ВВЭР и торий |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
ВВЭР и торий |
23.3.2017, 9:43
Сообщение
#1
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 902 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Несколько интересных статей из Томска прислал один из участников форума, за что ему большое спасибо!
http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf Известия Томского политехнического университета. 2004. Т. 307. No 7 В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торий-плутониевым и торий-урановым оксидным топливом QUOTE Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-ториевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам.
Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний. Плутоний и высокообогащённый уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233. Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованы так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний. |
|
|
23.3.2017, 9:57
Сообщение
#2
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 902 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
http://atominfo.ru/files/th/Pu-U-Th-parameters.pdf
Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1 В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов QUOTE Анализируется возможность безопасного хранения сплавов сырьевого нуклида Th-232 с основными нечётно-чётными нуклидами U-235 и Pu-239.
Получены соотношения для определения предельно допустимых значений концентрации ядер урана и плутония в сплавах, приведены результаты нейтронно-физических расчётов. |
|
|
26.3.2017, 2:36
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1 В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов Какая довольно странная статья. Идет речь о топливных сплавах 235U-232Th 239 и Pu-232Th. Но в каких же реакторах такие сплавы предполагается использовать? В ВВЭРах, БНах, РБМК? Так ни в одном из этих типов энергетических реакторов металлическое топливо не используется и в ближайшее время не предполагается к использованию. Или обсуждаемые сплавы с содержанием делящихся нуклидов до 18% - это основа для перспективных топливных сплавов для транспортных ЯЭУ? -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
26.3.2017, 10:35
Сообщение
#4
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Какая довольно странная статья. Идет речь о топливных сплавах 235U-232Th 239 и Pu-232Th. Но в каких же реакторах такие сплавы предполагается использовать? В ВВЭРах, БНах, РБМК? Вроде о серийных ВВЭР пишут. -------------------- |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 28.4.2024, 15:10 |