IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
3 страниц V  < 1 2 3 >  
Reply to this topicStart new topic
> Индия, отдельно от Куданкулама
Polit
сообщение 1.3.2017, 18:32
Сообщение #21


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 31
Регистрация: 26.9.2016
Пользователь №: 34 383



Цитата(AtomInfo.Ru @ 1.3.2017, 18:23) *
Она у них "почти готова" к началу строительства демонстрационного реактора все последние годы. Но что-то явно тормозит дело.

Спасибо! Пардон за вопрос - профан в теме, так что больно не бейте, пожалуйста:

А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Я краем уха слышал, что в CANDU вроде как кто-то пытался, и у него даже получалось. Если это правда, то в чем проблема?

И еще, ОЯТ Индия разве не возвращает? Я знаю, что они не хотели, но их вроде настойчиво переубедили же.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 1.3.2017, 19:00
Сообщение #22


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 983
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Polit @ 1.3.2017, 18:32) *
А в тяжеловодники вообще можно загружать торий?


Куда угодно можно.
Проблема с ним другая - он сырьё, а не топливо.

QUOTE(Polit @ 1.3.2017, 18:32) *
И еще, ОЯТ Индия разве не возвращает? Я знаю, что они не хотели, но их вроде настойчиво переубедили же.


Да нет, не переубеждали их. Смысла нет особого.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 3.3.2017, 13:25
Сообщение #23


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 088
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Polit @ 1.3.2017, 19:32) *
А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Я краем уха слышал, что в CANDU вроде как кто-то пытался, и у него даже получалось. Если это правда, то в чем проблема?

Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. У них же монацита на пляжах очень много.

В общем виде полученные результаты можно выразить следующим образом.
Тория в тяжеловодник много не загрузить, практически по нейтронике только 1/6 часть от массы урана в активной зоне.
По экономике и удобству станционного топливного цикла доля сжигаемого тория в тяжеловоднике на ходится на уровне между 1/8 и 1/12 от количества урана в активной зоне в зависимости от того слабообогащенный уран или уран природного обогащения в топливе. Практически оказывается, что для нынешних индийских тяжеловодников торий дает где-то около 6% экономии по урану. Если поднять обогащение топлива по урану-235 с 1.3% до 1.5-1.6%, то можно за счет бридинга тория и выгорания генерируемого урана-233 иметь экономию урана на уровне около 8.5-9.5%.
Торий как делящийся поглотитель нейтронов в специальных твс они применяли для выравнивания нейтронного потока и тепловыделения по всему объему для активной зоны PHWR. Также использование тория позволяло сгладить временные изменения реактивности в ходе топливной кампании и удлинить ее на несколько процентов.

Понятно, что индийская исследовательская программа по торию для тяжеловодников "двойного назначения", поскольку индусы уран-233 как приемлемый оружейный материал уже длительное время рассматривают. Они хорошо программу разработки советского ядерного/термоядерного оружия изучали и знают об успешном использовании урана-233 в реально протестированных образцах.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Polit
сообщение 3.3.2017, 20:06
Сообщение #24


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 31
Регистрация: 26.9.2016
Пользователь №: 34 383



Цитата(VBVB @ 3.3.2017, 13:25) *
Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. У них же монацита на пляжах очень много.

В общем виде полученные результаты можно выразить следующим образом.
Тория в тяжеловодник много не загрузить, практически по нейтронике только 1/6 часть от массы урана в активной зоне.
По экономике и удобству станционного топливного цикла доля сжигаемого тория в тяжеловоднике на ходится на уровне между 1/8 и 1/12 от количества урана в активной зоне в зависимости от того слабообогащенный уран или уран природного обогащения в топливе. Практически оказывается, что для нынешних индийских тяжеловодников торий дает где-то около 6% экономии по урану. Если поднять обогащение топлива по урану-235 с 1.3% до 1.5-1.6%, то можно за счет бридинга тория и выгорания генерируемого урана-233 иметь экономию урана на уровне около 8.5-9.5%.
Торий как делящийся поглотитель нейтронов в специальных твс они применяли для выравнивания нейтронного потока и тепловыделения по всему объему для активной зоны PHWR. Также использование тория позволяло сгладить временные изменения реактивности в ходе топливной кампании и удлинить ее на несколько процентов.

Понятно, что индийская исследовательская программа по торию для тяжеловодников "двойного назначения", поскольку индусы уран-233 как приемлемый оружейный материал уже длительное время рассматривают. Они хорошо программу разработки советского ядерного/термоядерного оружия изучали и знают об успешном использовании урана-233 в реально протестированных образцах.


Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Остался еще вопрос: почему торий слабо делится с У-235, но довольно резво с 233? Скорость нейтронов в тепловом реакторе та же самая. Или причина в количестве испускаемых нейтронов?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 3.3.2017, 22:22
Сообщение #25


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 088
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Polit @ 3.3.2017, 21:06) *
Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно.

Знаю это по полтора десятку виденных статей и докладов индусов.
Если дадите адрес электронной почты, часть материалов которые под рукой и не так долго искать в недрах компов могу выслать.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Polit
сообщение 4.3.2017, 0:15
Сообщение #26


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 31
Регистрация: 26.9.2016
Пользователь №: 34 383



Дал бы адрес, но не могу писать в личные сообщения. Было бы очень замечательно, если модератор такую возможность предоставил.

Ответ модератора. - Сделал.

Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 4.3.2017, 0:28
Причина редактирования: Ответил. - Модератор
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Дед Мороз
сообщение 4.3.2017, 9:06
Сообщение #27


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 913
Регистрация: 11.8.2010
Пользователь №: 23 809



Цитата(Polit @ 3.3.2017, 20:06) *
Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Остался еще вопрос: почему торий слабо делится с У-235, но довольно резво с 233? Скорость нейтронов в тепловом реакторе та же самая. Или причина в количестве испускаемых нейтронов?


Тут дело не в этом. На самом деле, торий и есть источник для урана-233. Сам по себе торий не пригоден ни для едренбатона, ни как топливо. Но он довольно легко захватывает нейтроны, превращясь в уран-233, который уже и используется в качестве делящегося материала. Однако, чтобы эти процессы запустить, нужен уран-235, как основа.
А так-то уран-233 в природе не встречается, синтезируется искусственно.

Сообщение отредактировал Дед Мороз - 4.3.2017, 9:09


--------------------
Есть две бесконечные вещи — Вселенная и человеческая глупость. Впрочем, насчёт Вселенной я не уверен. (с) Эйнштейн
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 4.3.2017, 11:06
Сообщение #28


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 301
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



QUOTE(Дед Мороз @ 4.3.2017, 10:06) *
Тут дело не в этом. На самом деле, торий и есть источник для урана-233. Сам по себе торий не пригоден ни для едренбатона, ни как топливо. Но он довольно легко захватывает нейтроны, превращясь в уран-233, который уже и используется в качестве делящегося материала. Однако, чтобы эти процессы запустить, нужен уран-235, как основа.
А так-то уран-233 в природе не встречается, синтезируется искусственно.

У урана-233 при делении тепловыми нейтронами число вторичных нейтронов больше, чем у урана-235, поэтому в системе уран-233-торий-232 коэффициент воспроизводства может быть больше единицы. А, вот, когда первичным делящимся является уран-235, коэффициент воспроизводства больше единицы быть не может. Остальное как бы несущественно.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 4.3.2017, 12:55
Сообщение #29


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 983
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(generalissimus1966 @ 4.3.2017, 11:06) *
У урана-233 при делении тепловыми нейтронами число вторичных нейтронов больше, чем у урана-235


Разница есть, но очень небольшая.

Я посмотрел пару библиотек (они старые, но для общих рассуждений нормально).
У 235U при тепловых энергиях - округлённо 2,42-2,43.
У 233U - 2,5.

То есть, от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 4.3.2017, 21:05
Сообщение #30


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 301
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.3.2017, 13:55) *
Разница есть, но очень небольшая.

То есть, от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах.

А я где-то читал, что максимальный Кв в системе уран-233-торий-232 равен 1,05-1,06 на тепловых нейтронах... соответственно, с 235-м - максимум 0,98...
Если, конечно, у меня не ложная память smile.gif
Причём, это ведь с практически чистым 235-м будет 0,98, а с реальным ураном оружейного обогащения даже меньше, ведь даже 10% 238-го будут поглощать свою долю нейтронов. Превращаясь, конечно, в плутоний, но общий Кв от этого, всё же, уменьшится.

Сообщение отредактировал generalissimus1966 - 4.3.2017, 21:07
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 4.3.2017, 21:23
Сообщение #31


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 983
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(generalissimus1966 @ 4.3.2017, 21:05) *
А я где-то читал, что максимальный Кв в системе уран-233-торий-232 равен 1,05-1,06 на тепловых нейтронах... соответственно, с 235-м - максимум 0,98...


Всё правильно, с торием можно, хотя и очень трудно, достичь КВ чуть больше 1 в тепловом реакторе.

Чтобы мне сейчас всякие отчёты не копать, дам ссылку из интернета. Искать в ней breeding gain и breeding ratio. И да, там как раз говорится про КВ=1,05 в уран-ториевом ЖСР.
http://www.currentscience.ac.in/Volumes/111/10/1607.pdf

В тепловой области, переходя от 235U к 233U, мы выигрываем немного в числе нейтронов, родившихся на акт деления в топливе.
Но ещё интереснее получается, если сравнивать числа нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе. Здесь 233U выглядит приличнее остальных, что и создаёт возможности для теплового бридинга.

эта = ню * сигма-f / сигма-a,
где:
эта = число нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе,
ню = число нейтронов, родившихся на акт деления в топливе.


У нас есть статья по материалам Какодкара.
Из неё график, иллюстрирующий сказанное:
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 4.3.2017, 22:00
Сообщение #32


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 110
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.3.2017, 13:55) *
У 235U при тепловых энергиях - округлённо 2,42-2,43.
У 233U - 2,5.
от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах.


Рассматривая для определённости древние цифры БНАБ-1964, качественно правильные, число нейтронов на деление тепловыми будет: (2,42 U235), (2,49 U233), (2,87 Pu239).
Число нейтронов на одно поглощение: (2,06 U235), (2,26 U233), (2,07 Pu239).

Сравнивать нужно для конкретной конструкции реактора произведение этих цифр на умножение нейтронов в сырьевом нуклиде. Бесконечная среда металлического урана-238 даёт размножение 1,17. Для тория цифра не известна с аналогичной точностью, оценочно составляет 1,04(+-0,02).

Если сравниваем торий-уран233 в гомогенном реакторе и графитовый на природном уране, произведение (eta*epsilon)-1 будет 1,26 и 1,12 соответственно. Для плутония 1,13 однако в практически реализованных конструкциях КВ тяжеловодных реакторов не превышал 0,93.

Значение имеет не стартовый КВ реактора, а усреднённый по всему топливному циклу. И в случае тория минусовых слагаемых больше чем для урана. Протактиний-233 имеет большой период полураспада и хорошо поглощает нейтроны, как тепловые так и резонансные.

Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами.


Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 5.3.2017, 7:23
Сообщение #33


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 684
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.3.2017, 15:00) *
Рассматривая для определённости древние цифры БНАБ-1964, качественно правильные, число нейтронов на деление тепловыми будет: (2,42 U235), (2,49 U233), (2,87 Pu239).
Число нейтронов на одно поглощение: (2,06 U235), (2,26 U233), (2,07 Pu239).


приведу еще один график эта, более красивый, под нумером #55

http://www.nuceng.ca/igna/FAQ/faq51-60.htm

QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.3.2017, 15:00) *
Если сравниваем торий-уран233 в гомогенном реакторе и графитовый на природном уране, произведение (eta*epsilon)-1 будет 1,26 и 1,12 соответственно. Для плутония 1,13 однако в практически реализованных конструкциях КВ тяжеловодных реакторов не превышал 0,93.


где-то так, 1,13-0.93 = 0.2. Что для торий-уран233 в гомогенном реакторе означает достижение КВ 1.06.

QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.3.2017, 15:00) *
Значение имеет не стартовый КВ реактора, а усреднённый по всему топливному циклу. И в случае тория минусовых слагаемых больше чем для урана. Протактиний-233 имеет большой период полураспада и хорошо поглощает нейтроны, как тепловые так и резонансные.

Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами.


был некий знаменитый тест на Шиппингпорте, с КВ равным 1.013 (1.03 по другим данным)

Протактиний, конечно, нужно выводить, нет вопросов. И есть масса ЖСР проектов с выводом протактиния. С одной стороны, они все бумажные. С другой стороны, довольно много независимых команд (из штатов, франции, канады), оптимизируя ЖСР как энергетический+бридер, рапортуют о КВ 1.05-1.06.

Наибольший КВ подобного реактора я видел в одной франзуской статье (может, смогу и найти), где они написали КВ между 1.08 и 1.09

такие дела...
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 5.3.2017, 12:48
Сообщение #34


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 983
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(pappadeux @ 5.3.2017, 7:23) *
приведу еще один график эта, более красивый, под нумером #55


Точно! Красота!
Пусть у нас будет для наглядности.



P.S. Наглядно видно, кстати - если добыть нейтроны >10 МэВ, то можно и недавно обсуждавшийся реактор с КВ>3 изобретать biggrin.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 5.3.2017, 13:02
Сообщение #35


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 023
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 5.3.2017, 12:48) *
P.S. Наглядно видно, кстати - если добыть нейтроны >10 МэВ, то можно и недавно обсуждавшийся реактор с КВ>3 изобретать biggrin.gif

Ну, это уже скалывание и электрояд.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 5.3.2017, 13:52
Сообщение #36


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 301
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



QUOTE(alex_bykov @ 5.3.2017, 14:02) *
Ну, это уже скалывание и электрояд.

Ну, скорее, токамак на D-T и урановый/ториевый бланкет. Правда, часть вторичных нейтронов уйдёт на замыкание токамачного цикла по тритию... Туда выгодно направлять, как раз, вторичные нейтроны. Правда, опять придётся по литию-6 обогащать, но это, сравнительно с обогащением урана, простой процесс. Главное, к.п.д. размножения высокий - каждые 14 МэВ из реакции D+T дают дополнительно 200-400 МэВ из реакции деления потом smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 5.3.2017, 14:14
Сообщение #37


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 088
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.3.2017, 23:00) *
Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами.

Этот общий вывод и не только для тория работает.

Пока еще практические конструкции безбланкетных быстрых реакторов (по требованиям распространения) на замкнутом топливном цикле уран238-плутоний(реакторный плутоний ОЯТ в БН) тоже требуют внешней подпитки делящимися материалами. И это несмотря на то что имелись/имеются работавшие аппараты с величиной КВа чуть более 1.



--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
pappadeux
сообщение 5.3.2017, 21:04
Сообщение #38


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 684
Регистрация: 8.4.2010
Пользователь №: 5 621



QUOTE(VBVB @ 3.3.2017, 6:25) *
Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках.


тут некая смесь понятий - есть тяжеловодники и есть тяжеловодники

то, где индусы планируют использовать LEU/Th топливо - AHWR - это, вообще говоря, РБМК, но с тяжеловодным каландром вместо графита. Довольно заметно отличается от их КАНДЮ энергетических тяжеловодников
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 5.3.2017, 23:16
Сообщение #39


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 983
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



Эксперимент на Шиппингпорте - в отдельной теме. - Модератор
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1201
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Polit
сообщение 6.3.2017, 13:17
Сообщение #40


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 31
Регистрация: 26.9.2016
Пользователь №: 34 383



Расчет стоимости проектов:
Джайтапур ~9 млрд долларов за блок
С американцами всё сложнее от 3 млн в Митхивирди и от 4,5 млн долл в Ковваде за МВт. В принципе, если уложатся в минимум в Митхивирди, то всё не так плохо, но такое развитие событий маловероятно. И, к сожалению, не понял, расчет за тысячники или новые версии AP1000, у которых мощность около 1200 МВт. Получается, что в экономике конкурентов у России с Куданкуламом нет? Выбор мотивирован политическими соображениями.

Сообщение отредактировал Polit - 6.3.2017, 13:18
Go to the top of the page
 
+Quote Post

3 страниц V  < 1 2 3 >
Reply to this topicStart new topic
2 чел. читают эту тему (гостей: 2, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 22.11.2017, 19:30
Rambler's Top100