Индийский AHWR - оценки и перспективы Опции

[VBVB]

Интересно узнать кто и как оценивает перспективы развития индийского строящегося энергетического тяжеловодника AHWR с учетом проблематики его экономичности, особенностей переработки ОЯТ и перспектив дальнейшего развития к более мощным последователям.
Ссылка на краткое описание проекта (Bhabha Atomic Research Centre, Department of Atomic Energy)
http://www.dae.gov.in/gc/ahwr-leu-broc.pdf
Вопросы безопасности AHWR изложены ниже.
http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloads...2008/ANNEX6.pdf
http://www.barc.ernet.in/publications/eb/g...hapter1/1_7.pdf

Сообщение отредактировал VBVB - 8.5.2011, 19:01

[armadillo]

урана 233 в природном уране нет.
он получается трансмутацией из тория в реакторах.
Отделять его от тория и других элементов(осколков деления и тп) можно химически.
Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

[VBVB]

Я могу ошибаться, но вроде при получении урана 233 других изотопов урана не образуется.

Обычно при нейтронном облучении тория тепловыми нейтронами на выходе получается смесь урана-233 (около 97,0-99,5%), урана-234 (0,5-1,5%) и урана-232 (0.01-1.5%).
Уран-232 довольно неприятен по свои радиационным характеристикам, имеет в цепочке распада 6 альфа-распадов и 2 бета-распада. Наиболее пакостен дочерний таллий-208 (жесткая гаммма с 2.6 МэВ).
Есть четкая аналогия между ураном-232 и плутонием-238 по ядерным характеристикам. У обоих изотопов малая критмасса (для урана-232 около 3-4 кг с отражателями) с возможностью детонации как на промежуточных, так и тепловых нейтронах. Однако свежий изотоп уран-232 имеет в 1,24 раза большое удельное тепловыделение по сравнению с плутонием-238. Уран-232 также спонтанно генерирует нейтроны как и плутоний-238, но с меньшим выходом. Т.е. для создания боезарядов уран-232 - реальная проблема. И создает значительные проблемы при проихзводстве ядерного топлива на основе урана-233.
Для тяжеловодных и графитовых реакторов-наработчиков для минимизации выхода урана-232 при получении целевого урана-233 требуется оптимизация бланкетной зоны как по термализации нейтронов так и по их флюенсу. В последнее время появились работы по оптимизации получения высокочистого урана-233 на промежуточных и быстрых нейтроннах.

Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2012, 15:50