Торий |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Торий |
Гость |
23.11.2008, 13:10
Сообщение
#1
|
Guests |
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. |
|
|
Помм |
21.5.2009, 21:58
Сообщение
#2
|
Guests |
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"?
|
|
|
21.5.2009, 22:47
Сообщение
#3
|
|
Гл.редактор Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 |
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. -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 26.9.2024, 9:13 |