Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Воспроизводство в быстрых реакторах, Отчёт о НИР - 1974 |
5.5.2017, 10:50
Сообщение
#141
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 551 Регистрация: 4.7.2014 Из: Moscow Пользователь №: 34 011 |
Ну и про нимоник, который уже дважды поминался. Не буду делать вид, что я особо умный и рассказывать, что это такое. В книжках написано, что это жаропрочные сплавы на основе никеля. Это зарегистрированная торговая марка, отлично гуглится по латинскому написанию https://www.aircraftmaterials.com/data/nickel/nimonic90.html |
|
|
5.5.2017, 16:41
Сообщение
#142
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 273 Регистрация: 23.12.2014 Пользователь №: 34 075 |
В общем, в ЦК КПСС на фоне всех этих событий была брошена зловещая фраза: "Ну что, довольно наигрались с быстрыми реакторами?". Наверное, помогло то, что за рубежом быстрое направление чувствовало себя ещё неплохо. А уже в 1977 году Картер фактически прикрыл его в США. -------------------- Всё это мелкая рябь на волнах экономических циклов, незаметных на приливах эпох.
Накапливать ОЯТ абсурдно для здорового человека. Если мечтать — то ни в чём себе не отказывать. 8956 |
|
|
5.5.2017, 19:34
Сообщение
#143
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
12.5.2017, 3:27
Сообщение
#144
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 93 Регистрация: 16.3.2011 Из: Санкт-Петербург Пользователь №: 32 410 |
Время внешнего цикла является решающим фактором в достижении необходимых времён удвоения. Так, изменение только времени внешнего цикла от 0,5 до 2 лет может вывести быстрый реактор из области допустимых значений времени удвоения: Этот расчёт мне кажется важным только при очень странном допущении: если у нас остались последние килограммы U235. Тогда - да, чем быстрее мы эти килограммы будем прокручивать, тем больше быстрых реакторов будут работать параллельно, и тем быстрее случится удвоение. Если же количество быстрых реакторов лимитировано не количеством U235, то решительно всё равно, сколько времени топливо будет вылёживаться: при любом раскладе в реактор нужно загрузить N кг U235, а по окончании кампании из него можно будет выгрузить N+n кг. |
|
|
12.5.2017, 7:49
Сообщение
#145
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 211 Регистрация: 24.8.2016 Пользователь №: 34 367 |
Этот расчёт мне кажется важным только при очень странном допущении: если у нас остались последние килограммы U235. Тогда - да, чем быстрее мы эти килограммы будем прокручивать, тем больше быстрых реакторов будут работать параллельно, и тем быстрее случится удвоение. Если же количество быстрых реакторов лимитировано не количеством U235, то решительно всё равно, сколько времени топливо будет вылёживаться: при любом раскладе в реактор нужно загрузить N кг U235, а по окончании кампании из него можно будет выгрузить N+n кг. А почему 235 а не 238? Ведь сама идея как раз во вовлечение в цикл 238... |
|
|
12.5.2017, 8:48
Сообщение
#146
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
sch,
ага, это отчёт 1974 года. А тогда действительно были мысли о том, что уран-235 может вот-вот кончиться. Причём не только в СССР так считали. Подобные тезисы сплошь и рядом встречаются в различных материалах (статьи, доклады и т.д.) 70-ых годов из разных стран. Я говорил уже как-то. На момент аварии на TMI-2 только в Штатах в работе на разных этапах (от реального строительства до планов-хотелок) было свыше 400 новых блоков (иногда приводят меньшее число, но в 400+ включены хотелки). И это в одних только Штатах. При таких темпах развития вопрос о топливе становился весьма актуальным. Для сравнения, в 1991 году, когда я сам в Кадараше считал всякие рециклы, в исходных данных брались уже совсем другие цифры - по три года на охлаждение сборок после выгрузки и на переработку. То есть, внешний цикл они совершенно спокойно принимали за 6 лет в своих расчётах, хотя и говорили, что COGEMA в принципе может сработать и быстрее. Что до полугодового внешнего цикла, то, на мой взгляд, задача эта близка к нерешаемой. Хотя вот авторы отчёта-1974 и пишут, что есть пути решения Но всё-таки, для таких сверхкоротких внешних циклов лучше подходят жидкотопливные реакторы. |
|
|
12.5.2017, 23:56
Сообщение
#147
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
13.5.2017, 0:08
Сообщение
#148
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"3. Создание совершенной конструкции активной зоны и экранов:
достаточно плотная активная зона с возможно менее "плоской" формой, плотные эффективные экраны, минимальные протечки холодного теплоносителя, топливные высокоэффективные КП, стабильное во времени поле тепловыделения, и др. Существенное уменьшение времени удвоения может быть достигнуто при переходе к компактной зоне с тонкостенными пакетами, плотно прижатыми друг к другу..., при переходе к негерметичным ТВЭЛ с тонкой оболочкой. Как показано в..., предельные T2 в окисном бридере с плотной напряжённой активной зоной могут составить менее 4 лет. Однако, даже на основе использования только тех решений, которые вкладываются в проект сегодня, при внешнем цикле 0,5 года и выгорании 10% можно получить время удвоения менее 7 лет. Роль различных мероприятий видна из следующей возможной схемы "эволюции" окисного бридера типа БН-1500: Таким образом, БН с окисным топливом по современным представлениям может дать время удвоения в нужных пределах и имеет резервы в конструкции для значительного снижения времени удвоения". |
|
|
15.5.2017, 1:51
Сообщение
#149
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 273 Регистрация: 23.12.2014 Пользователь №: 34 075 |
Помимо времени удвоения, мне представляется весьма важным такой параметр, как количество циклов удвоения за срок службы реактора. Что думали и думают по этому поводу разработчики? Какого максимального срока службы БН можно достичь? И можно ли, например, экономически эффективно заменить реактор и натриевые контуры на новые в БН?
-------------------- Всё это мелкая рябь на волнах экономических циклов, незаметных на приливах эпох.
Накапливать ОЯТ абсурдно для здорового человека. Если мечтать — то ни в чём себе не отказывать. 8956 |
|
|
15.5.2017, 8:12
Сообщение
#150
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
20.5.2017, 16:02
Сообщение
#151
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Следующий кусок отчёта-1974 касался неопределённостей в расчётном предсказании КВ.
Вопрос, мягко говоря, был не праздный - если погрешности расчётов оказались бы большими (по сравнению с фактом), то это могло бы похоронить всю борьбу за высокий КВ. |
|
|
20.5.2017, 16:17
Сообщение
#152
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"Неопределённость современных предсказаний КВ.
Современное состояние методов расчёта и ядерных констант, используемых при расчёте быстрых реакторов, не позволяют получить расчётную величину КВ с точностью примерно 2%, которая требуется для расчёта времени удвоения с точностью примерно 10%. Частично неточность расчёта КВ связана с несовершенством методов расчёта полей нейтронов в реакторе, имеющем сложную форму и большое число зон с разными свойствами, определяющими энергетическую и пространственную структуру нейтронного потока. Однако главным источником неточности определения КВ являются неопределённости ядерных данных. В отличие от других реакторных характеристик, измеримых и измеряемых на критсборках или в процессе исследований энергетических реакторов, величина КВ может быть измерена лишь с очень большим трудом. В настоящее время, нет измерений этой величины, позволяющих прямо сравнить расчёт с экспериментом, и в оценках неопределённости приходится исходить из расчёта погрешности КВ, вытекающей из оценённых погрешностей ядерных констант". |
|
|
22.5.2017, 22:30
Сообщение
#153
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Итак, испортить благостную картину выводов могли только константы. Расчётные методы уточнять для нужд определения КВ почти не требовалось.
Значит, нужно было измерять и перемерять сечения, а заодно понимать, с какими погрешностями их мерят и оценивают. |
|
|
22.5.2017, 22:40
Сообщение
#154
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"Такая оценка приведена Гриблером... Неопределённость абсолютной величины КВ им оценена в 0,1 абсолютной величины (доверительный интервал 90%).
Л.Н.Усачёв и др. ... оценили относительную среднеквадратичную погрешность КВ в 6% (доверительный интервал 67%). При величине КВ 1,4-1,5 погрешность, оценённая ими, примерно в 1,2 раза больше, чем у Гриблера. На таком же уровне достоверности А.А.Ваньковым и др. ... погрешность определения КВ оценивается также примерно в 6%. С учётом такой погрешности вообще не приходится говорить о различии величин КВ зарубежных и советских реакторов, если рассматривать одну и ту же конструкцию. Так, выполненные в 1969-1970 гг. расчёты стандартного быстрого реактора в разных странах и лабораториях... с использованием в части расчётов даже устаревших констант дали среднеквадратичный разброс КВ от средней величины порядка 3,3%, что намного меньше оценённой погрешности, основанной на неточностях констант. Это означает, что средние значения констант в разных лабораториях отличаются не так сильно, как это могло бы быть. Несмотря на это, приходится считаться с возможностью некоторого смещения КВ в пределах точности измеренных констант за счёт, например, перехода к более самосогласованной системе ядерных данных, более точно описывающих совокупность различных интегральных экспериментов. Если в результате значения КВ окажутся меньше предполагаемых, могут потребоваться альтернативы окисному топливу". |
|
|
4.6.2017, 21:17
Сообщение
#155
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
4.6.2017, 21:27
Сообщение
#156
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"Первый этап сравнения был выполнен по КВ и Gкр реакторов с разными видами топлива при полном сохранении габаритов и объёмного состава зон.
Модель реактора практически совпадала с приведённой выше (реактор типа БН-1500). Использовались следующие характеристики топлива". Плохо читаемый последний столбец - нитрид. Данные в столбце: 14,3 11,5 12,5 |
|
|
4.6.2017, 21:30
Сообщение
#157
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"Изотопный состав плутония везде одинаков.
239 : 240 : 241 : 242 = 64 : 22 : 11 : 3. Рассмотрена идеализированная модель без органов СУЗ, но с осколками деления (4% вес). Сравнительные данные расчётов выглядят следующим образом". "Нитридное топливо уступает карбидному из-за значительного поглощения нейтронов в (n,p) реакции на азоте-14". |
|
|
4.6.2017, 21:33
Сообщение
#158
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"В другом рассмотрении, когда принимались во внимание органы СУЗ, но конструкция пакета и ТВЭЛ была одинакова и реакторы отличались только видом топлива, получились следующие результаты".
"Соотношения КВ для разных топлив в этой таблице и в предыдущей одинаковы. Как видно, нитридное топливо значительно уступает карбидному". |
|
|
4.6.2017, 21:51
Сообщение
#159
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
"В условиях поиска для каждого вида топлива оптимального реактора карбид может дать ещё большую выгоду из-за высокой теплопроводности и большей по сравнению с окисью плотности.
Так, для оптимизированного карбидного реактора T2 меньше, чем у окисного, на 25%. Без оптимизации, в том же реакторе - на 16%. Таким образом, карбидное топливо может со значительным запасом компенсировать снижение КВ окисного бридера в случае неблагоприятного изменения ядерных констант. Необходимо учесть также, что переход к карбидному топливу, наряду с КВ, может позволить повысить и термодинамические, соответственно, экономические показатели быстрых реакторов за счёт снижения подогрева натрия. Возможности металлического топлива остаются пока недостаточно выясненными из-за недостатка опытных данных по допустимым выгораниям, температурам смешанного уран-плутониевого топлива (имеющийся опыт относится, главным образом, к урану), по термическому сопротивлению контакта оболочка-сердечник. Так, если взять принятое сейчас значение контактной теплопроводности alpha=0,5 Вт/(см^2*град) и считать допустимым температурный перепад только на контакте 300C (например, 600C-900C), то допустимый тепловой поток с поверхности ТВЭЛ окажется равным примерно 1,3*10^6 ккал/(м2*ч) по сравнению с (2-3)*10^6 ккал/(м2*ч) для окиси и карбида. С учётом большей плотности это приведёт к значительному снижению энергонапряжённости металлического топлива. не компенсируемому увеличением КВ на 0,2-0,3, то есть к росту времени удвоения. Одновременно существенно снижаются температурные уровни (в окисных и карбидных ТВЭЛ максимальные температуры оболочек принимаются около 700C) и КПД АЭС. Нельзя исключать, что дальнейшие исследования приведут к изменению современных представлений о металлическом топливе (контактное сопротивление, взаимодействие с оболочкой и т.д.). Ясность здесь может наступить лишь в результате экспериментов с уран-плутониевым топливом в условиях, приближенных к реальным". |
|
|
5.6.2017, 23:10
Сообщение
#160
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 247 Регистрация: 12.10.2010 Пользователь №: 32 047 |
Прямо панегирик какой-то карбиду!
Им интересовались, потому что он дает самый высокий КВ? С другой стороны, французам высокий КВ не нужен, но карбид у них остается в планах. |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 26.4.2024, 12:03 |