Торий Опции

[Гость]

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.

[Editor-in-Chief]

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

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

[Гость]

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"?

[Editor-in-Chief]

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

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?

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"?

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.

[Гость]

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?

[Editor-in-Chief]

А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования?

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.

[www]

Оч интересное видео на англ языке


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

[Гость]

Оч интересное видео на англ языке
http://www.youtube.com/watch?v=AHs2Ugxo7-8

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

[www]

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

Сама презентация здесь:

http://www.energyfromthorium.com/ppt/LFTRG...k_Bonometti.ppt

[Лайза]

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

[Editor-in-Chief]

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

Лайза,

честно только признаёмся - курсовик пишем, или что?

[AtomInfo.Ru]

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

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 16.1.2009, 22:14

[Помм]

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?

[Помм]

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"?

[Помм]

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

[Editor-in-Chief]

Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал.

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.

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.

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.

Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал.

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.

Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах?

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.

Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?

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.

[Editor-in-Chief]

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.

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:

http://www.bellona.ru/russian_import_area/...sia/status/4109
Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 тонн плутония для начальной загрузки и 1,6 тонн для ежегодной подпитки.

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.

[Editor-in-Chief]

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

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.

[Помм]

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

[Помм]

Сорри, опечатался - U-233 для экспериментов)

[Editor-in-Chief]

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

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.

[Editor-in-Chief]

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.

[Помм]

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.

[Помм]

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

[Гость]

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.

Фукс.

[Editor-in-Chief]

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

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, сайт про Висмут в ГДР. 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".

[Editor-in-Chief]

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

[Помм]

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?

[Editor-in-Chief]

Интересно! Не знал, что из Германии мы получили уран, всегда думал что в Средней Азии))

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 ссылке 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,

К 60-м годам дефицит урана в стране был преодолен, но весьма значительную его часть составлял импорт из ГДР, Чехословакии и других стран. Дальнейшее развитие атомной энергетики страны требовало развития и совершенствования собственной сырьевой базы. Однако, ресурс легко открываемых месторождений был практически исчерпан. Кроме того, в повестку дня были поставлены вопросы экономики и сразу же вызвало озабоченность качество сырья - содержание урана на большинстве известных в стране месторождений отставало от показателей на месторождениях Восточной Европы и мира.

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.

http://atominfo.ru/news/air5971.htm

Первыми урановые кладовые Болгарии стали разрабатывать немцы - в 1938 году в Бухово. Уже через год им удалось получить порядка 100 тонн руды, но в 1939 году Германия свернула свою активность в Болгарии.

По другим оценкам, немцы получили из Болгарии до 300 тонн урановой руды. Первые две шахты и одна штольня были построены в период 1936-1938 годов. Содержание урана в руде на буховском месторождении, осваивавшемся в те времена, составляет 0,084%.

Место Германии после Второй мировой войны занял Советский Союз, при участии которого в обстановке строгой секретности была создана советско-болгарская горнорудная компания.

Компания просуществовала до 1956 года, после чего было сформировано объединение "Редкие металлы" - как его справедливо называли, "государство в государстве". В нём трудилось, в общей сложности, 13 тысяч человек, проводивших разведку, добычу и переработку урансодержащей руды. Под его эгидой функционировали и остальные предприятия - "Бухово", "Тракия" (Пловдив) и "Възход" (Смолян).

Первый ГОК (в Бухово) был построен в Болгарии в 1947 году.

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.

[Гость]

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.

[Помм]

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

[Phenix]

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

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.

[Помм]

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

[RAE]

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.

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.

[Editor-in-Chief]

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.

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.

[Помм]

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.

[RAE]

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

[Помм]

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

[RAE]

Сокорее ошибочный перевод.

[Помм]

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

[RAE]

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

[Помм]

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

[RAE]

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.

[Gjvv]

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

[RAE]

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.

[Помм]

А зачем обкладывают заряд металлическим торием?

[RAE]

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

[Помм]

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

[RAE]

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.

[Помм]

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

[RAE]

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.

[Помм]

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

[RAE]

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.

[pappadeux]

А использовал ли кто нибудь торий в ВВЭР?

Да, в штатах, Shippingport NPP.

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

[pappadeux]

У американцев при Картере была свернута работа по БН как раз в пользу ториевого цикла.

это неверно, работы по БН картер свернуть не смог

[Editor-in-Chief]

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 FAS (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 в 1994 году. 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 Халилом из Аргонна, в котором он ясно высказался:

Окончательных решений пока не принято. Министерство энергетики США контактирует с отраслевыми командами из различных государств. Мы обратились ко многим командам с просьбой дать свои предложения. Если строительство реактора ABR произойдёт в период с 2020 по 2025 годы, то нам придётся использовать наиболее продвинутые технологии. В этом случае, ABR должен стать быстрым реактором с натриевым теплоносителем.

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.

[Помм]

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?

[RAE]

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.

[Помм]

То есть, быстрые реакторы экспортировать нельзя, даже на тории

[RAE]

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?

[помм]

Если так тогда конечно. Ну может только индусы и норвежцы

[помм]

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

[pappadeux]

зачем в Индии строят быстрый реактор для тория?

источник нейтронов для первоначального накопления U233

Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235

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

[Помм]

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

[pappadeux]

А U-233 не будет хуже плутония?

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

Да и дороже наверное

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

[RAE]

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

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.

Сообщение отредактировал RAE - 11.1.2010, 8:03

[RAE]

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

Вы внимательнее читайте - выше я уже все писал.

[RAE]

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...

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.

[pappadeux]

У U-235 выход примерно такой-же - суть в доле захвата без деления 0,94-0,95 для U233 против 0,83 для U235.

Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ

Небудет КВ 1,07 - даже указанный мной выше предел в 1,05 так-же пока недостижим.

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

Реально 1,03 - достаточный для компенсации снижения реактивноси выгорания с получением порядка 80-85 ГВт*сут/тн - сопоставимых с активной зоной БН-600.

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

[RAE]

Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ

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

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

Тогда проще жидкосолевой бланкет

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

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.

[помм]

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

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

[RAE]

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.

[pappadeux]

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

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

Тогда проще жидкосолевой бланкет

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

Если взять экономику - то перспективнее и БН.

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

[pappadeux]

В современных АПЛ - быстрый реактор

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

[RAE]

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

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

[RAE]

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

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

[AtomInfo.Ru]

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

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.

[Гость]

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

Интересно почему.

[AtomInfo.Ru]

Интересно почему.

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

[ДяДя ФеДоР]

"моряки тряпками с пола собирали вытекшую из контура эвтектику, и ничего" - прямая речь от участника событий....

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...

[Гость]

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

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

[Студиозус-двоечник]

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

[Помм]

Что это? А по-русски есть?

[AtomInfo.Ru]

Что это? А по-русски есть?

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

[Помм]

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?

[AtomInfo.Ru]

На сайте эта статья помещена в оружейном раделе

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/orn...9-the-most.html Увы, статья из окриджской газеты, на которую в ней ссылаются, куда-то ушла из архивов.

Интересно бы узнать, для чего он там применялся и в каких проектах?

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

[AtomInfo.Ru]

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

[Помм]

Спасибо!

[Помм]

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)

[Миклован]

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)

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.

[Помм]

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.

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

[RAE]

Торий в быстровиках оправдан лишь в экранах.

[Smith]

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

[Помм]

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

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

[RAE]

Чем это они безопаснее в отношении ЯО?

[Помм]

Чем это они безопаснее в отношении ЯО?

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

[RAE]

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

[Помм]

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

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

[RAE]

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.

[Помм]

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.

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

Сообщение отредактировал Помм - 17.3.2010, 6:19