IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
12 страниц V  < 1 2 3 4 5 > »   
Reply to this topicStart new topic
> ЯОК, Ядерно-оружейный комплекс
Помм
сообщение 23.1.2010, 15:30
Сообщение #41





Guests






В таком случае, "мы на пороге открытия"))) ТО есть либо испытания все же начнут проводить, либо ЯО вымрет естественным путем
Go to the top of the page
 
+Quote Post
marata
сообщение 23.2.2010, 7:55
Сообщение #42


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 1
Регистрация: 23.2.2010
Пользователь №: 2 693



Цитата(Phenix @ 30.4.2009, 16:21) *
В статье первом тоннельного закона, пункт второй, чётко написано:
"2. Действие настоящего Федерального закона не распространяется на
организации ядерного оружейного комплекса Российской Федерации,
перечень которых утверждается Президентом Российской Федерации."


Был на прошлой неделе в Озерске. Судя по настроениям, они уже начали думать как по живому резать Маяк, чтоб не все сразу умерло.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 27.2.2010, 11:20
Сообщение #43


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 118
Регистрация: 9.2.2010
Пользователь №: 2 264



Вот еще есть связанный с оружием вопрос, по тритию. Была здесь статья
http://www.atominfo.ru/news/air9082.htm
Хотелось бы узнать, на реакторах какого типа возможна наработка трития? Если на всех, то где лучше
1 Графитовый
2 Тяжеловодный
3 Бридер
4 Альтернатива, например ториевый ( на U-233, быстрый или тяжеловодный)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 7.3.2010, 10:52
Сообщение #44


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Помм @ 27.2.2010, 11:20) *
Вот еще есть связанный с оружием вопрос, по тритию. Была здесь статья
http://www.atominfo.ru/news/air9082.htm
Хотелось бы узнать, на реакторах какого типа возможна наработка трития? Если на всех, то где лучше
1 Графитовый
2 Тяжеловодный
3 Бридер
4 Альтернатива, например ториевый ( на U-233, быстрый или тяжеловодный)


Тритий как нежелательный изотоп появляется во всех реакторах, где есть вода. В тяжёловодных реакторах его, естественно, больше, так как тритий образуется в результате захвата нейтрона в ядре дейтерия. На АЭС, в особенности тяжёловодных, с ним борются и принимают меры, чтобы он не выходил в атмосферу.

Что касается намеренного производства трития, то в годы холодной войны его получали в реакторах-наработчиках плутония, то есть, в тех установках, которые называются промышленными реакторами (не путать с энергетическими!).

В США основным наработчиком трития считался K-реактор в Саванна-Ривер. Это тяжёловодный реактор. Предпринимались попытки нарабатывать тритрий на легководном N-реакторе в том же центре, но от них быстро отказались.

В Индии нарабатывали на тяжёловоднике. В Великобритании на Магноксе. В Израиле - на тяжёловоднике. У нас на наших любимых уран-графитовых реакторах (но были и попытки сделать тяжёловодный наработчик).

Короче говоря, резюме - кто на чём получал оружейный плутоний, тот на этих же аппаратах производил и тритий в качестве сопуствующего продукта.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 7.3.2010, 11:11
Сообщение #45


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Помм @ 27.2.2010, 11:20) *
Была здесь статья
http://www.atominfo.ru/news/air9082.htm


Теперь по статье. Американцы вынужденно загнали себя в не слишком приятное положение. В разгаре нашей перестройки они позакрывали свои промышленные реакторы, мотивировав это тем, что плутония у них более чем достаточно. Естественно, что одновременно с этим прекратилось производство трития.

У трития, как известно, период полураспада 12, 33 года, то есть, запастись им на сотни лет впрок нереально. Поэтому лет через 10 после останова K-реактора американцам пришлось изыскивать любые альтернативные способы производства трития.

Работоспособный вариант у них был единственный - обратиться к индустрии и предложить военный заказ - получать тритий путём облучения мишеней в активных зонах реакторов действующих АЭС. В состав мишеней входит изотоп литий-6, реакция получения Li6+n=He4+T.

То, что делают американцы, жутко неудобно. Они облучают литиевые мишени (стержни) в коммерческом реакторе PWR, который работает без перегрузки (и без возможности доступа к активной зоне) 1,5-2 года. Конструкции стержней должны обеспечивать удержание трития в течение всего этого периода, что у американцев по сути дела не вышло. Тритий у них попадает в теплоноситель, повышается радиоактивность теплоносителя, растут дозы у персонала и т.д. А это реакторы гражданские, находящиеся под тщательным контролем атомнадзора, общественных организаций и т.д. Поэтому темпы производства трития оказались сейчас не высоки, поэтому и появилась нужда в подключении к этой работе второго коммерческого реактора.

Можно спросить, а как поступают у нас? Вопрос хороший, но я на него не могу ответить - просто не знаю. Различие с американцами в том, что свои наработчики плутония мы остановили только недавно. Второй интересный вариант для размышлений - у нас есть РБМК, обеспечивающие доступ к топливным каналам по ходу работы, что делает их удобными для будущего производства трития.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 7.3.2010, 12:11
Сообщение #46


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 118
Регистрация: 9.2.2010
Пользователь №: 2 264



Спасибо! Очень интересно. Вопрос насчет этого:
"Тритий как нежелательный изотоп появляется во всех реакторах, где есть вода."
То есть характер делящегося материала не имеет значение? Если к примеру это будет реактор ториевого цикла
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Чкий
сообщение 11.1.2011, 23:58
Сообщение #47


Новичок
*

Группа: Haunters
Сообщений: 23
Регистрация: 9.3.2010
Пользователь №: 3 350



В списке американских советов для ядерной войны не нашел главного: про автомат на вытянутых руках и сохранность казенного имущества от расплавленного олова. Нет, американцам до наших далеко. Не одолеют они наших!
"Пишу здесь потому что не нашел подходящей темы" Ссылочка на память тута http://atominfo.ru/news4/d0350.htm
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 12.1.2011, 13:32
Сообщение #48


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 2 983
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(Помм @ 7.3.2010, 12:11) *
Спасибо! Очень интересно. Вопрос насчет этого:
"Тритий как нежелательный изотоп появляется во всех реакторах, где есть вода."
То есть характер делящегося материала не имеет значение? Если к примеру это будет реактор ториевого цикла

Именно так. В обычной воде всегда есть дейтерий (природное содержание — 0,0115 ± 0,0070%), и он будет нарабатываться при захвате водородом (протием) нейтрона. Дейтерий стабилен, следовательно, при наличии нейтронного поля, тритий из дейтерия будет нарабатываться всегда. Текущая и равновесная (тритий нестабилен с периодом полураспада 12,32 года) концентрации трития в теплоносителе зависит от плотности нейтронного потока и исходной концентрации дейтерия.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
RAE
сообщение 12.1.2011, 20:00
Сообщение #49


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 176
Регистрация: 6.10.2009
Пользователь №: 1 727



Тритий не только от дейтерия.
Он еще и один из продуктов при тройном делении, а также при захвате быстрых нейтронов продуктами деления и в крайне незначительной степени конструкционными материалами.
Также при регулировании бором, его количества значительно увеличивается - реакции быстрых нейтронов как на основном изотопе бора-11, так и с продуктом захвата нейтронов бором, литием-7.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 15.1.2011, 13:47
Сообщение #50


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 2 983
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(RAE @ 12.1.2011, 20:00) *
Тритий не только от дейтерия.
Он еще и один из продуктов при тройном делении, а также при захвате быстрых нейтронов продуктами деления и в крайне незначительной степени конструкционными материалами.
Также при регулировании бором, его количества значительно увеличивается - реакции быстрых нейтронов как на основном изотопе бора-11, так и с продуктом захвата нейтронов бором, литием-7.

Все верно, я просто не рассматривал этот источник трития, поскольку продукты деления остаются преимущественно в топливной матрице и под оболочкой твэла, а водно-химический режим ВВЭР (в отличие от PWR) не предусматривает лития в 1-м контуре.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
RAE
сообщение 15.1.2011, 17:40
Сообщение #51


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 176
Регистрация: 6.10.2009
Пользователь №: 1 727



Ну почему же - у ВВЭР как раз именно имеет место.
Основное регулирование ВВЭР - борной кислотой в теплоносителе, кторый и дает литий, а тот после образования еще и в виде боратов циркулирует.
Отсюда и дополнительный литий с тритием в ВВЭР.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 17.1.2011, 22:08
Сообщение #52


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 2 983
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(RAE @ 15.1.2011, 17:40) *
Ну почему же - у ВВЭР как раз именно имеет место.
Основное регулирование ВВЭР - борной кислотой в теплоносителе, кторый и дает литий, а тот после образования еще и в виде боратов циркулирует.
Отсюда и дополнительный литий с тритием в ВВЭР.

Вы правы, про цепочку бор-литий я забыл.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 18.1.2011, 3:06
Сообщение #53


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 591
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



"It has been estimated(2) that approximately 10% of the tritium produced in stainless-clad burnable poison rods is released into the coolant, which contributes ~2/3 of the observed tritium buildup".
http://www.nap.edu/openbook.php?record_id=9263&page=113

БОльшая часть Трития в легководниках - не от присутствующей тяжелой воды, а от реакций на поглотителях.
По поводу разницы на жидких поглотителях. На PWR используется обогащенный бор (мах 2 грамм/кг), след-но они "льют" меньше щелочи в 1 контур (дабы компенсироавть pH). На ВВЭР - больше борной кислоты (так как не обогащенный), след надо больше щелочи, след когда вводят Li(7)OH, то попадает больше Li(6) в виде примеси (который всегда присутствует там). Ну а с Li(6) образуется еще больше Трития.

У тяжеловодника - все наоборот, практически весь Тритий образуется из тяжелой воды, которого 99%...
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 18.1.2011, 15:32
Сообщение #54


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 2 983
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(www @ 18.1.2011, 3:06) *
"It has been estimated(2) that approximately 10% of the tritium produced in stainless-clad burnable poison rods is released into the coolant, which contributes ~2/3 of the observed tritium buildup".
http://www.nap.edu/openbook.php?record_id=9263&page=113

БОльшая часть Трития в легководниках - не от присутствующей тяжелой воды, а от реакций на поглотителях.

Бор у нас (ВВЭР-1000) в СУЗах находится в матрице (СУЗы, естественно, вне активной зоны, кроме частично погруженной рабочей группы, да и у тех в нижней части не бор, а титанат диспрозия). Выгорающий поглотитель с бором (тоже в матрице) в зоне с некоторых пор отсутствует. Коллеги из Вестингауза бор используют в качестве выгорающего поглотителя, напыляя диборат циркония на таблетку. В ВВЭР-1000 (в т.ч. и в европейских изделиях филиала Вестингауз в Швеции) выгорающий поглотитель - гадолиний, интегрированный в топливную матрицу.

QUOTE(www @ 18.1.2011, 3:06) *
По поводу разницы на жидких поглотителях. На PWR используется обогащенный бор (мах 2 грамм/кг), след-но они "льют" меньше щелочи в 1 контур (дабы компенсироавть pH). На ВВЭР - больше борной кислоты (так как не обогащенный), след надо больше щелочи, след когда вводят Li(7)OH, то попадает больше Li(6) в виде примеси (который всегда присутствует там). Ну а с Li(6) образуется еще больше Трития.

Заблуждение. Да, в PWR дообогащают бор по бору-10, но выход лития-6 при поглощении нейтронов при прочих равных не меньше, чем из необогащенного бора в ВВЭР. Поскольку бором компенсируется избыточная реактивность, то скорости реакций в нем (а, следовательно, и выход лития-6 в контур) при компенсации одинакового запаса реактивности будут совпадать в PWR и ВВЭР. Главная проблема лития как источника трития не в поступлении его из бора, а в водно-химическом режиме. В ВВЭР он калий-натриевый, в большинстве PWR - литий-калиевый. blink.gif


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 31.1.2011, 0:48
Сообщение #55


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 591
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



Алекс, спасибо за отличное разьяснение по поглотителям в СУЗах. Теперь я понял, почему NRC отмечает больше Трития на некоторых блоках PWR.

Но Натрий не должен литься в 1 к, Na-24 - это оочень плохо... Должен сушествовать акт расследования, когда блок остановили из-за превышения по активности, и это был Na-24. Реальный случай из практики.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 2.2.2011, 13:44
Сообщение #56


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 118
Регистрация: 9.2.2010
Пользователь №: 2 264



http://www.rosbalt.ru/2011/02/01/814567.html
Как могло получиться, что Пакистан, имеющий меньше реакторов чем Индия, сумел обойти ее по зарядам? И с чем связан такой разброс в оценке индийского арсенала( от 60 до 200).
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 2.2.2011, 16:46
Сообщение #57


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 17 265
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Помм @ 2.2.2011, 13:44) *
http://www.rosbalt.ru/2011/02/01/814567.html
Как могло получиться, что Пакистан, имеющий меньше реакторов чем Индия, сумел обойти ее по зарядам?


Ну вот пишут, что
QUOTE
The Pakistanis have significantly accelerated production of uranium and plutonium for bombs and developed new weapons to deliver them.


QUOTE(Помм @ 2.2.2011, 13:44) *
http://www.rosbalt.ru/2011/02/01/814567.html
И с чем связан такой разброс в оценке индийского арсенала( от 60 до 200).


С закрытостью сведений. Это оценки, а не точная информация.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 2.2.2011, 17:06
Сообщение #58


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 118
Регистрация: 9.2.2010
Пользователь №: 2 264



Понятно. Но наверное Индия, при желании тоже могла бы нарастить произврдство делящихся материалов?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Smith
сообщение 3.2.2011, 9:45
Сообщение #59


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 997
Регистрация: 18.11.2009
Из: Moscow
Пользователь №: 1 859



конечно. возможно, она так и делает, но не спешит трубить об этом всему миру :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Xiao
сообщение 22.2.2011, 22:55
Сообщение #60


Опытный
**

Группа: Clubmen
Сообщений: 138
Регистрация: 22.9.2008
Из: Москва
Пользователь №: 1 102



Как говорится, сам себя не пропиаришь - никто не пропиарит :-)))
В общем, в газете "Страна Росатом" на прошлой неделе вышло интервью с Каменских.
http://strana-rosatom.ru/publications/read/419
Нет там каких-то великих сенсаций конечно, но мне лично самой было интересно его расшифровывать :-)


--------------------
Наша цель - развитие бесстрашия перед лицом глубокого смысла
Go to the top of the page
 
+Quote Post

12 страниц V  < 1 2 3 4 5 > » 
Reply to this topicStart new topic
3 чел. читают эту тему (гостей: 3, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 19.9.2017, 16:15
Rambler's Top100