Торий Опции

[помм]

Если так тогда конечно. Ну может только индусы и норвежцы

[помм]

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]

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]

А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное

[pappadeux]

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...

[RAE]

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

[RAE]

А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное

Вы внимательнее читайте - выше я уже все писал.

[RAE]

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]

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

[RAE]

Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ

Там суть не в количестве нейтроной, а в "эффективности" их захвата.

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

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]

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

[RAE]

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]

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]

В современных АПЛ - быстрый реактор

Вы уверены? ЕМНИП, после свинцово-висмутовых на альфах с быстрыми реакторами на АПЛ завязали - лодочные ВВЭРы рулят

[RAE]

Я не понял - БН перспективее БРЕСТа или теплового ториевого цикла?

Речь о ториевом цикле.
Хотя по экономке, даже БН перспективнее БРЕСТа.

[RAE]

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?

[AtomInfo.Ru]

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]

Но, тем не менее, флот больше свинца-висмута не хочет.

Интересно почему.

[AtomInfo.Ru]

Интересно почему.

Скорее всего, по комплексу причин. Спекулировать не буду - просто не знаю.

[ДяДя ФеДоР]

"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...