Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать Опции

[Помм]

В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

[www]

В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

Откуда инфа, что Канада не держится

Половина энергии от Pu-239
http://canteach.candu.org/library/20040502.pdf

Вот тут - кто и почему интересуется Кандю
http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionA.htm#j

Its high neutron economy allows the CANDU design to potentially utilize a variety of different fuel cycles, including MOX and Th/U233 cycles (the latter, in one particular manifestation, achieving "near-breeder" status).

CANDU reactors can also burn spent PWR fuel, since the U-235 content in this fuel is still slightly enriched over natural fuel (a process called DUPIC, or "Direct Use of PWR fuel in CANDU"). The South Koreans are especially interested in this potential synergism between PWR and CANDU reactors, since they operate both types.

Recently, CANDU technology has been considered by the U.S. D.O.E. as a vehicle for denaturing weapons-grade plutonium declared surplus after the warming of the Cold War. See the next section for more details.

Another interesting fuel cycle option is the use of Recovered Uranium, which is a natural byproduct of LWR reprocessing. Recovered Uranium is about 0.9% enriched, and thus falls within the broader category of SEU (Slightly-Enriched Uranium - 0.9% to 1.2%) fuel cycles being considered for CANDU usage.

CANDU reactors may also play a role in fuel waste management, by being able to burn actinides without creating more actinides. In this strategy, waste actinides would be mixed within an inert matrix and burned in a CANDU core. As an efficient destрoyer of waste actinides using currently-available technology, CANDU reactors can serve a role in reducing the total volume of high-level nuclear waste requiring long-term storage. Within an international strategy of nuclear fuel cycle centralization (currently a subject of global discussion), CANDU could reduce the total requirement for fast spectrum reactors needed for the final destruction process, while extending the time requirement for their development.

[AtomInfo.Ru]

Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239?

Плутоний-239 нарабатывает любой реактор, в активной зоне или бланкета которого находится уран-238. Вопрос лучше переформулировать так: обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает оружейный плутоний.

Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

Да, разумеется.

На пальцах, физика такова - концентрации всех изотопов плутония в реакторе растут, пока не выйдут на равновесные значения. Причём сначала на равновесие выходит 239Pu, потом 240Pu, и так далее.

Это означает, что доля "неоружейных" изотопов в плутонии со временем (читай - выгоранием) будет расти, пока не выйдет на какой-то полностью равновесный состав, когда концентрации всех пяти изотопов плутония достигнут своего равновесного уровня.

Таким образом, увеличивая глубину выгорания в любом реакторе, мы испортим состав получающегося в нём плутония. И наоборот.

В любом - значит, в любом. Если вы остановите легководный реактор PWR спустя неделю-другую после начала кампании, то получите в нём прекраснейший оружейный плутоний. Правда, в очень малых количествах.

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

Да и да. Хотя второй вопрос понял не до конца.

[AtomInfo.Ru]

Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

Теперь конкретно по тяжёловодным реакторам.

Прелесть реакторов с D2O состоит в том, что им не обязательно использовать обогащённый уран в качестве топлива. То есть, обогащение урана в нём равно 0,71%.

Но глубина выгорания связана с обогащением топлива. Есть эмпирическое правило для запоминания - глубина выгорания в процентах равна обогащению в процентах. Правило очень и очень приближённое, но для разговора на пальцах вполне достоверное. Мы же не статью в научный журнал "Физика ядерных реакторов" пишем здесь, так?

Таким образом, если в ВВЭР обогащение топлива 4%, то и глубина выгорания 4%. А если в тяжёловодном CANDU обогащение 0,7%, то и глубина выгорания 0,7%. И увеличить её нельзя. Поэтому в тяжёловодниках плутоний обычно получается чище, "оружейнее", чем в легководниках.

Разумеется, можно использовать и в тяжёловодниках обогащённый, а не природный уран. Более того, в канадских реакторах так и поступают в ряде случаев. Но тогда теряется основное преимущество тяжёловодных реакторных установок - отсутствие необходимости в обогащении урана.

Необходимый дисклаймер. Все названные цифры - оценочные прикидки. Конкретные величины зависят от конкретного проекта и требуют сложных и трудоёмких расчётов.

[Помм]

Спасибо! Я так понял, Этот тип реактора что называется всеяден, можно и торий применять и восстановленный уран.
Просто прочитал http://www.atominfo.ru/news/air1296.htm где говорится, что экспорт таких реакторов проблематичен по причине нераспространения.

Если не ошибаюсь, то любой тяжеловодник - это технология Candu. На Атоминфо публиковались статьи о строящемся иранском реакторе IR-40. В интернете встречал информацию, что персы передавали МАГАТЭ сведения, что по их спецификациям в этом реакторе плутоний нарабатываться не будет. Вот и подумал, что же он вместо этого делать будет и зачем

[Помм]

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

[AtomInfo.Ru]

В интернете встречал информацию, что персы передавали МАГАТЭ сведения, что по их спецификациям в этом реакторе плутоний нарабатываться не будет.

Будет, конечно будет.

И я очень сомневаюсь в том, что Иран пытался заверить МАГАТЭ в обратном Ни в Иране, ни в МАГАТЭ дураков нет

[AtomInfo.Ru]

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

А чего, хороший и здравый вопрос! Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы.

При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут.

Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, чтобы выжать из них ещё больше, и доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%. Это известный контракт на дообогащение западного ОГФУ в России, о котором любят вспоминать зелёные.

[Помм]

Вот оно как) Теперь становится ясно, зачем же иранцы обогащают уран. Ведь их природный уран считается слишком бедным, а стало быть даже Candu его кушать не будет

[AtomInfo.Ru]

Будет, конечно будет.

И я очень сомневаюсь в том, что Иран пытался заверить МАГАТЭ в обратном Ни в Иране, ни в МАГАТЭ дураков нет

Могу предположить, что на самом деле имелось в виду.

Иран утверждал и утверждает, что не будет получать плутоний путём переработки ОЯТ реактора IR-40. Это немного по-другому звучит, согласитесь. При этом, в составе ОЯТ плутоний будет, конечно, присутствовать.

Рядом с реактором IR-40 должен в будущем появиться комплекс горячих камер, предназначающихся для разделки мишеней, в которых будут нарабатываться медицинские радиоизотопы. Одна из претензий МАГАТЭ к Ирану - исходно, в начале 2000-ых, Иран ориентировался на такие камеры, в которых было бы технически возможно заниматься разделкой ОЯТ. Сейчас Иран заявляет, что полностью отказался от таких камер.

[AtomInfo.Ru]

Ведь их природный уран считается слишком бедным, а стало быть даже Candu его кушать не будет

Не-не-не, Помм, будьте внимательны и не путайте два показателя.

Содержание урана-235 в природном уране везде во всём мире абсолютно одинаково и равно 0,71% (в справочниках можно найти эту константу с кучей цифр после запятой). Единственное исключение - некое месторождение в Африке, где оно меньше, и объясняется это тем, что там в доисторические времена работал природный реактор.

Но уран в земле лежит не в виде слитков. Он входит в состав породы (уран-содержащих минералов, например). И в этом случае говорят, что руда бедная, если содержание урана в ней невелико.

То есть, изотопный состав урана везде одинаков. Что в морской воде, что на лучших рудниках Австралии. А вот содержание урана в окружающем его веществе разное, и это сказывается на трудоёмкости и стоимости его добычи. В этом смысле, иранские урановые месторождения считаются бедными.

[Помм]

Понятно! Перепутал значит

[www]

Теперь конкретно по тяжёловодным реакторам.

Прелесть реакторов с D2O состоит в том

На самом деле мало кто знает, что прелесть КАНДЮ состоит в его safety. Время жизни нейтронов в КАНДЮ 10 раз дольше чем на PWR, BWR. Это из-за физики явления на D20.
http://canteach.candu.org/version0/why/reactorselection.pdf

Удлинение в 10ки раз времени означает, что когда вы введете бета положит реактивности, то период реактора меняется незначительно и суперкритикал реактор все еше будет заглушен АЗ. То есть мех системы АЗ с реакцией > 2 сек достаточно чтобы заглуштить реактор.

Ни один PWR такого шанса не имеет, потому как период реактора становится таковым, что никакая мех система реагировать не успевает.

По причине такой "инертной" реакции КАНДЮ, допускается пустотный положит коеф.

Если хотите можете поискать (открытый в интернете) отчет Корейцев анализа severe accident scenario in PWR vs. CANDU.
При total station blackout топливо у PWR плавится через ~ 3ч, в КАНДЮ - через 9 часов.

При том, что в PWR даже понятия такого нет как частичная авария топливных сборок, а в КАНДЮ чтобы повредить топливо больше чем в одном канале - немыслимая авария.

Далее, любой PWR начинает работу с избыт рективностью ~10%, а в КАНДЮ практически ноль, перегрузка (добавка реактивности) делается ежедневно.
При любой аварии делается crash cool (чего не может быть сделано в PWR по причине отриц коеф) и после впреыска ГЕ топливо практически остывает мгновенно.

Ну и тд и тп

[Editor-in-Chief]

Приветствую!
Не нашел где спросить. Что всемогущий олл знает о реакторах "малая семерка" и "большая семерка"?
Red

Отвечаю здесь как в наиболее подходящей теме.

Цитирую по книге "ОКБ "Гидропресс" 60 лет", М.:ИздАТ, 2006.

сс.53-55:

Проект опытного тяжёловодного реактора ("малая семёрка")

Фактически ОКБ "Гидропресс" приступило к разработке тяжёловодного опытного реактора (дейтонного котла) в ноябре 1946 г. после получения от Лаборатории №3 (исх.№25сс от 10.11.1946г., вх.№46сс от 11.11.46г.) первого технического задания, в котором говорилось о тяжёловодном реакторе с замедлителем "продукт 180" (тяжёлая вода) и урановыми стержнями, предполагаемой мощностью - 1 кВт.

В марте 1947 года (исх.№261сс от 18.03.47г., вх. от 22.03.47г.) техническое задание на тяжёловодный реактор было заменено новым.

В начале сентября 1947г. было получено окончательное задание на тяжёловодную установку, которая стала называться "опытной установкой №7" (исх.№849сс от 02.09.47г., вх.№93сс от 02.09.47г.)...

Мобилизация коллективов ЦКТИ, ОКБ "Гидропресс", лаборатории №3, ГСПИ-11 и других соисполнителей, включая Подольский завод тяжёлого машиностроения и завод №12 ПГУ, позволила выполнить проект опытного тяжёловодного реактора уже к концу 1947г.

сс.57-58:

Работы по промышленному тяжёловодному реактору ("большой семёрке")

Промышленный тяжёловодный реактор (дейтонный котёл) для завода №817 мощностью 100 МВт разрабатывался одновременно с опытным тяжёловодным реактором...

В январе 1949г. проект был представлен научному руководителю работ А.И.Алиханову на рассмотрение. Проект не имел достаточного экспериментального обоснования работы отдельных видов оборудования из-за отсутствия необходимых испытательных стендов в ОКБ "Гидропресс", о чём доложил на Совете Б.М.Шолкович.

После этого А.И.Алиханов отказался утвердить проект реактора и обратился к директору ГМЗ А.С.Еляну с предложением разработать новый проект промышленного тяжёловодного реактора. Согласие было получено, и в феврале 1949г. новое техническое задание лабораторией №3 было направлено в ОКБ ГМЗ. В нём были учтены проработки ОКБ "Гидропресса".

В январе 1949 года стало известно, что в первом Главном управлении Совета Министров СССР (начальник Б.Л.Ванников) в стадии согласования находился проект постановления Правительства о поручении изготовления агрегата №7 Горьковскому заводу №92 Министерства вооружения (директор завода А.С.Елян) и передаче ОКБ "Гидропресс" в состав завода №92. Главный конструктор ОКБ "Гидропресс" Б.М.Шолкович обратился с письмом к министру тяжёлого машиностроения Н.С.Казакову, в котором обосновал передачу ОКБ "Гидропресс" нецелесообразной, так как Минтяжмаш не мог быть в стороне от проблем ядерной энергетики, которые решались энергомашиностроителями.

Было получено указание передать в ОКБ Горьковского завода выполненную часть проекта и ведущих конструкторов П.Г.Володина, И.Д.Дмитриева, А.У.Липеца. Было предложено и другим конструкторам работать в ОКБ Горьковского завода. Им обещали сохранение окладов, выплату подъёмных и получение двухкомнатных квартир. Но добровольцев не нашлось. А ведущие конструкторы, командированные в Горький на два месяца, вернулись в ОКБ "Гидропресс"...

На заводе (ГМЗ) было изготовлено 14 опытных стендов, проведен ряд испытаний. В августе 1949г. технический проект реактора был закончен. Корректировка проекта по результатам стендовых испытаний велась до декабря 1950г. Одновременно выпускались рабочие чертежи.

Часть работ по промышленному реактору (агрегату №7) или реактору ОК-180 (по индексации ОКБ Горьковского завода), в том числе проектирование основного и впомогательного теплообменников, регенерационной и дисталляционной установок, возлагалась на ОКБ "Гидропресс"... В декабре 1954 года ряду сотрудников ОКБ "Гидропресс" была присуждена Государственная (Сталинская) премия за комплекс работ по созданию оборудования исследовательского и промышленного реакторов ("малой и большой семёрок")...

[VBVB]

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

Можно, если на его основе МОХ-плутониевый для CANDU делать. Американцы такой вариант в свое время рассматривали.

[RAE]

А смысл?
Тяжеловодники могли бы стать основой для Th-U цикла.

[Smith]

"The CANDU Reactor An Optimal Platform for New Fuels" - http://ifolder.ru/23322914

[VBVB]

А смысл?
Тяжеловодники могли бы стать основой для Th-U цикла.

Смысл не объяснялся. Но исходя из маниакальной приверженности американцев к нераспространению, видимо подразумевалось нечто типа "сожгем все запасы плутония в мире (кроме США) и будет мир во всем мире!".
Ну индусы и южнокорейцы это дурацкое предложение мимо ушей пропустили и считают, что рациональная основа дальнейшего развития топливного цикла тяжеловодников это переход на МОКС PuO2-ThO2. Встречалась работа канадцев с такими же мыслями. Только откуда канадцы плутоний брать будут, они же ОЯТ не перерабатывают?
Корейцы на грани выхода из под зонтичного соглашения с США по ОЯТ. Интересно, что будет с их 4-мя тяжеловодниками. Или использование аля DUPIC или правда о разработках торий-уранового цикла задумались.
Прогресс индусов с развитием проекта AHWR известен.
Судя по последним исследовательским работам видны тенденции к переводу энергетических тяжеловодников на Th-U цикл, поскольку в обычном U-Pu их эффективность не впечатляет уже никого.

Сообщение отредактировал VBVB - 5.5.2011, 2:04

[www]

Извиняюсь, ошибся.

[RocketMan]

Плутоний-239 нарабатывает любой реактор, в активной зоне или бланкета которого находится уран-238. Вопрос лучше переформулировать так: обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает оружейный плутоний.
Да, разумеется.

На пальцах, физика такова - концентрации всех изотопов плутония в реакторе растут, пока не выйдут на равновесные значения. Причём сначала на равновесие выходит 239Pu, потом 240Pu, и так далее.

Это означает, что доля "неоружейных" изотопов в плутонии со временем (читай - выгоранием) будет расти, пока не выйдет на какой-то полностью равновесный состав, когда концентрации всех пяти изотопов плутония достигнут своего равновесного уровня.

Таким образом, увеличивая глубину выгорания в любом реакторе, мы испортим состав получающегося в нём плутония. И наоборот.

В любом - значит, в любом. Если вы остановите легководный реактор PWR спустя неделю-другую после начала кампании, то получите в нём прекраснейший оружейный плутоний. Правда, в очень малых количествах.

Почему все маниакально боятся наработки оружейного плутония? Учитывая то, что любой реактор *даже при нормальной эксплуатации* нарабатывает изотопно чистый нептуний-237, который вроде бы настолько же пригоден для изготовления атомной бомбы, как и уран-235? То есть, "птичька уже улетела", чего уж теперь бояться плутония?

[RAE]

Нептуния образуется ничтожно мало - 0,1-0,2%.

[ВОВИЩЕ]

Если вы остановите легководный реактор PWR спустя неделю-другую после начала кампании,
то получите в нём прекраснейший оружейный плутоний. Правда, в очень малых количествах.

На внутреннюю поверхность оболочки ТВЭЛ наносим тонкий слой (100 мкм) отвального урана.
Спустя неделю-другую останавливаем реактор (В-446), вытаскиваем из него топливо
и в горячей камере вытряхиваем таблетки из ТВЭЛ. Затем снимаем тонкий слой
с внутренней стороны оболочки и перерабатываем на опытном производстве.
Плутоний оружейного качества и незначительно загрязнён продуктами деления.
И самое главное: его много

[AtomInfo.Ru]

На внутреннюю поверхность оболочки ТВЭЛ наносим тонкий слой (100 мкм) отвального урана.
Спустя неделю-другую останавливаем реактор (В-446), вытаскиваем из него топливо
и в горячей камере вытряхиваем таблетки из ТВЭЛ. Затем снимаем тонкий слой
с внутренней стороны оболочки и перерабатываем на опытном производстве.
Плутоний оружейного качества и незначительно загрязнён продуктами деления.
И самое главное: его много

При условии, что есть доступ к твэлам на стадии фабрикации.

То есть, Россия в случае необходимости так может сделать. А, скажем, Иран - нет.

Если такого доступа нет, тогда остаётся вариант проработать от 2 недель до месяца, остановиться и выгрузить свежие ТВС с последней перезагрузки. Это может сделать любая Северная Корея, и дальше ей потребуется только порубать твэлы, содрать с них оболочки и химией выделить плутоний. Считается, что это более простые технологии, чем фабрикация.

[RocketMan]

Нептуния образуется ничтожно мало - 0,1-0,2%.

0.1% от, скажем, 200 тонн топлива выгоревшего до 4%, это 6 кг нептуния. Во всех реакторах на Земле суммарно в год нарабатывается нептуния чуть не на тысячу зарядов.

Причем нептуний не имеет никаких "плохих" с точки зрения изготовления бомб изотопов - 238й и 239й полураспадаются за 2 дня, 235й за чуть более чем год, но его в топливе практически не нарабатывается. Оставшиеся 236й и 237й имеют большие периоды полураспада и оба годятся для бомбы. Не надо ни изотопного разделения, ни специальных коротких кампаний для его наработки - просто химически перерабатывай обычное ОЯТ энергетических реакторов и все, бомбовый материал готов.

[ВОВИЩЕ]

При условии, что есть доступ к твэлам на стадии фабрикации.

То есть, Россия в случае необходимости так может сделать. А, скажем, Иран - нет.

Если такого доступа нет, тогда остаётся вариант проработать от 2 недель до месяца, остановиться и выгрузить свежие ТВС с последней перезагрузки. Это может сделать любая Северная Корея, и дальше ей потребуется только порубать твэлы, содрать с них оболочки и химией выделить плутоний. Считается, что это более простые технологии, чем фабрикация.

И перерабатывать придётся ВСЮ таблетку хотя плутоний содержится
большей частью в поверхносном слое.
А ещё можно фольгой из металического отвального урана таблетку обмотать
а потом только эту фольгу и перерабатывать.
Другой уровень загрязнения и другие объёмы переработки.

[RAE]

0.1% от, скажем, 200 тонн топлива выгоревшего до 4%, это 6 кг нептуния. Во всех реакторах на Земле суммарно в год нарабатывается нептуния чуть не на тысячу зарядов.

Причем нептуний не имеет никаких "плохих" с точки зрения изготовления бомб изотопов - 238й и 239й полураспадаются за 2 дня, 235й за чуть более чем год, но его в топливе практически не нарабатывается. Оставшиеся 236й и 237й имеют большие периоды полураспада и оба годятся для бомбы. Не надо ни изотопного разделения, ни специальных коротких кампаний для его наработки - просто химически перерабатывай обычное ОЯТ энергетических реакторов и все, бомбовый материал готов.

Предложите технологию его выделения.
Мне известна пока лишь одна - но она затратна и была лишь на одной пилотной установке в СССР.

[RocketMan]

Предложите технологию его выделения.

Меня посодют

А если серьезно, я не химик, но мне кажется, что организовать химическое отделение нептуния от прочих элементов из ОЯТ в 21 веке не большая проблема. Во всяком случае, это меньшая проблема, чем организовать секретное производство обогащенного оружейного урана или секретное проведение специальных коротких кампаний для наработки оружейного плутония. То есть любая страна, перерабатывающая ОЯТ, вроде бы может получить при этом материал для бомбы. (Если, конечно, данные о пригодности Np-237 для бомбы не есть деза от ЦРУ и Моссада )

[AtomInfo.Ru]

(Если, конечно, данные о пригодности Np-237 для бомбы не есть деза от ЦРУ и Моссада )

Нет, RocketMan, это не деза.

[RAE]

Традиционный пурекс, неговоря уже о электрохимии, здесь непойдет.
А плутон с торием непроблема нарабатывать в любом реакторе, делая частью ситемы управления или просто без трубки с таблетками сырьевых элементов.

[VBVB]

0.1% от, скажем, 200 тонн топлива выгоревшего до 4%, это 6 кг нептуния. Во всех реакторах на Земле суммарно в год нарабатывается нептуния чуть не на тысячу зарядов.

Причем нептуний не имеет никаких "плохих" с точки зрения изготовления бомб изотопов - 238й и 239й полураспадаются за 2 дня, 235й за чуть более чем год, но его в топливе практически не нарабатывается. Оставшиеся 236й и 237й имеют большие периоды полураспада и оба годятся для бомбы. Не надо ни изотопного разделения, ни специальных коротких кампаний для его наработки - просто химически перерабатывай обычное ОЯТ энергетических реакторов и все, бомбовый материал готов.

У японцев по разным данным имеется около 750-800 кг. нептуниевого концентрата, наработанного при репроцессинге в Такаи. С учетом критмассы нептуния в 59 кг и улучшенной пушечной схемы типа ЮАРовской могут вполне могут сорудить 14-16 бозарядов. Причем это реальная возможность получения ядерного оружейного материалоа без обогащения урана и получения ВОУ и наработок оружейного плутония.
Тонкость в том, что тоннаж переработки ОЯТ должен быть значительный. Например, КНДР за двадцать лет наработала порядка 60-65 кг плутония близкого к оружейному, но нептуния из своего ОЯТ смогла бы выдедить только 4-5 кг. Поэтому КНДР и Ирану нептуниевые бомбы в ближайшие годы не светят.
Есть сведения, что Индия в свое время усиленно изучала вопрос использования нептуния в боезарядах помимо плутония, но в итоге склонилась к 233-урану, как более практичному для наработки и выделения.
Попадались упоминания, что одно из малоудачных индийских испытаний на гибридной нептуний-урановой схеме было. Достоверность этой инфы, на мой взгляд, низкая

Предложите технологию его выделения.
Мне известна пока лишь одна - но она затратна и была лишь на одной пилотной установке в СССР.

Его (нептуний-237) успешно выделяли в 60-80 и США и СССР в больших количествах. Далее нейтонное облучение в плутоний-238 и его в РИТЭГи космические ставили. Целое производство в оьоих странах было. Пока пару раз батареи этого типа в атмосфере не погорели.
Сейчас с уровнем радиохимии жидкостной и расплавной проблемы выделения нептуния из ОЯТ для развитых стран нет.

Сообщение отредактировал VBVB - 30.6.2011, 2:48

[eninav]

Его (нептуний-237) успешно выделяли в 60-80 и США и СССР в больших количествах. Далее нейтонное облучение в плутоний-238 и его в РИТЭГи космические ставили. Целое производство в оьоих странах было. Пока пару раз батареи этого типа в атмосфере не погорели.
Сейчас с уровнем радиохимии жидкостной и расплавной проблемы выделения нептуния из ОЯТ для развитых стран нет.

Ну американцы традиционно используют плутоний-238 в космических аппаратах. А СССР разве использовал? Я слышал только про полониевую "грелку" на луноходе, еще были ядерные реакторы Бук и Топаз, а про плутоний что-то не слышал.

[RAE]

Использовали и в СССР.
Причем во всем мире не только в космических аппаратах - например в источниках тока для искуственного сердца длительного действия.

[VBVB]

Ну американцы традиционно используют плутоний-238 в космических аппаратах. А СССР разве использовал? Я слышал только про полониевую "грелку" на луноходе, еще были ядерные реакторы Бук и Топаз, а про плутоний что-то не слышал.

Были сведения, что в России запасы нептуния-237 в разных формах в середине прошлого десятилетия составляли около 2700-2800 кг. Вроде как американцы денег давали под строительство спецхранилища для него на Маяке.
Американцы прекратили производство плутония-238 из нептуния-237 в конце 80-х, хотя на начало 2000 у них запас нептуния-237 составлял около 350 кг в чистом виде (в нацлаборатории в Айдахо в основном) и около 450 кг в виде нептуниевого концентрата на объекте Саванна-Ривер и немного в Ханфорде.
Если не изменяет память, то мы американцам в районе 1996-1998 года передали около 40 кг плутония-238 (сделанного из нашего нептуния-237) на их космические нужды. Они нам за это денег для Маяка и Снежинска немного давали.

[AtomInfo.Ru]

Если не изменяет память, то мы американцам в районе 1996-1998 года передали около 40 кг плутония-238 (сделанного из нашего нептуния-237) на их космические нужды. Они нам за это денег для Маяка и Снежинска немного давали.

На сей счёт есть открытые американские оценки (доклад их академии наук).
http://atominfo.ru/news/air6520.htm

Закрытие реакторов было обусловлено, в том числе, и экономическими причинами. Их обслуживание обходилось слишком дорого. После того, как с наработчиков были сняты военные задачи, оказалось невыгодным оставлять их в эксплуатации исключительно для нужд космической программы. Тем более, что на тот момент - конец 80-ых годов - запасы 238Pu в США казались неистощимыми.

На имевшихся резервах американская космическая отрасль смогла проработать без затруднений до начала 2000-ых годов. Кроме того, США в лице министерства энергетики заключили в 1992 году соглашение с Россией о закупках российского 238Pu. Точные данные по плутониевым контрактам держатся в тайне, но можно предположить, что в Соединённые Штаты было поставлено до 20 кг этого изотопа, и ещё около 10 кг будет поставлено в обозримом будущем.

Однако российские складские резервы 238Pu также подходят к концу, и - согласно открытым источникам - российские предприятия на данный момент более не нарабатывают этот изотоп. Таким образом, США более не могут рассчитывать на поставки плутония-238 из России, если только американские государственные ведомства не согласятся сделать крупные инвестиции в российскую атомную отрасль, необходимые для возобновления наработки 238Pu.

[VBVB]

Поэтому в тяжёловодниках плутоний обычно получается чище, "оружейнее", чем в легководниках.

В книге “G. Kessler. Proliferation-Proof Uranium / Plutonium Fuel Cycles. Safeguards and Non-Proliferation. KIT Scientific Publishing. 2011. P. 408"
приводится пример, что плутоний наработанный в CANDU на малом выгорании ниже 1.3 GWd/t имеет содержание Pu-239 96.7%, по характеристикам вплотную приближаясь к оружейному плутонию качества "super-grade". При работе CANDU на средних мощностях 7-8 GWd/t содержание Pu-239 составляет 70-66% и принципиально пригодно для создания боезарядов (правда с большими практическими сложностями).
В свое время 1962 году американцы проводили тест по боезаряду на основе плутония, выделенного из ОЯТ одного из газо-графитовых MAGNOX реакторов (по другой версии прототипом английского промышленного газ-графитового реактора AGR) на на малом выгорании ниже 3 GWd/t. Содержание Pu-239 в таком непрофильном материале 'fuel-grade' качества составляло 88%, при незначительном количестве Pu-238. Мощность взрыва, если не ошибаюсь, составляла в районе 3.5-4.0 килотонны.
Тяжеловодники в аспекте наработки плутония "оружейного качества" лишь ненамного уступают "военным" легководным графитовым канальникам.

Сообщение отредактировал VBVB - 12.11.2011, 18:39

[VBVB]

А если серьезно, я не химик, но мне кажется, что организовать химическое отделение нептуния от прочих элементов из ОЯТ в 21 веке не большая проблема.

Помимо РФ и США еще в 20 веке количественно отделять нептуний (чистотой выше 98-99%) от плутония при переработке ОЯТ научились как минимум французы (продемонстрировали на пилотной установке в Ла Аге), японцы (в Japan Nuclear Fuel Cycle Development Institute) и немцы (упоминалась малая исследовательская установка в Karlsruhe Reprocessing Plant (WAK)). Это были модификации стандартного PUREX.
Некоторые ссылки по трем последним странам:
1) Gompper K. Zur Abtrennung langlebiger Nuklide, in: Radioaktivität und Kernenergie, Forschungszentrum Karlsruhe, Karlsruhe (2001).
2) Boullis B. Josso F., Montmain J., Buffereau M. Le future du retraitement, une synergie des procГ©dГ©s amГ©liorГ©s et d’approches nouvelles, p. 39, No. 33, CEA-France (1996).
3) Emin J.L. et al. AREVA NC experience of industrial scale MOX treatment in UP2-800, Proc. of GLOBAL 2009, Paris (2009).
4) Warin D. Minor actinide partitioning, 1st ACSEPT Int. Workshop, Lisbon (2010)

Сообщение отредактировал VBVB - 12.11.2011, 20:38

[Помм]

Есть сведения, что Индия в свое время усиленно изучала вопрос использования нептуния в боезарядах помимо плутония, но в итоге склонилась к 233-урану, как более практичному для наработки и выделения.
Попадались упоминания, что одно из малоудачных индийских испытаний на гибридной нептуний-урановой схеме было. Достоверность этой инфы, на мой взгляд, низкая

Если так, то с какой целью Индия могла использовать уран 233? Нехватка плутония, специфика их боезарядов или просто исследования?

[VBVB]

Если так, то с какой целью Индия могла использовать уран 233? Нехватка плутония, специфика их боезарядов или просто исследования?

Насколько я понимаю, близкие к Pu-239 малые критмассовые характеристики U-233 сразу привлекли индусов при разработке этапов ядерной программы. Видно они издалека хорошо наблюдали американскую программу по U-233. При наличии развитого парка исследовательских реакторов получение достаточно чистого U-233 более просто, чем плутония "оружейного качества". Способы получения U-233 индусы пробывали разные: оксид-ториевая матрица облучалась в тяжеловоднике CIRUS, облучение стержней металлического тория в исследовательских реакторах PURNIMA и Dhruva, использовали торий-урановый МОКС в своих энергетических PHWR (Kakrapar-1) с последующей переработкой ОЯТ, облучение тория в исследовательском быстром реакторе FBTR. Успели индусы повозиться и с исследовательским легководником KAMINI на U-233.
При наличии "хорошего оружейного плутония" (с долей Pu-239 > 93%) преимуществ у U-233 как оружейного материала особо нет (скорей проблемы из-за примесей пакостного U-232). Но когда "хороший" плутоний не получается из-за временных лимитов по наработке ("злой" Пакистан под боком), то альтернативные варианты наработки U-233 путем облучения торий-содержащих матриц в доступных аппаратах на больших выгораниях становятся неплохим подспорьем для увеличения запасов оружейных ядерных материалов. Не стоит также сбрасывать и исследовательскую подоплеку интереса к U-233 - в Индии одни из крупнейших запасов доступного ториевого сырья и не так много урана.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2011, 1:58

[VBVB]

Согласно официальной индийской версии работы по облучению тория начались в реакторе Cirus начиная с 1966. Позднее с 1967-1968 ThO2-PuO2 облучался в легководной петле Cirus (Pressurized Water Loop, PWL) [http://www.barc.ernet.in/rcaindia/4_6.html]. Выделение наработанного U-233 произошло в сентябре 1970 [http://www.dae.gov.in/milestones.htm]. Количества выделенного U-233 были небольшими и пошли в основном на заправку исследовательского реактора Purnima II.
Промышленные реакторы стали потреблять облучать торий с 1983 года (Madras Atomic Power Reactor около 50 кг тория). В 1992-1993 году 600 кг ториевых стержней проходили облучение во втором реакторе Narora Atomic Power Station (NAPS-II) [http://www.igcar.gov.in/nuclear/FAQ_NEW/faq_fuel.htm]. Позднее торий стал постоянно использоваться при загрузке реакторов Kakrapar-1 и Kakrapar-2 [http://www-nds.iaea.org/Th-U/rcm3/RCM3_Ganesan1.pdf].
Получается из официальной истории, что получить достаточные количества урана-233 для создания боезаряда Индия могла только после 1992 года, а скорее в 1997 году. Так что к ядерным испытаниям в 1998 году [http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaShakti.html] у индийцев мог появиться боезаряд на уране-233. Видимо дизайн устройства оказался неудачным (около 0.1-0.3 кт). Вообще эти испытания показали, что индусы использовали не очень удачные технические решения (исключением является девайс Shakti II).

[Помм]

Вообще эти испытания показали, что индусы использовали не очень удачные технические решения (исключением является девайс Shakti II).

Это также может быть доказательством того, что Индия создала бомбу сама и использовала собственные наработки. Вроде бы у Пакистана с арсеналом получше - -за счет иностранной составляющей

[VBVB]

Это также может быть доказательством того, что Индия создала бомбу сама и использовала собственные наработки.

Большинство открытых источников так и говорят. Индийцы шли своим путем, имея общее представление об устройстве плутониевого боезаряда. В ходе создания собственной версии использовали оригинальную схема ядра (типа скрепляемых долек апельсина), нейтронного инициатора (типа бутона цветка) и размещения имплозивных линз. Только эффективность подобного рода "усовершенствований" в плане мощности оказалась отрицательной по сравнению с первыми американскими устройствами. Стоит вспомнить, что СССР американцам нос утер в свое время в плане дизайна и мощности плутониевого боезаряда. А у индусов устройство хуже получилось. Хотя мне кажется, что индийская схема ядра боезаряда сразу строилась в расчете на дальнейшее применения бустирования, поэтому невысокая мощность индийских боезарядов. Запасы "пригодного" плутония у них небольшие были. Поэтому и экономили.
http://nuclearweaponarchive.org/India

Вроде бы у Пакистана с арсеналом получше - -за счет иностранной составляющей

Большинство литературных источников открыто говорит, что Пакистану китайцами была предоставлена научно-техническая документация по устройству боезаряда на уране-235. Поэтому и проявилась большая степень удачливости пакистанских испытаний.

[AtomInfo.Ru]

Большинство литературных источников открыто говорит,

Собственно, даже более чем открыто.

Когда МАГАТЭ в Ливии забрало чертежи бомбы, переданные Каддафи пакистанцами, на чертежах сохранились пометки на китайском языке.

[VBVB]

Недавно попалась на глаза интересная информация [B. L. loffe and O. V. Shvedov. Heavy water reactors and nuclear power plants in the USSR and Russia: Past, Present, and Future. // Atomic Energy, Vol. 86, No. 4, 1999]. В очередной раз убедился, что проще найти информацию по ядерной программе США, Великобритании или Франции, чем по СССР.
Давно была уверенность, что наши из тория нарабатывали уран-233, экспериментировали с ним и испытание боезаряда проводили. Только подтверждений достоверных не попадалось.
Так вот в упомянутой ссылке написано прямым текстом следующее. Перевод (не дословный), ниже
"Тяжеловодный канальный реактор OK-180 был запущен в октябре 1951 в качестве реактора-наработчика плутония на Маяке. Тепловая мощность до 100 МВт при загрузке 15 тонн природного урана в виде металлического топлива и 30 тонн тяжелой воды. Характеристической особенностью реактора были каналы позади графитового замедлителя-отражателя для облучения тория и наработки 233U. В 1954 реактор был переведен на использование уранового топлива с обогащением 2% и наработка 233U проходила в активной зоне с гораздо большей эффективностью. Выделенный уран-233 применялся при испытании водородной бомбы в 1955."
На применение нашего урана-233 подходят два события: 6 ноября 1955 (мощность боезаряда 250 килотонн) и 22 ноября (мощность боезаряда 1600 килотонн).
Склоняюсь к мысли, что боезаряд мощностью 250 кт и был бустированный дейтеридом лития-6 на уране-233.
Получается, что и тут мы американцев по мощности боезаряда на уране-233 сделали (у них 15 апреля 1955 только 22 килотонны в испытании MET комбинированного уран-233/плутоний (5кг/2.5кг) боезаряда без бустирования).
Почему наши не могут более широко открыть информацию об испытаниях 60-50 летней давности? Никакой ведь опасности для государства в этом нет. А мы бы гордились достижениями наших дедов и отцов. У американцев, англичан или французов гораздо больше и подробнее описаны этапы ядерной оружейной программы.

Сообщение отредактировал VBVB - 19.11.2011, 0:54

[AtomInfo.Ru]

Почему наши не могут более широко открыть информацию об испытаниях 60-50 летней давности? Никакой ведь опасности для государства в этом нет. А мы бы гордились достижениями наших дедов и отцов. У американцев, англичан или французов гораздо больше и подробнее описаны этапы ядерной оружейной программы.

Мы с этим сталкивались неоднократно.

Живых свидетелей почти не осталось. А рыться в бумажных архивах и снимать грифы с документов - задача, за которую никто не желает браться.

[Помм]

Большинство открытых источников так и говорят. Индийцы шли своим путем, имея общее представление об устройстве плутониевого боезаряда. В ходе создания собственной версии использовали оригинальную схема ядра (типа скрепляемых долек апельсина), нейтронного инициатора (типа бутона цветка) и размещения имплозивных линз. Только эффективность подобного рода "усовершенствований" в плане мощности оказалась отрицательной по сравнению с первыми американскими устройствами. Стоит вспомнить, что СССР американцам нос утер в свое время в плане дизайна и мощности плутониевого боезаряда. А у индусов устройство хуже получилось. Хотя мне кажется, что индийская схема ядра боезаряда сразу строилась в расчете на дальнейшее применения бустирования, поэтому невысокая мощность индийских боезарядов.

Интересно. Как считаете, с чем связан этот оригинальный путь, не смогли "позаимствовать" или национальная гордость?
И если индийская схема предназначена для бустирования, можно ли считать что они не производят боезаряды деления а только теромоядерные?

[Помм]

На применение нашего урана-233 подходят два события: 6 ноября 1955 (мощность боезаряда 250 килотонн) и 22 ноября (мощность боезаряда 1600 килотонн).
Склоняюсь к мысли, что боезаряд мощностью 250 кт и был бустированный дейтеридом лития-6 на уране-233.

То есть получается, что наши использовали уран 233 для инициации термоядерного взрыва, что на голову выше того, что сделали Штаты, взорвав всего лишь бомбу деления. Всегда подозревал, что мы в ядерных делах были впереди. Ведь если не ошибаюсь, для инициации термояда нужно точно рассчитать мощность ядерного "запала", что было сделано в упомянутых Вами взрывах. Американцы же в своей бомбе на уране 233 ошиблись по мощности чуть не в полтора раза.
Интересно, пошли у нас такие бомбы в серию или нет

Сообщение отредактировал Помм - 19.11.2011, 12:50

[ktotom7]

думаю по теме будет. вчера наткнулся
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A6%D0%B0%....82.D0.B2.D0.B5

небольшой ролик с пропогандиским уклоном
http://www.youtube.com/watch?v=XlX9S8zW4kI

где-то на вики вчера ещё натыкался на список значимых взрывов в истории.. но сегодня что-то не попадается


зы
немного не в тему но не только термоядом сильны
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%B2%...%81%D1%82%D0%B8

Сообщение отредактировал ktotom7 - 19.11.2011, 13:30

[VBVB]

думаю по теме будет. вчера наткнулся
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A6%D0%B0%....82.D0.B2.D0.B5

Кошмарное устройство. Причем кроме политической подоплеки, смысла в его создании особо не было. Конечно понимаю интерес создателей увидеть мощность мегасупербомбы, но реальные возможности ее применения уже тогда были сомнительными. Полезность такого рода устройства если в будущем астероид какой-либо небольшой расколоть или сместить с орбиты.

[VBVB]

Интересно. Как считаете, с чем связан этот оригинальный путь, не смогли "позаимствовать" или национальная гордость?
И если индийская схема предназначена для бустирования, можно ли считать что они не производят боезаряды деления а только термоядерные?

Думаю, что не в гордости дело, просто годы разработок и думанья сподвигли индусов сразу делать боезаряд с бустированием (выигрыш в мощности двух-четырехкратный, вместо 8-15 кт можно получить 40-60 кт). Т.е. они попытались повторить уровень разработок США и СССР 1953-1960. Насколько можно судить по попадавшимся сведениям у индусов на вооружении авиации тактические бомбы преимущественно чисто на делении (как наиболее надежные). А вот ракетные боеголовки и ядерные фугасы на опасных направлениях бустированного типа. Можно предполагать, что до 100-150 килотонн индусы могли добраться. А вот насчет наличия у индйцев термоядерных боезарядов мощностью свыше 500 кт крайние сомнения.

То есть получается, что наши использовали уран 233 для инициации термоядерного взрыва, что на голову выше того, что сделали Штаты, взорвав всего лишь бомбу деления. Всегда подозревал, что мы в ядерных делах были впереди. Ведь если не ошибаюсь, для инициации термояда нужно точно рассчитать мощность ядерного "запала", что было сделано в упомянутых Вами взрывах. Американцы же в своей бомбе на уране 233 ошиблись по мощности чуть не в полтора раза.
Интересно, пошли у нас такие бомбы в серию или нет

Испытание MET на комбинированном ядре уран-233/плутоний боезаряда 1955 года имело целью проверить насколько уран-233 способен заменить более дорогостоящий в производстве уран-235 оружейного качества (обогащение свыше 90-93%) на примере относительно легковесного боезаряда Mk 7 HE (30-дюймовая сферическая имплозивная система с весом 800 фунтов). Никакого бустирования, только деление композитного ядра.
Испытание Easy в операции BUSTER-JANGLE (5 ноября 1951, 31 кт) было в качестве опорной точки для сборки типа Mk 7 HE.
Предсказывалось, что замена оралоевой (оружейный уран-235) компоненты на чистый уран-233 позволит получить 33 килотонны, а получили только 22. Причины - отличия в нейтронной физике урана-233 и урана-235 на уровне резонансных сечений поглощения быстрых нейтронов. Тут эксперты пусть лучше объяснят.
Наш вариант бустированного боезаряда на уране-233 дал около 220-250 кт, а предполагалось, что даст более 300 кт. Тоже не дотянули до прогнозируемых значений. Зато на плутонии следующее наше испытание с новой схемой компоновки дало 1.6 Мт.
Насчет пошли ли боезаряды на уране-233 в серию, кто же это скажет. Наверняка все под подпиской и грифами. Но судя по тому, как быстро была после этого испытания свернута ториевая компонента нашей оружейной программы, можно сделать вывод, что и наших военных уран-233 не впечатлил.

Сообщение отредактировал VBVB - 20.11.2011, 10:41

[ktotom7]

думаю в тему будет
http://www.vesti.ru/only_video.html?vid=378104
что думаете?

[ktotom7]

кстати а с чего так вдруг? ну окромя выборов.. никто не знает? не было вроде по ПРО особой движухи в последнее время...

[VBVB]

кстати а с чего так вдруг? ну окромя выборов.. никто не знает? не было вроде по ПРО особой движухи в последнее время...

Не по теме тяжеловодников, поэтому пусть модератор, если захочет, уберет.
Как раз по строительству американской ПРО сдвиги за год заметные. В основном в плане морского компонента ПРО на основе кораблей с БИУС Aegis. Шесть американских кораблей с локальной ПРО (эсминцы и крейсера УРО) будет базироваться в Европейских базах. Идет речь о базировании еще двух на испанской базе в Кадисе, которые будут восточную Атлантику прикрывать.
Можно, например, посмотреть подборку архива по теме ПРО за последний (2011) год.
http://nuclearno.ru/groups.asp?god=2011&mes=10
НЕ самый специализированный источник, но информацию какую-никакаю дает.
Вся политическая суета идет в основном в области создания наземных позиционных районов ПРО в восточной Европе.
Но в основном видно, что морская компонента натовской строящейся системы ПРО уже вызывает определенные опасения у наших военных стратегов.
Ну и пиар единоросов к выборам, конечно.
С такими тенденциями обновления парка МБР (по 2-3 штуки в год) проблемы возможные мы себе непрерывно создаем.

Сообщение отредактировал VBVB - 24.11.2011, 14:00

[ktotom7]

Не по теме тяжеловодников, поэтому пусть модератор, если захочет, уберет.
...

ну тут просто обсуждали недавноЯО в том числе вот решил и суда ткнуть. отдельный топик как-то думаю заводить не стоило.

[VBVB]

Довольно интересная позиция у украинцев к перспективам приобретения продвинутой версии CANDU6.
http://atominfo.ru/news9/i0157.htm
Никто ее пока строить не кинулся, хотя неоднократно разные страны им интересовались. Украинцы теперь по южнокорейскому пути хотят пойти с перспективой дожиганием ОЯТ ВВЭРов в тяжеловоднике.
Интересно, что в самой Южной Корее эти работы не вышли из опытно-исследовательского направления.
Или у украинцев есть с южнокорейцами какие-то договоренности на эту тему?

[VBVB]

Интересный материал с множеством чертежей и описаний различных исследовательских и энергетических тяжеловодных реакторов.
http://canteach.candu.org/library/20110203.pdf
(размер файла 8.3 Мб)
Есть полезные сведения для интересующихся характеристиками разных тяжеловодников.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.1.2012, 20:38

[MVS]

Немного не в тему, но на днях канадский регулятор выдал лицензию на подготовку площадки для двух блоков АЭС Дарлингтон:
http://www.world-nuclear-news.org/NN-First...ld-2008127.html

Последний шанс для КАНДУ? Если выберут АР-1000, то перспективы канадских тяжеловодников как-то совсем нерадостные.

[www]

MVS, никто не знает, что будет в конце тунеля.

Вот пару лет тому назад тоже был тендер. Все по честному, все ребята (AECL, AREVA, WG) представили предложения. И даже как то Правительство Онтарио признало, что лучшее предложение есть из AECL, но сказало громкое НО, бабок в казне нема, в мире кризис (а значится и у нас), в мире пром производство падает (а значит будет и у нас), а потому, пока новую АЭС строить не будем.

Потом пошли ветряки... о Господи, кто бы знал тогда, чем это закончится... А закончилось это тем, что в настояший момент, провинция Онтарио продает в соседние штаты (USA) эл/энергию ПО ОТРИЦАТЕЛЬНОЙ ЦЕНЕ. То есть Американцы пользуются, а Канадцы им еше (за то что те эл/энергию берут) доплачивают.
То есть, Карл Маркс тут просто отдыхает со своей теорией надбавочной стоимости и критикой капитализма. Это развитой дуризм политиков, принимаюших решения без поддержки науки.

Вот тут как эл производится в провинции Онтарио (диаграмка Generation by Fuel Type) и по чем оно это эл-во
http://www.ieso.ca/

Вот тут отчет ассоциации проф инженеров плачуших в жилетку политикам, и с просьбой одуматься и исправить ситуацию с ветряками и прочими способами пр-ва эл/энергии из навоза.
http://www.ospe.on.ca/resource/resmgr/doc_...ndelectrica.pdf

[www]

Я позволю себе процитировать некоторые моменты отчета:
"Ontario’s grid energy supply was already about 75% free of Greenhouse Gas (GHG) emissions using
hydraulic and nuclear plants, before the Green Energy Act was enacted.
As wind production increases, GHG emissions will increase for the base load component
of electrical power production in Ontario. This will occur because the gas-fired
backup generation required to support wind generation will begin to occupy a larger
share of base load generation. Also, if the load demand does not grow, the wind and
gas-fired backup generation will force nuclear generation off the grid unless wind
generation is dispatched down.
The shutdown of nuclear generation during severe surplus base load generation periods
can result in energy shortfalls the following 2 or 3 days. This will necessitate running
higher fuel cost gas-fired plants to make up the shortfall or importing relatively
expensive power from neighbouring grids. This will drive up electricity rates and
GHG emissions.
Strong winds during low customer demand periods create severe surplus base load
generation conditions.
Ontario consumers subsidize surplus energy sales at negative electricity prices to
consumers in Quebec, New York and Michigan via the global adjustment mechanism.
The public believes that wind generation is replacing coal-fired generation in Ontario.
Because coal is a peak load supply and wind is a base load supply, most of the coal
generation is actually being replaced by gas-fired generation that has 50% of the GHG
emissions of coal.

[MVS]

www - спасибо, я и не знал что в Онтарио есть такие проблемы с альтернативной энергетикой. Но это не только в Канаде...

И все же - можете прокомментировать экономические проблемы КАНДУ в свете реноваций? Мне кажется, все канальные реакторы в мире вымирают...

[www]

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.
Или вы имели ввиду станцию на мысе Лепро? Там, отдельная история...

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/...E87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

[MVS]

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.

А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.
А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/...E87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...
А насчет Экселон - площадку за собой он таки оставил на 20 лет
http://articles.chicagotribune.com/2012-08...-charles-pardee

Сообщение отредактировал MVS - 16.9.2012, 18:56

[AtomInfo.Ru]

А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?

Скорее, www имел в виду EC6.
Enhanced CANDU-6.

[MVS]

Скорее, www имел в виду EC6.
Enhanced CANDU-6.

Я тоже так сначала подумал, потому что, кажется КАНДУ с легководными каналами - есть радикальный способ ухода от проблемы.

Но хотелось бы сначала услышать мнение специалиста...

[www]

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...

Ес-но вы правы, но эти реакторы все время были "нишовой" технологией. То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками. За исключением наверное РБМК. Если бы технология РБМК "пошла", то они могли составить серьезную конкуренцию легководникам, но...

А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.

Да, на них делалась реновация, но начальным проектом это не было предусмотрено, потому занимает год или более...
Это как гланды удалять, но не через рот (заранее извиняюсь за груб шутку, более уместной другой не вспомнил).
Все надо вырезать, каналы, бетон ГО, ну и тд.

А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?

Модератор прав, это EC6. ACR, который был джен 3+, красивый такой, весь пассивный с 1200 мегаватами лег на полку, отдохнуть... в связи с кирдыком потенциальных заказов из альберты и дарлингтона.

Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...

Реновация в КАНДЮ на самом деле не так экономически обременительна, как его малюют. То есть, при действующем например АЭС КАНДЮ "N" с КИУМ 92%, эффект на снижение от реновации сильно меньше 2х процентов.
И не должна она занимать несколько лет для EC6. Даже на действующих построенных она занимает не "несколько лет". Исключение составляет кандю на мысе лепро, где местные "неуловимые Джоны", которые постоянно ходят с красными носами, не последовали указанной проектантами технологии (черт его знает, так пишут в газетах ), и работу говорят, пришлось переделывать дважды...
Даже во времена доброго Брежнева, такие люди мгновенно оптравлялись валить лес в тайгу на гос харчи. А тут... продолжать не буду.

[MVS]

Брюс-2 введен после 17-летнего шатдауна http://www.power-eng.com/articles/2012/10/...n-17-years.html

А Брюс-1 соответственно после 15-летнего. Однако, впечатляет...

[VBVB]

То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками.

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Сообщение отредактировал VBVB - 20.10.2012, 1:30

[MVS]

Потом пошли ветряки... о Господи, кто бы знал тогда, чем это закончится... А закончилось это тем, что в настояший момент, провинция Онтарио продает в соседние штаты (USA) эл/энергию ПО ОТРИЦАТЕЛЬНОЙ ЦЕНЕ. То есть Американцы пользуются, а Канадцы им еше (за то что те эл/энергию берут) доплачивают.
То есть, Карл Маркс тут просто отдыхает со своей теорией надбавочной стоимости и критикой капитализма. Это развитой дуризм политиков, принимаюших решения без поддержки науки.

Здесь еще круче http://www.bloomberg.com/news/2012-10-25/w...out-energy.html

Чехия устанавливает размыкатели сети на границе с Германией. Видимо, скоро в центральной Европе будут интрересные события.

[AtomInfo.Ru]

Чехия устанавливает размыкатели сети на границе с Германией. Видимо, скоро в центральной Европе будут интрересные события.

Дык это... Чехи боятся блэкаута из-за германских ветряков. У нас даже новость была на сей счёт.
http://atominfo.ru/news9/i0981.htm

[MVS]

Теперь они перешли от слов к делу.

[asv363]

Теперь они перешли от слов к делу.

Статьи прочел. В принципе похожи, но в Блумберге, конечно технические термины вида security switches и so-called phase-shifter transformers , удивляют. Я, конечно, могу предположить, что в контексте первое, это прерыватели, дабы не допустить перетока, и разгрузить транспортную составляющую, но вот второе понятие, связанное со сдвигом по фазе, каким образом разгрузит магистралку, вопрос. А атомщикам, отдуваться.

[www]

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Директор не врет (А кто кстати?)

В связи с тем, что основная доля энерговыделения в КАНДЮ реакторах получается из Урана-238, то его замена на Торий, благоприятно влияет на нейтронную физику активной зонны.

Википедия имеет статью:
"Thorium-based fuels exhibit several attractive properties relative to uranium-based fuels. The thermal neutron absorption cross section (σa) and resonance integral (average of neutron cross sections over intermediate neutron energies) for 232Th are about three times and one third of the respective values for 238U; consequently, fertile conversion of thorium is more efficient in a thermal reactor. Also, although the thermal neutron fission cross section (σf) of the resulting 233U is comparable to 235U and 239Pu, it has a much lower capture cross section (σγ) than the latter two fissile isotopes, providing fewer non-fissile neutron absorptions and improved neutron economy. Finally, the ratio of neutrons released per neutron absorbed (η) in 233U is greater than two over a wide range of energies, including the thermal spectrum; as a result, thorium-based fuels can be the basis for a thermal breeder reactor.[4]"

У МАГАТЭ есть ТЕКДОК-1450:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...TE_1450_web.pdf

[asv363]

У МАГАТЭ есть ТЕКДОК-1450:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...TE_1450_web.pdf

Директор не врет (А кто кстати?)

Не томите, Кто?
Если, конечно, несвязанны, соглашением о неразглашении.

[Smith]

Sermet Kuran - клик

[armadillo]

pdf говорит:

Note: Visitors to AECL must pre-register to access Sheridan Park Buildings. Please contact Raj Jain at jainr@aecl.ca for information and registration.

[www]

Сермет правильный пацан в теме...

Вместе с Екатериной Великой рулят что надо...

http://www.google.com/url?sa=t&rct=j&a...SJQ&cad=rja

[asv363]

Сермет правильный пацан в теме...

Вместе с Екатериной Великой рулят что надо...

Так там же смена хозяина происходила. Приблизительно одновременно. И ветряки тогда же построили. Или моя память меня, в очередной раз, подводит.

[www]

Так там же смена хозяина происходила.

Нету коментов, а то чего лишнего сгоряча скажу

И ветряки тогда же построили. Или моя память меня, в очередной раз, подводит.

Ветряки - это отдельно, совсем отдельно... Это как бы живой, отдельный организм, зеленая энергетика, как и зеленый змий губит все на своем пути, начался цирроз печени боржоми уже не помогает

[www]

pdf говорит:

Радж, это как фейс контрол, крестики-нолики, встретил гостей-проводил до конференс рума (ну шоб те не заблудились), показать где биологические комнаты (обозначенные на карте буквами Мо и Жо), шоб гости не обо...

[asv363]

Нету коментов, а то чего лишнего сгоряча скажу

Согласен, поторопился. Так, AECL, по нашему посложнее ГК. Юридически нетривиально все в Канаде, что касается государства и госсобствености.
Однако в официальном финансовом отчете за 2007 г., говорится о всего лишь 35 млн долларов, вложеных государством за предидущую пятилетку. А дальше, понеслась. Поиски инвесторов, тендеры по Альберте и Дарлингтону, и зеленый (энергетики) змий. Много сообщений в канадской прессе о желании продать реакторные подразделения. Так не дайте умереть незнающим, как там подразделения реакторов и топлива?

[www]

Тот который AECL - это теперь национальные лаборатории, расположенные в 200 км от Оттавы. У них наука, коммерциализированные заказы по исследованию и пр. некоммерч. заказы от гос-ва.

Отделение проектирования, расчетов (вкл топливо и не топливо), управления проектами, со всеми ноу-хау по продлению ресурсов, сервисы промышленного масштаба реакторов - это то что находится в древнеиндейском поселении Мисисага (более млн жителей, спальный пригород Торонто), и часть в славном городе Монреаль, ну и тд, все это продано инжиниринговой фирме Лавалин.

[asv363]

Тот который AECL - это теперь национальные лаборатории, расположенные в 200 км от Оттавы. У них наука, коммерциализированные заказы по исследованию и пр. некоммерч. заказы от гос-ва.

Отделение проектирования, расчетов (вкл топливо и не топливо), управления проектами, со всеми ноу-хау по продлению ресурсов, сервисы промышленного масштаба реакторов - это то что находится в древнеиндейском поселении Мисисага (более млн жителей, спальный пригород Торонто), и часть в славном городе Монреаль, ну и тд, все это продано инжиниринговой фирме Лавалин.

Большое спасибо, вот честно говорю.
Особенно "порадовало":

...SNC-Lavalin Nuclear Inc., (formerly CANATOM NPM) , a wholly owned subsidiary of SNC-Lavalin, has an extensive depth of expertise in engineering, procurement and construction (EPC) for the Balance of Plant (BOP) systems for both greenfield power stations and major...

Тут Да, и капитализация там маловата как-то. Считают, наверное, раздельно. По SNC-Lavalin Nuclear Inc. За сети и эксплуатацию, думаю, не стоит.

[www]

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

[www]

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

http://www.youtube.com/watch?v=74VSQ9_HbjA...eature=youtu.be


Ежели есть вопросы, могу попытаться ответить.

[asv363]

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

Выступлю в роли "чайника". По плавлению АЗ, что-то не очень ясно. По ролику.

В целом, красиво. Помните, раньше в кинотеатрах, разные документалки и прочий агитпроп, перед сеансом крутили. Вот и в Канаде, для молодежи, было бы полезно, прививка от зеленых настроений.

Лично, предпочитаю на бумаге.

[www]

Про агитпроп помню Помню даже как в кинотеатрах еше пленки рвались... а мы свистели

Про плавление активной зоны. Если полное обесточение - парогенераторы яв-ся heat sink, показан также бачок, откуда вода подается (на крыше гермообьема, грубо на сутки).
Ежели выпарилась вода 2 к, ну а последовательно и вода 1 к, то замедлитель снимает тепло (обьем столько же как и 1к), далее сам корпус каландра находится в 500 м3 воды для снятия тепловыделений, далее спецбетон (ловушка). Все это не требует электричества (задвижки "fail open design" из бачка с крыши ГО в самом начале аварии).
Ну а далее, через несколько суток надеемся что местные неуловимые Джо (при помоши Чингачгука, по кличке Большой Змей) подгонят трак с водой или дизель заведут...

[KTN]

можно ли использовать обедненный уран в Candu? хороший и здравый вопрос!
Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы. При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут. Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%.

Небольшое дополнение к дискуссии двухлетней давности.
С точки зрения физики, тяжеловодный замедлитель допускает использовать обеднённый уран для производства изотопов. Однако с точки зрения техники это затратный вариант, нецелесообразный в условиях наличия больших мощностей центрифуг и реакторов на быстрых нейтронах. Несколько слов, из чего такой вывод получается.

В формуле четырёх сомножителей для коэффициента размножения бесконечной среды, первый – eta урана применённого обогащения:

nu*Ef/Ea = nu5*Sf5/[Sf5+Sa5+(1/X)Sa8]

Для его оценки используем следующие микросечения:
Уран-238: (тепловые нейтроны)
Sa = 2,71 барн
Уран-235 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,42
Sf=583 барн
Sa = 101 барн
X = обогащение урана /в долях единицы/.

Подставляем цифры:
Для природного урана eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,0072)*2,7] = 1,33;
При концентрации 0,6% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,006)*2,7] = 1,24;
При концентрации 0,5% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,005)*2,7] = 1,15;
При концентрации 0,4% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,004)*2,7] = 1,03;

Теперь рассмотрим случай, когда топливо имеет небольшое выгорание.
Заменим уран-235 на плутоний-239 с КВ=0,8 используя сечения:
Плутоний-239 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,86
Sf=744 барн
Sa = 267 барн
Подставляя цифры получаем:
для концентрации 0,576% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,0072))*2,7] = 1,438;
При концентрации 0,48% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,006))*2,7] = 1,35;
При концентрации 0,4% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,005))*2,7] = 1,26;
При концентрации 0,32% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,004))*2,7] = 1,14;

Кроме того, коэффициент размножения реактора увеличится и за счёт уменьшения вылета тепловых нейтронов при более высоких сечениях плутония. Так появляется эффект «временного роста реактивности», когда в начале топливной кампании реакторов на природном и обеднённом уране реактивность растёт до тех пор, пока не наработались перекрывающие эффект осколки деления и плутоний-240.

Из цифр видно, что практически тяжеловодный реактор может работать на топливе со средним стартовым содержанием 0,5% U235, давая на выходе плутоний в концентрации порядка половины равновесной величины, для реактора на тепловых нейтронах с мягким спектром составляющей 2,8 кг Pu239/т.

Для реализации преимуществ этой концепции необходимы: высокое качество D2O по примесям H2O, цирконий без гафния для оболочек ТВЭЛов и непрерывная перегрузка топлива.

Коллегам в других странах хорошо известно, что ИТЭФ в своё время разработал проект канального тяжеловодного реактора ТР-1000 с CO2 – теплоносителем.
Получался расчётный КВ = 0,93 позволяющий в варианте замкнутого топливного цикла с полным возвратом плутония в реактор сжечь в реакции деления 10% добытого природного урана, производя электричество с нетто-КПД на уровне 25%. При концентрации урана-235 в обеднённом уране выше 0,45% природный уран при работе реакторов ТР-1000 вообще не расходуется.

Если концентрация отвального урана выше чем 0,45% то появляется возможность наработки плутония из обеднённого урана, для запуска быстрых реакторов. Это давно известно, однако по тяжеловодной тематике в соцлагере построен только КС-150 в Чехословакии. Более того, ИТЭФ сейчас находится в процессе ликвидации: при курчатнике создаётся авторитетная комиссия, которая возьмёт на себя ответственность за бесславный шаг. В обмен некоторым её участникам обещано избрание в член-корры Академии Наук.

Ни в коем случае не оправдывая планирующееся закрытие ИТЭФ, отметим почему тяжеловодные реакторы в специфике России не целесообразны:
1) Производство природного урана после отделения Казахстана и других республик упало с советского максимума 25.000 тонн в год до ~3.000 тонн в год, притом что потребление существующими реакторами 5.000 тонн в год без учёта нового строительства и экспорта. Чтоб хоть чем-то загрузить центрифужные заводы, стали грузить на вход обеднённый уран с отвалом повторной переработки 0,1%. Такой уран идеален для бланкетов БН, но непригоден для ТР.

2) В ВВЭР СКД тоже возможен КВ на уровне 0,9 причём если в тяжеловодных реакторах он достигается максимальной экономией нейтронов, то в СКД используется более простой и правильный путь: увеличение доли делений урана-238 быстрыми нейтронами.

3) Задача полного сжигания природного урана в реакции деления, лучше чем ТР решается быстрыми реакторами.

Таим образом техническая целесообразность строительства тяжеловодных реакторов для работы на обеднённом уране возникнет только у тех стран, где совпадут три фактора:
1. Дефицит природного урана при наличии его производства на собственной территории.
2. Малая эффективность и мощность (в тоннах ЕРР/год) заводов по обогащению урана при их наличии на собственной территории, приводящая к целесообразности высокой концентрации U235 в отвалах разделительного производства.
3. Отсутствие быстрых реакторов по каким-либо причинам, возможно по причине отсутствия нескольких тонн плутония для первых загрузок.
Только при совпадении этих обстоятельств целесообразно проектирование и строительство HWR на обеднённом уране.

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

[VBVB]

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

Вполне возможно использовать загрузки энергетических тяжеловодников обедненным ураном и наработанным с них плутонием топливного качества (80-88% по 239Pu) в виде МОХа. Эта схема на бумаге неоднократно рассматривалась индийцами и пакистанцами. КВ получалось в таком варианте около 0,76-0,80. Причем по пакистанским расчетам выходило, что 238Pu на медленных нейтронах делился, а 240Pu частично конвертировался в делящийся 241Pu. Отработанное топливо невысокого выгорания с высоким процентным содержанием наработанного плутония-239 можно быстро пеработать. Выходило по расчетам, что плутоний раза по 2-3 последовально можно было пережигать до превращения его в плутоний реакторного качества с неудобными для изготовления топливных таблеток радиологическими характеристиками .
Насколько помню индусы на тяжеловодном ИРе комбинации плутония топливного и урана обедненного пробовали несколько раз.
Однако уж тогда проще на плутоний-ториевый МОХ тяжеловодник перевести и КВ иметь около 0,84-0,88. Ну а при наличии наработанного запаса урана-233 уран обедненный становится не столь важен для топливного цикла тяжеловодника. Поскольку на 233-уран-торий МОХе для CANDU и PHWR ожидаем КВ около 0,94-0,98.
Канадцы этот заманчивый аспект туманного будущего CANDU обсуждают последнее время в связи с перспективами разработки версии CANDU со сверхкритическим водным теплоносителем. Только вряд ли США так просто им репроцессинг ОЯТ позволит применять.
Т.е. обедненный уран может являться полезным фертильным компонентом гибридного топливного цикла для энергетического тяжеловодного реактора при переходе к финальному почти самодостаточному 233-уран-торий топливному циклу.
Однако при гетерогенной гибридной зоне в тяжеловоднике из таблеток на основе обедненного урана при стандартных выгораниях 5-6 ГВт*сут/тонну получается плутоний вполне пригодный для создания ЯО, что чревато проблемами разными для страны-эксплуатанта этого тяжеловодника.

Сообщение отредактировал VBVB - 17.12.2012, 15:01

[asv363]

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

Спасибо, тогда посмотрел - и забыл. Сейчас, по Вашей ссылке, нашел следующее

AFCR

One of the unique features of CANDU reactor design is its ability to use alternative fuels such as recovered uranium (RU) from the reprocessing of used light water reactor fuel, low-enriched uranium (LEU) and plutonium (Pu) mixed oxide, thorium and actinides, in addition to the conventional natural uranium. Candu is currently working with China to further develop thorium as an alternative fuel source.

http://www.candu.com/en/home/candureactors/default.aspx

Так все-таки CANDU может использовать торий, и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?
Был ли опыт эксплуатации?

Тему "Торий" изучал, если что.

Сообщение отредактировал asv363 - 25.12.2012, 1:01

[www]

Был ли опыт эксплуатации?

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...

...и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?

Тему "Торий" изучал, если что.

Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

[asv363]

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...

Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

Большое спасибо.

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось. Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Может, какой длинный и нудный документ где-нибудь есть, ну не специалист я по CANDU.

[www]

Большое спасибо.

Всегда пожалуйста

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось.

Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.

Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.
Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

[asv363]

Всегда пожалуйста

Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.
Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.

Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

Вот с топливои вопрос, его тоже нужно рассчитывать? В смысле конфигурации АЗ разных загрузок.

Большое спасибо Вам, за просвещение.

Может документ кто пришлет, по обогащению, не 1450 от МАГАТЭ? А то 404 Error. "Усиленно моргает некоторым товарищам."

[asv363]

Всегда пожалуйста

Вежливо воспользуюсь.
Автоматическое отключение блока CANDU в Румынии.
Что предполагаете?

..."Энергоблок номер два остановлен, причины пока не известны. Ничего серьезного нет", - заявил генеральный директор Nuclearelectrica Думитру Дина (Dumitru Dina)...

http://www.atominfo.ru/newsd/k0116.htm

[www]

В статье есть ответ ма многие ваши вопросы, дедушка джерри хопвуд рассказывает как дела движутся с китаем...

"Alternative fuels such as thorium in existing reactors? China ‘can do!’ "

http://www.the-weinberg-foundation.org/201...s-china-can-do/

[www]

Правительство Онтарио, ежегодно печатает перечень лиц, которые заработали > 100 Кг в год (в единицах канацких долларей). Это перечень по предприятиям которыми владеет Провинция Онтарио, то есть частные предприятия сюда не входят, а так же кроун корпорейшнс тоже не входят.

Ну такой отчет перед таксоплательшиками, мол, полюбуйтесь...

Можно поискать по должностям (authorized nuclear operator or operator) - заработок в соот колонке.

http://www.fin.gov.on.ca/en/publications/s...ricity_2012.pdf

[3www]

У меня вопрос по иранскому тяжеловодному реактору IR-40. Зарание извиняюсь, если спрашиваю глупость - я не профессионал.
По IR-40 есть следующая информация:
Тепловая мощность - 40 МВт
Степень обогащения урана - 0,71% (природная)
Масса загружаемого диоксида урана - 10 тонн (или, вероятно, это масса урана в пересчёте на диоксид).
По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%). А теперь мой вопрос:
Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235) и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока?
Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?
Если "да", то получается, что несмотря на снижение концентрации U-238 его всё еще остаётся 98% - вполне достаточно для облучения нейтронами. Тогда выходит, что топливо можно презагружать в 2 - 3 раза чаще, почти без потерь в количестве плутония. Это, конечно, очень дорогой способ получения плутония - вместо природного урана нужно будет делать гексафторид урана, обогощать, потом опять делать оксид. Но чего не сделаешь ради феерверка
PS. Респект и уважение местному сообществу - в интернете такое количество умных и образованных людей в одном месте - редкость. Прочитал ветку - открылись глаза на многое.

[AtomInfo.Ru]

По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%).

Давно ли МАГАТЭ выкладывает в общий доступ свои конфиденциальные документы?

Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235) и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока?
Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?

Без расчётов не ответить точно.

Смотрите. Есть формула:
W = Const * sigma-f * ro * Ф * V

W - мощность, она по условиям задачи не меняется.
V - объём активной зоны, также не меняется.

Вы предлагаете поменять ro, то есть, концентрацию делящихся изотопов (в данном случае, U-235). Конкретно, увеличить её в 2-3 раза. При таком раскладе из формулы следует, что Ф (интересующий Вас поток нейтронов) уменьшится в 2-3 раза. То есть, ответ - с точки зрения наработки плутония Вы сделаете хуже.

Но ответ этот на пальцах и может измениться при точных вычислениях.
Во-первых, при изменении ro изменится также sigma-f (среднее сечение деления), и её изменение на пальцах не оценить.
Во-вторых, вся эта прикидка по формуле очень приблизительна, так как не учитывает необходимости удерживать реактор всё время работы в критическом состоянии (иранцы делают это стержнями управления). Точный расчёт может многое изменить, но для него данных, естественно, недостаточно.

P.S. Расчёты, которые Вы привели в начале вопроса, также выполнены на пальцах и, скорее всего, действительности не соответствуют.

P.P.S. Повысив концентрацию урана-235, Вы получите возможность повысить мощность реактора. Точно ответить не могу, но скорее всего, тоже в разы. Тогда да - если Вы вернётесь к формуле, то видно, что в этом случае у Вас есть шансы увеличить поток. Но эту мощность придётся как-то отводить, а иранцам сделать это на выбранной ими площадке будет сложно, там не так много обычной воды. Так что этот вариант вряд ли реализуем.

[3www]

"W - мощность, она по условиям задачи не меняется."
Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды. Не обязательно, ведь, устанавливать гадирню прямо около реактора - несколько километров горячего трубопровода, полагаю, не так сложно проложить. (это даже даст дополнительный эффект охлаждения).
А оценку наработки плутония я из Википедии взял - там была ссылка на источник.

[AtomInfo.Ru]

Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды.

Если мощность можно поднимать, то другое дело.

Здесь столкнётесь с чем. Нужно сравнить, какой дополнительный запас реактивности у Вас появится от перехода на более эффективное топливо и сколько в реактивности потеряете за счёт мощностного эффекта. Отсюда можно определить - с точки зрения нейтроники!!! - насколько можно повысить мощность (так, чтобы реактор остался работоспособным в течение заданного срока).

Ответить в цифрах на этот вопрос я не могу. Если потерю за счёт мощностного эффекта ещё могу попытаться спрогнозировать по опыту (где 0,005 в k-эфф будет потеряно при удвоении мощности), то выигрыш за счёт обогащения урана надо считать.

Если рассуждать абстрактно, то по нейтронике можно надеяться получить выигрыш в наработке плутония. Но мощность должна быть поднята основательно, минимум в 2-3 раза, а лучше больше. То есть, это будет уже не IR-40, а какой-нибудь IR-150.

И тут должны сказать слово теплогидравлики и конструктора.
Скорость прокачки тяжёлой воды через активную зону легко увеличить на бумаге. Но есть ли у иранцев такие насосы?
Второй момент - то, что уже сказал. Отвод тепла конечному потребителю (говоря по-русски, сброс его куда-то подальше от площадки). Арак, где находится IR-40, это горы. С водой там, насколько помню по картам, проблемы. То есть, с технической водой для реактора повышенной мощности могут быть сложности. Тем более, что это промышленный район, и на воду много желающих.

Поэтому вряд ли. Сомнительно. Очень сомнительно. Вот если бы иранцы построили реактор на берегу Персидского залива, тогда бы я мнение изменил. С водой там всё в порядке. Правда, и столичного округа ПВО там нет

P.S. Я бы другой вариант рассмотрел. Изменить в формуле V, объём активной зоны. Действительно, если у нас более эффективное топливо, то нам его нужно меньше. Здесь можно попытаться добиться выигрыша в потоке. Правда, надо понимать, что без расчётов в этом случае будет чистое гадание, и что сокращая количество топлива одновременно мы сокращаем и количество сырья в реакторе. То есть, это задача на оптимизацию.

[AtomInfo.Ru]

И вообще. Я б не парился, не пытался бы чего-то выгадать от оптимизации реактора. А просто построил бы их несколько штук. Как поступают их соседи в Пакистане (см. Хушаб).