Версия для печати темы

Автор: Гость 23.11.2008, 13:10

Уважаемые господа!

Индуи ребята грамотные и цепкие, но по их статье про торий имеются вопросы.

Они пишут: "Сечение захвата для изотопа 233U для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов 235U и 239Pu - соответственно, 46, 101 и 271 барн. В то же время, тепловые сечения деления всех трёх изотопов находятся приблизительно в одном и том же диапазоне - 525, 577 и 742 барна, соответственно."

Все это здорово, но как насчет числа нейтронов в акте деления? У плутония оно должно быть большим.

Автор: Editor-in-Chief 23.11.2008, 15:18

Ну, это вопрос в пределах моей компетенции :-) и поэтому могу на него ответить.

Данные из оригинальной библиотеки для WIMS-D4, тепловые нейтроны:

233U: nu=2,494
235U: nu=2,43
239Pu: nu=2,89

У плутония nu совершенно естественно больше, чем у урана. Это закон природы

Автор: Гость 23.11.2008, 19:03

Ну, а я что говорил??? Вот видите, оно больше у плутония и непонятны рассуждения про выигрыш для урана-3.

Второй вопрос по этому пассажу: "У изотопа 233U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность 235U и 239Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов."

Что это такое? Что значит "чувствительность к конкретным типам тепловых реакторов"?

Автор: Editor-in-Chief 23.11.2008, 21:22

Пардон, вечер, работы осталось много и соображаю с трудом.

Где Вы видите противоречие? Само по себе nu мало кого волнует. Определяющим фактором является eta, то бишь комплекс nu*sf/sa. И его график для всех трёх изотопов индусы приводят. Разумеется, приводят как иллюстрацию, так как не они его (график) придумали, да и, строго говоря, он очень давно известен.


Вас не удивляет, например, что при загрузке в ВВЭР даже оружейного плутония есть риск повышения обогащения в свежей загрузке для сохранения той же критичности, что и для уранового топлива?



А Вы посмотрите на график в этом посте. Видите, какие сильные резонансы у 235U и 239Pu при 0,3 эВ? А это, на минуточку, основной ареал обитания нейтронов в тепловых реакторах! Представьте, как будут меняться нейтронные хар-ки тепловых реакторов при изменениях в конструктиве (например, от шага решётки)? Нет, конечно, какой-то фантастики при этом не будет, но важен сам факт - они (характеристики) будут меняться для 235U и 239Pu, а вот для 233U они будут оставаться примерно постоянными. На что и указывают индусы.

Автор: Гость 23.11.2008, 23:26

Нет, это вы меня меня простите! Сам затупился за выходные. Посыпаю голову пеплом и ухожу читать учебники. А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования?

Автор: Editor-in-Chief 24.11.2008, 0:26

Теоретически я могу это сделать, но есть вероятность, что напортачу (вечер и всё такое)...

Впрочем, вот графики для сечений поглощения (abs) и рождения (nusf) для 233U, 235U и 239Pu. Источник - оригинальная библиотека WIMS-D4.



То же самое, но убрал плутоний.



То же самое, но убрал слева несколько точек для лучшей наглядности



Это сечения групповые и старые. На всякий случай, для сравнения, данные для сечения поглощения 233U из файлов посвежее (резонанс стоит в другом месте).



P.S. Если где-то промахнулся, пожалуйста, ко мне без претензий! В конце концов, я не скрываю, что давненько не брал в руки шашки.

Автор: www 25.11.2008, 6:58

Оч интересное видео на англ языке


http://www.youtube.com/watch?v=AHs2Ugxo7-8

Автор: Гость 25.11.2008, 12:48

очень интересное но не скачивается до конца
распечатка его есть где-нибудь?

Автор: www 26.11.2008, 6:06

Сама презентация здесь:

http://www.energyfromthorium.com/ppt/LFTRGoogleTalk_Bonometti.ppt

Автор: Лайза 21.12.2008, 19:32

Нашла в поисковиках много инфы про Индию и США. Может ли торий быть интересным для России?

Автор: Editor-in-Chief 21.12.2008, 22:22

Лайза,

честно только признаёмся - курсовик пишем, или что?

Автор: AtomInfo.Ru 16.1.2009, 22:13

По посту Помм открыта новая тема.
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=471

Автор: Помм 16.1.2009, 22:18

Спасибо за ответ) Просто увлекаюсь ядерной темой а на Атоминфо про оружие не пишут. Кстати, бридеры индийские ведь тоже под гарантии вроде идут. А как Вы считаете, действительно ли хотят США лишить Индию арсенала? И не попали индусы в ловушку со своей сделкой?

Автор: Помм 21.5.2009, 21:58

Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал. Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233. Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал. Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах? Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?

Автор: Помм 21.5.2009, 22:10

Да, еще вопрос. Насколько вреден для энергетики образующийся при этом U-232? Можно ли качественно разделять U-232 и U-233?

Автор: Editor-in-Chief 21.5.2009, 22:47

Точнее говоря, пороговый материал. Выше по ветке есть картинка с сечениями, хорошо иллюстрирующая вопрос. Пороговый означает, что он делится только нейтронами с энергией выше определённого значения (порога). Для тория-232 порог равняется примерно 1 МэВ, то есть, можно считать, что в реакторе он почти не делится - средняя энергия нейтронов деления составляет 2 МэВ. А вот в каких-нибудь ускорителях, создающих нейтроны с энергиями десятки или сотни МэВ, всё может быть и по-другому.



Точнее говоря, ториевому реактору нужен запал из любого делящегося материала, не обязательно плутония. Но в конкретном случае Индии это будет плутоний по понятным причинам - делать "запальные" загрузки активной зоны из урана, причём с довольно высоким обогащением, при условии, что своего урана у них мало, выглядит как-то неразумно.



Если упрощённо, то образование U-233 из Th-232 будет определяться следующей системой дифференциальных уравнений:

dro(th232)/dt = -sigma(abs,th232)*Flux*ro(th232)
dro(u233)/dt = -sigma(abs,u233)*Flux*ro(u233) + sigma(cap,th232)*Flux*ro(th232)

Первое уравнение описывает убыль тория за счёт поглощения в нём нейтронов.
Второе уравнение описывает убыль урана-233 за счёт поглощения в нём нейтронов и прибыль урана-233 за счёт реакции захвата нейтрона в ядре тория-232.

Образование Pu-239 из U-238 будет описываться такой системой уравнений с точностью до замены индексов th232 => u238 и u233 => pu239.

Это очень упрощённая модель, не учитывающая массу тонкостей, но её достаточно, чтобы понять физику процесса.

Чтобы качественно сравнить накопление урана-233 из тория с процессом накопления плутония-239 из урана-238, достаточно сравнить коэффициенты sigma (сечения). Привожу те данные, что у меня есть в справочнике для нейтронов тепловых энергий:

sigma(abs,th232) = 7,4 барна.
sigma(cap,th232) = 7,4 барна.
sigma(abs,u233) = 575,3 барна.

sigma(abs,u238) = 2,7 барна.
sigma(cap,u238) = 2,7 барна.
sigma(abs,pu239) = 1011,2 барна.

Для справки: 1 барн = 10^-24 см^2.

Сравнивайте Я бы не сказал, что наработка урана-233 невелика. Наоборот, видно, что скорость его образования из тория примерно в 3 раза выше, чем скорость образования плутония-239 из урана-238, а скорость его уничтожения в реакторе в 2 раза ниже, чем скорость уничтожения плутония-239.

А вообще всё будет очень сильно зависеть от конкретных проектов реакторов.



Это слишком сильное утверждение. Я могу потратить полночи, вспоминая проекты, которые его опровергали бы. Но всех их объединяет одно - они слишком экзотичны, и практические работы по ним либо не велись вообще, либо были заброшены десятилетия назад.

Поэтому сформулируем так. На данном этапе развития технологий торий целесообразно использовать в замкнутом топливном цикле в реакторах, либо имеющих коэффициент воспроизводства (КВ) больший единицы (бридеры), либо близкий к нему.



Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. Я попробую на выходных прикинуть ответ на вторую половину вопроса, но насчёт первой не уверен, что смогу.

Автор: Editor-in-Chief 21.5.2009, 23:15

Вот смотрите. Я сейчас сделал очень грубые прикидочные расчёты для французского бридера EFR (он никогда не был построен, но у меня есть по нему кой-какие данные). Получилось, что если в нём заменить оружейный плутоний на уран-233, то обогащение можно будет снизить примерно на четверть, чтобы сохранить на том же уровне критичность реактора.

Теперь воспользуемся единственными, насколько я знаю, известными открытыми данными по загрузке плутония в российские БН:

То, что ссылка на сайт Беллоны, в данном случае не должно смущать - эти значения можно считать верными, я их встречал и в "неоткрытых" отчётах.

Теперь провернём тупую операцию - возьмём и уберём одну четверть из 2,3 тонн, считая, что по физике наши БН и французский EFR отличаются слабо (а это близкое к истине предположение). Получим, что для первой загрузки ("запальной зоны") нашему БН-800 потребуется примерно 1,7 тонны урана-233.

Но этот расчёт был в предположении, что в активной зоне лежит уран-238 как сырьевой изотоп. Если вместо урана-238 будет торий, то обогащение по урану-233 придётся немного увеличить.

Все эти расчёты, естественно, пальцевые и с большой погрешностью. К сожалению, не могу сказать ничего по поводу накопления урана-233 в БН, бо это требует слишком сложного расчёта. Единственное, чем могу помочь, наверное - на выходных мы поищем в открытых базах МАГАТЭ, есть ли у них какие-нибудь работы по использованию урана-233 в быстрых натриевых реакторах, и если найдём, то скинем сюда их резюме.

Автор: Editor-in-Chief 21.5.2009, 23:30

Уран-232 вреден следующим образом. Он очень активен, и придётся принимать дополнительные меры по защите персонала и населения, что очень неположительно скажется на стоимости энергоблока.

Разделять теоретически возможно, но на практике этого при нашей жизни делать не будут. Чтобы разделять изотопы, потребуются отдельные центрифужные заводы - отдельные, потому что там всё оборудование будет перепачкано ураном-232, и никаких других операций делать там больше нельзя.

Но самое противное, что концентрации урана-232 мизерные - он, как говорится, мал золотник, да вонюч активен, и для его отделения придётся пропускать исходный материал через слишком большое число центрифуг (читай - потратить слишком много энергии). Дополнительная проблема связана с тем, что делать с отделённым чистым ураном-232 - это очень опасный отход, и обращение с ним будет слишком затруднено и дорого.

Автор: Помм 22.5.2009, 10:16

Спасибо за ответ! Насколько я понял, ториевый цикл не имеет преимуществ перед уран-плутониевым. И даже хуже, если учесть проблемы с экологией ( имею в виду U-232). Так что, видимо, ожидать массового строительства ториевых реакторов не приходится, пока есть уран. Хотя и могут быть установки для получения U-232 для экспериментов

Автор: Помм 22.5.2009, 10:17

Сорри, опечатался - U-233 для экспериментов)

Автор: Editor-in-Chief 27.5.2009, 22:37

Чтобы не быть голословным, сошлюсь на одно из наших первых интервью. Его герой, Юрий Казанский, долгие годы работал в ФЭИ по быстрой программе.

=========================================

http://atominfo.ru/news/air288.htm

А вот такой вопрос сейчас начинает обсуждаться, в Европе, в Норвегии - ториевые реакторы. Не уран-плутониевые, а ториевые. Скажите, в Советском Союзе рассматривался ториевый цикл?

Я думаю, что делалось очень много расчётов ториевых реакторов, но я не думаю, что такие установки разрабатывались столь же глубоко и серьёзно, как реакторы ВВЭР или БН. Я не думаю, что знаменитый ВНИИНМ имени А.А.Бочвара столько внимания уделял торию, сколько было уделено урану и плутонию.

А почему?

А я сейчас скажу, почему. Давайте так - вся наша энергетика родилась на военном комплексе. На чём военный комплекс был основан? Обогащение и реакторы-накопители. Там тория не было. Все технологии были построены вокруг урана и плутония. Для них всё было готово, вот мы их и реализуем.

Если бы торий имел колоссальные преимущества в энергетике по сравнению с ураном или плутонием, то тогда, конечно бы, за него взялись. А так - не "приспичило", уран есть, поэтому торий не очень интересен.

Недавно у нас выступал представитель ИАЭ имени И.В.Курчатова, который рассматривал радиотоксичность масштабной атомной энергетики для трёхзвенной системы - реакторы тепловые, быстрые и выжигатели с жидким топливом. Он рассмотрел для неё урановый, уран-плутониевый и ториевый циклы. Он пришёл к выводу, что с точки зрения радиотоксичности все циклы примерно одинаковы.

Честно говоря, меня этот вывод удивил. В своё время, основной лозунг сторонников тория был таков - у тория нет плутония, нет нептуния и америция, то есть, нет этой ужасной цепочки распадов. Но зато у него есть уран-232, который имеет очень неприятный период полураспада, поэтому он очень активный, и так далее.

В своё время, 20 или даже 30 лет назад, говорили так - когда экономика позволит, надо обязательно переходить на торий. Но вот такая работа, о которой я только что упомянул, это далеко не первое исследование, показывающее, что громадного преимущества у тория нет.

Автор: Editor-in-Chief 27.5.2009, 22:39

На всякий случай.

Радиотоксичность, о которой говорится в процитированном отрывке, это мера радиоактивной опасности изотопа. Если упрощённо, то это активность, умноженная на некий коэффициент, который для каждого изотопа свой.

Автор: Помм 28.5.2009, 22:57

Интересно, а кто еще в сороковых годах установил, что торий ( точнее U 233) не подходит для военного дела? Ведь вроде изначально в СССР рассчитывали на "ториевую" бомбу.

Автор: Помм 28.5.2009, 23:01

Я имею в виду, были ли сделаны какие то шаги (закончившиеся провалом) или просто наши атомщики подумали и решили пойти по урановому пути?

Автор: Гость 29.5.2009, 9:25

Фукс.

Автор: Editor-in-Chief 29.5.2009, 13:50

Шагов, на самом деле, было много, и не всегда в одном направлении.

Например, реактор "котёл селеновый" КС-150, где "селен" значило "торий" из соображений секретности. Это мирный реактор, он был построен в ЧССР в начале 70-ых - правда, без тория - и его эксплуатация завершилась аварией. Так что работы были, и монацит добывали, и Берия соответствующие документы подписывал...

Есть определённые моменты, которые, как мне кажется, привели к исключению тория из списка.

1) В ветке уже напомнили о Фуксе Споры о том, какую роль сыграла разведка в создании советской атомной бомбы идут очень жаркие, но большинство сходится на том, что основные идеи американцев наши знали. А у американцев были бомбы на уране-235 и плутонии, а не на уране-233. Если теорема существования доказана для двух изотопов, то зачем же тратить лишние силы, разрабатывая самостоятельно третье направление?

2) Ни урана, ни тория у СССР в конце войны не было. Малоизвестный - хотя и не скрываемый - факт из нашей истории заключается в том, что в 1945 году люди Завенягина шли за наступающими войсками и собирали для отправки в Союз всё, что имело хоть какое-то отношение к атомной программе Гитлера - книги, материалы, людей. А у Гитлера опять же был уран, и трофейный уран сразу же брался нашими в работу.

2a) Уран у Гитлера тоже был не просто так - в Германии и странах Восточной Европы были известные месторождения и даже рудники. Их практически немедленно смогли пустить в дело на нужды советского атомного проекта - посмотрите, например, http://www.wismut.su. Ториевого сектора у немцев не было, и воспользоваться готовой инфраструктурой не получилось бы.

Вот эти и другие причины, как мне кажется, предопределили начальный выбор военных в пользу урана-235 и плутония. А потом, в 50-ых, в СССР были получены просто прорывные результаты по центрифужным технологиям и был налажен поток урана из стран Восточной Европы, и искать добра от добра стало бессмысленным.

Наши центрифуги, кстати, изначально создавали немцы. Хорошая ссылка http://www.izvestia.ru/science/article3111306/, или погуглить на "Gernot Zippe".

Автор: Editor-in-Chief 29.5.2009, 13:55

Кстати, про "Висмут". Там на сайте замечательное интервью http://www.wismut.su/VOSPOMINANIE/KEDROVSKIY/Kedrovski.htm инженера, прибывшего туда в 1947 году.

Многое сразу же прояснится - уран-добывающая промышленность в Германии уже существовала, и мы смогли часть её захватить и использовать под свои нужды. А торий сначала надо было ещё найти

Автор: Помм 29.5.2009, 15:30

Интересно! Не знал, что из Германии мы получили уран, всегда думал что в Средней Азии))
А где можно прочесть насчет экспериментов Фукса с U-233?

Автор: Editor-in-Chief 30.5.2009, 9:10

Из Средней Азии, да - но несколько позже И вполне могло бы так случиться, что без урана из Восточной Европы наш собственный уран нам был бы уже не нужен

Есть довольно неплохой "Краткий очерк об истории геологоразведочных работ на уран на территории СССР и России". Его почему-то отовсюду постирали, но по одной http://03.tomnet.ru/news/136/ он в каком-то варианте остался.

Что мы можем оттуда увидеть? Постановление ГКО о начале поисков урана было подписано в апреле 1944 года. В следующем году были начаты масштабные работы, продолжавшиеся все 50-ые годы, но, тем не менее,


Таким образом, серьёзный прорыв в сторону самообеспеченности СССР по урану произошёл только в 60-70-ых годах. Да, за счёт Казахстана. А после распада СССР нам придётся делать "дубль 2" - наши российские месторождения в советские времена осваивались мало, и уровень добычи урана в России меньше наших потребностей.

Но это уже лирика. А факты таковы - без урана из стран Восточной Европы развитие нашего атомного проекта было бы сильно заторможено, и не исключено, что мы могли бы не успеть создать паритет с США.

Да, и по странам.

ГДР. О "Висмуте" я уже сказал. Работы там начались, как видите, сразу после войны. В 1946 году шахты давали продукцию.

Болгария. До войны здесь немцы пытались наладить добычу урана и даже получили первую продукцию. После войны эта инфраструктура переключилась на нас.



Чехословакия. Тут вообще особая песня. Встречается даже такое мнение, что собственно границы этого государства были определены под нажимом Сталина таким образом, чтобы в них вошли богатые ураном горные районы. В Чехии уран добывают и до сих пор - шахта "Рожна".

Венгрия. Про Венгрию я знаю мало. Но на VIF2NE пару лет назад раскопали весьма характерный факт. Оказывается, в 1956 году одним из лозунгов мятежников - причём едва ли не основным - было требование прекратить отгрузку венгерского урана в СССР. Это к вопросу о том, насколько важное значение придавалось в те времена восточноевропейским урановым поставкам.

Автор: Гость 2.6.2009, 8:11

Про двести тридцать третий уран можно прочитать на сайте http://www.nweapon.ru/theory/uranium.htm Его чистят для оружия и это дорого и неприятно.

Автор: Помм 4.6.2009, 22:39

Спасибо за ссылку. Статья интересная. Получается, что взрывы проводили только США. Наша страна видимо этим не интересовалась. Ну и индусы слегка лукавят, когда говорят о мирном тории)) Правда в статье не говорится, что же конкретно они делали. Видимо чисто теоретически.
И вот еще нашел статью
http://www.atominfo.ru/news/air2547.htm
Тут уран 233 в первой категории опасности, по их классификации. Но вероятно имеется в виду грязная бомба из него

Автор: Phenix 5.6.2009, 15:39

В классификации МАГАТЭ по физ защите (Infcirc 225 Rev.4). уран 233 считается именно как плутониум. если больше двух Кг, тогда входит в первую категорию.

Автор: Помм 5.6.2009, 22:01

МАГАТЭ перестраховывается наверное. Вроде для урана 233 критмасса 16 кг. Или может они имеют в виду "грязную"

Автор: RAE 6.10.2009, 10:30

Несовсем так.
У БН средняя загрузка плутона 3,44 тн/ГВт.
Загрузка ураном 235 и 233 будет выше даже в силу почти на треть меньшего нейтронного выхода.

Автор: Editor-in-Chief 7.10.2009, 1:37

Спасибо за уточнение!

Я ж честно признаюсь, что, увы, давно уже не практикующий расчётчик Буду рад любым комментариям и дополнениям - хотя бы для того, что убедиться, что всё забыл/не забыл.

Автор: Помм 25.12.2009, 23:53

Вот кстати, о физических свойствах U-233. В одной статье ( никак не найду) иностранный эксперт писал про термоядерное оружие. Суть была такова, что для него необходим не только плутоний но и уран. Вскольз он упомянул, что требуется или ВОУ U-235 или U-233. Разве эти вещества схожи? Ведь по сути у них почти общее только название.

Автор: RAE 28.12.2009, 17:53

Скорее не уран с плутоном, а одно из них.
Там неободимы температура, давление и нейтронный поток для получения трития из лития (там дейтрит лития).

Автор: Помм 29.12.2009, 0:04

Он писал, что для термояда мало получить плутоний а нужно иметь обогащенный уран ( или U-233). Может и неточность перевода

Автор: RAE 29.12.2009, 13:03

Сокорее ошибочный перевод.

Автор: Помм 1.1.2010, 13:42

Понятно. Вот еще интересно, почему в проектах взрывной энергетики предлагают использовать уран 233 а не плутоний?

Автор: RAE 1.1.2010, 17:56

На сколько помню, то первые предложения были как раз на Pu239 - у него критическая масса в разы ниже.

Автор: Помм 2.1.2010, 22:06

А почему перешли на U-233? Вроде там заряд из урана 233 обкладывается металлическим торием

Автор: RAE 3.1.2010, 22:45

На U-233 могут перейти только из-за договорных ограничений по запасам оружейных матриалов - там прописаны U-235 и Pu=239.
Но эффективность ниже плутона.
Есть вариант так-же большей изотопной чистоты, в сравнении с U-235 - но тот-же пурекс-процесс, для его выделения, дает много радиоактивных отходов - на почти на 3 порядка больше, получаемых объемов U-233 оружейного качества, и с учетом критической массы, даже дороже плутона в разы.

Автор: Gjvv 3.1.2010, 22:48

Так вроде уран 233 тоже контролируется МАГАТЭ. И кстати, как они планируют очистить его от U-232,?

Автор: RAE 3.1.2010, 22:52

Его неощищают от U-232, а по аналогии с получением оружейного качества Pu-239 - низкое выгорание.
Поэтому и низка его концентрация и огромное количество отходов.

Автор: Помм 3.1.2010, 23:22

А зачем обкладывают заряд металлическим торием?

Автор: RAE 4.1.2010, 11:05

В основном для защиты от излучений как самого "ядра", так и ядра от запала.

Автор: Помм 4.1.2010, 11:15

Насколько я понял, в целом уран 233 ближе по свойствам к урану 235 чем к плутонию?

Автор: RAE 5.1.2010, 11:35

Он заметно отличен от обоих.
Там с ростом энергий нейтронов параметры деления мало меняются, чего не скажешь об U-235, и тем более Pu-239.
Поэтому лишь на нем возможно расширенное воспроизводство в тепловых реакторах.

Автор: Помм 5.1.2010, 21:48

Интересно! То есть получается, можно не строить бридеры. Да и нераспространенческих проблем с ним меньше

Автор: RAE 7.1.2010, 11:35

Получается возможность расширенного воспроизводства на реакторах с тепловыми нейтронами, и соответственно иметь глубины выгорания лишь на треть меньше ТВС активной зоны БН.
Если учесть, что с учетом экранов последнего, средняя глубина выгорания ТВС к переработке, то у БН оно всего 35-40 ГВт*сут/тн, а у ВВЭР возможно довести до 100.
Т.е. БН вообще бесперспективны по экономике, тем более что тория в природе примерно в 3,5 раза больше чем урана.

Автор: Помм 7.1.2010, 11:48

А использовал ли кто нибудь торий в ВВЭР? И для чего тогда развивают быстрые реакторы?

Автор: RAE 8.1.2010, 21:12

У американцев при Картере была свернута работа по БН как раз в пользу ториевого цикла.
Для этого один из действующих энергетических реакторов перегружался и работает по этому циклу.
У БН на Pu-U возможная скорость удвоения на порядок короче чем для U-Th - возможные КВ у БН до 1,5, а у ВВЭР - 1,05.

Автор: pappadeux 8.1.2010, 23:28

Да, в штатах, Shippingport NPP.

КВ с ториевым топливом был равен 1.01 (1.03 по другим данным)

Автор: pappadeux 9.1.2010, 1:02

это неверно, работы по БН картер свернуть не смог

Автор: Editor-in-Chief 9.1.2010, 12:00

Картер не закрывал работы по БН. Вместо этого, он подписал директиву PD-8, запрещающую коммерческую переработку плутония. БН в США закрыл другой демократ - Клинтон Об этом чуть позже.

Справедливости ради, следует сказать две вещи. Во-первых, в 1977 году, когда была подписана PD-8, интернета не было, и в СССР многие пребывали в уверенности, что Картер закрыл именно быструю программу. Меня, кстати, учили именно так, и до сих пор помню свой шок, когда столкнулся в начале 90-ых с американцами, работавшими над PRISM.

Во-вторых, БН без плутония превращается в утку на льду. И де-факто Картер убил не только переработку ОЯТ, но и быструю программу. Но де-юре он говорил только про плутоний.

Текст директивы PD-8 есть в сети. С ним можно ознакомиться, например, на сайте http://www.fas.org/irp/offdocs/pd/pd08.pdf (внимание - по ссылке PDF-документ!).

Что в ней говорится конкретно?

1) Indefinitely defer the commercial reprocessing and recycle of plutonium in the U.S.
2) Restructure the U.S. breeder reactor program so as to emphasize alternative designs to the plutonium breeder
3) Redirect the funding of U.S. nuclear R&D programs so as to concentrate on the development of alternative nuclear fuel cycles which do not involve access to weapons useable materials

Угу, угу! Пункт (3) неявно ссылается на ториевый цикл.

4) Масса слов о нераспространении, международном сотрудничестве, всеобщем хранилище плутония и прочий околоатомнополитический гарнир.

Тем не менее, работы над БН в США продолжались, хотя шаг за шагом американцы отучались говорить слово "бридер". Действительно, если запрещено рециклировать плутоний, то необходимость в бридерах отпадает. Точку на БН-овской линии поставил Клинтон http://atominfo.ru/news/air7808.htm. Но - сделал он это не законодательно, не юридически обязывающе. Он попросту перестал выделять бюджетные деньги на проект IFR.

На уровне НИР - и немножко НИОКР - быстрая натриевая программа в Соединённых Штатах не прерывалась практически никогда. Для примера отошлю к интервью с http://atominfo.ru/news/air2340.htm из Аргонна, в котором он ясно высказался:

И один принципиальный момент напоследок. БН и торий - это несколько разные вещи. БН - это реакторная технология, торий - это топливный цикл. БН может работать с торием, если кому-то этого захочется. Торий можно загружать в реакторы с любым теплоносителем и спектром - опять же, если в этом найдётся смысл. Поэтому Картер выбирал не между торием и БН, а между торием и плутонием. А вот нехороший человек Клинтон убивал именно реакторную технологию, пусть и с некоторыми идеологическими наворотами типа пристанционного цикла.

Автор: Помм 9.1.2010, 15:02

Спасибо! Значит, американцы развивают ториевые технологии. Но насколько я понял из некоторых статей, они готовы их и экспортировать. Тогда возникает вопрос. В каком из реакторов ( быстром, легководнике или тяжеловодном) полученный U-233 будет менее пригоден для оружия? То есть где будет больше выгорание и соответственно больше U-232, являющегося препятствием к распространению ЯО?

Автор: RAE 9.1.2010, 16:21

Естественно в легководном.
В БН из-за значительно худшего деления тория и меньшего выхода нейтронов, в активной зоне выгорание будет ниже - даже на ВВЭР можно достичь 85, а в БН и 80 будет под вопросом.
В БН можно ториевые ТВС размещать в экранах вместо обедненого урана.

Автор: Помм 9.1.2010, 23:19

То есть, быстрые реакторы экспортировать нельзя, даже на тории

Автор: RAE 10.1.2010, 16:51

На тории быстровики являются потребителями, как легководные на плутонии.
Небудет там расширенного воспроизводства - скорее даже ниже сегодняшних ВВЭР.
А стоимость в разы выше.
Кому такое нужно?

Автор: помм 10.1.2010, 17:41

Если так тогда конечно. Ну может только индусы и норвежцы

Автор: помм 10.1.2010, 18:55

Если в БН на тории не возникает расширенного воспроизводства делящихся материалов, то зачем в Индии строят быстрый реактор для тория?
В чем смысл? Ведь можно использовать его и в обычном тяжеловодном. Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235

Автор: pappadeux 10.1.2010, 19:33

источник нейтронов для первоначального накопления U233



Зажигать будут U233-им. Только 233й обеспечивает расширенное производство в тепловом ториевом цикле

Автор: Помм 10.1.2010, 21:46

А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное

Автор: pappadeux 11.1.2010, 4:23

В тепловых реакторах он ЛУЧШЕ плутония. С выходом в 2.3 нейтрона в аккуратно
спроектированном тепловом реакторе хватает как на реакцию, так и на расширенное
воспроизводство из тория с КВ порядка 1.05-1.07. Это конечная цель - тепловой
Th->U233 цикл



Пока да, выглядит довольно дорогим упражнением. Посмотрим...

Автор: RAE 11.1.2010, 8:02

Я выше уже писал. что если торий в БН, то только в экранах вместо обедненого урана.
Активная зона - Pu239-U238.
Это индусы и собираются делать.

Автор: RAE 11.1.2010, 8:04

Вы внимательнее читайте - выше я уже все писал.

Автор: RAE 11.1.2010, 8:08

У U-235 выход примерно такой-же - суть в доле захвата без деления 0,94-0,95 для U233 против 0,83 для U235.
Небудет КВ 1,07 - даже указанный мной выше предел в 1,05 так-же пока недостижим.
Реально 1,03 - достаточный для компенсации снижения реактивноси выгорания с получением порядка 80-85 ГВт*сут/тн - сопоставимых с активной зоной БН-600.

Автор: pappadeux 11.1.2010, 20:15

Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ



Для 1.05-1.07 нужен проект с разгрузкой и выдержкой протактиния вне зоны. Французы публиковали
проект теплового бридера с 1.07 на расплавленных солях. Возможно, наверно, достичь такого же эффекта
на солях растворов в тяж.воде либо при непрерывных пергрузках в системах типа CANDU/AHWR.
Посмотрим, к чему склонятся индусы



Насколько я понимаю, это слишком мало для реалистичной самоподдерживающейся ториевой энергетики. Придется параллельно держать заметную быструю программу, чего индусы, как я понял, не хотят

Автор: RAE 11.1.2010, 21:59

Там суть не в количестве нейтроной, а в "эффективности" их захвата.



Тогда проще жидкосолевой бланкет


Это перспективнее БРЕСТа, в котором КВ даже на плетоне всего 1,05, а на U235 вообще будет ниже ВВЭР.
Если взять экономику - то перспективнее и БН.

Автор: помм 11.1.2010, 22:09

Как раз вроде хотят, в этом и суть их стратегии. Но вот в чем суть. Как я понял, в экраны БН они поместят торий, чтобы получить U-233. Поскольку под гарантиями они не будут, логично предположить, что имеются в виду и военные цели. Может ли использоваться U-233 если не в бомбах, то например в транспортном реакторе для АПЛ? Вместо высокообогащенного U-235

Автор: RAE 12.1.2010, 12:53

В современных АПЛ - быстрый реактор, U-233 может использоваться, но лучшим для них именно плутоний, с которым выше КВ и соответсвенно возможная глубина выгорания,от которой зависит и автономность.

Автор: pappadeux 12.1.2010, 20:15

Эта и учитывает сечение захвата. Не могли бы написать формулу того, о чем Вы говорите?



Да, было бы интересно увидеть жидкосолевой бланкет с отлаженной ядерной химией экстракции протактиния



Я не понял - БН перспективее БРЕСТа или теплового ториевого цикла?

Автор: pappadeux 13.1.2010, 2:39

Вы уверены? ЕМНИП, после свинцово-висмутовых на альфах с быстрыми реакторами на АПЛ завязали - лодочные ВВЭРы рулят

Автор: RAE 13.1.2010, 9:06

Речь о ториевом цикле.
Хотя по экономке, даже БН перспективнее БРЕСТа.

Автор: RAE 13.1.2010, 9:08

На современных АПЛ разве завязали не с ВВЭР - габариты уже не имеют решающее значение?

Автор: AtomInfo.Ru 13.1.2010, 9:21

И тем не менее, там водо-водяные реакторы. Обогащение, правда, другое.

Свинец-висмут на лодках не пошёл - поверьте на слово людям, чей офис располагается в паре сотен метров от проходной института, где и разрабатывали свинцово-висмутовые лодочные реакторы. Кстати, появились они по весьма прозаической причине - у командиров советской атомной отрасли были в своё время достаточно обоснованные сомнения, что наша промышленность сумеет наладить выпуск в требуемых объёмах трубок из циркониевых сплавов, и срочно нужна была "морская" альтернатива ВВЭР.

При всём нашем дичайшем уважении к тяжёлым металлам, моряки высказывали к ним множество претензий - начиная от конкретных (насосы неудачной конструкции) и до общефилософских (Pb-Bi реактор оказался сложнее в обслуживании, чем водо-водяной). У нас до сих пор город полон сошедших на берег моряков с большими дозами и госнаградами за те обстоятельства, при которых дозы были получены.

Зато, конечно, да - такая своеобразная "военная приёмка" стала неплохим испытанием для свинцово-висмутовых реакторов. Оказалось, что многие страшилки про него неверны. Например, полоний из теплоносителя не выходит наружу, и опасностью от его накопления в висмуте можно пренебречь ("моряки тряпками с пола собирали вытекшую из контура эвтектику, и ничего" - прямая речь от участника событий). Ну и так далее, и тому подобное.

Но, тем не менее, флот больше свинца-висмута не хочет.

Автор: Гость 13.1.2010, 10:01

Интересно почему.

Автор: AtomInfo.Ru 13.1.2010, 10:20

Скорее всего, по комплексу причин. Спекулировать не буду - просто не знаю.

Автор: ДяДя ФеДоР 13.1.2010, 14:04

Примерно так же описывал мне лично ситуацию мой папа, который участвовал в ликвидации последствий разрыва 1го контура на одной из "золотых рыбок" (кажется, так называли те лодки с ЖМТ).. правда, это было уже на Севмаше, когда аварийную лодку притащили на завод...

Автор: Гость 14.1.2010, 16:50

На АПЛ с габаритами можно потерпеть. В космосе нельзя. Поэтому в космосе натрий-калий, а на АПЛ ВВЭР.

Автор: Студиозус-двоечник 15.1.2010, 11:20

Кхе-кхе!А разве габариты РУ не определяются биозащитой?Тогда нет разницы в свинце или воде

Автор: Помм 2.2.2010, 17:32

Что это? А по-русски есть?

Автор: AtomInfo.Ru 2.2.2010, 21:10

Помм, спам это. Не обращайте внимания, такие посты живут до первого взгляда модератора.

Автор: Помм 14.2.2010, 23:18

Думаю, этот вопрос лучше задать в теме про торий... Вот сегодня появилась статья
http://www.atominfo.ru/news/air9145.htm
И там говорится, что запасы урана 233 в США значительны. Интересно бы узнать, для чего он там применялся и в каких проектах? На сайте эта статья помещена в оружейном раделе

Вообще, ведется ли наработка U-233 в других странах и у нас в России?

Автор: AtomInfo.Ru 14.2.2010, 23:45

Потому что здание 3019 ORNL - это военное здание. Просто ради интереса, прогуглите по запросам типа "3019 ORNL". Много чего будет про него написано.

Вот первая попавшаяся ссылка http://www.southernstudies.org/2006/12/ornl-building-3019-the-most.html Увы, статья из окриджской газеты, на которую в ней ссылаются, куда-то ушла из архивов.



Вот один, о котором мы писали. Исследовательский реактор для изучения ториевого цикла.
http://www.atominfo.ru/news/air3795.htm

Автор: AtomInfo.Ru 15.2.2010, 10:09

Свежая ссылка в догонку по теме U-233 в Окридже. На английском.
http://theenergycollective.com/TheEnergyCollective/58909

Автор: Помм 15.2.2010, 11:25

Спасибо!

Автор: Помм 7.3.2010, 12:16

http://www.atominfo.ru/news/air9367.htm
Сегодняшняя статья. Интересно, зачем это нужно американцам? Учитывая доступность для них урана и наличие большого количества плутония ( для МОХ топлива)

Автор: Миклован 8.3.2010, 13:08

Как я понимаю, у них нет единства по MOКС-топливу. Кто-то за МОКС, кто-то против. Ториевые реакторы у них когда-то были в прошлом. Хотят попробовать их по второму разу наверное.

Автор: Помм 9.3.2010, 22:27

Просто несколько удивительно, учитывая собственные запасы обычного урана и доступность импортного, канадского к примеру. Посмотрим, может они будут на тории быстрые реакторы строить

Автор: RAE 10.3.2010, 6:40

Торий в быстровиках оправдан лишь в экранах.

Автор: Smith 10.3.2010, 15:51

у них там в США сейчас "смутные времена" в плане развития мирного атома, вот торийщики и подсуетились пихнуть свои предложения. правда, слабо верится, что эта инициатива прокатит

Автор: Помм 14.3.2010, 22:29

Может и прокатит, учитывая аспект нераспространения. Ведь ториевые реакторы можно продавать не опасаясь распространения ЯО. Особенно в страны третьего мира.

Автор: RAE 15.3.2010, 0:17

Чем это они безопаснее в отношении ЯО?

Автор: Помм 15.3.2010, 1:06

Урана нет. Плутоний не вырабатывает.А плутоний, используемый для начала работы, будет заведомо неоружейным.
Да, получится уран 233, но с примесью урана 232, которая и не даст ничего сделать

Автор: RAE 16.3.2010, 20:31

Там примеси урана 232 будет ниже, чем примеси плетония 240 и 242 при аналогичном выгорании обычного топлива.

Автор: Помм 16.3.2010, 21:53

То есть для получения оружейного материала и горячих камер не потребуется?
Вот кстати ссылка на статью, о которой писал несколько страниц назад
http://npc.sarov.ru/digest/32001/appendix11p2.html
Тут про U-233 в термоядерном контексте пишут, это даже не ошибка перевода наверное а обычная лапша, вроде бомбы на Бушерской АЭС

Автор: RAE 17.3.2010, 3:31

Вполне может быть и термоядерное устройство - для получения трития и его поджига с дейтроном (взаимодейстие нейтронов с дейтритом лития), 233 уран идет даже лучше чем обогащенный 235.

Автор: Помм 17.3.2010, 6:17

Просто я понял так, что по мнению автора одним плутонием не обойтись
Вы говорите про получение трития из урана 233?

Автор: RAE 17.3.2010, 20:31

Я имел в виду процесс термоядерного заряда - там тритий получается из нейтронов урана и лития.

Автор: Помм 17.3.2010, 20:42

понятно
В другой теме писали, что тритий образуется в реакторе где есть вода. Это происходит в классических урановых реакторах или в ториевом тоже?

Автор: Помм 17.3.2010, 21:14

Может автор имел в виду изготовление оболочки заряда из U-233? Вместо 238

Автор: RAE 18.3.2010, 20:55

Тритий получается не только по схеме протон=>дейтрон=>тритон, что есть в любом водоохлаждаемом реакторе, но и от тройного деления, вероятность которого с ростом атомной массы резко ростет.
Вклад последнего в ториевом цикле примерно на пару порядков ниже.

Автор: RAE 18.3.2010, 20:56

Может, но это маловероятно.

Автор: Помм 19.3.2010, 7:57

А что же тогда? В качестве триггера?

Автор: Помм 19.3.2010, 15:30

То есть, поскольку атомная масса U-233 меньше чем U-238, то и выделение трития меньше?

Автор: RAE 19.3.2010, 20:17

Да, тройного деления там почти на 2 порядка меньше, и соответвенно трития.

Автор: Помм 20.3.2010, 23:42

Тоже на 2 порядка?

Автор: Помм 24.4.2010, 22:45

И вообще, означает ли ли практическое отсутствие накопления трития в ториевом реакторе его большую экологическую безопасность, а значит и меньшие расходы на очистные сооружения?

Автор: RAE 29.4.2010, 20:37

Все-же основная масса трития получается не от деления, а от вторичных реакций, в т.ч. прежде всего на водном теплоносителе.
Большая экологичность - в возможности большей глубины выгорания и на порядок меньшего количества актиноидов, большего веса, чем уран.

Автор: Помм 6.5.2010, 9:56

И еще по ториевому циклу. Если посмотреть на урановые реакторы, то они выполняют и другие задачи - например медицинские. Или металлургические, получение полония например.
Возможна ли наработка полония и получение технеция ( или кобальта) на реакторах ториевого цикла?

Автор: RAE 6.5.2010, 20:13

Эти изотопы получают нейтронным облучением.
Да и принципиально реакторы теже.

Автор: Помм 7.5.2010, 7:51

То есть нейтронный поток в ториевом реакторе аналогичен классическому? Имею в виду параметры

Автор: alex_bykov 7.5.2010, 10:13

Спектр чуть другой, но ядерные реакции - те же. На внутриреакторный спектр нейтронов, кроме быстрой его составляющей, в большей степени влияют теплоноситель и конструкционные материалы, а не исходный спектр деления, который отличается для U-235 и U-233 (ториевый цикл). Для примера, в действующих PWR энергетический спектр нейтронов деления сильно изменяется в течение кампании (деление на уране постепенно замещается делением на плутонии), но на работу реактора это влияет незначительно.

Автор: RAE 10.5.2010, 7:23

Да, спектр немного другой, средняя энергия чуть ниже, для той-же мощности, плотность нейтронного потока чуть выше.
Кроме того, на порядок ниже вклад деления быстрыми нейтронами нетопливных изотопов.

Автор: VBVB 3.5.2011, 13:51

Уран-233 как минимум единожды применялся США в ядерных испытаниях в серии "Operation TEAPOT". 15 апреля 1955 подорвали боезаряд под кодовым именем MET на Невадском испытательном полигоне. Мощность взрыва оценили в 22 килотонны. Боезаряд имел схему LASL, только вместо оболочки из урана-235 плутониевое ядро было окружено ураном-233.
Вес боезаряда в районе 350-360 кг. Ранее испытанная мощность аналога на уране-235 в качестве темпера имела значение 31 килотонну. От использования урана-233 ожидали выход энергии в районе 33 килотонн. Оказалось в 1.5 раза меньше. Военных сей факт расстроил.
Встречались упоминания, что уран-233 использовался в тактических ракетах «Онест Джон» и «Сержант». Которые позднее сняли с вооружения с начала 80-х.
Дважды уран-233 использовался в ARE и MSRE исследовательских реакторах на расплавах солей. И как минимум еще в небольших количествах по паре раз в двух энергетических легководниках PWR и довольно длительно в легководном бридере LWBR на АЭС Shippingport.

Автор: VBVB 22.11.2011, 23:56

Несколько раз в американских материалах по тематике урана-233, говорилось, что как компонент ЯО он по совокупности свойств не особо лучше урана-235, но хуже плутония-239. Тем не менее отмечалось, что наработанные запасы уран-233 в США могут иметь крайне важное применение для разработки флотских реактор нового поколения с уменьшенной массой и объемом РУ, при близких характеристиках нейтронной физики по сравнению с ВОУ, в отличии от крайне радиотоксичного плутониевого МОХа.

Автор: AtomInfo.Ru 28.11.2011, 20:55

Про AHWR из крайнего интервью индийского министра.

Строительство блока с AHWR не может начаться из-за трудностей с выбором площадки.

Про сроки он теперь говорит так: As far as actual start of construction – It’ll happen sometime in this decade.

То есть, до 2020 года оно, возможно, всё-таки начнётся.

Автор: VBVB 29.11.2011, 10:27

Ощущение, что лукавит министр.
Судя по печати научной, индусы после Фукусимы резко обеспокоились переделками проекта AHWR в плане улучшения его естественной безопасности и механизмов расхолаживания. А на эти переделки время надо. С разработками по переработке относительно "горячего" торий-плутониевого ОЯТ от AHWR у индусов тоже есть определенные проблемы.
Поэтому, чтобы в грязь лицом не ударить, и говорят о "трудностях с выбором площадки"

Автор: aigarius 2.12.2011, 17:35

Вопрос по теме, в контексте япона-матьи: если брать реактор на торийе по схеме жидких солей (LFTR) как в Oak Ridge было, то как у них с остаточным тепловыделением и возможностью начала проедания бетона в ловушке?

У меня навскидку получается что возможна конструкция реактора на несколько десятков Мвт с полной пассивной зашитой - при серьёзной аварии все дружно эвакуируются, крио-пробка под core плавитса, core плюхает в core catcher, растекается в несколько бетонных контейнеров и сидит там себе пока не остынет. После ремонта соли подогревают и засасывают обратно.

Автор: VBVB 4.12.2011, 12:34

Из того что читал по аспектам безопасности MSR следовало, что наличие барботера-ловушки объемом 500-800 кубометров более чем наполовину заполненного водным раствором солей гадолиния или кадмия считалось достаточным чтобы охладить жидкосолевую активную зону, не допустив СЦР, для реактора мощностью 150-250 МВт(тепловых).
Идея не раз уже была теоретически проработана на бумаге.
Только после аварии к такому реактору все равно в течении десятка лет из-за остаточной радиоактивности не подойти будет. И топливо после такого рода аварии заново на дорогостоящую очистку пускать надо.
Это только на бумаге в отношении аварии для жидкосолевика так получается.
Как показал американский опыт, чтобы безопасно избавиться от активной зоны своего MSR, им потребовалось более 30 лет.

Автор: VBVB 25.12.2011, 2:15

Товарищи, нет ли не у кого электронного варианта книги "Бойко В.И., Власов В.А., Жерин И.И., Маслов А.А., Шаманин И.В. Торий в ядерном топливном цикле. Москва: Руда и металлы. 2006. 360 с."?
Заинтересовала, а достать не получается.

Автор: VBVB 10.1.2012, 10:07

Попалась интересная статья "Киселев Г В, Конев В Н. История реализации ториевого режима в советском Атомном проекте. // УФН, 2007, 177, 1361-1384" по результатм изучения архивов, посвященная истории внедрения ториевого цикла на отечественных проектах тяжеловодных реакторов.
http://ufn.ru/ru/articles/2007/12/i/
Очень рекомендую интересующимся ознакомится с этим доступным и интересным материалом.
Обобщенный вывод из этого материала.
Судьбу развития ториевой компоненты ЯТЦ в СССР невольно подпортил Курчатов, написав в октябре 1953 официальное письмо министру среднего машиностроения Малышеву с темой "Торий в проблеме атомной энергии".
Ключевые фразы из этого письма:
1. В разделе, посвященном торию как сырью для "атомного взрывчатого вещества". Курчатов написал "...уран-233 оказывается значительно более дорогостоящим нежели уран-235, и сравнимым по стоимости с плутонием-239" и "применение урана-233 в конструкциях ядерных бомб не дают преимущества по сравнению с плутонием".
2. В разделе, посвященном развитию ядерной энергетики на базе ториевого цикла, "развитие сколь-нибудь крупной атомной энергетики на ториевом цикле требует большого времени и рентабельность такой энергетики не доказана" и "...Техническая целесообразность и экономическая рентабельность широкого использования тория в настоящее время не доказана".
Ядерные испытания 1955 года с ураном-233 также подорвали интерес наших военных к ториевому циклу.
Поэтому и работы по энергетическим тяжеловодникам для ториевого цикла резко свернули и Братская ГЭС, строившаяся для массового получения тяжелой воды для перспективного тяжеловодного реакторного парка оказалась долгие годы невостребованной.

Автор: VBVB 13.2.2012, 0:40

http://atominfo.ru/news9/i0767.htm, хранящихся в Свердловской области, на производственном объединении "Маяк" (Озерск, Челябинская область), сообщает пресс-служба предприятия со ссылкой на заместителя генерального директора Росатома - руководителя блока по управлению инновациями Вячеслава Першукова.
"Выделено финансирование, идет разработка технологической схемы переработки монацитового концентрата. После этого будем обсуждать организацию производства. Думаю, что это перспектива середины 2012 года, крайний срок - конец года", - сказал он..."
Не могу поверить, что наши опять на торий внимание обратили. Не зря же эти запасы СССР скирдовал с миру по нитке.
Только неясно о производстве чего речь идет? То ли о тории металлическом речь идет, то ли об его оксиде для разных технологических нужд, то ли о ториевом топливе для АЭС?

Автор: ДяДя ФеДоР 20.2.2012, 9:46

а почему Вы решили, что обратили внимание именно на торий? разве у монацитового концентрата нет других продуктов?
http://www.monazite.ru/content/File/OBIN(2).pdf

Автор: VBVB 20.2.2012, 22:56

Вы правы уважаемый "ДяДя ФеДоР", я ошибся насчет перспективы переработки отечественного запаса монацита. Совершенно не подумал, что вся эта суета из за РЗЭ начнется. Однако понятно, что резкий рост цен на китайские РЗЭ за прошлый год сподвиг наших манагеров на это дело с монацитом.
Интересный документ порекомендовали. Спасибо.
Плюсы сего проекта в том, что из горы хранящегося монацитового концентрата хоть обогащенный ториевый концентрат выделят и отдельно складируют.
Минусы, что никак не хотят работы по ториевому циклу у нас в стране реанимировать. Десятки миллиардов рублей на хрень разную околоатомную тратят, а тут не хотят вложиться в исследования перспективной ветки ЯТЦ.

Автор: ДяДя ФеДоР 21.2.2012, 8:43

не относится к торию, но... развитие ситуации в Китае подвигли наших "управленческих гениев" и хватких до госбюджетных денег "бизнесменов от атома" не только к тому, чтобы вспомнить о складе монацитового концентрата... но и застивили задуматься, куда и как мы будем двигаться дальше при почти полном отсутствии редкоземельной металлургии!

Автор: MVS 3.11.2012, 11:51

The AHWR has a number of in-built safety features that would require very little exclusion zone and can be built right in the heart of the city," Shiv Abhilash Bhardwaj, Director (Technical), Nuclear Power Corporation of India Limited (NPCIL) said here.
...
The AHWR is also expected to ease the land acquisition worries of the nuclear establishment as the reactor may not require any exclusion zone beyond the plant boundary.

http://articles.economictimes.indiatimes.com/2012-10-24/news/34707938_1_nuclear-reactors-exclusion-zone-nuclear-plants

Похоже на крик отчаяния...

Автор: www 4.11.2012, 18:29

Что Вы имеете ввиду под криком отчаяния...

В связи с тем что стуктура изотопов которые попадают путем газовых выбросов на тяжеловодных реакторах и легководных реакторах имеет огромную разницу (доминируюшие изотопы), то например, атомные станции с реакторами CANDU имеют exclusion zone 500 метров (а не 5 км, как напр на ВВЭР). И если вы посмотрите на фотографии, то многие CANDU не имеют даже венттрубы, в том понятии которая нужна для dilution of emissions from PWRs.
У реакторов CANDU нет повреждения топлива во время LOCAs, даже близко нет понятия выхода газовых продуктов деления в теплоносителе после падения давления, что предполагает совсем другой сценарий протекания и выбросов во время аварий...

Автор: MVS 6.11.2012, 6:14

На протяжении нескольких лет индусы заявляли, что единственная проблема - это площадка. И вот теперь это заявление, что площадка практически не нужна, и реактор можно строить аж в центре города.

Так что же в реальности тормозит строительство этого реактора? Явно не площадка, не так ли?

Автор: AtomInfo.Ru 6.11.2012, 9:46

Не совсем так. Человек говорит всего лишь, что для AHWR не потребуется большой зоны отчуждения. Для Индии это очень больной вопрос. С их миллиардом населения куда не плюнь, везде мирные жители. А компенсации за отселение правительство и местные власти платят малые и неохотно. С чем и сталкиваются новые индийские проекты - люди отказываются продавать земельные участки.

Автор: VBVB 6.1.2013, 4:43

Интересная статья по торию как ядерному топливу и перспективам тория для отечественного ЯТЦ.
http://istina.imec.msu.ru/media/publications/articles/beb/765/395519/ron_1_2012_electron.pdf
Даны обобщенный анализ сырьевых источников тория в мире и характеристика минерально-сырьевой базы тория в России. Рассмотрены
возможности его использования в атомной энергетике применительно к реакторам разных типов.

Автор: asv363 6.1.2013, 6:09

Отличная статья. Но мы, увы, далеко не на первом месте по разведанным запасам монацита (что правда), стоимости его разрабртки, и прогнозы по потреблению урана слишком "далекие" по срокам. Сейчас попробую найти карту.
Вот интересен "проект" CFNS, видел уже давно. Но как собираются делать токосъем, решительно не понятно, или это только трансмутация.

Автор: asv363 6.1.2013, 8:07

"Красивую" и точную, карту распределения монацмтов по глобусу не найти (мне). По термояду доложу.

Автор: Smith 10.1.2013, 15:15

в данный момент документ по ссылке недоступен... не могли бы вы кинуть мне его на почту?

Автор: Smith 8.7.2013, 13:43

вот тут - http://www.atominfo.ru/newse/l0800.htm ("Торий-плутоний по-норвежски") - упоминается документ МАГАТЭ от 2010 года.
а ведь была на АтомИнфо еще и вот такая заметка - http://www.atominfo.ru/newsb/k0273.htm , в которой есть раздел "Норвежский взгляд".
"Компания "Thor Energy" занимается разработкой проекта и моделирования поведения кассет с ториевым MOX-топливом и 233U-торий топливом для водяных кипящих реакторов BWR. Наиболее интересно, что она планирует большую облучательную программу, используя возможности норвежского исследовательского реактора в Халдене (скорее всего, имеется в виду реактор HBWR).
Компания выполнила также ряд поисковых расчётов с целью понять возможности использования тория в недозамедляемых легководных реакторах, а конкретно - в проекте RBWR. Это инновационный проект, изучавшийся на уровне концепций в Японии (компания "Hitachi" и агентство JAEA), который представляет собой BWR с более жёстким спектром нейтронов. Он известен также как "Resource-renewable BWR" (с)

Автор: AtomInfo.Ru 8.7.2013, 13:46

Значит, норвежцы во все документы залезли со своим экспериментом.

Автор: Smith 17.7.2013, 8:44

на всякий случай, вдруг кто-то окажется в Томске аккурат в эту дату :

"14 сентября 2013 года в 11:00
состоится лекция в рамках научно-технологического семинара.
Тема: "Торий в ядерном топливном цикле".
Докладчик: Маслов Александр Анатольевич, доцент ФТИ НИ ТПУ.
Место проведения: Информационный центр по атомной энергетике,
г. Томск, пл. Ленина, 8
Вход свободный"

Автор: Didro 17.7.2013, 11:03

Томичи бы определились что хотят, то ВВЭР, то БРЕСТ.

Автор: KTN 19.7.2013, 16:27

Хотят сохранить специализацию города, причастность к ядерной физике.
В прошлые десятилетия, после остановки графитовых реакторов, хотели заменить их на ВВЭР.
Им предлагалось строить за счёт своих средств, которых хватало только на АСТ.
АСТ строить им не разрешили, на ВВЭР не хватило средств.

В новейшее время оказалось, что всё производство корпусов и парогенераторов ВВЭРов пойдёт на экспорт и на замену 11 ГВт РБМК (Ленинградская, Курская и Смоленская АЭС). Перспектива ВВЭР за Уралом, где есть электричество от ГЭС /до аварии на СШ ГЭС имелся избыток 7 ГВт/, отодвинута в неопределённое будущее.
Остался единственный вариант: объединение задачи сохранить НИКИЭТ с сохранением Томска-7 за счёт создания БРЕСТа и пристанционного топливного цикла. Ради экономики, возможности доходов от поставок горячей воды в 400-тысячный Томск помимо 100-тысячного Северска, площадка располагается в 6 километрах от начала городской застройки. Одновременно будут вести НИОКР по плотному топливу.

Автор: Didro 19.7.2013, 20:49

Пристанционный цикл им не разрешат и-за фтора.
На счет БРЕСТа, еси уже хотят пусть делают вариант на 600 МВт пол 2 турбинки Т-250/300 производтва УТЗ.
Тепло и энергия в дефиците у Томичей.
А серию уже делать не 1200, а 2400, по моим документам такой вариант также прорабатывался.

Автор: Smith 16.2.2015, 17:03

http://rosenergoatom.info/rubriki/main-kalibr/634-torievyj-renessans-v-yae

Автор: VBVB 17.2.2015, 2:03

Спасибо за ссылку.
Дельная статья.

Очевидная вещь сказана, но игнорируется большинством правительств стран серьезных потребителей АЭ.
Немного перекос есть в следующем утверждении.

Все зависит от относительного содержания тория и урана в топливе конкретного типа реакторов.
Например тяжеловодник типа CANDU или PHWR может работать на топливе подпитки состава 10%UO2(0,9% по U-235)-90%ThO2.
Основное смешанное ториевое топливо для индийского PHWR состав имеет 10%UO2(1,3% по U-235)-90%ThO2.

Для PWRов и BWRов каких только комбинаций торий-содержащего топлива не рассматривали/пользовали:
2.5%UO2(93% по U-235) - 97.5%ThO2,
4.6%UO2(93% по U-235) - 95.4%ThO2,
35%UO2(19.9% по U-235) - 65%ThO2,
22%UO2(19.5% по U-235) - 78%ThO2.
13%UO2(10% по U-235 ) - 87%ThO2,
50%UO2(6% по U-235 ) - 50%ThO2,
80%UO2(2.25% по U-235) - 20%ThO2.

Почему то товарищи из Курчатника только про вариант ВВЭР-Т, предложенного в 1997-2000, который должен был использовать 90%UO2-10%ThO2 c 20% U-235 речь ведут.

Это какая то крайность рассматривать сразу реактор с полным питанием на уран-ториевом топливе. Проще осуществлять постоянную подпитку ВВЭРов топливом типа 50%UO2(6-8% по U-235 ) - 50%ThO2 в сочетании с обычным урановым. Причем для уранового компонента торий-содержащего топлива подпитки можно регенерат от ОЯТ исследовательского и транспортного топлива брать.

Автор: Didro 17.2.2015, 4:14

Да и мы с Вами недавно про вариант "прорыва" обсуждали, мне кажется более перспективно, чем двигают люди, не имеющие способностей к мышлению.

Автор: Didro 7.3.2015, 18:09

http://www.youtube.com/watch?v=x4rT0B0yhdM

Автор: generalissimus1966 8.3.2015, 14:34

Что-то как-то товарищ нагнетает не по делу по его словам, уран-235 должен был кончиться 2 года назад, а, по факту, цена упала обратно до 35 долларов за фунт...
Посмотрел дальше - дальше совсем уже феерично...

Мда...

Говорят, что все гении - фрики, но не все фрики - гении...

Автор: Didro 8.3.2015, 15:33

Ну так фильтруйте, там еще есть перлы.

Автор: LAV48 8.3.2015, 21:33

А про торий он вообще ни слова...

Автор: generalissimus1966 8.3.2015, 22:46

Да, он всё больше на уран-238 напирал и ускорители...

Автор: Didro 8.3.2015, 23:12

С ускорителями он упирает на так называемые докритичные реакторы деления.
Более перспективны гибриды, которые не на энергию, а на наработку делящихся материалов, но тут я про это направление к сожалению не услышал.

Автор: AtomInfo.Ru 8.3.2015, 23:12

Это ж Острецов в ролике.

Автор: LAV48 8.3.2015, 23:57

Я так понимаю это надо читать =Петрик?

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 0:19

Нет, ну что Вы - товарищ Петрик велик и уникален

Автор: Didro 9.3.2015, 0:24

Этот по крайней мере не вор.
Конечно немного не туда его тянет, но он хоть как-то периодами заставляет порезано включать мозги.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 0:49

ADS есть в проекте стратегии от Курчатника. Они не детализируют, что это могло бы быть - реакторы или бланкеты. Но с учётом того, что в той же стратегии предлагаются ТИНы, вариант с облучением бланкетов они не исключают.

Автор: generalissimus1966 9.3.2015, 0:56

Ну, настолько-то я в теме разбираюсь меня интересует, какие "положительные результаты" они получили на свинце Конечно, поделив ядро свинца, можно получить хоть не 200 МэВ, как при делении ядра урана, но что-то получить, ну, скажем 150-180. Но ведь они их мульти-ГЭВ-ными протонами облучают! А вторичных нейтронов из свинца вылетает около нуля. И эти нейтроны, может, и могли бы поделить уран, но вряд ли свинец...

Но ведь нужны и чисто энергетические установки? и их нужно гораздо больше, не так ли?

Автор: LAV48 9.3.2015, 9:34

Я так понимаю, что из свинцовой мишени выделили что-то более тяжёлое (висмут или полоний?), только толку от таких результатов. Нужно ж испытывать не мишень, а супер-пупер компактный ускоритель. А потом посмотреть, как в качестве мишени в таком ускорителе работает ОЯТ, например. И что-то мне подсказывает, что с ускорительных энергий из ОЯТ в качестве мишени ничего значительного, в плане энергетики, выжать не получится, нужен куда более плотный поток.

Автор: Didro 9.3.2015, 10:17

Которые и должны работать на материалах от гибрида.
Один гибрид-наработчик может обеспечить до 30 энерергопроизводящих установок аналогичной тепловой мощности.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 11:10

Именно в этом заключается одна из проблем в идее Острецова. Нужно теоретически рассчитать и экспериментально показать (причём проверяемо показать!), что схема даёт положительный выход по энергии. Что мы получаем больше энергии, чем тратим на создание налетающего пучка.
Нейтроны тут не помощники, т.к. Острецов, насколько я помню, упирал на облучение чистого свинца без урана -реактор без радиоактивности, если можно так сказать.

Само по себе утверждение о том, что заряженные частицы с ГэВными энергиями в состоянии развалить ядро свинца, у меня отторжения не вызывает. Хотя реакции при энергиях свыше 10,5 МэВ для меня тёмный лес, но представляю себе ГэВную частицу и тихо ёжусь. Всё снесёт и развалит
Но - энергобаланс схемы! Если увижу независимые результаты из нескольких лабораторий с цифирью, доказывающие, что выход по энергии может быть положительным - тогда другое дело.

Вторая проблема - как отвести получаемую энергию? Гэвные пучки будут разрушать не только свинец, но и всё остальное. Включая конструкционные материалы. Классический подход с движущимся через топливо рабочим телом здесь будет неприемлем, так как рабочее тело будет разрушаться. К стенкам за счёт теплопроводности? Такими проектами баловались космонавты, что понятно, но у них применялись больно уж специфические материалы топливных композиций, и уж точно не свинец.

Третья проблема - что будет получаться в виде продуктов реакции разрушения свинца? Не будут ли они радиоактивными, да ещё и с большими периодами? Это вполне возможно, так как продукты, подобно осколкам деления, будут перегружены нейтронами и нестабильны.
Иными словами, не получится ли так, что, облучая стабильный свинец и радуясь "нерадиоактивному реактору", мы внезапно превратим свинец в РАО?

P.S. Общественно-публичную деятельность т.Острецова я не комментирую.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 11:31

Продолжая тему. У меня вполне устойчивое мнение, что такие вещи, как облучение сверхвысокоэнергетическими частицами, скорее внедрят военные, чем мирные энергетики. Собственно, всякие разные протонные пушки - нередкий атрибут фантастических романов.

Что до нас, мирных граждан... У любой ADS-системы (не только в том варианте, что предлагает Острецов), предназначенной для выработки энергии, есть слабое место - собственно ускоритель.

Спрашиваем мы разных людей на эту тему регулярно. К сожалению, в ответ слышим примерно одно и то же - малореально в обозримом будущем получить установку, дающую поток частиц с высокими энергиями, относительно недорогую и компактную и работающую стабильно и надёжно на протяжении многих месяцев без перерыва.
Энергетики не порадуются, если, например, у них раз в час из сети будет исчезать 1000 МВт.

А вот облучать бланкеты для наработки делящихся изотопов из сырьевых (e.g., облучать торий для наработки 233U) - более перспективно в этом плане. Если мы снимем с ADS-системы задачу производить энергию для выдачи в систему - то есть, вернёмся к идеологии классических промышленных реакторов - то требования по надёжности и стабильности работы ускорителя существенно снизятся. Останется, например, экономика вопроса. И я не сторонник сравнивать бумажные цифры с реальными, экономика должна быть подтверждена на живой установке.

Направление с использованием ускорителей или термояда в качестве источников нейтронов (в том числе, именно в плане наработки), насколько я знаю, поддерживают в Курчатнике. Больших подробностей я не знаю, но так, в кулуарах, иногда можно слышать новости на сей счёт.

Автор: alex_bykov 9.3.2015, 12:11

Я где-то с год назад был на семинаре по ADS у Зарицкого в Курчатнике. Понимаете,то, от чего отталкивается Острейцов (ускоритель на обратной волне по схеме Богомолова) - вещь вполне реальная, его и планируют использовать при переходе к опытной установке, пока просто используют те ускорители, что есть в Дубне, если мне мой склероз не изменяет. Но выигрыш в размерах она даёт ровно в 2 раза, т.е. это всё равно маленький стадион. В отличие от Острейцова, мужики рассматривают всё-таки подкритичную размножающую среду, облучаемую ионами дейтерия с энергией порядка 10 ГэВ (они экспериментально показали, что это эффективнее), но там нерешённых инженерных проблем выше крыши.

Автор: Татарин 9.3.2015, 12:28

Это не такая проблема, как Вам кажется, если сразу принять, что система обладает большой тепловой инерцией и сама по себе + её можно увеличивать искусственно (расплав солей, как делают с солнцем).
С солнцем получилось (на практике) запасать порядка сотен МВт*ч-единиц ГВт*ч на единицы часов без сколь-нить значимых потерь (это нужно чтоб перенести максимум полуденной выработки термальной СЭС на вечерний пик).
Систему это не удешевляет, но если припрёт (вот как с солнцем - иначе никак), экономически выходит вполне приемлимо.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 12:35

Даже не стану спорить. Конечно, как-то можно решить проблему, но надо её решать.

По ADS-системам работают во многих странах, то есть это вполне живое направление. И в комбинации с торием проекты есть.
Бельгийцы делают демонстрационную установку MYRRHA с приличной мощностью - но, насколько знаю, они застряли. То есть, на бумаге красиво, а на практике ещё полно технических острых углов.

Автор: LAV48 9.3.2015, 13:32

Я так понял, Острецов не предлагает реактор на свинце, а предлагает ускоритель и применить отвальный уран, которого достаточно. Но мне не понятно, каких мощностей при этом можно достигать с таким вот компактным ускорителем, и как эффективно будут сшибаться нейтроны с осколков, чтобы можно было говорить о экономичности и экологичности.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 13:53

Реактор на свинце - была его идея некоторое время назад.

Если теперь он предлагает облучать отвальный уран, это уже ближе к практике. Но всё равно заданные вопросы остаются - скажем, по ускорителю, его надёжности и т.п.

Вариант, при котором ускоритель используется для наработки делящихся веществ (облучает бланкет с отвальным ураном или торием), а не для выработки энергии, мне представляется более перспективным для разработки. Другое дело, что я совершенно не оптимист в плане сроков - всё-таки, это вещь на будущее.

P.S. Собственно, и по термояду давно появились схожие идеи - ребята, давайте перестанем париться и мучиться с попытками создать термоядерный реактор. Используем термояд просто как источник нейтронов (ТИН) для чего-либо - например, для того же облучения бланкетов.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 14:22

Зависит от того, какие энергии будут у получающихся нейтронов. Причём сильно зависит. Тут уже не ролик нужен, а статьи нужно смотреть с таблицами и графиками.

Чтобы не быть голословным, сделал очень (!!!!) грубые прикидки kэфф в среде из чистого урана-238 для двух диапазонов энергий нейтронов:
1) 6,5-10,5 МэВ
2) 1,4-2,5 МэВ (в этот диапазон попадает средняя энергия нейтронов деления урана)

Имеем результаты.

1) K = 0.9533039
2) K = 0.4596093

Грубый вывод. Если в первом случае имеем подкритику, достаточную с точки зрения безопасности, и не столь страшную для компенсации за счёт внешнего ускорителя, то во втором случае нам придётся вливать в систему за счёт ускорителя примерно половину нейтронов (читай - половину мощности). Конечно, во втором случае встанет очень неприятный вопрос - ну и как мы за счёт ускорителя создадим мощность, например, половину от 1000 МВт?

Расчёт был такой (данные по микросечениям из БНАБ-78):

Автор: Татарин 9.3.2015, 14:34

Надо, но на фоне остальных проблем эта - малозначимая.
В конце-то концов у всех токамаков (уж если вспомнили термояд) та же самая проблема. Токамак - машина импульсная по самому принципу действия (тороидальный ток в плазме - это вторичная обмотка трансформатора, а поле не может расти бесконечно). 10 секунд, 60 или там 600 секунд (сколько там для ИТЕР длительность импульса заложена)... всё равно это импульс.

И да, это никого не беспокоит ни в малейшей степени. Хотя для плазмы куда важнее хотя бы с тех соображений, что потом же новую порцию плазмы заново греть.


Я не брался защищать именно эту идею по расфигариванию на составные части свинца.

Просто заметил, что если некая машина с ускорительной подсветкой нарисуется, и остальные проблемы решатся, то импульность действия никто даже не заметит.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 14:39

Всё это, конечно, радует, но термоядерного реактора (именно реактора, т.е. энергообъекта) так до сих пор и нет.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 14:43

ADS-системы - это не только и не столько "расфигаривание свинца"
В общем виде, это системы, в которых внешний ускоритель обеспечивает некоторую часть нейтронов. И это направление живое, хотя пока без практического внедрения.
Дают выигрыш в безопасности по сравнению с классическими реакторами (практически исключена реактивностная авария).

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 14:45

Не про импульсность я говорил, а про безотказность. Ускоритель должен уметь работать без остановок многие месяцы. И при этом быть дешёвым, компактным, выдающим нужные нам потоки и т.д. Что, якобы, и вызывает сомнения на данном этапе.

Автор: Dobryak 9.3.2015, 15:49

Опыта непрерывной в течение полутора лет между перезагрузками работы ускорителя на около 0.5 ГэВ (а еще лучше 1 ГэВ), что самое эффективное по числу нейтронов на вложенную энергию, сегодня попросту нет. Надо просто посмотреть, насколько непрерывно работает SNS (Spallation Neutron Source) в Ок-Ридже

http://status.sns.ornl.gov/CacheReader?image=beam_power_energy.png

Автор: Татарин 9.3.2015, 15:50

Если взять подкритичную АЗ, которой требуется лишь 0.5-1% нейтронов подсветки (остальное - нейтроны деления самой АЗ), то требования к мощности ускорителя резко падают.
И это (10МВт ускоритель на 1-2ГэВ) выглядит реальным.
И можно пережигать всякие кюрии (как американцы хотят).

Если ставить требованием "теоретическая невозможность реактивностной аварии", то да, конечно, сразу требуется иметь 10% мощности реактора в ускорителе.
А зачем?

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 16:11

Встречный вопрос - а зачем первый вариант? 0,5-1% - это ни то, ни сё. Уж тогда давайте обеспечивать подкритичность по нормативам - 2%, лучше 5%. А это плавно движется в сторону второго варианта.

Касаемо кюрия - проще тогда уж его просто расстрелять в ускорителе, не городя ADS-систему из первого варианта.

Автор: Didro 9.3.2015, 16:16

Обычно подкритичность таких систем мерят количеством запаздывающих, вернее его удвоенным значением.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 16:23

Затем, что мы по лезвию ножа всё-таки ходим. Изменим реактивность всего на +0,007, и аппарат потеряет управление. Причём запасы реактивности в свежих зонах больше этого значения. Мы компенсируем запасы, но потенциально в уме должны быть готовы к худшему.
От того, что мы научились ходить по лезвию, сам факт хождения не исчезает.

Если АЭ остаётся в своей сегодняшней нише - сколько-то процентов баланса в небольшом количестве стран, то можно оставлять всё как есть, уповая на опыт эксплуатации и конструкторов.
Но если появляется желание перейти к крупномасштабной АЭ (а это может случиться, в т.ч., благодаря Китаю, Индии и т.д.), то было бы очень даже неплохо убрать хотя бы часть внутренне присущих нынешним реакторам рисков. Хотя бы из тех соображений, что 4000 реакторов это не 400 реакторов, и вероятность ошибок при большом парке АЭС будет большей и большой.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 16:25

Естественно, там Kэфф, строго говоря, и не ввести математически, потому что он вводится для задачи без источника. Рассуждаю в терминах kэфф как более привычных, чтобы не загромождать тему излишней математикой.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 16:32

Спасибо!

Поэтому и появляются мысли - а что, если ускоритель использовать для наработки топлива, а не как элемент системы, производящей энергию? В последнем случае мы работаем в том графике, который удобен нам, а не диспетчеру, останавливаемся тогда, когда нам надо и т.п. То есть, продукция - не киловатт-часы, а плутоний, уран-233 и т.п., которые далее уходят в обычный реактор.

Автор: Татарин 9.3.2015, 16:47

Так это и есть вариант фрика из видео. Только вместо хорошего стабильного свинца - плохой, негодный кюрий.
Лупим по мишени из ускорителя, получаем энергию + осколки (правда, ещё большой вопрос, что осколки так уж полезнее здя здоровья, чем исходный кюрий).

А, ну да, конечно, пережигателю МА много меньшая мощность нужна - МА не так и много...
Можно и парой сотен кВт обойтись. "Топлива" - десятки кг в год, КПД не волнует (значит, можно обойтись низкими температурами в мишени/"топливе")...

Тоже вариант: чистый пережигатель. Если уж о "радиационном эквиваленте" беспокоиться...
И пусть хоть 100% на собственные нужды тратит.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 17:34

Вот ключевой момент. Для того же кюрия, всего его объёма, понадобится, по сути, один... ну два каких-нибудь аппарата.
Кюрий на сегодняшний день не самая главная головная боль "отцов русской демократии"

Автор: Dobryak 9.3.2015, 17:59

В ADS системах производственный долг ускорителя (а 1 ГэВ это линейный ускоритель в 1 км длиной и короче никак... и это полтора лимарда долларов, дешевле сегодня никак) --- это производство нейтронов. "Хороший свинец" в spallation source не использует никто --- исключительно ртуть, чтобы ее качать в петле на охлаждение. Использовать ускорители для наработки топлива не годится --- ускоряемых протонов слишком мало. Если Гэвный ускоритель работатет на НЕПРЕРЫВНОМ токе в 10 миллиампер, то мощность в пучке 10 Мегаватт. При этом в секунду ускоритель гонит в активную зону 6Е16 протонов, каждый из которых выдаст 15 нейтронов (за двойками не слежу), т.е., 1Е18 нейтронов в секунду. Что нарабатывать-то будем и из чего? В припадке оптимизма запишу одно полезное топливоподобное ядро на десяток нейтронов, т.е., 6Е15 ядер ===> 1E-8 грамм-атомов в секунду. Помножаем на 3Е7 секунд в году ==> 0.3 грамматома, после помножения на 200 имеем 60 грамм чего-то топливоподобного.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 18:16

О как! Это достойный результат, чего уж там

Тогда, конечно, нужно усиление нейтронного потока за счёт свойств самого бланкета.

Не подскажете, с какими энергиями будут получаться нейтроны от протонов?
У урана-238 в мэвных областях очень неплохо растёт nu, т.е. число нейтронов на акт деления. Собственно, у меня в расчёте выше по ветке это видно. Соответственно, при энергии нейтронов порядка 10 МэВ уран-238 становится уже почти топливом. Своими силами мы столь жёсткий спектр создать не можем (средняя энергия нейтронов деления 2 МэВ, и далее энергия нейтрона будет уменьшаться за счёт соударений).
Но если есть возможность подавать в систему извне нейтроны с высокими энергиями, то...

Автор: Татарин 9.3.2015, 18:33

Я, конечно, ни разу не спец в ускорителях, но, НЯЗ, сейчас 5-20МэВ/м - скорее обыденность.
Вот это -
http://web.ihep.su/library/pubs/aconf96/ps/c96-107.pdf
- предлагалось именно под источник нейтронов. 40МэВ/м.


Ой. SNS брать за образец несколько нечестно. У него свои, очень отдельные требования и своя, очень отдельная экономика.
Но даже в SNS "очищенный" ускоряющий градиент - 16МВ/м.


Тут согласимся.


Тут тоже.

В этом и проблема: условные "ядерщики" ждут от ADS слишком многого. Простая замена запаздывающих нейтронов на нейтроны ускорителя (ради повышения управляемости на быстрых нейтронах, к примеру) их (вас) почему-то не устраивает. А 10% нейтронов от ускорителя - это уж слишком дорого, тут без вариантов.
Отсюда и следует, что из-за этого разрыва сверхожиданий с практикой, ADS в обозримом будущем ничего не светит.
Скорее уж термояд для подсветки присобачат.

Но дело тут не в надёжности, а тупо в цене этого развлечения.

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 18:55

И да, и нет.

С одной стороны, ADS даже в поколении IV упомянут как-то очень неубедительно. Может быть, они вообще переедут в гипотетическое пятое поколение реакторов, о котором сейчас ни у кого нет ни малейшего представления. Так что не особенно-то и ждём. По крайней мере, сегодня мы их не ждём.

С другой стороны, малое мы в состоянии сделать и своими силами. Привлекая смежников, да ещё с бандурами размером со стадион мы вправе ожидать многого. Нового качества, например, отсутствия реактивностной аварии. Или более простого вовлечения тория в топливный цикл - а его будет иметь смысл вовлекать, потому что это энергоноситель, на сегодняшний день практически не использующийся, что нерационально. Поэтому очень интересно читать, что можно с помощью ADS сделать, хотя бы в теории.

Автор: pappadeux 9.3.2015, 23:15

ну и в догонку, какие проблемы не дают работать долго на полной мощности

Oak Ridge officials are puzzled by failure of targets at Spallation Neutron Source

...

Although the calculated lifetime for each should be about 5000 megawatt hours, none of the 11 targets that the SNS has gone through since its 2006 debut have lasted that long. The two that failed in the fall went out after just 100 and 600 MWH.

http://scitation.aip.org/content/aip/magazine/physicstoday/news/10.1063/PT.5.1035

Автор: AtomInfo.Ru 9.3.2015, 23:58

Хорошая ссылка.
Описание магатэшного бенчмарка ADS-системы с торием и результаты расчёта.
http://keldysh.ru/papers/2000/prep77/prep2000_77.html

Бланкет - торий и уран-233, мощность 1500 МВт (видимо, тепловых).
Для случая kэфф бланкета 0,98 имеем обогащение по урану-233 примерно 10%. Внешний источник нейтронов меняется по ходу кампании от 2e18 до 7e18 н/с. Спектр нейтронов источника тоже дан, хороший спектр.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 0:09

По здравому размышлению возражу. Куда уйдут остальные девять нейтронов? Что-то потеряем в конструкции, что-то утечёт (а мы бланкет поставим дополнительный), что-то поделится (и даст ещё нейтроны!), а что-то захватится.

Очень грубо пройдёмся по БН-овскому балансу нейтронов. Родилось 2,7 нейтронов, 1 на поддержание СЦР, 1,3 на воспроизводство (грубая оценка!), значит, 2,7-(1+1,3)=0,4 на все паразитные потери. То есть, 0,4/2,7=15% нейтронов паразитно утеряно.
Чтобы не париться сейчас с делением в бланкете, всё-таки пока в припадке пессимизма предлагаю брать 8 топливных ядер на десяток нейтронов. А это уже почти полкило топлива за год. То же ещё не хлеб, конечно.

Автор: Didro 10.3.2015, 0:56

На паразитное там вдвое больше, спасает деление U238, составляющее по компании 15-20%

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 8:23

Что можно увидеть из модельного примера?
Понимаю, что сейчас скорее всего изобрету велосипед - трёхколёсный, с передним колесом перпендикулярно двум задним и перевёрнутым сидением, ну и пусть

1) Бланкет в нём по сути есть реактор. Топливо 233U, сырьё торий, обогащение по 233U 10%. Kэфф в одном из случаев 0,98. Почти как хочет Татарин, но всё-таки подкритичность 2%. Получаем новое качество - без ускорителя наш реактор пребывает в состоянии безопасного останова, как задано в нормативах. То есть, исчезает ускоритель - сразу получаем реактор, заглушенный до безопасного состояния, причём без всяких стержней. Можно даже говорить об исключении реактивностной аварии (на самом деле нет, см. ниже).

2) Мощность реактора 1500 МВт(т). Примем кпд равным трети, получим электрическую мощность 500 МВт(эл.). Нормальный энергообъект средней мощности. Да, плотности потоков нейтронов в нём должны соответствовать плотностям в классических реакторах. То есть, вполне можно говорить о 1e15, край о 1e14. То есть, торий будет захватывать нейтроны и рождать 233U значимыми темпами, не пренебрежимо малыми.

3) Обеспечивает работу на такой мощности внешний источник нейтронов мощностью 2e18 н/с. Его рождает пучок протонов с энергией 1 ГэВ. Здесь мы сходимся с Dobryak'ом.

4) Мощность источника только в момент пуска 2e18. Потом она будет расти и спустя 6 с лишним лет составит 7e18.
Это ещё одна милая особенность ADS-систем - ускорительной части придётся регулировать параметры своего пучка, чтобы обеспечивать нам подачу количества нейтронов в соответствии с тем графиком, который дадим мы.
Если ускоритель ошибётся и подаст меньше или больше нейтронов, то реактор либо встанет, либо, во втором случае, может случиться та самая реактивностная авария. Спасает то, что изменение графика подачи во времени будет медленным. Но всё равно в анализе безопасности появится авария с исходным событием "ускоритель сошёл с ума и выплеснул больше нейтронов, чем нужно".

5) Теперь можно пофантазировать. Источник 2e18 компенсирует недостачу 0,02 в kэфф. То есть, грубо 0,01 в kэфф соответствует 1e18 в источнике.
Проверим предположение. На сутки 2100 значение kэфф=0,9445, значение источника 6,84e18. Получим 6,84/(1-0,9445)/100 = 1,2e18/0,01kэфф.
Совпадение устраивает, для фантазий возьмём, что 0,01 в kэфф соответствует 1e18 в источнике.

6) Теперь вернёмся к среде из чистого урана-238. Предположим, что я не слишком ошибся в расчётах kэфф. Тогда при энергии нейтронов порядка 2 МэВ имеем kэфф=0,5 (грубо).
Соответственно, за счёт источника нам нужно скомпенсировать 0,5 в kэфф, чтобы сделать среду работающим реактором. То есть, нам потребуется источник 1e18*(0,5/0,01)=5e19 н/c.

Короче говоря, если среду из чистого урана-238 (ну или отвального урана) облучить потоком протонов с мощностью порядка 1e18 протонов в секунду, то такая среда внезапно превратится в реактор, будет давать энергию и нарабатывать плутоний А возможно ли получить такой пучок протонов?

7) Сказанное в п.6 касается энергий нейтронов порядка 2 МэВ. Но если энергию нейтронов увеличивать, то kэфф системы из 238U будет расти за счёт того, что растёт nu (число нейтронов на акт деления). При энергии нейтронов 10 МэВ у меня получился kэфф=0,95, а чтобы скомпенсировать такую недостачу, надо иметь всего лишь 5e18 пучок.
За значение 0,95 я совсем не уверен, расчёты даже хуже, чем на пальцах, но тенденция видна - растёт энергия нейтронов => требования к ускорителю снижаются.
Правда, после того, как нейтрон с энергией 10 МэВ поделит ядро 238U, родится nu нейтронов с энергией всего лишь 2 МэВ, и тут у меня ум за разум заходит.

P.S. Писание сие не претендует на серьёзность - так, аналог разгадывания кроссворда.

Автор: VBVB 10.3.2015, 15:01

IMHO, в ближайшем будущем реальное применение ADS-систем - выжигание высокофонового энергетического плутония вкупе с америцием и кюрием в жидкосолевой среде и наработкой урана-233 из тория в бланкете. Т.е. классический подкритический выжигатель-утилизатор делящягося высокофонового го...на из ОЯТ высокого выгорания легководников.
Другие варианты ADS-систем по экономике не жизнесопособны.

Автор: Dobryak 10.3.2015, 17:34

Линак SNS очень даже правильная точка отсчета. Его штатный режим --- усредненная мощность в 2 Мегаватта --- это я позволил себе фантазию в 10 Мегаватт. Ускоряющие клистроны на нем в теплой части на 2.5 МэВ, а в сверхпроводящей на 5 МэВ. Но от клистрона к клистрону много пустоты, которую надо заполнять фокусирующими квадруполями, иначе к ускорителю подойти будет невозможно. Так что километр на ГэВ это не от гигантомании, а из невозможности сегодня сделать короче.

Одна проблема, которая уже была в дискуссии подчеркнута. Линак в Ок-Ридже пашет на частоте плевков в 60 Гц. Их ртутные мишени работают в предельном по охлаждению мишени режиме. В реакторе пучок надо высаживать в активной зоне без того, чтобы ее расплавить. Те 10 Мегаватт в пучке, что я заявил в энтузиазме, локально для реактора очень много.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 17:57

Только он всё-таки не в саму зону попадает, а в некую мишень, к которой, соответственно, можно поставить отдельные требования по теплосъёму. Не исключено, что для мишени придётся делать свой контур охлаждения - это не совсем экзотика, такие решения есть на исследовательских реакторах.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 18:00

Кстати, потеря охлаждения мишени будет новой аварией, которую придётся тоже считать.
В частности, поэтому я и говорю - столько хлопот появляется, что для оправдания внедрения ADS нужно, как минимум, получить новое качество, недостижимое в классических реакторах. Чтобы овчинка стоила выделки.

Автор: Татарин 10.3.2015, 18:34

Пучок относительно легко расфокусируется (соотвественно, если мы захотим, мы можем понизить плотность мощности на мишени на несколько десятичных порядков).
Для науки это не канает, им нужен точечный источник большой светимости (для задач SNS по меньшей мере). Его ж не последняя задача - нейтроннодиффракционный анализ.

А вот ADS выгоднее иметь распределённую по АЗ мишень.

Автор: Dobryak 10.3.2015, 18:35

Если я чего-то не путаю, то чтобы избежать аксиальных неоднородностей нейтронных потоков, пучок надо запускать по оси реактора. Для ГэВ-ного ускорителя это требует поворота на Pi/2, т.е., поставить на дыбы четверть кольца ускорителя с радиусом под 20 метров.... Или же делать реактор лежачим, что вряд ли вызовет восторги реакторщиков. При вводе по оси реактора охлаждение тоже будет нетривиальным... В-общем, когда Господь Бог сочинял антропный принцип, то ADS профукал.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 18:48

Бельгийцы на Гунивере (предшественница MYRRHA) повернули пучок. И поставили ускоритель на второй этаж. Но ускоритель там небольшой, насколько понимаю.





http://atominfo.ru/news9/i0734.htm

Автор: Dobryak 10.3.2015, 19:08

У них дейтроны в 0.25 МэВ... --- такое повернуть элементарно. А мишень --- тритий в титановой матрице. Где-то должно быть, как японцы в Киото (?) сделали.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 19:25

CANDU

Автор: LAV48 10.3.2015, 22:57

Ещё есть более интересный момент: какие будут энергии нейтронов сорванных "подсветкой" с осколков? Ведь чем меньше масса, тем меньше осядет энергии на ядре. Да и потом, если мы топливо нарабатываем это не значит, что оно не будет гореть (если это не циркулирующий бланкет), соответственно сохранность подкритики опять надо считать.

Автор: AtomInfo.Ru 10.3.2015, 23:01

Ссылку на расчёт бенчмарка выше по ветке посмотрите. Там как раз есть расчёт подкритичности от времени и т.п.

Автор: alex_bykov 18.8.2015, 12:22

Попалась на глаза популярная статья по ториевому ЗЯТЦ: http://www.nanonewsnet.ru/articles/2015/torii-v-yadernoi-energetike-plyusy-minusy-podvodnye-kamni

Автор: Didro 18.8.2015, 12:59

Ну вот, и там тоже о преимуществе жидкосолевого варианта.
Все понимают кроме нынешних "руками водителей" отрасли.

Автор: VBVB 18.8.2015, 13:08

Почему то при обсуждении как открытого, так замкнутого варианта торий-основанного ЯТЦ упорно утверждается, что не будет наработки минорных актинидов и проблемы с их утилизацией. Однако же в реале так и иначе при использовании тория-232 и его потомка урана-233 в тепловых реакторах будет ощутимой наработка нептуния-236 и нептуния-237. Так же как и плутоний-238 при использовании регенерата урана-233 тоже будет накапливаться ощутимо.
И самое важное, что как сам уран-233 для ЯО вполне подходит, так и смесь 236Np+237Np тоже вполне приемлемая в качестве компонента ЯО.
Не говоря уже о том, что любой реактор даже на торий-урановом топливе позволяет из бросового урана-238 наделать облучением плутоний оружейный.
Т.е. масштабное использование тория в атомной энергетике совсем никак не гарантирует нераспространения делящихся материалов, как часто пишется.

Автор: VBVB 18.8.2015, 13:27

Ну кто же будет пилить сук на котором сидится хорошо и привольно?
Технологии жидкосолевиков, если в тираж пойдут могут поломать текущую вымогательскую систему создания и развития атомной энергетике в странах-новичках.
Вот например Турция хочет самодостаточную атомную энергетику и у нее есть запасы урана и тория.
Но создание парка тяжеловодников требует кучи гемора и денег с получением/приобретением тяжелой воды, даже если фабрикацию топлива освоят.
Легководники же требуют наличия обогатительных мощностей или постоянных закупок-поставок ядерного топлива из вне.

А тут вот возьми турки (бразильцы, корейцы, арабы разные) купят один раз партию низкообогащенного топлива для ЖСРа и сам реактор и линию по регенерации облученного топлива впридачу, и начнут его два десятка лет с торием эксплуатировать, ничего больше не покупая за рубежом. Да еще уран-233 периодически на бомбодельческий запас сцеживать.
Такая ситуация явно никому из "ядерной пятерки" не нужна. Американцы в свое время при эксплуатации ЖСРа хорошо поняли и забанили это направление для энергетики.
Ну и делать прототип энергетического ЖСР только для внутреннего потребления в текущих реалиях нашей страны никто точно не будет. ВВЭРы имеющиеся видимо всех удовлетворяют.

Хотя с точки зрения топливопотребления и утилизации ценнейшего урана-235 ВВЭРы и PWRы это ужас, который искоренять надо побыстрее, пока эти реакторы весь доступный по экономике уран-235 за пару-тройку десятилетий не перевели.

Автор: Didro 18.8.2015, 17:25

Наработка миноров будет, ни куда не уйти.
Просто их на порядок меньше, но проблемы хранения это не снимает.
С жидкосолевым вариантом можно ожидать и дополнительный рост КВ на 0,5-0,8, и еще большее снижение миноров, сведение их образования к "следам".

Автор: Didro 19.8.2015, 21:13

VBVB
А что скажете на счет возможности ториевого цикла в теплоносителе ВВЭР, и как вариант РБМК?
Кроме всего прочего и рост КВ, и замена выгорающего поглотителя, снизить обогащение при сохранении выгорания, либо повысить его, а также форсирование мощности, тут вполне на ВВЭР-1200 можно до 30%, на РБМК процентов на 5.
Pa233, U233 и прочие более тяжелые убрать не проблема периодическим, 2-3 раза в месяц, пропусканием через насыщенный Th катионит в исполнении с небольшими заменяемыми расходными модулями, с отправкой на переработку после прокачки первого контейнера и "подъемом" остальных, с установкой на конце свежего.
Продукты деления также с периодической заменой частью теплоносителя, который на фильтрацию и обессоливание, в т.ч. пойдет и осмос, концентрат на переработку.

Автор: garry_t 19.8.2015, 23:55

http://geektimes.ru/post/260338/ - на Geektimes.ru интересная статейка

Автор: VBVB 20.8.2015, 3:06

РБМК очень полезный аппарат для исследования многих малоизученных аспектов ториевого ЯТЦ.
Однако использования солей тория в качестве выгорающего/делящегося поглотителя в РБМК, как мне кажется, не очень удобно.
Скорее более интересно было бы использование разборных многоразовых твэлов для РБМК с жидкосолевым заполнением топливными смесями типа ThF4-UF4-LiF и ThF4-PuF3-LiF.
Изготовление такого топлива крайне просто. Так же как несложна фторидная дистилляция делящихся изотопов (U, Np, Pu).
При грамотной конструкции таких твэлов, можно иметь очень хорошее выгорание "грязного" урана-235 (регенерат от лодочных ЯЭУ и ИРов с высоким содержанием урана-236) и плутония энергетического от тех же РБМК первых кампаний. Наработка урана-233 в жидкосолевых топливных смесях позволит улучшить экономику топливопотребления РБМК и можно продлить их сроки эксплуатации на сниженных уровнях мощности в качестве энергетического реактора-выжигателя с гибким производственным циклом и пристанционной регенерацией жидкотопливной смеси.

Нестандартные идеи у вас, Didro.
Вполне интересный вариант попробовать использовать в качестве выгорающего поглотителя в теплоносителе для ВВЭР-1200 соли ThCl4 или трифлат тория. Замена борирования, экономия нейтронов, увеличение мощности и рост КВ налицо будет. Только проблемы с гидролизом торивой соли, с ВХР теплоносителя и интенсивностью процессов радиолиза, как и увеличении коррозионного повреждения внутрикорпусных устройств и арматуры трубопроводной явно будет.
Кажется мне, что соли тория как выгорающий/делящийся поглотитель скорее для кипящих реакторов подходят,чем для ВВЭРов.

Автор: Didro 20.8.2015, 8:44

VBVB
Со всем согласен, и по коррозии тоже размышления приводят что основной вклад даст именно фактор радиолиза, тем более с галогенными солями, которые удобны в обращении.
Но сейчас контроль ВХР не представляет труда, и закисление, в т.ч. добавочное от продуктов деления, вполне можно было-бы регулировать тем же ThO2, разместив в блоке фильтрации.
Хотелось бы в отрасли заметно поднять и экономику и ресурсы, сделать экономический стимул, а не как сейчас все ушло в политику..

alex_bykov, garry_t
Спасибо.

Автор: LAV48 20.8.2015, 9:30

Она же несколькими постами выше

Автор: garry_t 20.8.2015, 12:00

заметил, но поздно
по моей ссылке в коментариях интересная дисскусия завязалась

Автор: Didro 21.8.2015, 19:58

VBVB
Касательно действующих блоков, ведь можно не только торивые, но и просто соль с обедненным ураном 238 вводить.
Все увиденные выше плюсы будут, плюс повысится температура закипания теплоносителя, что также даст возможность поднять КПД.

Единственный минус, который пока вижу - это легкость получения оружейного качества материалов из теплоносителя с солями урана или тория.

Автор: asv363 22.8.2015, 1:50

ВХР первого контура для ВВЭР (учитывая возможную коррозию и АОА), каким будет? Водно-растворимые соли урана (без диссоциации при номинальном потоке на зоне), интересно послушать, однако. Взаимодействие с материалами (сплавами) ТВС, ТВЭЛ, обратно.

Автор: Didro 22.8.2015, 11:38

asv363
Кроме галогенных, можно рассмотреть сульфатные соли, учитывая наличие в мире с десяток исследовательских реакторов именно на растворе сульфата урана/плутония.
Основной вклад конечно будет вносить именно радиолиз с локальным образованием активных кислых радикалов.
Но это можно свести к минимуму добавлением в блок фильтрации воды контура окисей урана или тория, ну и поддержание содержания актиноидов посредством периодической обработкой, о чем писал выше.

Автор: VBVB 22.8.2015, 19:47

А смысл использования урана-238 в качестве выгорающего в теплоносителе легководников делящегося материала?
На выходе будет плутоний с качеством близким к оружейному, так этого добра и так у нас избыток. Эффективную утилизацию плутония отечественного в БНах до сих пор не освоили. Если же выжигать наработанный прямо в теплоносителе без отбора, то будет загрязнение внутренностей РУ высокорадиотоксичным материалом. Это при перегрузке топлива лишние проблемы и фон повышенный у топлива выгружаемого из-за откладывании го...на разного радиотоксичного на поверхности твс/твэлов.

Интересно конечно совместить свойства растворного реактора с гетерогенной компоновкой корпусного легководника, но проблем разных появится гораздо больше, чем возможных плюсов.

Судя по всему, японцы это уже проделывали не раз...

Автор: Didro 22.8.2015, 21:15

С ураном увеличится деление в теплоносителе, выше эффективное увеличение мощности.
И средний КВ поднимется.
Недостатком вот как раз вижу именно простоту наработки оружейных материалов.


Да, конечно, всегда какие либо изменения дают и непредсказуемые эффекты, которые приходится решать по факту появления.


К сожалению не в курсе результатов у японцев, очень интересно было бы ознакомиться с их опытом.

Автор: Kolyanon 22.8.2015, 22:30

Торий у японцев НЯП это из ветки про Фукусиму.
Там в выбросах было столько тория, сколько реактор наработать не может.
И наиболее вероятно, что он был в теплоносителе.
А раз в теплоносителе, то японцы баловались получением оружейных материалов. (Иначе зачем его туда добавлять)
За руку конечно никто не ловил, но как бэ факты намекают.

Автор: VBVB 23.8.2015, 1:25

Это то понятно.
Но если выбирать между наработкой урана-233 (с небольшим количеством урана-232) в теплоносителе с одновременным накоплением осколков деления тория-232 и урана-233 и наработкой плутония оружейного/топливного качества с осколками деления урана-238 и плутониев, то я ратую за ториевые соли. Кроме того, очевидно, что для РФ такие эксперименты с экспериментальной наработкой урана-233 таким образом в теплоносителе проще осуществимы с политической точки зрения, чем вариант где плутоний оружейный в теплоносителе обычного энергетического реактора будет генерится.
Плутония оружейного разной чистоты у нас дохрена, как и ВОУ, поэтому уран-233 полученный в ВВЭРе таким способ качественным оружейный материал не имеет смысла считать. Да и нарабатывать уран-233 таким геморным способом нарушителем режима нераспространения делящихся материалов тоже особого смысла нет. От урана-233 такого невысокого качества (с долей урана-232 около 100-300 ppm) пользы в производстве ядерного оружия мало. Если только экспериментальное устройство короткого времени хранения создать и по быстрому испытать.
А вот если весь мир поймет, что оружейный плутоний в энергетических PWRах и ВВЭРах скрытно через теплоноситель можно до 12-15 кг в год с гигаватника нарабатывать, то это совсем хреновая ситуация. Это может конкретно пошатнуть текущие меры контроля за скрытным производством делящихся материалов в странах-эксплуатантах АЭС.

Раньше такой контроль та же Индия успешно обходила, много лет нарабатывая на тяжеловодниках и BWRах плутоний оружейный и торий, придумывая оправдания разные под разные исследования топливных циклов и разных типов ядерных топлив. Ну ей это дело все таки в итоге простили.
А тут еще все кому захочется начнут вместо бора или лития-7 соли урана-238 в теплоноситель скрытно фигачить и плутоний втихоря сцеживать.

Автор: Didro 23.8.2015, 6:27

Да и само вовлечение в цикл тория с ресурсами в трое больше чем урана, для отрасли имеет существенное значение и перспективы.

Автор: Didro 23.8.2015, 6:30

То что они скрытно работали по бомбе, вроде как даже их друзья из штатов неоднократно делали намеки, и собственно поэтому всегда высказывались против сдерживали строительство у них завода по переработке, и быстровика "мондзю", стройкой которого они всегда мотивировали нужность им переработки.

Автор: AtomInfo.Ru 23.8.2015, 10:06

Ну почему не ловил?
Как минимум, было собрано очень много косвенных признаков наличия у Японии интереса к оружию.
Просто никому не выгодно раздувать эту тему в публичном пространстве.
Даже китайцы ограничиваются тем, что "внимательно следят за развитием ситуации".

Автор: VBVB 23.8.2015, 16:43

Это лишний раз доказывает, что существующий режим по контролю над производством делящихся материалов в целях развития мирной атомной энергетики имеет явные лазейки. При этом, судя по всему, японцы наработку урана-233 делали в самом малопригодном (как считалось ранее) для скрытных действий реакторе BWR.
Нераспространенцы обычно всегда писали, что по возможности скрытной наработки оружейных материалов тепловые энергетические реакторы ранжируются по ухудшению эффективности: Magnox/AGR - PHWR/CANDU - РБМК - ВВЭР/PWR - BWR.

Автор: Didro 23.8.2015, 16:50

Ну если мне пришла мысль ввести в теплоноситель сырьевую компоненту, думаю что и много раньше других такая мысль посещала, и скорее для именно военных целей, а не как меня для повышения эффективности и ресурсов именно для энергетики.

Автор: VBVB 23.8.2015, 17:56

Кажется мне, что не зря аргентинцы в свое время построили очень странный PWR с тяжелой водой в качестве теплоносителя.
Очень уж такой аппарат подходящий для вашего предложения о введении сырья облучаемого в теплоноситель первого контура.
Возможности уникальные по утилизации избыточных нейтронов в теплоносителе в качественные делящиеся материалы для такого реактора имеются.

Для растворных реакторов мощность всегда ограничивалась скоростью обмена/притока теплоносителя, а тут PWR с офигенными характеристиками прокачки теплоносителя по 20 кубов секунду.

Может есть смысл кому-либо задуматься о возможной компоновке легководного или тяжеловодного реактора, в котором центральная топливная матрица имеет каналы через которые течет теплоноситель с растворенными солями тория-232 или урана-238? Устройство такого реактора будет довольно простым, напоминая внешне графитовый остов ЖСРа с каналам как MSRE. Только остов будет набираться в виде решетки из топливных кассет/твэлов в оболочке из нержавейки как для транспортного реактора. Если НОУ 20% обогащения использовать, то активная зона такого реактора может по пять-шесть лет без-замены работать, а потом целиком ее менять.
КВ у такого аппарата экспериментального мощностью 100-150 МВт даже на легкой воде к 0.9 может подойти (около 0.5-0.55 в самой матрице топливной и до 0.35-0.4), а на тяжелой и достичь единицы.

Автор: Didro 23.8.2015, 20:13

VBVB
Для транспортника наверно пока маловероятно из-за вероятности протечки, пусть и мизерной, учитывая современный уровень надежности.
А вот в ВВЭР думаю можно как раз подойти было бы к КВ~1, а с ростом ресурсов U233 и ТВС на нем, то и достичь порядка 1,1, решив таким образом обеспечение топливом без в разы более дорогих БН.

Автор: pappadeux 24.8.2015, 19:57

Шиппингпорт на тории продемонстрировала КВ 1.01 (1.03 по другим сведениям)



наибольший КВ на тории на тепловом (хотя, скорее, промежуточном) спектре, о котором я читал, был французский проект на расплавленных солях, с графитом. Они утверждали, что у них КВ между 1.08 и 1.09

Автор: Didro 24.8.2015, 20:06

Но в ВВЭР средние энергии выше тепловых, заметна доля делений бытрым спектром с большим числом нейтронов и сырьевых (на тории конечно значительно мешьше чем на уране), к тому же если периодами выводить промежуточный Pa233, например как писал выше, самым простым методом, можно ожидать КВ поболее чем у французов.

Автор: pappadeux 24.8.2015, 22:00

французы совершенно точно выводили протактиний, тем более что дизайн с расплавом солей позволяет это делать быстро и просто

Автор: Didro 24.8.2015, 22:21

Так это тем более обнадеживает, что есть реальные подтверждения перспектив именно солевых систем.
И совсем непонятен саботаж сироженнскими детишками.

Автор: AtomInfo.Ru 20.8.2017, 19:01

Снова в моде?
http://www.jdsupra.com/legalnews/will-utah-counties-fund-thorium-reactor-26541/
Юта, США.

Автор: Superwad 22.8.2017, 12:34

Очень интересная идея. Реактор ториевый (насколько я понял жидкосолевой), а потребители ко всему прочему в качестве нагрузки - водородный завод для тяжелых грузовиков?
Интересный момент - серьезных толковых предложений не поступило? Пусть попросят россиян построить им БН-1200

Автор: Ultranauth 22.8.2017, 12:52

Вроде как есть одна и та же тусовка, в которой ключевое лицо Kirk Sorensen и вот он (они) и раздувают эту моду последние лет 8-10 и рождают новые стартапы (этот как минимум седьмой на теме ЖСР в США/Канаде) Говорит он, конечно, классно.

Автор: eninav 22.4.2021, 22:43

Нептуний конечно будет, но на пару порядков меньше чем на U-235, т.к. требуется 4 последовательных захвата нейтрона вместо 2. Т.е. не полкило на тонну ОЯТ, а единицы грамм — меньше, чем кюрия в урановом ОЯТ, при этом нептуний самый безобидный из трансуранов. А плутония в урановом реакторе вообще на много порядков больше, т.к. там достаточно одного захвата U-238, а в торевом цикле минимум 5.

Автор: eninav 22.4.2021, 23:45

И еще, состав плутония будет другой. Если в урановом ОЯТ грубо говоря 60% 239, 25% 240, дальше по убывающей 241 и 242, и совсем копейки 238 (т.е. процентов 90 приходится на 239/240/242 с тысятелетними периодами), то в ториевом будет большая часть сравнительно короткоживущий 238, а потому по убыванию 239, 240 и т.д. То есть, в контексте проблемы долговременного (сотни лет) хранения торий лучше.
Вот U-232 конечно серьезно все портит.

Автор: Аристарх 31.3.2022, 14:29

Всем здоровья.
Уважаемые форумчане.
Нашел себе головную боль, в свободное от работы время придумываю новый тепловой двигатель. Цикл, конструктив определены. На выходе предполагается много преимуществ, в том числе высокая эффективность, отсутствие выбросов, низкий уровень шума и вибраций, простота конструкции. Двигатель с внешним подводом теплоты, соответственно источником энергии может быть и ядерное топливо.
Раньше в эту сторону почти не смотрел по разным причинам, но не так давно попалась на глаза информация о торий-урановом цикле. Увидел в нем интересные свойства и подумал, а почему бы и нет. Привлекает то, что процессом получения делящегося топлива можно управлять, что очень критично, как для наземного транспортного применения, так и для распределенной энергетики. Второе преимущество, что в цикле отсутствуют (или почти отсутствуют) оружейные компоненты. Следовательно, ограничения, вызванные контролем за нераспространением радиоактивных материалов, могут быть не такими жесткими и при современном уровне развития техники могут быть реализованы достаточно эффективно. Если сейчас научились отслеживать каждую бутылку алкоголя, произведенную на ЛВЗ, то ядерный источник энергии можно контролировать и подавно.
Сам по образованию двигателист. С ядерной физикой знаком на уровне чуть больше школьной программы. То, что было доступно почитал, но вопросов конечно еще много. Обращаюсь к вам за помощью.
Существует ли техническая возможность реализовать торий-урановый цикл в микроразмерностях? Например, для автомобильного транспорта необходима тепловая мощность порядка 500 … 800 кВт (для начала), для распределенной энергетики в диапазоне от десятков кВт до единиц МВт? Спрашиваю именно об возможности ядерных преобразований. На уровне теплотехники больших вопросов не предвижу.
На сколько быстро протекают реакции превращения Th232 в U233? Это минуты, часы или недели?
Возможна ли реализация этого процесса с использованием металлического тория, при условии его помещения в инертную среду?
О каких массах топлива будет идти речь если говорим о мощностях, указанных выше? Какой это порядок: граммы, десятки, сотни грамм?
Читал про очень активный U232, на сколько сложно будет от него защититься?
Какие температуры в горячей зоне можно ожидать? От этого будет зависеть выбор конструкционных материалов, рабочего тела и естественно эффективность. Возможность для маневра есть.
Ну и, как вы рассматриваете перспективы такого развития таких технологий, если принимать во внимание не только чисто технические аспекты?
Если отвлечься от реалий и пофантазировать, то получается вполне привлекательно. Автомобиль, который будет заправлен с завода на весь срок службы. Или дом, который не нуждается в подключениях к внешним источникам энергии и может быть автономным и энергоэффективным.
С уважением.

Автор: AtomInfo.Ru 31.3.2022, 16:27

Короткий ответ.

Сама по себе реакция превращения такова:
232Th (n,gamma) 233Th (бета-) 233Pa (beta-) 233U

Характеристики бета-минус-распада - это физические константы.
Из справочников можно видеть, что период полураспада 233Th (первый распад в цепочке) = 21,83 минуты. То есть для прикидок на пальцах примерно за 1 час 90% образовавшегося тория-233 перейдёт в протактиний-233.
Второй распад в цепочке, распад 233Pa, существенно более долгий, период полураспада 26,975 суток.

Первая реакция в цепочке - (n,gammа), или захват нейтрона ядром тория-232 - зависит от характеристик установки.
Во-первых, какой поток нейтронов в установке (грубо говоря, сколько в установке есть "n").
Во-вторых, каковы энергии нейтронов в установке (вероятность ядра тория-232 захватить нейтрон очень сильно зависит от того, какая у нейтрона энергия).

Автор: Татарин 31.3.2022, 19:50

Они там присутствуют во весь рост, просто в _чуть_ менее удобном для использования в оружии виде. Для террористов при выполнении некоторых условий эти неудобства могут оказаться незначительными, поэтому говорить, что в ториевом цикле отсутствуют оружейные материалы - неправильно.

В контексте Вам могут быть интересны причины по которым так говорят, а главная из них - образование долгоживущего (80+лет) урана-232, который в цепочке распадов даёт таллий с очень жёстким (2МэВ) гамма-излучением, от которого ОЧЕНЬ сложно защищаться. Время полураспада урана-232 тоже предельно неудобно: слишком долго, чтобы просто переждать (за 80 лет излучение падает всего в два раза) и достаточно быстро, чтобы давать большие дозы даже при небольших концентрациях.
Бомбоделам ториевый цикл неприятен именно из-за наличия урана-232 в великолепном оружейном материале уране-233. Уран-233 очень просто и дешёво извлекается из тория (даже проще, чем плутоний из урана), но уран-232 портит всю малину: из-за радиации любые манипуляции с облученным топливом, с извлечённым ураном, или к конечным продуктом - с бомбой крайне сложны, дороги и опасны.


Контролировать и обеспечивать физическую безопасность - разные вещи. Именно это сейчас губит малые реакторы: мощность-то у него маленькая, как и выгода от него, а неприятности от разрушения зоны с выходом активность может быть большая. Малый реактор, по сути, нужно охранять как и большой, а с большим его экономика позволяет это делать проще.


Мощность - не проблема. И даже минимальная масса (десятки килограмм активной зоны, если по минимуму) - не проблема.
Проблема - защита во всех смыслах. Например, для защиты от радиации (и гаммы, и нейтронов, которые саму защиту будут делать радиоактивной) потребуется стенка, которую уменьшить нельзя вообще. И упихать соотвествующую всем нормам защиту работающего реактора в железнодорожный габарит возможно лишь в теории (на бумаге получалось только для не работающих и "отлежавшихся" зон, на практике - только малой их части, отдельных стержней в контейнере).
Защита реактора от нежелательных внешних воздействий - более сложная задача.
Ещё более сложная задача - защита реактора от сознательных внешних воздействий.


Минимально - десятки килограмм. Вопрос не в мощности, а в минимальной критмассе (ну и энергозапасе зоны при сохранении критмассы).


Очень сложно. 8мм стали ослабляют 2МэВ гамма-излучение, НЯП, в 2 раза. А Вам нужно его ослабить хотя бы в сотни миллионов раз. Конечно, тут экспонента, она на вашей стороне, но всё равно нужно хотя бы 20-30см свинца. Физика взаимодействия гаммы с веществом такая, что любое вещество с меньшим Z даст проигрыш сразу во многие разы, скажем, стали потребуется уже метр+, для воды - 5-7 метров.


Любые.
Физика ядерного реактора такова, что температура определяется почти только балансом мощности и теплоотвода. То есть, если всё работает нормально, то только задумкой конструктора.
Часто (кроме бомб) стремятся добиться сильного отрицательного коэффиециента реактивности (грубо говоря, того, чтобы горячий реактор снижал мощность... ещё до того, как он это сделает из-за разлёта в стороны или стекания вниз). Способы для этого есть.
Но предельная (по термодинамике) температура в ядерном реакторе на быстрых нейтронах около 22 триллионов градусов, она не достигается только потому, что реактор разлетается в строны или перестаёт работать по другим причинам. В конце-то концов, оксид тория - одно из самых тугоплавких веществ, но при 6000С он уже пар, а не материал.


Увы, но никак.
Давно бы в домах побогаче стояли бы радиоизотопные котлы на распаде какого-нить стронция или цезия, которые, по сути, отходы крупной ядерной энергетики. В СССР такие стояли на маяках.
Но теракт, который можно устроить имея всего лишь киловаттный источник тепла может убить тысячи человек и нанести ущерб на сотни миллиардов.
Потенциальные проблемы совершенно несоразмерны выгодам.

Автор: Аристарх 1.4.2022, 10:42

Ответ не утешительный.
Спасибо.

Автор: eninav 2.4.2022, 12:05

Присоединяюсь. Главное, что мешает масштабированию - биозащита. Грубо говоря, если метр бетона ослабляет радиацию в миллион раз, то полметра будет ослаблять только в тысячу. Уменьшаем мощность в 1000 раз, а биозащита становится легче только в 2 раза. Там где биозащитой можно пренебречь (космические аппараты например), мини-реакторы возможны, например были реакторы Бук и Топаз с тепловой мощностью порядка 100 квт и массой в тонну на все про все.

Помимо проблем безопасности есть еще такая - чем меньше активная зона, тем больше требуется обогащение. На обычных больших реакторах - 5% (на самом деле от 2%, 5% делают что бы увеличить выгорание, что бы пореже перезагружать реактор топливом - меньше простоев, лучше экономика). Уже на подлодочных реакторах требуется 20% и выше (20% это предел для гражданского применения, поэтому на ледоколах 20%, а на подлодках бывает и больше), а они не такие уж и маленькие, всего раза в два меньше современных ВВЭРов, а масса со всем оборудованием (парогенераторы, турбины и т.д.) измеряется тысячами тонн. На том же Топазе, где АЗ содержала 50 кг урана, обогащение было как в атомной бомбе - 90%. Сами понимаете, это сразу ставит жирный крест на любые гражданские применения таких реакторов. В лучшем случае, исследование дальнего космоса. Ну и, даже если безопасность оставить за скобками, такое обогащение просто дорого.

Вообще, мне идея маленьких реакторов всегда нравилась. Те же космические реакторы - это произведение инженерного искусства. Но указанным выше причинам, я думаю мы никогда не увидим на земле что-то более компактное, чем ледокольный реактор. Ну, может быть проект Шельф взлетит - там роль биозащиты играет 300 м воды, и она же и физически защищает реактор он нежелательных действий (вряд ли у потенциальных террористов есть средства, что бы поднять такую штуку со дна, да еще и незаметно).

Автор: nuc 3.4.2022, 22:54

+

Автор: Elk 13.11.2022, 12:25

Всем привет!

А слышал ли кто-нибудь про норвежское судно Thor?
Мне ссылку студенты притащили. Суть - на судне реактор на основе расплавленных солей тория MSR, будет работать как станция подзарядки для электрических лайнеров. Я про такое впервые слышу (в смысле про судно). Оно реализовано или это только проект?
https://www.ixbt.com/news/2022/05/01/predstavleno-sudno-thor-na-torievom-reaktore-ono-budet-zarjazhat-jelektricheskie-lajnery-novogo-pokolenija.html

Автор: Dobryak 13.11.2022, 15:35

Надежды юношей питают

https://splash247.com/ulstein-debuts-thor-claiming-it-is-shippings-nuclear-powered-silver-bullet/

Автор: AtomInfo.Ru 13.11.2022, 16:40

Из всех проектов ЖСРов реально будет работать пока только китайский маленький реактор. Все остальные ЖСРы пока только на бумаге.

Автор: nuc 14.11.2022, 13:23

А персонаж, который главный по этому ЖСР заявил как-то, что био защита на нем в разы легче, так как излучения в разы меньше... вот такие там руководители на проекте.

Автор: Kapa6ac 14.11.2022, 15:54

Что будет с этой ториевой батарейкой, если затонет и ляжет на дно кверх ногами?

Автор: 17th Guest 21.11.2022, 17:49

Что в данном случае имелось в виду под "лайнер"? liner?

Может фломастеры?

Фломастеры - да, смогут подзаряядить.