Причин тому иного может быть: политика, "издержки учета", пригодность к использованию в РУ действующих американских АПЛ. Особенно умилило про 20-35 фунтов урана 233, разрушающих Вашингтон. Кто у нас планете обладает такими возможностями? Мистер Альварез, заинтересованное лицо, с какой стороны не посмотри. Если что, я не при делах.

Флот США с давних пор питал интерес к урану-233, поскольку на нем ядро транспортного реактора становится в грубо в 1,7 раза меньше по геометрических характеристикам, и длина топливной компании слегка увеличивается процентов на 8-10%. Это связано с тем что топливо состава 233U(90% масс.)-298U(10% масс) близко по характеристикам энерговыработки к флотскому топливу с 97,3% по урану-235. Только военные довольно долго не хотели давать уран-233 флотским на эксперименты в качестве топлива. Тем не менее, флотские инженеры из KAPL в итоге получили опыт работы у ураном-233 на экспериментальных наземных РУ. Однако, судя по открытым материалам, официально утверждается, что ядро лодочного реактора на уране-233 в металле так и не было осуществленно.
Уран-233 о котором идет речь наработан в энергетических исследовательских реакторных установках с высоким выгоранием фертильного тория-232, поэтому в нем содержание урана-232 высоко (от 400 до 800 ppm), что видимо по характеристикам радиотоксичности (согласно имеющимся нормативным документам и правилам сертифицирования) не позволяет его применить для создания топлива для флотских реакторов.
Берегут персонал...

VBVB, понял.
С учетом "пожизненной" ТК РУ АПЛ активность урана 232, по моему, не проблема - сделают стенки более толстыми. В пищу употреблять не будут. А вот вопрос о наработке, имеет место быть. Кстати, почему РУ АПЛ на уране 233, будет в 1,7 раза меньше по объему?

Скорее всего есть сложности с сертифицированием топлива на уране-233, проблемами радиотоксичности при производстве из такого "нечистого" урана-233 ядерного топлива, хранении этого топлива и сборки а.з. из него.
IMHO, при эксплуатации лодочного реактора для экипажа АПЛ разницы особой нет уран-235 или уран-233 в ядре реактора.

Сама РУ АПЛ на уране-233 со всей машинерией типа ПГ, ГЦН и т.п. по габаритам будет не особо меньше по сравнению с использованием топлива на уране-235.
Но ядро реактора на уране-233, т.е. а.з. будет в 1,7 раза меньше по объему по сравнению с ураном-235, поскольку по американским данным критмасса урана-233 в виде стержневых цирконийсодержащих твэлов в стальном цилиндре-реакторе с легкой водой с 3.5 см берилиевым отражателем грубо в пять раз меньше чем у урана-235 (1.5 кг против 7.2 кг). Соответственно для ядра реального лодочного реактора с длиной топливной кампании не менее 20 лет потребуется или около 80 кг урана-233 или около 400 кг урана-235 (97.3%).
Однако энергонапряженность а.з. на уране-233 из-за меньших размеров будет выше, поэтому для случая топлива на уране-233 потребуется большая интенсификация прокачки теплоносителя на режимах работы РУ близких к номиналу.
Этот вопрос с использованием урана-233 в траспортных энергоустановках американцы усиленно разбирали и сделали вывод, что для космических реакторов (где весовая отдача РУ главнейший фактор) имеющийся уран-233 (доля примеси 234U не более 1.6) для эпитеплового нейтронного спектра позволяет получить наименьший вес и размер реактора по сравнению с использованием топлива на основе WGPu (доля плутония-239 около 94%) и тем более по сравнению с топливом на ВОУ (доля урана-235 в "naval grade" ВОУ около 97.3%).

Сообщение отредактировал VBVB - 20.10.2012, 0:34

VBVB, очередной раз спасибо.

Военным в США нужна сертификация?! Засекретят и все. Сборку будут производить военнослужащие, и не руками, конечно. Проблемы с хранением,по моему мнению отсутствуют, не считая, разве короткий период полураспада 67 лет.
Вот. Вы какую критику имели ввиду: масса для начала управляемой реакции или масса для боезаряда?
Без сомнения.
Тут надо разбираться, ибо много где чего летает. Особенно, военного.

Имеется ввиду критмасса делящегося материала для ядра малогабаритного описанного реактора (2000 г.), способная обеспечить самоподдерживающуюся управляемую реакцию деления на тепловых нейтронах вначале и с переходом скорее к эпитепловому спектру при выходе на номинал.
Речь именно о сборке ядра реактора с легкой водой-теплоносителем, а не оружейных критмассах.
Оружейные критмассы для сфер у урана-233 и урана-235 с 25 см обедненным урановым отражателем будут отличаться только почти в три раза (7.6 кг против 21.2 по данным французов).

Сообщение отредактировал VBVB - 20.10.2012, 2:21

Интересно, что по американским оценкам 12-летней давности 233U очень дорогим материалом является. На заре его наработки DOE предполагала затраты на уровне 2 млн $ за 1 кг материала. Однако по итогам программы наработки 233U его "цена" составила около 4 млн $ за 1 кг материала.
На 2000 год оцененные американцами затраты для получения 233U составляли около 30 млн $ за 1 кг материала. Причем самый мощный в распоряжении DOE реактор ATR (250 МВт(тепл.), INEEL) ежегодно смог бы нарабатывать только 0.3 кг 233U в год. Американцы считают, что из имеющегося в мире реакторного парка только канадские CANDU и индийские PHWR могут нарабатывать 233U с разумно-приемлемыми затратами.

Сообщение отредактировал VBVB - 21.10.2012, 0:29

Что-то дорого, даже с учетом инфляции. Дороже Pu-238, получается. Да и военным он не приглянулся, может Вы и рассказывали. Реально не по кому, уже лет 20-25, применять ЯО американцам.
Могу ошибаться, но при желании, США с Канадой договорятся. За PHWR сложно сказать, как там у них получается.
В итоге, кто мог создать запасы ЯО, те создали. Недостатка ни 235 уране, ни в 239 плутонии,нет. Уран 233, с экономической точки зрения, пока "баловство", может индусы там только серьезно работают.

Сообщение отредактировал asv363 - 21.10.2012, 2:38

так его считай не производят.

Pu-238 так же "не производят".
P.S. Тут товарищи надысь учения ядерной триады проводили. А вот у некоторых журналистов

Сейчас NASA ежегодно получает по $10 млн на финансирование закупок плутония-238. При готовой потребности NASA в 1,5-2,0 кг плутония-238 получаем его цену в районе $5-7 млн/кг.
С резким ростом NASA к миссиям на астероиды и Марс было подсчитано DOE, что запуск производства для наработки 4,5 кг плутония-238 в год обойдется около $150 млн.
http://www.msnbc.msn.com/id/30621668/
Дальнейшие ежегодные затраты на производство плутония-238 планируются не выше $30 млн. Т.е. предельная стоимость наработки плутония-238 предполагается в $6,5-6,6/кг.
Теперь посмотрим какова может быть сегодня цена урана-233.
Расчеты американцев по производсьтву урана-233 строились на возможности постройки тяжеловодника-наработчика, посколькус него уран-233 наиболее чистый по примеси урана-232 (ниже 10 ppm).
Возьмем простую аналогию. Например тяжеловодник 500 МВт(тепл) может выдать в год около 65-70 кг оружейного плутония. Однако при использовании тория для облучения его загрузка в тяжеловодник-наработчик не должна превышать 7-9% от массы урана облучаемого. С учетом сечений нейтронного захвата для спектра тяжеловодника получается, что урана-233 такой реактор наработает 6,2-7,0 кг за год.
Поскольку наработка оружейного плутония-239 сейчас американцем не интересна, то получаем, что все затраты переносятся на стоимость урана-233. На момент 2007-2008 года по разным данным стоимость целевой наработки оружейного плутония-239 в тяжеловодниках порядка $3,8-4,2 млн./кг. Тогда получаем, что стоимость урана-233, как целевого продукта при таком подходе составит около $26-29 млн/кг.
Т.е. действительно видно, что наработка высокочистого урана-233 дороже плутония-238 раза в четыре получается.
Однако, если уран-233 в бланкетах БНов нарабатывать, то его стоимость наработки всего в 1,6-2 раза дороже плутония оружейного будет.

Сообщение отредактировал VBVB - 24.10.2012, 15:15

Баловство если его (уран-233) нарабатывать в кчестве оружейного ядерного делящегося материала.
Однако тут фишка, что только на уране-233 можно реактор-бридер для уран-ториевого МОКса на тепловом нейтронном спектра построить. Да же старых проектов ториевых водяных бридеров высокая стоимость "запального" урана-233 компенсируется "избыточной" наработкой его же к концу топливной кампании. Ну а если в качестве запального делящегося материала плутоний топливный использовать, то вообще стоимость наработки урана-233 в разы падает.
Индусы не дураки по интересу к урана-233, у них все хорошо просчитано. Их проект AHWR хорош по предполагаемой экономике.

Сообщение отредактировал VBVB - 24.10.2012, 15:53

Интересный момент из книги "Вишневский В. И. Запах атомной бомбы. Воспоминания офицера-атомщика – Харьков: Курсор, 2009. – 404 с., илл." относительно формы первых советских ядерных бомб.


Сообщение отредактировал VBVB - 9.1.2013, 19:35

Приблизительно месяц назад:

Мэр Хиросимы осудил субкритические неядерные взрывы в США
РИА Новости, ОПУБЛИКОВАНО 08.12.2012

http://www.atominfo.ru/newsc/l0928.htm

К вопросу о соблюдении США межгосударственных и международных договоров.

Сообщение отредактировал asv363 - 12.1.2013, 17:39

Субкритичные взрывы разве нарушение договора?

А вообще для чего эти взрывы производят? Что они дают?
А наши почему не взрывают? Не нужно, или хотят, но "не могут"?

Формально нет.
Договор о всеобъемлющем запрещении ядерных испытаний (Comprehensive Test Ban Treaty) запрещает любые ядерные взрывы, при которых начинается цепная реакция, а также запрещает усовершенствование и разработку ядерных боеприпасов.

Официально для проверки боезарядов из ядерных арсеналов.
Однако, нераспространенцы считают, что эти испытания применяют для проверки работоспособности новых изменений внесенных в устройства модернизированного боезаряда.
Энерговыход в таких взрывах крайне незначителен, на уровне нескольких килограм ТНТ, однако детектирование характеристик газодинамических процессов и сбор нейтронных данных дает понимание насколько реальный заряд соответствует модельному представлению о нем.
Для старых по времени хранения боезарядов появляется возможность узнать о связи степени деградации ядерного инициатора и надежностью срабатывания устройства.

В данной ситуации соответсвенно тексту ДВЗЯИ говорят о проверке технической работоспособности боеприпасов из арсеналов.
Но а что на самом деле делают, можно только догадываться

Раньше в 1998 и 2000 наши серию испытаний проводили. Американцы тогда посчитали, что наши новой смерхмалой мощности (около 300 тонн ТНТ) заряд для боеголовки КР испытывали, а также проверяли работоспособность боезарядов ракет ПРО Москвы.
Сейчас наверняка в ответ на шаг американцев тоже пару испытаний проведут "изделий из стареющего арсенала".

Сообщение отредактировал VBVB - 13.1.2013, 1:23

В нашей отечественной научной школе со времён Курчатова принято скептически относиться к ториевому циклу. Доводы к этому есть весьма существенные:

1. В тории-232 отсутствует аналог урана-235 в природном уране.

2. Торий-урановый цикл, для всей совокупности входящих в него нуклидов, в целом менее богат нейтронами по сравнению с уран-плутониевым циклом. Из-за меньших атомарных масс выходы нейтронов при делении делящихся материалов ниже во всём энергетическом диапазоне энергий нейтронов, пороги деления сырьевых нуклидов выше а сечения за ними меньшие.

3. Более высокий коэф-т (eta) на тепловых нейтронах для U233 по сравнению с U235 надо рассматривать в контексте того, что реактор чувствует произведение (eta)*(eps).
Да, верно что существующие конструкции реакторов потенциал увеличения (eps) очень мало используют, и перевод их на U233 даёт видимый эффект (но КВ остаётся сильно ниже единицы).
Вместе с тем если в идеальных условиях чистого металлического U238 (eps)=1,17 то аналогичный коэффициент для металлического тория-232 оценочно 1,05 если не меньше. В практических конструкциях он будет неотличим от единицы, особенно в гомогенном расплавно-солевом ториевом бридере.
В случае ВВЭР СКД, (eta_U235)*(eps_U238) не намного меньше чем (eta_U233)*(eps_Th232) на тепловых нейтронах. Формально возможен КВ>1 в обоих случаях.

4. Период полураспада ядра-предшественника U233 на порядок дольше, чем ядра-предшественника Pu239. Это усугубляется большим сечением нейтронного захвата 91Pa233 составляющим 150 барн. Поглощение в Pa233 особенно существенно тем, что теряется два нейтрона из цикла воспроизводства: один расходуется на образование Pa233, а другой поглощается в Pa233. Например, при потоке нейтронов 2e13 время жизни Pa233 до поглощения нейтрона 100 раз больше чем период его радиоактивного распада в U233, а при потоке 2e15 эти величины равны. В случае бридера может оказаться, что для превышения КВ единицы требуется снижать мощность реактора до незначительных величин.

В старых источниках, указывавших для перспективных БН КВ=1,5 утверждалось о достижимости КВ теплового ториевого реактора до 1,15. В более поздних источниках упоминается цифра КВ=1,08. Соратникам Курчатова с самого начала представлялось непрактичным, что для достижения этой величины в ториевом бридере придётся непрерывно удалять осколки деления без какой либо выдержки. Это гораздо сложнее чем непрерывная перегрузка топлива, имевшаяся с самого начала на всех канальных графитовых реакторах в США и СССР, которая тем не менее на мирных реакторах не практикуется.

Суммируя всё это, у нас со времён Курчатова принято считать, что малое время удвоения U233, теоретически достижимое в ториевом цикле за счёт того что концентрация ядер U233 в активной зоне низкая /по сравнению с концентрацией плутония в АЗ БН на быстрых нейтронах/ относится к научной фантастике, осуществимой на практике не намного легче чем управляемый термоядерный синтез.

Не ответил сразу, хотя теоретически это было вожможным. Сказанное товарищем VBVB, практически полностью совпало бы с моим ответом. Чуть-чуть добавлю.

1. К профессиональным нераспространенцам на территории России не отношусь.
2. Юридическую сторону доложу Вам по прибытии на службу. Но, если память не подводит, США и Китай (еще ряд стран пропустим) подписали и ратифицировали меньше пунктов. Полностью подписали и ратифицировали: ЕС, Россия, большинство стран Африки и Австралия.
3. Ранее в этой теме, или схожих, все приводили свои аргументы, обсуждая договор о ракетах средней и малой дальности, "горбачевский". Было или в договоре или шло приложением ,о снарядах пушечных и СРЗО. По сейсмике вы сможете отследить боезаряд ядерный иалой мощности? Или там, в США, на всех складах боеголовок ЯО, "наши Кузьмичи" с берданками дежурят?
4. Четко было написано: Взрыв малой мощности не идентифицирует наличие процесса нейтронного размножения.
5. Вы попробуйте удержать нашего военного ученого от экспериментов. Это противоестественно.

Итого: Ничего хорошего лично я в сокращении запасов годного оружейного плутония у нас, не вижу. Про средсва доставки молчу. Про новую приватизацию...

Сообщение отредактировал asv363 - 13.1.2013, 18:44

Простите, содержательную часть сократил. Забудем про плутоний. По торию меня смущало перемещение области резонанса из тепловой (уран) в эпитепловую (ториий). Кратко вопросы, если можно:
1) Курчатов сотоварищи ошибались?
2) Целесообразно ли производить торий-233?
3) Требуется ли постройка специальных реакторов для наработки тория?

P.S. Тема, конечно, другая, но одно сообщение, думаю не испортит.

Насколько мне известно, темы "Торий" или как-то связанной с ториевым циклом, в Росатоме сейчас не существует.
Значит в целом взгляды Курчатова по-прежнему взяты за основу.
В 1950-е, когда свойства ториевого цикла ещё не были выяснены, "на всякий случай" несколько тысяч тонн монацитового песка /природное сырьё для выделения тория/ были в условиях секретности привезены из заграницы и складированы на Южном Урале. Где-то в районе Челябинска-70. Этот монацитовый песок десятилетиями лежал невостребованный, в истлевших деревянных ящиках.



Имеется ввиду U233?
Для военных целей уран-233 не имеет преимуществ перед плутонием, критмасса примерно такая же, а недостатки есть: в U233 всегда есть U232, цепочка распадов которого приводит к таллию Tl-208, светящего жесткими гамма-квантами. По мере наступления радиоактивного равновесия, когда боезаряд из U233 изготовлен и лежит на хранении или на ракете в боевом дежурстве, с каждым месяцем его радиоактивность возрастает.
Если есть возможность производить плутоний, для военных целей производство U233 не целесообразно.
Индия занимается торием только из-за дефицита природного урана при наличии крупнейших в мире залежей тория.



Торий добывается из монацитового песка. Наработка урана-233 из металлического тория практиковалась ещё в начале 1950-х на первом советском реакторе "А" в Челябинске-40: имелся небольшой запас реактивности, который сначала компенсировали алюминиевыми вытеснителями, затем наряду с урановыми блоками в алюминиевой оболочке стали поступать на облучение такие же блоки с висмутом-209 /для производства Po-210/ и блоки с металлическим торием-232 для производства U233.
Благодаря этому уже в 1950-е были экспериментально измерены не только сечения U233 на тепловых, резонансных и быстрых нейтронах, но и его критмасса в критсборках с различными отражателями.

При необходимости можно приспособить обычные, существующие реакторы для производства U233, если есть запас реактивности в загрузке.
Тем более что торий менее химически активен чем уран.
Что касается специальных реакторов, КВ>1 на ториевом цикле теоретически может быть только в специальных реакторах.