаточности. Самостоятельная цепь синтеза трития представляется не просто проблематичной но абсолютно невозможной. Почему, мы теперь посмотрим в некоторых деталях основываясь на

том что уже известно об этой проблеме. Главный параметр для какого-либо реактора расщепления — тот критичный параметр, что именно ровно один нейтрон, из двух-трех нейтронов «освобожденных» на реакцию расщепления, даст возможность другой ядерной реакции расщепления. Более чем 99% высвободившейся энергии расщепления берется от тяжелых продуктов расщепления таких как барий и криптон, и эта энергия относительно просто переносится охлаждающей средой. Энергия нейтрона произведенного при расщеплении 1МэВ. Для достижения критического состояния, окружающий материал должен иметь очень низкий профиль поглощения нейтронов, и нейтроны должны быть замедлены ниже энергий эВ. Для того чтобы произошла самостоятельная цепная реакция, обычно требуется большое количество U235 обогащенного до 3-5%. Как только номинальная мощность получена, цепная реакция может регулироваться используя материалы с очень высоким профилем поглощения нейтронов. Более высокое обогащение 20% требуется для быстрого реактора без замедлителей и до 90% для бомбы. По контрасту с реакциями расщепления, только один 14 МэВ нейтрон освобождается в D+T→He+n реакции синтеза. Этот нейтрон переносится средой используя упругое соударение. Как только это сделано, предполагается что нейтрон совершает неэластичные взаимодействия с ядрами лития, расщепляя их на тритий и гелий. Начав с вышеописанной реакции, можно подсчитать как много сгорающего трития требуется для постоянной работы коммерческого реактора синтеза предполагая мощность в 1ГВт (по теплу). Находим что в год должно сгореть 55,6 кг трития в среднем. Сегодня, тритий извлекается в канадских реакторах с тяжелой водой с экстраординарной стоимостью 30 миллионов долларов за кг. Эти старые реакторы возможно прекратят работу в районе 2025 года, и предполагается что к этому году

накопится запас трития в 27 кг. Как только реактор прекратит работу, этот запас начнет истощаться более чем на 5% в год что обусловлено исключительно радиоактивным распадом — полураспад трития 12,3 лет. В результате, для прототипа «Прото»реактора синтеза, который как представляют оптимисты синтеза начнет работать не ранее 2050 года, может остаться в лучшем случае 7 кг. ( Нормальный реактор расщепления производит самое большее 2-3 кг в год, и стоимость извлечения оценивается в 200 миллионов долларов за кг. Таким образом очевидно что какие-то будущие эксперименты с реакторами синтеза сверх МТЭР должны не только достигнуть тритиевой самодостаточности, должны создать больше трития чем потребляют, если существуют какие-то дальнейшие проекты синтеза. Подробная информация вебсайта проф.Абдоу из Калифорний ского университета Лос-Анжелеса, одного из ведущих экспертов по тритиевому размножению, предлагает релевантные данные об основных требованиях к тритиевому реактору и о современном положении дел. И еще для понимания таких «экспертных» обсуждений давайте начнем с некоторых важнейших терминов:-Необходимое отношение тритиевого размножения означает(нОТР) минимальное количество ядер трития которые должны быть произведены на реакцию синтеза для обеспечения работающей системы. Должно быть больше одного по причине распада трития и других потерь и необходимого запаса в тритиевых технологических системах и резервах для простоев и для запуска других станций. -Достижимое отношение тритиевое размножения (дОТР) значение полученное при помощи сложных и обширных компьютерных моделирований — так называемое 3-х размерное моделирование- бланкета из лития и других материалов. Значение дОТР зависит от многих параметров подобных материалу первой стены и неполного охвата бланкета размножителя.

-Другие важные переменные используемые для количественного определения нОТР. Включают:(1) «время удвоения трития», время в годах необходимое для удвоения первоначального количества; (2) « порционное сгорание трития» в плазме, ожидаемое в лучшем случае несколько %;(3) «резерв времени», наличные запасы трития необходимые в днях для перезапуска реактора после некоторых системных неисправностей связанных с потерями трития; и (4)отношение между расчитанным и экспериментально полученным ОТР. Обращение с нейтронами, тритием, и литием требует особой осторожности, не только по причине радиации, но и из-за того что атомы трития и лития химически очень реакционноспособные. Следовательно, реальные крупномасштабные эксперименты трудны для исполнения, и наше понимание тритиевого размножения основано почти целиком на сложном и обширном компьютерном моделировании, которое может быть выполнено в нескольких местах в мире. Некоторые эти результаты описываются Саваном и Абдоу в работе от декабря 2005[ссылка]. Авторы предполагают что коммерческий реактор синтеза мощностью 1,5 Гвт (сжигающий 83 кг трития в год) потребует долговременного запаса в 9 кг, и предполагают что для запуска этого достаточно. Они утверждают что согласно их расчетам, абсолютный минимум нОТР 1,15 , предполагая время удвоения более 4 лет, порционное сгорание трития более 5% и резерв времени менее 5 дней. При коротком времени удвоения 1 год, их подсчеты дают нОТР около 1,5. Больше можно прочитать у них самих. К примеру, они находят что если порционное сгорание 1% , то нОТР 1,4 для 5лет удвоения и даже 2,6 для 1 года. Порционное сгорание во время коротких импульсов в СЕТ грубо 0,0001%. Важность короткого времени удвоения трития можно понять

просто используя следующий подсчет. Предположим эти цифры могут быть достигнуты и что 27 кг трития(2025) минус 9кг долговременных запасов доступно для запуска, тогда 18 кг сгорят в первый год. Время удвоения в 4 года таким образом подразумевает что коммерческий 1,5ГВт (по теплу) реактор может работать на полную мощность только 8 лет после запуска. Кроме того, эти оценки нОТР далекие также от оптимистичных в качестве потенциальных потерь связанных с извлечением трития, сбором, и транспортировкой не учтены в сегодняшних моделях. Эти детали еще более встревожат, если обратиться к числам тритиевого размножения которые содержатся в компьютерных моделях. После многих лет детальных исследований, текущие модели показывают что конструкция бланкета сегодня достигает ОТР 1,15 , в лучшем. Используя эти числа, Саван и Абдоу заключают что маленькое окно тритиевой самодостаточности еще существует теоретически. Это окно требует (1) порционного сгорания трития более 5%,(2)время тритиевого резерва менее 5 дней, и (3)время удвоения более 4 лет. И даже используя эти цифры, авторы уверяют что с ними трудно представить реально работающую станцию. По их собственным словам: « у синтеза есть серьезный противник для производства энергии, необходимо время удвоения короче 5 лет» и это факт, время удвоения кажется требуется много короче 5 лет, и это означает что необходим ОТР много выше чем 1,15. Ухудшая дело, они также считают что необходимо исследовать дальше текущие системы обработки трития. Это возможно означает что методы извлечения трития посредством ядерных реакторов расщепления нисколько не отвечают потребностям. Саван и Абдоу также обдумывают различные эффекты которые уменьшают полученные цифры дОТР, еще раз исследуя реалистичные конструкции реактора, строительные

материалы, разрывы,и толщину первой стены. К примеру, они находят что при увеличении первой стены , сделанной из стали, до 4 см начиная с 0,4 см , нОТР падает на 16%.Это может быть интересным при сравнении этих предположений о первой стене с одной используемой в предыдущих физических экспериментах с плазмой подобных СЕТ и одной предложенной для МТЭР. Кроме того, мы до сих пор не в состоянии получить какую-либо соответствующую детальную информацию. Тем не менее, так как ожидается что первая стена в реальном реакторе синтеза будет разъедаться до нескольких мм в год синтеза, требуемая тонкая стена представляется еще одним невозможным предположением сделанным сторонниками синтеза. Известно что другие эффекты, как описывается в деталях Саваном и Абдоу, уменьшают дОТР еще далее. Наиболее важен охлаждающий материал для переноса тепла из зоны размножения , из материала-диэлектрика, при неполном угловом покрытии внутренней зоны плазмы с объемом более 1000м3, при требованиях контроля плазмы. Этот перечень проблем уже очень длинный и показывает что вера в цепь самодостаточного трития полностью не обоснована. Тем не менее, в добавление к этому, сейчас выполняются некоторые очень идеализированные ОТР эксперименты . Реальные эксперименты, согласно Савану и Абдоу, имеют измеренный ОТР на 15% ниже чем смоделированные прогнозы. Они пишут в своей публикации: «большая слишком высокая оценка (дОТР) при подсчетах предупреждает и означает что интенсивные НИОКР программы нуждаются в признании и совершенствовании нашей способности точно предсказывать дОТР». Возможно заключить что корректная интерпретация может быть такой:Эксперименты сегодня последовательно показывают что в настоящее время не существует окна для само-достаточного тритиевого размножения и наводят на мысль что разговор о размножении трития в будущем основан ни на чем более как на надеждах, фантазиях, непонимании , или даже об умышленном введении в заблуждение.

5.3.Гибель мечты о контролируемом ядерном синтезе. Как мы разъясняли выше, здесь приведен большой перечень фундаментальных проблем касательно контролируемого синтеза. Каждая из них представляется весьма достаточной для серьезных сомнений о жизненности выбранного подхода к реактору коммерческого синтеза и таким образом о 10 миллиардном проекте МТЭР. Те кто не знает как обращаться с потоком нейтронов или возможными химическими реакциями атомов трития и лития могут предполагать что эти проблемы широко известны в сообществе синтеза и в настоящем интенсивно исследуются. Но ни одна из этих проблем не была интенсивно исследована и , в лучшем случае, даже в МТЭР, возможно исследуются только проблемы которые связаны с некоторыми результатами стабильности плазмы очерченными в разделе 5.1. Все проблемы из других областей по сути игнорируются в сегодняшних обсуждениях между экспертами МТЭР. Встречаясь с по внешнему виду неразрешимой проблемой самодостаточности трития которая должна быть решена перед возможностью коммерческого реактора синтеза, эксперты МТЭР уверяют вас что это не та проблема к которой текущий проект МТЭР адресован. Этого не будет до следующего поколения экспериментов — экспериментов которые не будут начаты еще 30 лет по официальным планам — которые будут иметь дело с вопросами связанными с тритиевой самодостаточностью. Они предполагают удобно существовать с фактом что в МТЭР не могут быть проверены ни проблемы связанные с материалами выдерживающими ожидаемый поток нейтронов ни проблемы связанные с обращением с тритием и литием. Тем не менее, между теми кто не часть проекта МТЭР и кто не эксперты по чудесам , даже увеличившееся число ученых приходит к заключению что коммерческие реакторы синтеза никогда не станут реальностью. Они уже начинают получать внимание от прессы так как они утверждают еще более

громогласно что проект МТЭР, пожалуй, будет вносить очень маленький вклад в исследование энергии. Ученый которого следует услышать всем — проф.Абдоу. В презентации в 2003 году которую он подготовил в интересах отделения синтеза американского технологического сообщества для Департамента энергии США Управление отделения технологии синтеза, он написал: «запасы трития и самодостаточность — вопрос «годен-не годен» для энергии синтеза, [и следовательно] также решительное СКОРЕЙ для демонстрации горящей плазмы»[выделено в оригинале]. Он подчеркнул что «НЕТ одиночного эксперимента до сих пор в среде синтеза который показывает что топливный цикл синтеза дейтерий-тритий жизнеспособен». Он сказал что «продолжение совместных работ МТЭР и отделения еще более рискованно» и спросил: «что мы собираемся делать для отправки этого сообщения тем кто влияет на политику синтеза вне Департамента?» Короче, двигаться вперед с МТЭР без направления этих вопросов (отделения технологии) имеет экономически очень мало здравого смысла. В свете всего что было сказано в этом разделе, представляется ясным что ученым ядерного синтеза следует говорить правду налогоплательщикам, лицам определяющим политику, и СМИ. Они скажут им что, после 50 лет очень дорогостоящих исследований синтеза проводимых в разных местах во всем мире, существует достаточно знаний чтобы заявить что:1.сегодняшние достижения во всех релевантных областях ядерного синтеза еще по большинству значений далеки от основных требований к прототипу реактора синтеза;2.нет известных материалов или структур которые могут выдержать чрезвычайно большой поток нейтронов предполагаемый при реалистичных режимах дейтерий-тритий синтеза; и3.представляется невозможным достичь самодостаточности тритиевого размножения при режимах необходимых при

работе коммерческого реактора синтеза.Поздно, но возможно не совсем, признать что проект МТЭР в данный момент ничего более как дорогой эксперимент для исследования некоторых фундаментальных аспектов физики плазмы. После этого возможно эффектно признать что текущий процесс вкладывания в МТЭР основан на ошибочных предположениях и что МТЭР по совести говоря надо поместить в одинаковые условия с о всеми другими основными исследовательскими проектами, признание этих истин не будет простым. Тем не менее, так поступить честно.Также это единственный путь который у нас есть для перехода от МТЭР к другим более обещающим исследовательским работам с грандиозными ресурсами и высоко квалифицированными дарованиями которых нужно допустить к нашим все возрастающим срочным энергетическим проблемам. Короче, это единственный путь который дается нам чтобы остановить «выбрасывание денег»и начать реалистично относится к нашему возникающему энергетическому кризису. 6.Заключение. В этой части 4 нашего анализа , мы представили положение и перспективы для ядерного реактора-размножителя топлива (расщепления) и правдивую ситуацию с ядерным синтезом.Несмотря на часто повторяющиеся заявления что технология быстрого реактора хорошо понята, мы находим что нет доказательств для подкрепления таких заявлений. По факту, их огромная стоимость возведения, их слабые данные по безопасности, и их неэффективная производительность дает мало причин верить что они еще станут коммерчески значимы.Несомненно, до сих пор не представлено доказательств что первоначальная цель ядерного размножения топлива была достигнута. Конструкции и текущие планы для двух ББР, в настоящее время возводящихся в России, не указывают что успешное размножение может быть даже в принципе

достигнуто.Тем не менее, предположив обширные и дорогостоящие усилия затеянные на следующие 20-30 лет, можно представить отдаленную возможность овладевания технологией ядерного реактора-размножителя расщепления. Однако, это сомнительно (1)останется ли достаточно высокообогащенного урана для запуска будущих коммерческих реакторов-размножителей через 30-40 лет,(2)будут ли люди в богатых обществах во время экономических трудностей соглашаться на рискованные и дорогостоящие исследовательские усилия. Во всяком случае, быстрые реакторы-размножители, даже при наиболее оптимистичных предположениях, придут запоздало для компенсации угрожающего энергетического падения вслед за пиками нефти и газа.По контрасту с оставшимися открытыми вопросами связанными с размножителями расщепления, мы находим что накопленных знаний о ядерном синтезе уже теперь достаточно для вывода что коммерческие станции будут отсутствовать не только 50 лет , но и всегда. Текущая ситуация касательно будущего ядерной энергии во многих отношениях представляется подобной одной описанной в известной сказке[Андерсен «Новый костюм императора»], но со слегка измененным концом:« В приходящей «осени и зиме» нашей индустриальной цивилизации по причине уменьшения ископаемого топлива, представляется очевидным что одежда императора Энергия Ядерного Расщепления достаточно истрепалась чтобы согреть его и других, а император Ядерный Синтез совсем без одежды!»

Благодарности. Части1,2,3 и в особенности часть 4, результат многих вопросов которые автор задавал ученым в исследовательских сообществах расщепления и синтеза за прошлые несколько лет. По существу, ответов и помощи от соответствующих «экспертов» не было. Таким образом в исследовании носящим характер «хобби», которое включает обсуждения с друзьями, коллегами, и многими верящими в никогда не кончающийся

технологический прогресс, разные аспекты касательно будущего ядерной энергии собрались вместе в этих частях.До 2007 года, была попытка обсуждать проблемы синтеза открытым и научным путем непосредственно с учеными из сообщества синтеза. После приезда до закрепления данных семинара, автор получил электр.письмо заявляющее что было «непонимание» и намечаемый диалог не имел места. Подобная инициатива открыто обсудить вопросы об энергии ядерного расщепления затевалась в 2008 году. Снова до приглашения на семинар пришло что он отменен когда пытались определить дату. Тем не менее весной 2007 года, автор получил приглашение представить Положение и перспективы ядерной энергии на 6-ом собрании Ассоциации изучения пика нефти и газа в Корке(Ирландия) в сентябре 2007 года. При подготовке, автор выделил время поисследовать КК издания 2005 года в деталях. Родилось много вопросов об цифрах источников урана ( в КК ), но противоречия не были еще достаточно велики чтобы начать сомневаться в данных. Этот взгляд изменился однако, когда вышло издание 2007 года вместе с восторженным заявлением для прессы в 2008 году. Как выяснилось при сравнении изданий 2007 и 2005 годов, названные данные об источниках урана были ничем , лишь коллекцией доказанных и недоказанных геологических данных смешанных с политически корректными желаемыми мнениями об устойчивом и великолепном будущем мирного использования ядерной энергии. Это о том как части 1,2,3 касательно КК и анализ будущих технологий ядерной энергии начали принимать определенную форму.Даже если взгляды высказанные здесь только автора, я хочу поблагодарить отдельных коллег и друзей кто находил трудности при обсуждении содержания этого материала со мной. Они все помогли мне довести материал до его конечного вида. Особенно хочу поблагодарить Д.Хатцифотиадоу, В.Тамблин, и Ф.Спано за очень ценные

рекомендации и внимательное чтение проекта работы. А также С.Ньюмана , который попросил меня весной 2007 года подготовить раздел об «Иллюзиях синтеза» для второго издания книги «Последний энергетический кризис». Его поощрение было существенным для написания большого доклада о ядерной энергии синтеза. В конце, также после некоторых попыток дополнить доклад относительно КК и положении и перспективах ядерной энергии расщепления , проф.Келлер порекомендовал разделить доклад на четыре части и предложить его на Нефтяной бочке(вебсайт) для публикации. Я также признателен коллективу Нефтяной бочки за создание места где такие статьи, которые зачастую в рамках цензуры в других местах, могут быть опубликованы и сталкиваться прямо в комментариях с большим числом критических мнений. Таким образом, автор надеется, с идеями выраженными в цитате Густава Ле Бона ниже, что эти части будут действовать подобно некоторому сорту «телескопа», помогая другим наблюдать что некоторые объекты движутся вокруг Юпитера.«Наука сулит нам истину, или знание о таких взаимосвязях какими наш разум может овладеть: но не сулит нам мир или счастье». Густав Ле Бон