Вопрос по лития-6 и тритию |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Вопрос по лития-6 и тритию |
14.11.2011, 16:57
Сообщение
#1
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Возник вопрос такого рода.
Если некое государство, не обладающее ЯО, начинает производить литий-6 и предполагает его конвертировать в тритий, то насколько это законно по различным международным договорам? Ведь и литий-6 и тритий относятся к контролируемым материалам (непонятно кем контролируемыми - то ли странами подписавшими договора о нераспространениия ЯО и оружейных материалов или МАГАТЭ?). Сообщение отредактировал VBVB - 14.11.2011, 16:57 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
15.11.2011, 14:26
Сообщение
#2
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Сомневаюсь про конвертацию в тритий.
Слишком короткий его век. -------------------- |
|
|
15.11.2011, 14:44
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Сомневаюсь про конвертацию в тритий. Слишком короткий его век. Тут дело не в сомнениях, а в том, что "официально не обладающая ЯО" страна говорит, что им нужен тритий (якобы для экспериментов с реакторами типа деление-синтез) и они его будут делать. Насколько я понимаю, ГЯП жестко контролируются продажи и поставки заметных количеств лития-6 и трития. Литий-6 не является первичным оружейным материалом (primary nuclear weapon material), но как известно является одним из основных компонентов для бустерных зарядов повышенной мощности и термоядерных зарядов. Смысл моего вопроса - насколько законно с точки зрения договоров о нераспространении производство безъядерным государством ощутимых количеств лития-6 якобы для последующего его конвертации в тритий для исследовательских целей? Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2011, 14:46 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.1.2013, 0:56
Сообщение
#4
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Несколько лет подряд американцы проводят промышленную наработку трития для своих ядерных боезарядов из стержней с алюминатом лития-6 на АЭС Watts Bar (Unit 1) компании TVA. Производство трития планируется расширять далее на АЭС принадлежащих TVA.
В печати несколько раз появлялась информация, что TVA подавала заявки на использование будущего МОХ-топлива из избыточного американского оружейного плутония для своих АЭС. Интересная ситуация получиться может, утилизируя один действительно избыточный ядерный оружейный материал (плутоний), будут одновременно нарабатывать крайне необходимый и расходуемый (5% распад ежегодно) другой оружейный материал (тритий). Сообщение отредактировал VBVB - 10.1.2013, 1:05 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.1.2013, 3:07
Сообщение
#5
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
...из избыточного американского оружейного плутония для своих АЭС. Интересная ситуация получиться может, утилизируя один действительно избыточный ядерный оружейный материал (плутоний), будут одновременно нарабатывать крайне необходимый и расходуемый (5% распад ежегодно) другой оружейный материал (тритий). Во-первых, почему, оружейный плутоний нужно утилизировать, учитывая доминантное положение страны и трансатлантического блока? Во-вторых, всегда оправдания у них найдется, для ITER нарабатывали, не покладая рук. А так они за мир во всем мире. D+T, оно же хорошо. |
|
|
10.1.2013, 13:49
Сообщение
#6
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 997 Регистрация: 18.11.2009 Из: Moscow Пользователь №: 1 859 |
|
|
|
10.1.2013, 15:26
Сообщение
#7
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
т.е. вы намекаете на то, что америкосы скоро в одностороннем порядке выйдут из СОУП? :blink: Нет. США, как государство, не выполняло международных и межправительственных договоров, которые не были им выгодны, или выполняло, если, были нулевыми или выгодны по результатам. Это из близких мне сфер деятельности.К конкретным людям из простого американского населения отношусь хорошо. ;) Сообщение отредактировал asv363 - 10.1.2013, 15:31 |
|
|
10.1.2013, 15:48
Сообщение
#8
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
Сообщение отредактировал barvi7 - 10.1.2013, 15:53 |
|
|
10.1.2013, 15:48
Сообщение
#9
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 424 Регистрация: 22.3.2010 Пользователь №: 4 323 |
Интересная ситуация получиться может, утилизируя один действительно избыточный ядерный оружейный материал (плутоний), будут одновременно нарабатывать крайне необходимый и расходуемый (5% распад ежегодно) другой оружейный материал (тритий). Если верить И-нету , то в термоядерных зарядах тритий получают непосредственно в "устройстве" в реакции нейтронов (от ядерного запала) с литием. То же наблюдается и в термояде для ТОКАМАКов. |
|
|
10.1.2013, 18:17
Сообщение
#10
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Не разбираюсь я в этой химии. Но, изотопа литий-6, 7-7,5% или по массе, или по объему. И как его проконтролировать?
|
|
|
10.1.2013, 18:19
Сообщение
#11
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Во-первых, почему, оружейный плутоний нужно утилизировать, учитывая доминантное положение страны и трансатлантического блока? Утилизиоваться будет низкокачественный плутоний из мобилизационного запаса с долей Pu-239 между 91-93% и низкого качества оружейный с содержанием Pu-239 порядка 93-94% из устаревшего списанного тактического оружия, принадлежавшего ВВС и сухопутным войскам. В МБР "Минитмен" в боеголовках более чистый плутоний, как и в хранимых боезарядах от MX . У флота для МБР "Трайдент" и особенно тактических КР "Томахоук" плутоний сверхчистый "supergrade" с долей Pu-239>97% для МБР и Pu-239>98% для КР. Чтобы дозовые нагрузки на экипажи подлодок меньше были и обслуживание боеголовок в арсенале легче производить. Поэтому очевидно, что американцы списали и будут утилизировать низкокачественный и относительно высокорадиотоксичный оружейный материал, который затрудняет обслуживание и эксплуатацию их парка ЯО. Во-вторых, всегда оправдания у них найдется, для ITER нарабатывали, не покладая рук. А так они за мир во всем мире. D+T, оно же хорошо. Если этот вопрос будут муссировать, то не исключено и такое возможное объяснение, почему энергетический реактор гражданского назначения явно работает на ядерную оружейную программу. Ориентировочно для запуска термоядерного реактора ITER-типа мощностью под 1000М Вт(эл) (соответствующей тепловой мощностью ~2700 Мвт) первоначально нужно не менее 7 кг чистого трития. Американцы сейчас стремятся выйти на ежегодный уровень производства в 3 кг. Сообщение отредактировал VBVB - 10.1.2013, 18:22 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.1.2013, 19:48
Сообщение
#12
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Не разбираюсь я в этой химии. Но, изотопа литий-6, 7-7,5% или по массе, или по объему. И как его проконтролировать? Для БН рассматривался вариант перевода в тепловики с теплоносителем из Li-7. Небольшая часть нейтронов >2МЭв также даст тритий и тепловой нейтрон, и для БН-600/800 его в ровень укладывается с уже упоминавшимся проектом ТРОЛ, на котором в свою очередь литиевый бланкет заменялся бы на ториевый. -------------------- |
|
|
10.1.2013, 20:35
Сообщение
#13
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
т.е. вы намекаете на то, что америкосы скоро в одностороннем порядке выйдут из СОУП? Выходить из СУОП им смысла особого нет. Поскольку они с определенным трудом нас в это соглашение втянули. Просто налицо хитрый размен. В случае успешной реализации СУОП расклады следующие. Американцы практически с выработкой приличного количества электроэнергии на коммерческих станциях утилизируют действительно избыточный для них плутоний невысокого оружейного качества и возможно одновременно производят на этих же АЭС наработку трития для оружейного комплекса. 34 тонны утилизируемого плутония это около 690 тонн 4.9% плутониевого МОХа из списываемого американского оружейного плутония (эквивалент топлива с 4.25% 235U). Т.е. этого топлива хватит почти на 20 лет работы гигаватной электрической мощности PWR (при годовом расходе топлива около 33.5-34 тонн [http://www.irpa.net/irpa10/cdrom/00820.pdf]). Учитывая, что MOX-топливо будет продаваться лишь немного дешевле уранового, америкаский DOE еще и не малый профит поимеет в ходе реализации СУОП. Россияне, выполняя СУОП, также утилизируют плутоний неудовлетворяющего качества, однако одновременно занимают на долгие годы свои БН-600 и БН-800 в дурацком варианте без наработки бланкетного хорошего качества плутония. Т.е. имеющиеся БНы заведомо убираются из нашего комплекса наработки ядерных материалов, да и еще работать будут с низким КВ в районе 0.85-0.88 в таком варианте. На выходе после выработки будет МОХ с содержанием плутония-239 около 86-87% или даже хуже. Вылеживаться такой материал будет до переработки лет 12-15. Из такого качества MOXа таблетки массово не попроизводишь (в отличии от реальной возможности производства сейчас таблеточного МОХа из качественного относительно низкорадиотоксичного плутония с содержанием Pu-239 в районе 94-95%, допускающего большое время производственных операций). Т.е. вместо того, чтобы идти по направлению утилизации вылежавшегося топливного качества плутония от первых зон ВВЭ-440, т.е. к реальному закрытию комбиниванного ЯТЦ на основе тепловых и быстрых реакторов, нас направляют по изоляционному направлению - жечь тупо качественный энергетический метериал ничего аналогичного не вырабатывая взамен. Т.е. полная дискредитация идеи быстрых реакторов. Даже критикуемый всеми топливный цикл БНов на урановом топливе более осмысленный, чем предлагаемый нам американцами вариант СУОП. Нет. США, как государство, не выполняло международных и межправительственных договоров, которые не были им выгодны[/u] Эта фраза вполне объясняет вышеописанную ситуацию. Сообщение отредактировал VBVB - 10.1.2013, 20:39 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.1.2013, 20:40
Сообщение
#14
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Не разбираюсь я в этой химии. Но, изотопа литий-6, 7-7,5% или по массе, или по объему. И как его проконтролировать? Как всегда забыл автора темы, он мне и сообщил про процентное соотношение изотопов. Месторождения лития известны в России, где более 50 % запасов страны сосредоточено в месторождениях Мурманской области, Боливии (крупнейшее месторождение в мире), Аргентине, Мексике, Афганистане, Чили, США, Канаде, Бразилии, Китае, Австралии, Зимбабве, Конго. Кстати, если уж речь зашла о месторождениях лития, нет ли у кого примерного процентного содержания по странам? Все экономически выгодное, думается, уже добыли на аккумуляторы. Добавлю. Свежего сообщения от Вас, VBVB не видел. К стоимости плутония, можно смело добавить труд и здоровье наших граждан. Про объекты наработки - тоже. Сообщение отредактировал asv363 - 10.1.2013, 21:07 |
|
|
10.1.2013, 22:56
Сообщение
#15
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 997 Регистрация: 18.11.2009 Из: Moscow Пользователь №: 1 859 |
|
|
|
11.1.2013, 10:21
Сообщение
#16
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
asv363
Собственно по изотапам разница не велика, для ЯТЦ все равно лучше использовать Li-7. -------------------- |
|
|
11.1.2013, 19:34
Сообщение
#17
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Если верить И-нету , то в термоядерных зарядах тритий получают непосредственно в "устройстве" в реакции нейтронов (от ядерного запала) с литием. То же наблюдается и в термояде для ТОКАМАКов. Смысл инжекции дейтерий-тритиевой смеси в полость плутониевого/уранового заряда состоит в общем в следующем. Простыми словами. При ядерном делении по действием сверхвысоких температур в дейтерий-тритиевой плазме происходит реакция: T + D -> 4He + n + 17,6 МэВ. Энерговыход этой реакции, относительно энерговыхода реакции деления небольшой (энергия деления для урана-235 и плутония-239 грубо 200 МЭв), однако появляется добавочное количество нейтронов, которые могут успешно утилизоваться в оболочке боезаряда из обогащенного/обедненного урана и усиливать общее энерговыделение. Кроме того увеличенный нейтронный баланс системы за счет дейтерий-тритиевого бустирования позволяет увеличить процент деления первичного ядерного материала. Особенно это полезно для боезарядов на уране-235, у которых малый избыток нейтронов деления. Без бустирования к примеру простой ядерный заряд с 5 кг плутония дает 25 килотонн, тогда как при полном ядерном делении должен дать около 95 кт. С бустированием становится возможным снять до 45-50 кт. Боезаряд с 18 кг ВОУ урана-235 даст 12-15 кт, тогда как с бустированием до 35-45 кт. Однако вклад термоядерной составляющей в общее энерговыделение не высок (2-3%), около 1,2-1,5 кт для использования впрыска 5-6 граммов трития, и бомба все таки ядерная. Сложно увеличить большое количество термоядерного вклада, по причине ограниченного размера полости в металлическом ядре боезаряда. Меняя количество впрыскаваемой тритий-дейтериевой смеси, можно заранее регулировать мощность энерговыделения изделия, и в современных дизайнах уровень изменения мощности варьруется в десяток раз. Другой вариант использовать для бустирования дейтерид лития-6, что СССР в свое время сделал. Нейтрон от деления заряда-праймера, попадая в ядро Li-6, вызывает реакцию: n + Li6 -> Не4 + Т + 4,8 МэВ. Образовавшийся тритий взаимодействует с ядром дейтерия по схеме: T + D -> 4He + n + 17,6 МэВ. Т.о. в итоге нейтрон возвращается в среду реагирующих частиц. Это уже более мощный вариант с энерговыделением на уровне 400-500 кт, и является термоядерным боезарядом, поскольку доля термоядерного вклада в общее энерговыделение уже достигает 20-30%. Однако мощность таких боезарядов за счет дальнейшего увеличения количества дейтерид лития-6 и и массы обогащенного урана в оболочке меняется слабо, тогда как общая масса и размеры резко возрастают. Переход к водородным бомбам (по сути тоже термоядерным большой мощности), в которых ядерный боезаряд с дейтерий-тритиевым бустированием является праймером поджига термоядерной реакции позволил в итоге прийти к современным малогабаритными легковесным боезарядам. В них контроль степени впрыска дейтерий-тритиевой смеси позволяет менять уровень общего энерговыделение до сотни раз, что крайне важно для военных. Т.е. тритий крайне ценный, постоянно расходуемый из-за естественного распада, компонент современного парка ЯО развитых стран. И возможность ядерной державы осуществлять промышленную наработку трития позволяет говорить о том, что страна может иметь как термоядерные, так и водородные боезаряды (те же Индия и Пакистан). Сообщение отредактировал VBVB - 11.1.2013, 19:34 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.1.2013, 2:05
Сообщение
#18
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Отвечу тов. KTN в этой теме, как профильной.
Килограмм трития выделяет на хранении, от бетараспада с временем жизни 17 лет, 300 Ватт тепла. Учитывая всё это, ни в стратегических ни в тактических современных зарядах уровня выше 100 Кт, тритий не применяется. Для оружейных нужд достаточно обогащённого урана, оружейного плутония и дейтерида лития-6. На одном дейтериде лития-6 мощность термоядерных устройств сильно не разгонишь. Многослойная слойка по Лавриненко/Сахарову (которая тоже имеет вклад процессов с участим генерирующегося in situ трития) имеет верхний предел мощности под 900-950 кт, ограниченный ее резким возрастанием геометрических размеров. Для современных образцов термоядерных боеголовок ракет и бомб малого диаметра этот схема непригодна. Увеличение энерговыхода термоядерного заряда за счет увеличения слоевых ступеней - пройденная тупиковая ветка развития ЯО. Переход на схему Улама-Теллера и ее советские разновидности, где тритиевое бустирование праймера определяет ступенчатое увеличение энерговыхода, позволил сделать прорывной скачок как в мощности термоядерных устройств так и заметном уменьшении их размеров. Двухступенчатая схема Теллера-Улама позволяет создавать настолько мощные термоядерные заряды, на сколько хватит мощности и абляционно/разогревающих возможностей праймера для сверхбыстрого обжатия и разогрева термоядерного горючего дейтерида лития-6. На простых аналогиях роль прямого тритиевого бустирования термоядерного заряда можно пояснить так. Тритий в современном ЯО, если его представить в виде аналогии системы бикфордов шнур+капсюль-детонатор+тротил, играет образную роль капсюля детонатора. Просто горящий бикфордов шнур максимум подожжет тротил и никакого мощного взрыва не будет, но капсюль-детонатор создат мощную высокоростную горячую волну детонации в тротиле. Тритиевое бустирование дейтерий-тритиевой газовой смеси в полый плутониевый пит-инициатор приводит к следующим термоядерным реакциям в дейтерий-тритий содержащей плазме, образующейся в момент процесса интенсивного ядерного деления праймера: D + D -> T(1.01 МэВ) + p(3.02 МэВ) D + D -> 3He(0.817 МэВ) + n(2.45 МэВ) D + 3He -> 4He(3.67 МэВ) + p(14.68 МэВ) T + D -> 4He(3.52 МэВ) + n(14.06 МэВ) T + T -> 4He(2.13 МэВ) + 2n(4.6 МэВ) T + 3He -> 6Li + gamma + 15.796 МэВ T + 3He -> 4He(4.77 МэВ) + D(9.55 МэВ) T + 3He -> 4He(0.5 МэВ) + p(11.9 МэВ) + n(1.9 МэВ) T + 4He -> 7Li + gamma + 2.468 МэВ Именно реакции синтеза с участием трития дают резкое увеличения потока нейтронов, причем очень высокоэнергетичных, и выход высокоэнергетичного гамма-излучения. Поток рентгеновского излучения, обгоняющий нейтроны, через коллимирующую линзу из борированного изотопом бора-10 полиэтилена попадает на термоядерное горючее из дейтерида лития-6, заключенного в оболочку из природного/обедненного урана вокруг второй так называемой "горячей" ядерной ступени из плутония или ВОУ. Линза с изотоп бора-10, пропускает ренгеновское излучение, которое производит прогрев дейтерида лития-6, многократно отражаяясь от оболочки из природного/обедненного урана и эффективно прогревая плазму из дейтерида лития-6. Изотоп бора-10 также конвертирует часть потока быстрых нейтронов в нужное для прогрева рентгеновское излучение за счет реакции: 10B + n -> 7Li(0.84 МэВ) + 4He(1.47 МэВ) + gamma(0.48 МэВ) Соответственно, когда к дейтериду лития-6 доходит основной поток нейтронов от праймера, то детонирует и ядерный материал второй "горячей" ступени, поджигая уже хорошо прогретую горячую и эффективно сжатую плазму из дейтерида лития-6. Плюс эта плазма выжигается за счет как реакций синтеза, так и нейтронного разбития легких ядер. Такие системы принципиально могут работать и без инжекции дейтерий-тритиевой смеси, но с заметно сниженным энерговыходом. Наличие в боезаряде двух ядерных ступеней, инжектора D-T смеси для них, линзы для рентгеновского излучения позволяет эффективно управлять уровнями мощности боезаряда для конкретных задач с оптимизацией эффекта (нейтронный поток, ЭМИ-импульс, тепловой поток, мощность давления ударной волны). Сообщение отредактировал VBVB - 31.1.2013, 2:10 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.1.2013, 2:18
Сообщение
#19
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Какова роль тритий-дейтериевого газового бустирования в современных боезарядах?
Например, известная термоядерная бомба B61 в некоторых вариантах имела/имеет следующие уровни переключения мощности 0.3, 1.5, 5, 10, 60, 80, 170 или 340 кт. Переключение мощности могло достигаться следующими операциями: ограничение/отключение подачи бустирующей D-T смеси во вторую и/или первую ядерную ступень, удалением/оставлением кадмиевого стержня из праймера, механическим смещением/перекрыванием рентгеновской линзы, отключением импульcного нейтронного источника (ИНИ), ассиметричной имплозией ядерного праймера. Как могло бы управляться переключение мощности в B61? При всех максимально выключенных устройствах оптимизации энерговыхода с ассиметричной имплозией будет только 300-тонный "пшик" праймера. Без подачи D-T смеси в праймер при невытащенном Cd-стержне и с отключенным ИНИ и полностью "выключенной " второй термоядерной ступенью с дейтеридом лития-6 - энерговыход 1.5 кт. С вытащенным стержнем - 5 кт. С включенным ИНИ - 10 кт. С бустированием D-T смеси в праймер - 60 кт и немалый нейтронный и рентгеновский поток. Все предудущие механизмы + открытая рентгеновская линза (т.е. с включением второй ядерной и термоядерной ступени) -170 кт. Полный выход в 340 кт будет при всех включенных устройствах оптимизации и инжекции D-T смеси во вторую ядерную ступень. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
31.1.2013, 8:34
Сообщение
#20
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 531 Регистрация: 17.3.2011 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 32 515 |
Цитата На одном дейтериде лития-6 мощность термоядерных устройств сильно не разгонишь. а чем первые испытания ТЯ устройств занимались? американцы только сараи без трития строили? попутно вопрос. Цитата Килограмм трития выделяет на хранении, от бетараспада с временем жизни 17 лет, 300 Ватт тепла. в какую единицу времени? -------------------- Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
|
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 27.9.2024, 0:25 |