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. |
|
|
18.8.2015, 12:59
Сообщение
#2
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Ну вот, и там тоже о преимуществе жидкосолевого варианта.
Все понимают кроме нынешних "руками водителей" отрасли. -------------------- |
|
|
18.8.2015, 13:27
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Ну вот, и там тоже о преимуществе жидкосолевого варианта. Все понимают кроме нынешних "руками водителей" отрасли. Ну кто же будет пилить сук на котором сидится хорошо и привольно? Технологии жидкосолевиков, если в тираж пойдут могут поломать текущую вымогательскую систему создания и развития атомной энергетике в странах-новичках. Вот например Турция хочет самодостаточную атомную энергетику и у нее есть запасы урана и тория. Но создание парка тяжеловодников требует кучи гемора и денег с получением/приобретением тяжелой воды, даже если фабрикацию топлива освоят. Легководники же требуют наличия обогатительных мощностей или постоянных закупок-поставок ядерного топлива из вне. А тут вот возьми турки (бразильцы, корейцы, арабы разные) купят один раз партию низкообогащенного топлива для ЖСРа и сам реактор и линию по регенерации облученного топлива впридачу, и начнут его два десятка лет с торием эксплуатировать, ничего больше не покупая за рубежом. Да еще уран-233 периодически на бомбодельческий запас сцеживать. Такая ситуация явно никому из "ядерной пятерки" не нужна. Американцы в свое время при эксплуатации ЖСРа хорошо поняли и забанили это направление для энергетики. Ну и делать прототип энергетического ЖСР только для внутреннего потребления в текущих реалиях нашей страны никто точно не будет. ВВЭРы имеющиеся видимо всех удовлетворяют. Хотя с точки зрения топливопотребления и утилизации ценнейшего урана-235 ВВЭРы и PWRы это ужас, который искоренять надо побыстрее, пока эти реакторы весь доступный по экономике уран-235 за пару-тройку десятилетий не перевели. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
19.8.2015, 21:13
Сообщение
#4
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
VBVB
А что скажете на счет возможности ториевого цикла в теплоносителе ВВЭР, и как вариант РБМК? Кроме всего прочего и рост КВ, и замена выгорающего поглотителя, снизить обогащение при сохранении выгорания, либо повысить его, а также форсирование мощности, тут вполне на ВВЭР-1200 можно до 30%, на РБМК процентов на 5. Pa233, U233 и прочие более тяжелые убрать не проблема периодическим, 2-3 раза в месяц, пропусканием через насыщенный Th катионит в исполнении с небольшими заменяемыми расходными модулями, с отправкой на переработку после прокачки первого контейнера и "подъемом" остальных, с установкой на конце свежего. Продукты деления также с периодической заменой частью теплоносителя, который на фильтрацию и обессоливание, в т.ч. пойдет и осмос, концентрат на переработку. -------------------- |
|
|
20.8.2015, 3:06
Сообщение
#5
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
VBVB А что скажете на счет возможности ториевого цикла в теплоносителе ВВЭР, и как вариант РБМК? РБМК очень полезный аппарат для исследования многих малоизученных аспектов ториевого ЯТЦ. Однако использования солей тория в качестве выгорающего/делящегося поглотителя в РБМК, как мне кажется, не очень удобно. Скорее более интересно было бы использование разборных многоразовых твэлов для РБМК с жидкосолевым заполнением топливными смесями типа ThF4-UF4-LiF и ThF4-PuF3-LiF. Изготовление такого топлива крайне просто. Так же как несложна фторидная дистилляция делящихся изотопов (U, Np, Pu). При грамотной конструкции таких твэлов, можно иметь очень хорошее выгорание "грязного" урана-235 (регенерат от лодочных ЯЭУ и ИРов с высоким содержанием урана-236) и плутония энергетического от тех же РБМК первых кампаний. Наработка урана-233 в жидкосолевых топливных смесях позволит улучшить экономику топливопотребления РБМК и можно продлить их сроки эксплуатации на сниженных уровнях мощности в качестве энергетического реактора-выжигателя с гибким производственным циклом и пристанционной регенерацией жидкотопливной смеси. Кроме всего прочего и рост КВ, и замена выгорающего поглотителя, снизить обогащение при сохранении выгорания, либо повысить его, а также форсирование мощности, тут вполне на ВВЭР-1200 можно до 30% Нестандартные идеи у вас, Didro. Вполне интересный вариант попробовать использовать в качестве выгорающего поглотителя в теплоносителе для ВВЭР-1200 соли ThCl4 или трифлат тория. Замена борирования, экономия нейтронов, увеличение мощности и рост КВ налицо будет. Только проблемы с гидролизом торивой соли, с ВХР теплоносителя и интенсивностью процессов радиолиза, как и увеличении коррозионного повреждения внутрикорпусных устройств и арматуры трубопроводной явно будет. Кажется мне, что соли тория как выгорающий/делящийся поглотитель скорее для кипящих реакторов подходят,чем для ВВЭРов. Сообщение отредактировал VBVB - 20.8.2015, 3:09 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
21.8.2015, 19:58
Сообщение
#6
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
VBVB
Касательно действующих блоков, ведь можно не только торивые, но и просто соль с обедненным ураном 238 вводить. Все увиденные выше плюсы будут, плюс повысится температура закипания теплоносителя, что также даст возможность поднять КПД. Единственный минус, который пока вижу - это легкость получения оружейного качества материалов из теплоносителя с солями урана или тория. -------------------- |
|
|
22.8.2015, 19:47
Сообщение
#7
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
VBVB Касательно действующих блоков, ведь можно не только торивые, но и просто соль с обедненным ураном 238 вводить. Все увиденные выше плюсы будут, плюс повысится температура закипания теплоносителя, что также даст возможность поднять КПД. А смысл использования урана-238 в качестве выгорающего в теплоносителе легководников делящегося материала? На выходе будет плутоний с качеством близким к оружейному, так этого добра и так у нас избыток. Эффективную утилизацию плутония отечественного в БНах до сих пор не освоили. Если же выжигать наработанный прямо в теплоносителе без отбора, то будет загрязнение внутренностей РУ высокорадиотоксичным материалом. Это при перегрузке топлива лишние проблемы и фон повышенный у топлива выгружаемого из-за откладывании го...на разного радиотоксичного на поверхности твс/твэлов. Интересно конечно совместить свойства растворного реактора с гетерогенной компоновкой корпусного легководника, но проблем разных появится гораздо больше, чем возможных плюсов. Единственный минус, который пока вижу - это легкость получения оружейного качества материалов из теплоносителя с солями урана или тория. Судя по всему, японцы это уже проделывали не раз... Сообщение отредактировал VBVB - 22.8.2015, 19:52 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
22.8.2015, 21:15
Сообщение
#8
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
А смысл использования урана-238 в качестве выгорающего в теплоносителе легководников делящегося материала? На выходе будет плутоний с качеством близким к оружейному, так этого добра и так у нас избыток. С ураном увеличится деление в теплоносителе, выше эффективное увеличение мощности. И средний КВ поднимется. Недостатком вот как раз вижу именно простоту наработки оружейных материалов. Интересно конечно совместить свойства растворного реактора с гетерогенной компоновкой корпусного легководника, но проблем разных появится гораздо больше, чем возможных плюсов. Да, конечно, всегда какие либо изменения дают и непредсказуемые эффекты, которые приходится решать по факту появления. Судя по всему, японцы это уже проделывали не раз... К сожалению не в курсе результатов у японцев, очень интересно было бы ознакомиться с их опытом. -------------------- |
|
|
23.8.2015, 1:25
Сообщение
#9
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
С ураном увеличится деление в теплоносителе, выше эффективное увеличение мощности. И средний КВ поднимется. Это то понятно. Но если выбирать между наработкой урана-233 (с небольшим количеством урана-232) в теплоносителе с одновременным накоплением осколков деления тория-232 и урана-233 и наработкой плутония оружейного/топливного качества с осколками деления урана-238 и плутониев, то я ратую за ториевые соли. Кроме того, очевидно, что для РФ такие эксперименты с экспериментальной наработкой урана-233 таким образом в теплоносителе проще осуществимы с политической точки зрения, чем вариант где плутоний оружейный в теплоносителе обычного энергетического реактора будет генерится. Плутония оружейного разной чистоты у нас дохрена, как и ВОУ, поэтому уран-233 полученный в ВВЭРе таким способ качественным оружейный материал не имеет смысла считать. Да и нарабатывать уран-233 таким геморным способом нарушителем режима нераспространения делящихся материалов тоже особого смысла нет. От урана-233 такого невысокого качества (с долей урана-232 около 100-300 ppm) пользы в производстве ядерного оружия мало. Если только экспериментальное устройство короткого времени хранения создать и по быстрому испытать. А вот если весь мир поймет, что оружейный плутоний в энергетических PWRах и ВВЭРах скрытно через теплоноситель можно до 12-15 кг в год с гигаватника нарабатывать, то это совсем хреновая ситуация. Это может конкретно пошатнуть текущие меры контроля за скрытным производством делящихся материалов в странах-эксплуатантах АЭС. Раньше такой контроль та же Индия успешно обходила, много лет нарабатывая на тяжеловодниках и BWRах плутоний оружейный и торий, придумывая оправдания разные под разные исследования топливных циклов и разных типов ядерных топлив. Ну ей это дело все таки в итоге простили. А тут еще все кому захочется начнут вместо бора или лития-7 соли урана-238 в теплоноситель скрытно фигачить и плутоний втихоря сцеживать. Сообщение отредактировал VBVB - 23.8.2015, 1:32 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
23.8.2015, 6:27
Сообщение
#10
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Но если выбирать между наработкой урана-233 (с небольшим количеством урана-232) в теплоносителе с одновременным накоплением осколков деления тория-232 и урана-233 и наработкой плутония оружейного/топливного качества с осколками деления урана-238 и плутониев, то я ратую за ториевые соли. Да и само вовлечение в цикл тория с ресурсами в трое больше чем урана, для отрасли имеет существенное значение и перспективы. -------------------- |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 7.6.2024, 12:31 |