![]() |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
![]() ![]() |
![]() |
Гость |
![]()
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. |
|
|
![]()
Сообщение
#2
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Все это здорово, но как насчет числа нейтронов в акте деления? У плутония оно должно быть большим. Ну, это вопрос в пределах моей компетенции :-) и поэтому могу на него ответить. Данные из оригинальной библиотеки для WIMS-D4, тепловые нейтроны: 233U: nu=2,494 235U: nu=2,43 239Pu: nu=2,89 У плутония nu совершенно естественно больше, чем у урана. Это закон природы ![]() -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
Гость |
![]()
Сообщение
#3
|
Guests ![]() |
Ну, а я что говорил??? Вот видите, оно больше у плутония и непонятны рассуждения про выигрыш для урана-3.
Второй вопрос по этому пассажу: "У изотопа 233U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность 235U и 239Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов." Что это такое? Что значит "чувствительность к конкретным типам тепловых реакторов"? |
|
|
![]()
Сообщение
#4
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Ну, а я что говорил??? Вот видите, оно больше у плутония и непонятны рассуждения про выигрыш для урана-3. Пардон, вечер, работы осталось много и соображаю с трудом. ![]() Где Вы видите противоречие? Само по себе nu мало кого волнует. Определяющим фактором является eta, то бишь комплекс nu*sf/sa. И его график для всех трёх изотопов индусы приводят. Разумеется, приводят как иллюстрацию, так как не они его (график) придумали, да и, строго говоря, он очень давно известен. ![]() Вас не удивляет, например, что при загрузке в ВВЭР даже оружейного плутония есть риск повышения обогащения в свежей загрузке для сохранения той же критичности, что и для уранового топлива? ![]() Второй вопрос по этому пассажу: "У изотопа 233U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность 235U и 239Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов." Что это такое? Что значит "чувствительность к конкретным типам тепловых реакторов"? А Вы посмотрите на график в этом посте. Видите, какие сильные резонансы у 235U и 239Pu при 0,3 эВ? А это, на минуточку, основной ареал обитания нейтронов в тепловых реакторах! Представьте, как будут меняться нейтронные хар-ки тепловых реакторов при изменениях в конструктиве (например, от шага решётки)? Нет, конечно, какой-то фантастики при этом не будет, но важен сам факт - они (характеристики) будут меняться для 235U и 239Pu, а вот для 233U они будут оставаться примерно постоянными. На что и указывают индусы. -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
Гость |
![]()
Сообщение
#5
|
Guests ![]() |
Нет, это вы меня меня простите! Сам затупился за выходные. Посыпаю голову пеплом и ухожу читать учебники. А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования?
|
|
|
![]() ![]()
Сообщение
#6
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования? Теоретически я могу это сделать, но есть вероятность, что напортачу (вечер и всё такое)... Впрочем, вот графики для сечений поглощения (abs) и рождения (nusf) для 233U, 235U и 239Pu. Источник - оригинальная библиотека WIMS-D4. ![]() То же самое, но убрал плутоний. ![]() То же самое, но убрал слева несколько точек для лучшей наглядности ![]() Это сечения групповые и старые. На всякий случай, для сравнения, данные для сечения поглощения 233U из файлов посвежее (резонанс стоит в другом месте). ![]() P.S. Если где-то промахнулся, пожалуйста, ко мне без претензий! В конце концов, я не скрываю, что давненько не брал в руки шашки. ![]() -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
![]()
Сообщение
#7
|
|
Эксперт ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 621 Регистрация: 17.9.2007 Пользователь №: 802 ![]() |
|
|
|
Гость |
![]()
Сообщение
#8
|
Guests ![]() |
Оч интересное видео на англ языке http://www.youtube.com/watch?v=AHs2Ugxo7-8 очень интересное но не скачивается до конца распечатка его есть где-нибудь? |
|
|
![]()
Сообщение
#9
|
|
Эксперт ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 621 Регистрация: 17.9.2007 Пользователь №: 802 ![]() |
очень интересное но не скачивается до конца распечатка его есть где-нибудь? Сама презентация здесь: http://www.energyfromthorium.com/ppt/LFTRG...k_Bonometti.ppt |
|
|
Лайза |
![]()
Сообщение
#10
|
Guests ![]() |
Нашла в поисковиках много инфы про Индию и США. Может ли торий быть интересным для России?
|
|
|
![]()
Сообщение
#11
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Нашла в поисковиках много инфы про Индию и США. Может ли торий быть интересным для России? Лайза, честно только признаёмся - курсовик пишем, или что? ![]() -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
![]() ![]()
Сообщение
#12
|
|
![]() Модератор ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() Группа: Clubmen Сообщений: 25 311 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 ![]() |
По посту Помм открыта новая тема.
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=471 Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 16.1.2009, 22:14 |
|
|
Помм |
![]()
Сообщение
#13
|
Guests ![]() |
Спасибо за ответ) Просто увлекаюсь ядерной темой а на Атоминфо про оружие не пишут. Кстати, бридеры индийские ведь тоже под гарантии вроде идут. А как Вы считаете, действительно ли хотят США лишить Индию арсенала? И не попали индусы в ловушку со своей сделкой?
|
|
|
Помм |
![]()
Сообщение
#14
|
Guests ![]() |
Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал. Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233. Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал. Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах? Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?
|
|
|
Помм |
![]()
Сообщение
#15
|
Guests ![]() |
Да, еще вопрос. Насколько вреден для энергетики образующийся при этом U-232? Можно ли качественно разделять U-232 и U-233?
|
|
|
![]()
Сообщение
#16
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал. Точнее говоря, пороговый материал. Выше по ветке есть картинка с сечениями, хорошо иллюстрирующая вопрос. Пороговый означает, что он делится только нейтронами с энергией выше определённого значения (порога). Для тория-232 порог равняется примерно 1 МэВ, то есть, можно считать, что в реакторе он почти не делится - средняя энергия нейтронов деления составляет 2 МэВ. А вот в каких-нибудь ускорителях, создающих нейтроны с энергиями десятки или сотни МэВ, всё может быть и по-другому. Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233. Точнее говоря, ториевому реактору нужен запал из любого делящегося материала, не обязательно плутония. Но в конкретном случае Индии это будет плутоний по понятным причинам - делать "запальные" загрузки активной зоны из урана, причём с довольно высоким обогащением, при условии, что своего урана у них мало, выглядит как-то неразумно. ![]() Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал. Если упрощённо, то образование U-233 из Th-232 будет определяться следующей системой дифференциальных уравнений: dro(th232)/dt = -sigma(abs,th232)*Flux*ro(th232) dro(u233)/dt = -sigma(abs,u233)*Flux*ro(u233) + sigma(cap,th232)*Flux*ro(th232) Первое уравнение описывает убыль тория за счёт поглощения в нём нейтронов. Второе уравнение описывает убыль урана-233 за счёт поглощения в нём нейтронов и прибыль урана-233 за счёт реакции захвата нейтрона в ядре тория-232. Образование Pu-239 из U-238 будет описываться такой системой уравнений с точностью до замены индексов th232 => u238 и u233 => pu239. Это очень упрощённая модель, не учитывающая массу тонкостей, но её достаточно, чтобы понять физику процесса. Чтобы качественно сравнить накопление урана-233 из тория с процессом накопления плутония-239 из урана-238, достаточно сравнить коэффициенты sigma (сечения). Привожу те данные, что у меня есть в справочнике для нейтронов тепловых энергий: sigma(abs,th232) = 7,4 барна. sigma(cap,th232) = 7,4 барна. sigma(abs,u233) = 575,3 барна. sigma(abs,u238) = 2,7 барна. sigma(cap,u238) = 2,7 барна. sigma(abs,pu239) = 1011,2 барна. Для справки: 1 барн = 10^-24 см^2. Сравнивайте ![]() А вообще всё будет очень сильно зависеть от конкретных проектов реакторов. Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах? Это слишком сильное утверждение. ![]() Поэтому сформулируем так. На данном этапе развития технологий торий целесообразно использовать в замкнутом топливном цикле в реакторах, либо имеющих коэффициент воспроизводства (КВ) больший единицы (бридеры), либо близкий к нему. Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"? Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. ![]() -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
![]()
Сообщение
#17
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. ![]() Вот смотрите. Я сейчас сделал очень грубые прикидочные расчёты для французского бридера EFR (он никогда не был построен, но у меня есть по нему кой-какие данные). Получилось, что если в нём заменить оружейный плутоний на уран-233, то обогащение можно будет снизить примерно на четверть, чтобы сохранить на том же уровне критичность реактора. Теперь воспользуемся единственными, насколько я знаю, известными открытыми данными по загрузке плутония в российские БН: QUOTE http://www.bellona.ru/russian_import_area/...sia/status/4109 Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 тонн плутония для начальной загрузки и 1,6 тонн для ежегодной подпитки. То, что ссылка на сайт Беллоны, в данном случае не должно смущать - эти значения можно считать верными, я их встречал и в "неоткрытых" отчётах. Теперь провернём тупую операцию - возьмём и уберём одну четверть из 2,3 тонн, считая, что по физике наши БН и французский EFR отличаются слабо (а это близкое к истине предположение). Получим, что для первой загрузки ("запальной зоны") нашему БН-800 потребуется примерно 1,7 тонны урана-233. Но этот расчёт был в предположении, что в активной зоне лежит уран-238 как сырьевой изотоп. Если вместо урана-238 будет торий, то обогащение по урану-233 придётся немного увеличить. Все эти расчёты, естественно, пальцевые и с большой погрешностью. К сожалению, не могу сказать ничего по поводу накопления урана-233 в БН, бо это требует слишком сложного расчёта. Единственное, чем могу помочь, наверное - на выходных мы поищем в открытых базах МАГАТЭ, есть ли у них какие-нибудь работы по использованию урана-233 в быстрых натриевых реакторах, и если найдём, то скинем сюда их резюме. -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
![]()
Сообщение
#18
|
|
Гл.редактор ![]() ![]() ![]() Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 423 Регистрация: 25.6.2007 Из: Обнинск, Россия Пользователь №: 117 ![]() |
Да, еще вопрос. Насколько вреден для энергетики образующийся при этом U-232? Можно ли качественно разделять U-232 и U-233? Уран-232 вреден следующим образом. Он очень активен, и придётся принимать дополнительные меры по защите персонала и населения, что очень неположительно скажется на стоимости энергоблока. Разделять теоретически возможно, но на практике этого при нашей жизни делать не будут. Чтобы разделять изотопы, потребуются отдельные центрифужные заводы - отдельные, потому что там всё оборудование будет перепачкано ураном-232, и никаких других операций делать там больше нельзя. Но самое противное, что концентрации урана-232 мизерные - он, как говорится, мал золотник, да -------------------- Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru. Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-) |
|
|
Помм |
![]()
Сообщение
#19
|
Guests ![]() |
Спасибо за ответ! Насколько я понял, ториевый цикл не имеет преимуществ перед уран-плутониевым. И даже хуже, если учесть проблемы с экологией ( имею в виду U-232). Так что, видимо, ожидать массового строительства ториевых реакторов не приходится, пока есть уран. Хотя и могут быть установки для получения U-232 для экспериментов
|
|
|
Помм |
![]()
Сообщение
#20
|
Guests ![]() |
Сорри, опечатался - U-233 для экспериментов)
|
|
|
![]() ![]() |
Текстовая версия | Сейчас: 2.4.2025, 13:40 |