IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )



Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
12 страниц V  « < 10 11 12  
Reply to this topicStart new topic
> Торий
AtomInfo.Ru
сообщение 23.8.2015, 10:06
Сообщение #221


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 882
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Kolyanon @ 22.8.2015, 22:30) *
За руку конечно никто не ловил, но как бэ факты намекают.


Ну почему не ловил?
Как минимум, было собрано очень много косвенных признаков наличия у Японии интереса к оружию.
Просто никому не выгодно раздувать эту тему в публичном пространстве.
Даже китайцы ограничиваются тем, что "внимательно следят за развитием ситуации".
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 23.8.2015, 16:43
Сообщение #222


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 23.8.2015, 7:30) *
То что они скрытно работали по бомбе, вроде как даже их друзья из штатов неоднократно делали намеки, и собственно поэтому всегда высказывались против сдерживали строительство у них завода по переработке, и быстровика "мондзю", стройкой которого они всегда мотивировали нужность им переработки.

Это лишний раз доказывает, что существующий режим по контролю над производством делящихся материалов в целях развития мирной атомной энергетики имеет явные лазейки. При этом, судя по всему, японцы наработку урана-233 делали в самом малопригодном (как считалось ранее) для скрытных действий реакторе BWR.
Нераспространенцы обычно всегда писали, что по возможности скрытной наработки оружейных материалов тепловые энергетические реакторы ранжируются по ухудшению эффективности: Magnox/AGR - PHWR/CANDU - РБМК - ВВЭР/PWR - BWR.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 23.8.2015, 16:50
Сообщение #223


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(VBVB @ 23.8.2015, 16:43) *
Это лишний раз доказывает, что существующий режим по контролю над производством делящихся материалов в целях развития мирной атомной энергетики имеет явные лазейки. При этом, судя по всему, японцы наработку урана-233 делали в самом малопригодном (как считалось ранее) для скрытных действий реакторе BWR.
Нераспространенцы обычно всегда писали, что по возможности скрытной наработки оружейных материалов тепловые энергетические реакторы ранжируются по ухудшению эффективности: Magnox/AGR - PHWR/CANDU - РБМК - ВВЭР/PWR - BWR.


Ну если мне пришла мысль ввести в теплоноситель сырьевую компоненту, думаю что и много раньше других такая мысль посещала, и скорее для именно военных целей, а не как меня для повышения эффективности и ресурсов именно для энергетики.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 23.8.2015, 17:56
Сообщение #224


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 147
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Didro @ 23.8.2015, 17:50) *
Ну если мне пришла мысль ввести в теплоноситель сырьевую компоненту, думаю что и много раньше других такая мысль посещала, и скорее для именно военных целей, а не как меня для повышения эффективности и ресурсов именно для энергетики.

Кажется мне, что не зря аргентинцы в свое время построили очень странный PWR с тяжелой водой в качестве теплоносителя.
Очень уж такой аппарат подходящий для вашего предложения о введении сырья облучаемого в теплоноситель первого контура.
Возможности уникальные по утилизации избыточных нейтронов в теплоносителе в качественные делящиеся материалы для такого реактора имеются.

Для растворных реакторов мощность всегда ограничивалась скоростью обмена/притока теплоносителя, а тут PWR с офигенными характеристиками прокачки теплоносителя по 20 кубов секунду.

Может есть смысл кому-либо задуматься о возможной компоновке легководного или тяжеловодного реактора, в котором центральная топливная матрица имеет каналы через которые течет теплоноситель с растворенными солями тория-232 или урана-238? Устройство такого реактора будет довольно простым, напоминая внешне графитовый остов ЖСРа с каналам как MSRE. Только остов будет набираться в виде решетки из топливных кассет/твэлов в оболочке из нержавейки как для транспортного реактора. Если НОУ 20% обогащения использовать, то активная зона такого реактора может по пять-шесть лет без-замены работать, а потом целиком ее менять.
КВ у такого аппарата экспериментального мощностью 100-150 МВт даже на легкой воде к 0.9 может подойти (около 0.5-0.55 в самой матрице топливной и до 0.35-0.4), а на тяжелой и достичь единицы.

Сообщение отредактировал VBVB - 23.8.2015, 18:09


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 23.8.2015, 20:13
Сообщение #225


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



VBVB
Для транспортника наверно пока маловероятно из-за вероятности протечки, пусть и мизерной, учитывая современный уровень надежности.
А вот в ВВЭР думаю можно как раз подойти было бы к КВ~1, а с ростом ресурсов U233 и ТВС на нем, то и достичь порядка 1,1, решив таким образом обеспечение топливом без в разы более дорогих БН.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 24.8.2015, 19:57
Сообщение #226


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 274
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Didro @ 23.8.2015, 13:13) *
А вот в ВВЭР думаю можно как раз подойти было бы к КВ~1


Шиппингпорт на тории продемонстрировала КВ 1.01 (1.03 по другим сведениям)

QUOTE(Didro @ 23.8.2015, 13:13) *
то и достичь порядка 1,1


наибольший КВ на тории на тепловом (хотя, скорее, промежуточном) спектре, о котором я читал, был французский проект на расплавленных солях, с графитом. Они утверждали, что у них КВ между 1.08 и 1.09
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 24.8.2015, 20:06
Сообщение #227


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



Но в ВВЭР средние энергии выше тепловых, заметна доля делений бытрым спектром с большим числом нейтронов и сырьевых (на тории конечно значительно мешьше чем на уране), к тому же если периодами выводить промежуточный Pa233, например как писал выше, самым простым методом, можно ожидать КВ поболее чем у французов.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 24.8.2015, 22:00
Сообщение #228


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 274
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Didro @ 24.8.2015, 13:06) *
Но в ВВЭР средние энергии выше тепловых, заметна доля делений бытрым спектром с большим числом нейтронов и сырьевых (на тории конечно значительно мешьше чем на уране), к тому же если периодами выводить промежуточный Pa233, например как писал выше, самым простым методом, можно ожидать КВ поболее чем у французов.



французы совершенно точно выводили протактиний, тем более что дизайн с расплавом солей позволяет это делать быстро и просто
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 24.8.2015, 22:21
Сообщение #229


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



Так это тем более обнадеживает, что есть реальные подтверждения перспектив именно солевых систем.
И совсем непонятен саботаж сироженнскими детишками.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 20.8.2017, 19:01
Сообщение #230


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 23 882
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



Снова в моде?
http://www.jdsupra.com/legalnews/will-utah...-reactor-26541/
Юта, США.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Superwad
сообщение 22.8.2017, 12:34
Сообщение #231


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 975
Регистрация: 24.8.2016
Пользователь №: 34 367



Цитата(AtomInfo.Ru @ 20.8.2017, 19:01) *

Очень интересная идея. Реактор ториевый (насколько я понял жидкосолевой), а потребители ко всему прочему в качестве нагрузки - водородный завод для тяжелых грузовиков?
Интересный момент - серьезных толковых предложений не поступило? smile.gif Пусть попросят россиян построить им БН-1200 laugh.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Ultranauth
сообщение 22.8.2017, 12:52
Сообщение #232


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 564
Регистрация: 25.12.2013
Пользователь №: 33 893



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 20.8.2017, 20:01) *


Вроде как есть одна и та же тусовка, в которой ключевое лицо Kirk Sorensen и вот он (они) и раздувают эту моду последние лет 8-10 и рождают новые стартапы (этот как минимум седьмой на теме ЖСР в США/Канаде) Говорит он, конечно, классно.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
eninav
сообщение 22.4.2021, 22:43
Сообщение #233


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 307
Регистрация: 1.4.2011
Из: Луховицы
Пользователь №: 33 030



Цитата(VBVB @ 18.8.2015, 13:08) *
Почему то при обсуждении как открытого, так замкнутого варианта торий-основанного ЯТЦ упорно утверждается, что не будет наработки минорных актинидов и проблемы с их утилизацией. Однако же в реале так и иначе при использовании тория-232 и его потомка урана-233 в тепловых реакторах будет ощутимой наработка нептуния-236 и нептуния-237. Так же как и плутоний-238 при использовании регенерата урана-233 тоже будет накапливаться ощутимо.
И самое важное, что как сам уран-233 для ЯО вполне подходит, так и смесь 236Np+237Np тоже вполне приемлемая в качестве компонента ЯО.
Не говоря уже о том, что любой реактор даже на торий-урановом топливе позволяет из бросового урана-238 наделать облучением плутоний оружейный.
Т.е. масштабное использование тория в атомной энергетике совсем никак не гарантирует нераспространения делящихся материалов, как часто пишется.

Нептуний конечно будет, но на пару порядков меньше чем на U-235, т.к. требуется 4 последовательных захвата нейтрона вместо 2. Т.е. не полкило на тонну ОЯТ, а единицы грамм — меньше, чем кюрия в урановом ОЯТ, при этом нептуний самый безобидный из трансуранов. А плутония в урановом реакторе вообще на много порядков больше, т.к. там достаточно одного захвата U-238, а в торевом цикле минимум 5.


--------------------
Третий ангел вострубил, и упала с неба большая звезда, горящая подобно светильнику, и пала на третью часть рек и на источники вод.
Имя сей звезде "полынь"; и третья часть вод сделалась полынью, и многие из людей умерли от вод, потому что они стали горьки.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
eninav
сообщение 22.4.2021, 23:45
Сообщение #234


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 307
Регистрация: 1.4.2011
Из: Луховицы
Пользователь №: 33 030



И еще, состав плутония будет другой. Если в урановом ОЯТ грубо говоря 60% 239, 25% 240, дальше по убывающей 241 и 242, и совсем копейки 238 (т.е. процентов 90 приходится на 239/240/242 с тысятелетними периодами), то в ториевом будет большая часть сравнительно короткоживущий 238, а потому по убыванию 239, 240 и т.д. То есть, в контексте проблемы долговременного (сотни лет) хранения торий лучше.
Вот U-232 конечно серьезно все портит.

Сообщение отредактировал eninav - 22.4.2021, 23:45


--------------------
Третий ангел вострубил, и упала с неба большая звезда, горящая подобно светильнику, и пала на третью часть рек и на источники вод.
Имя сей звезде "полынь"; и третья часть вод сделалась полынью, и многие из людей умерли от вод, потому что они стали горьки.
Go to the top of the page
 
+Quote Post

12 страниц V  « < 10 11 12
Reply to this topicStart new topic
3 чел. читают эту тему (гостей: 3, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 28.10.2021, 15:00