Торий |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Торий |
помм |
10.1.2010, 17:41
Сообщение
#61
|
Guests |
Если так тогда конечно. Ну может только индусы и норвежцы
|
|
|
помм |
10.1.2010, 18:55
Сообщение
#62
|
Guests |
Если в БН на тории не возникает расширенного воспроизводства делящихся материалов, то зачем в Индии строят быстрый реактор для тория?
В чем смысл? Ведь можно использовать его и в обычном тяжеловодном. Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235 |
|
|
pappadeux |
10.1.2010, 19:33
Сообщение
#63
|
Guests |
зачем в Индии строят быстрый реактор для тория? источник нейтронов для первоначального накопления U233 Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235 Зажигать будут U233-им. Только 233й обеспечивает расширенное производство в тепловом ториевом цикле |
|
|
Помм |
10.1.2010, 21:46
Сообщение
#64
|
Guests |
А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное
|
|
|
pappadeux |
11.1.2010, 4:23
Сообщение
#65
|
Guests |
А U-233 не будет хуже плутония? В тепловых реакторах он ЛУЧШЕ плутония. С выходом в 2.3 нейтрона в аккуратно спроектированном тепловом реакторе хватает как на реакцию, так и на расширенное воспроизводство из тория с КВ порядка 1.05-1.07. Это конечная цель - тепловой Th->U233 цикл Да и дороже наверное Пока да, выглядит довольно дорогим упражнением. Посмотрим... |
|
|
11.1.2010, 8:02
Сообщение
#66
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
Если в БН на тории не возникает расширенного воспроизводства делящихся материалов, то зачем в Индии строят быстрый реактор для тория? В чем смысл? Ведь можно использовать его и в обычном тяжеловодном. Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235 Я выше уже писал. что если торий в БН, то только в экранах вместо обедненого урана. Активная зона - Pu239-U238. Это индусы и собираются делать. Сообщение отредактировал RAE - 11.1.2010, 8:03 -------------------- |
|
|
11.1.2010, 8:04
Сообщение
#67
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное Вы внимательнее читайте - выше я уже все писал. -------------------- |
|
|
11.1.2010, 8:08
Сообщение
#68
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
В тепловых реакторах он ЛУЧШЕ плутония. С выходом в 2.3 нейтрона в аккуратно спроектированном тепловом реакторе хватает как на реакцию, так и на расширенное воспроизводство из тория с КВ порядка 1.05-1.07. Это конечная цель - тепловой Th->U233 цикл Пока да, выглядит довольно дорогим упражнением. Посмотрим... У U-235 выход примерно такой-же - суть в доле захвата без деления 0,94-0,95 для U233 против 0,83 для U235. Небудет КВ 1,07 - даже указанный мной выше предел в 1,05 так-же пока недостижим. Реально 1,03 - достаточный для компенсации снижения реактивноси выгорания с получением порядка 80-85 ГВт*сут/тн - сопоставимых с активной зоной БН-600. -------------------- |
|
|
pappadeux |
11.1.2010, 20:15
Сообщение
#69
|
Guests |
У U-235 выход примерно такой-же - суть в доле захвата без деления 0,94-0,95 для U233 против 0,83 для U235. Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ Небудет КВ 1,07 - даже указанный мной выше предел в 1,05 так-же пока недостижим. Для 1.05-1.07 нужен проект с разгрузкой и выдержкой протактиния вне зоны. Французы публиковали проект теплового бридера с 1.07 на расплавленных солях. Возможно, наверно, достичь такого же эффекта на солях растворов в тяж.воде либо при непрерывных пергрузках в системах типа CANDU/AHWR. Посмотрим, к чему склонятся индусы Реально 1,03 - достаточный для компенсации снижения реактивноси выгорания с получением порядка 80-85 ГВт*сут/тн - сопоставимых с активной зоной БН-600. Насколько я понимаю, это слишком мало для реалистичной самоподдерживающейся ториевой энергетики. Придется параллельно держать заметную быструю программу, чего индусы, как я понял, не хотят |
|
|
11.1.2010, 21:59
Сообщение
#70
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ Там суть не в количестве нейтроной, а в "эффективности" их захвата. Цитата Для 1.05-1.07 нужен проект с разгрузкой и выдержкой протактиния вне зоны. Французы публиковали проект теплового бридера с 1.07 на расплавленных солях. Возможно, наверно, достичь такого же эффекта на солях растворов в тяж.воде либо при непрерывных пергрузках в системах типа CANDU/AHWR. Посмотрим, к чему склонятся индусы Тогда проще жидкосолевой бланкет Цитата Насколько я понимаю, это слишком мало для реалистичной самоподдерживающейся ториевой энергетики. Придется параллельно держать заметную быструю программу, чего индусы, как я понял, не хотят Это перспективнее БРЕСТа, в котором КВ даже на плетоне всего 1,05, а на U235 вообще будет ниже ВВЭР. Если взять экономику - то перспективнее и БН. -------------------- |
|
|
помм |
11.1.2010, 22:09
Сообщение
#71
|
Guests |
Насколько я понимаю, это слишком мало для реалистичной самоподдерживающейся ториевой энергетики. Придется параллельно держать заметную быструю программу, чего индусы, как я понял, не хотят Как раз вроде хотят, в этом и суть их стратегии. Но вот в чем суть. Как я понял, в экраны БН они поместят торий, чтобы получить U-233. Поскольку под гарантиями они не будут, логично предположить, что имеются в виду и военные цели. Может ли использоваться U-233 если не в бомбах, то например в транспортном реакторе для АПЛ? Вместо высокообогащенного U-235 |
|
|
12.1.2010, 12:53
Сообщение
#72
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
В современных АПЛ - быстрый реактор, U-233 может использоваться, но лучшим для них именно плутоний, с которым выше КВ и соответсвенно возможная глубина выгорания,от которой зависит и автономность.
-------------------- |
|
|
pappadeux |
12.1.2010, 20:15
Сообщение
#73
|
Guests |
Там суть не в количестве нейтроной, а в "эффективности" их захвата. Эта и учитывает сечение захвата. Не могли бы написать формулу того, о чем Вы говорите? Тогда проще жидкосолевой бланкет Да, было бы интересно увидеть жидкосолевой бланкет с отлаженной ядерной химией экстракции протактиния Если взять экономику - то перспективнее и БН. Я не понял - БН перспективее БРЕСТа или теплового ториевого цикла? |
|
|
pappadeux |
13.1.2010, 2:39
Сообщение
#74
|
Guests |
|
|
|
13.1.2010, 9:06
Сообщение
#75
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
Я не понял - БН перспективее БРЕСТа или теплового ториевого цикла? Речь о ториевом цикле. Хотя по экономке, даже БН перспективнее БРЕСТа. -------------------- |
|
|
13.1.2010, 9:08
Сообщение
#76
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 176 Регистрация: 6.10.2009 Пользователь №: 1 727 |
Вы уверены? ЕМНИП, после свинцово-висмутовых на альфах с быстрыми реакторами на АПЛ завязали - лодочные ВВЭРы рулят На современных АПЛ разве завязали не с ВВЭР - габариты уже не имеют решающее значение? -------------------- |
|
|
13.1.2010, 9:21
Сообщение
#77
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 900 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
На современных АПЛ разве завязали не с ВВЭР - габариты уже не имеют решающее значение? И тем не менее, там водо-водяные реакторы. Обогащение, правда, другое. Свинец-висмут на лодках не пошёл - поверьте на слово людям, чей офис располагается в паре сотен метров от проходной института, где и разрабатывали свинцово-висмутовые лодочные реакторы. Кстати, появились они по весьма прозаической причине - у командиров советской атомной отрасли были в своё время достаточно обоснованные сомнения, что наша промышленность сумеет наладить выпуск в требуемых объёмах трубок из циркониевых сплавов, и срочно нужна была "морская" альтернатива ВВЭР. При всём нашем дичайшем уважении к тяжёлым металлам, моряки высказывали к ним множество претензий - начиная от конкретных (насосы неудачной конструкции) и до общефилософских (Pb-Bi реактор оказался сложнее в обслуживании, чем водо-водяной). У нас до сих пор город полон сошедших на берег моряков с большими дозами и госнаградами за те обстоятельства, при которых дозы были получены. Зато, конечно, да - такая своеобразная "военная приёмка" стала неплохим испытанием для свинцово-висмутовых реакторов. Оказалось, что многие страшилки про него неверны. Например, полоний из теплоносителя не выходит наружу, и опасностью от его накопления в висмуте можно пренебречь ("моряки тряпками с пола собирали вытекшую из контура эвтектику, и ничего" - прямая речь от участника событий). Ну и так далее, и тому подобное. Но, тем не менее, флот больше свинца-висмута не хочет. |
|
|
Гость |
13.1.2010, 10:01
Сообщение
#78
|
Guests |
|
|
|
13.1.2010, 10:20
Сообщение
#79
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 900 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
13.1.2010, 14:04
Сообщение
#80
|
|
Эксперт Группа: Haunters Сообщений: 196 Регистрация: 17.9.2008 Пользователь №: 1 099 |
"моряки тряпками с пола собирали вытекшую из контура эвтектику, и ничего" - прямая речь от участника событий.... Примерно так же описывал мне лично ситуацию мой папа, который участвовал в ликвидации последствий разрыва 1го контура на одной из "золотых рыбок" (кажется, так называли те лодки с ЖМТ).. правда, это было уже на Севмаше, когда аварийную лодку притащили на завод... |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 28.4.2024, 6:34 |