IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Форум в отпуске до 2 августа 2018 года.


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
8 страниц V  « < 4 5 6 7 8 >  
Reply to this topicStart new topic
> Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать
AtomInfo.Ru
сообщение 4.4.2013, 13:47
Сообщение #101


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 608
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



И вообще, сейчас я одну смешную-пресмешную вещь скажу. Сразу не подумал про неё.

Зачем вообще поднимать обогащение по урану? Работайте по сотне суток на природном уране, но поднимите при этом мощность. Кампанию реактора сократите.

Если уметь быстро перегружаться и обладать достаточным запасом свежего топлива, то будет выигрыш по сравнению со стандартным вариантом, когда реактор медленно и печально работает на своей номинальной мощности год.

Выигрыш по общему количеству плутония (не в разы, но на приличный процент) и по его качеству. Проигрыш будет в общем расходе свежего топлива, но если мы его не экономим, то это неважно.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
3www
сообщение 4.4.2013, 13:55
Сообщение #102


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 10
Регистрация: 3.4.2013
Пользователь №: 33 776



Спасибо большое! Я понял, что без учебника по физике иранцам с подобной задачей справиться явно не удастся wink.gif Да и мне бы его изучить не помешало бы!!!.
Объём активной зоны, полагаю, уже не изменить т. к. сам реактор уже построен. Постройки новых реакторов в настоящее время тоже не наблюдается. Судя по литературе, строительство реактора - минимум 5 лет, поэтому плутоний иранцам пока только сниться smile.gif

У меня к самому "иранскому вопросу" двоякое отношение, т. е. я совсем не сторонник наработки плутония и скорейшего ядерного вооружения Ирана (хотя ничего против, как-будто бы, тоже не имею). Мне просто было интересно узнать, есть ли подобная возможность.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
3www
сообщение 4.4.2013, 13:59
Сообщение #103


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 10
Регистрация: 3.4.2013
Пользователь №: 33 776



Работайте по сотне суток на природном уране, но поднимите при этом мощность.

Как же такое возможно!? Топливо разве сможет "сгорать" быстрее без роста концентрации?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
alex_bykov
сообщение 4.4.2013, 14:32
Сообщение #104


Эксперт
******

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 3 101
Регистрация: 9.6.2007
Из: Обнинск-Москва
Пользователь №: 89



QUOTE(3www @ 4.4.2013, 14:59) *
Работайте по сотне суток на природном уране, но поднимите при этом мощность.

Как же такое возможно!? Топливо разве сможет "сгорать" быстрее без роста концентрации?

Да.


--------------------
С уважением

Александр Быков
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 4.4.2013, 14:53
Сообщение #105


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 121
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(3www @ 4.4.2013, 14:55) *
Мне просто было интересно узнать, есть ли подобная возможность.

Есть. Это некий аналог работы в реактивном режиме.
Когда наши тритий нарабатывать в наработчике "АИ" стали сразу возник вопрос необходимого поднятия уровня нейтронного потока, в результате перешли на 2% обогащение топлива, в итоге оказалось, что и наработка плутония заметно увеличивается (правда при снижении его качества).

Проблема по сути в том, что удельная наработка оружейного плутония нормированная на МВт тепловой мощности (или на кг выгоревшего урана-235) в тяжеловодном наработчике (и в любом дрогом типа наработчика) есть непрерывно падающая вниз функция. Т.е. можно медленно и печально нарабатывать 98% по Pu-239 плутоний на невысоком уровне мощности с выгоранием топливом около 200 МВт*сут/тонну и иметь коэффициент удельной наработки 0.92 грамма/МВт*сутки, а можно работать на повышенном уровне мощности с выгоранием 700 МВт*сут/тонну делая оружейный плутоний 93.3% по Pu-239 и иметь коэффициент удельной наработки 0.83 грамма/МВт*сутки.

В варианте который вы предлагаете, использование низкообогащенного урана с таблеточным топливом позволит предельно работать на более высоких выгораниях уровня до 10000 МВт*сут/тонну (если мощность систем охлаждения и конструкция СУЗ позволит dry.gif, что очень сомнительно), только плутоний наработанный из такого хорошо выгоревшего топливо будет тогда качества хуже топливного - грубо 74-76% по Pu-239. Взрывать его тоже можно, но работать с ним на редкость геморно из-за высокой радиотоксичности.
Можно конечно длину топливной компании сократить вчетверо-впятеро и иметь плутоний с долей Pu-239 около 92-93%, однако это приведет к заметному испоганиванию оставшегося урана в ОЯТ, возрастет доля урана-236, и при повторном использовании репроцессированного урана в реакторе-наработчике плутоний при той же длине компании и такой же энерговыработке будет хуже по качеству из-за возрастания долей Pu-238 и Pu-240. Американцы репроцессированный уран от своего слабообогащенного топлива (0.95%) для Саваннских тяжеловодных реакторов-наработчиков считали непригодным для повторного использования из-за возросшей доли урана-236 и рассматривали этот уран как мобилизационный резерв на худший случай.

Но можно сделать хитрее, организовав гетерогенную активную зону. Т.е. выделить область с вашим слабообогащенным топливом и бланкетную облучательную область. В итоге круговой и верхний и нижний торцевые бланкеты могут быть заполнены обедненным ураном, который есть эффективный нейтронный отражатель и хорошо утилизирует поглощенные нейтроны утечки, конвертируясь в плутоний-239 (при малой доле других изотопов).
Проблема в наработке оружейного плутония из природного урана состоит в том, что наличие изотопа 235 и 234 приводит к повышенному образованию нежелательного плутония-238 и плутония-240 за счет разных (n,2n) реакций. При переходе на слабообогащенное топливо острота этой проблемы сильно возрастает. Обедненный уран из отходов центрифужного производства при использовании в качестве облучаемых мишений заметно устраняет наработку нежелательных изотопов плутония-238 и плутония-240.

Одним словом, таким вариантом можно поднять интенсивность нейтронного потока, эффективно утилизировать нейтроны утечки, быстрее перегружать а.з. и нарабатывать оружейный плутоний уровня не хуже 93% по Pu-239 при выгораниях топлива порядка 2000 МВт*сут/тонну. Только теплонапряженность активной зоны сильно неоднородной станет, с теплогидравликой и охлаждением много дополнительной работы появится, ну и ресурс реактора-наработчика гораздо быстрее убьется.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.4.2013, 10:05


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 4.4.2013, 15:45
Сообщение #106


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 608
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(3www @ 4.4.2013, 14:55) *
Объём активной зоны, полагаю, уже не изменить т. к. сам реактор уже построен.


Активная зона собирается из топливных кассет. Больше заданного в проекте количества кассет не поставить. Просто некуда. А вот меньше - пожалуйста. Какую-то часть кассет можно заменить, скажем, на имитаторы (такие же кассеты, но вместо твэлов стержни из неделящегося материала). Соответственно, вот и изменение (уменьшение) объёма активной зоны.

QUOTE(3www @ 4.4.2013, 14:55) *
У меня к самому "иранскому вопросу" двоякое отношение, т. е. я совсем не сторонник наработки плутония и скорейшего ядерного вооружения Ирана (хотя ничего против, как-будто бы, тоже не имею).


Иранцы исторически, ещё до революции, думали о тяжёловодных реакторах, потому что в этом случае они могли бы обойтись без обогащения урана и локализовать у себя производство топлива. Как поступила в своё время Румыния. Это дало бы иранцам независимость в плане поставок топлива.

Кроме того, шах держал в уме вариант с бомбой (см., например, интервью с первым иранским атомным министром или вот эту статью, написанную на основе рассекреченных в Штатах документов). Конечно, свой тяжёловодник иранцам был интересен и по этой причине.

Атомная программа революционного Ирана основывается на шахских наработках. Причина понятна - специалистов после революции осталось крайне мало, и выдумывать что-то своё им было трудно. Поэтому подняли бумаги, оставшиеся от шахских времён. Отсюда и растут ноги у IR-40.

Чтобы Иран скорейше не вооружился, нужно одно - держать его в системе международных договоров и не выталкивать его из неё.

Интересно отметить, что американцы до сих пор поступали с точностью наоборот - как только появлялся шанс заключить соглашение, они вцеплялись в какой-нибудь мелкий пунктик и доводили персов до срыва.

В 2004 (если не ошибаюсь) году иранцы были готовы остановить на долгие годы всю свою программу, но просили оставить им для опытов не то 12, не то 20 центрифуг. Именно так - просто 20, не 20 тысяч.
Американцы сказали, что не могут с этим согласиться. Итог известен - соглашение сорвалось, Ахмадинежад дал отмашку, и теперь у иранцев 10 тысяч центрифуг. Так что, ответ на вопрос, кому выгодно скорейшее иранское вооружение, для меня ясен smile.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 4.4.2013, 15:50
Сообщение #107


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 121
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 4.4.2013, 14:31) *
И вообще. Я б не парился, не пытался бы чего-то выгадать от оптимизации реактора. А просто построил бы их несколько штук. Как поступают их соседи в Пакистане (см. Хушаб).

Знаете, Александр, в последнее время нераспространенцы склонны считать, что первый и второй Хушабские тяжеловодники-наработчики имеют уже несколько лет разные функции. Первый - наработчик особо чисто оружейного плутония, второй - форсированная на 18-20% версия наработчика-изотопника для наработки трития, полония-210, плутония-238 с одновременной наработкой оружейного плутония среднего качества. Третий по-видимому тоже "универсалом" будет.


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 4.4.2013, 16:02
Сообщение #108


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 608
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(VBVB @ 4.4.2013, 16:50) *
Знаете, Александр, в последнее время нераспространенцы склонны считать, что первый и второй Хушабские тяжеловодники-наработчики имеют уже несколько лет разные функции.


А чего, хороший вариант smile.gif

ISIS, правда, по старинке их всех в плутоний пересчитывает. Но если они с разными функциями, то так пакистанцам даже и лучше.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 4.4.2013, 20:46
Сообщение #109


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 120
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



QUOTE(3www @ 4.4.2013, 13:04) *
По IR-40 есть следующая информация:
Тепловая мощность - 40 МВт
Степень обогащения урана - 0,71% (природная)
Масса загружаемого диоксида урана - 10 тонн (или, вероятно, это масса урана в пересчёте на диоксид).
По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%). А теперь мой вопрос:
Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235)


Если применять обогащённый уран выше 1%, можно прокачивать через реактор обычную воду.
Для начального этапа ядерных работ, нужно чтобы и реакторы, и центрифуги потребляя природный уран давали продукцию в бомбы: обогащённый U235 и Pu239. Если делаете реактор на обогащённом, тяжёлая вода требуется только как сырьё для дейтерида лития. Однако центрифуги работают на реакторы а не напрямую в бомбы. Кроме производительности труда, значение имеет и выход оружейного материала на тонну природного урана. При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе.
Исторически оружейный плутоний нарабатывали в канальных графитовых реакторах на природном уране (0,71% U235) с легководным плёночным /говорят, от 2 до 3 мм толщиной/ теплоносителем. Тритий - на тяжеловодных реакторах, имеющих на природном уране хороший запас реактивности.

QUOTE(3www @ 4.4.2013, 13:04) *
и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока? Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?


Охлаждение там и так должно быть на максимуме. Тепло от реакции деления сначала должно выйти изнутри ТВЭЛа на оболочку, чтобы центр не плавился. Это ограничивает допустимый диаметр ТВЭЛа, рост которого повышает размножение нейтронов в уране-238.

Затем тепло должно быть снято с боковой поверхности ТВЭЛа, в случае водяного теплоносителя характерны две величины: 150 Вт/cm2 позволяет иметь умеренное качество очистки воды чтоб ещё не образовывалась накипь от поверхностного кипения. И 500 Вт/cm2 при идеальном качестве воды, соответствует кризису теплообмена, где начинается "снарядная" стадия кипения с вылетом вверх температуры оболочки ТВЭЛа.

Далее тепло должно быть выведено из реактора: произведение поперечного проходного сечения АЗ на теплоёмкость воды, перепад температуры и скорость прокачки равно текущей мощности.
Мощность реактора соответствует наименьшей из всех этих трёх величин, в первом приближении они берутся равные при расчёте реактора.
Выше этой мощности теплоотвод уже не сделать, независимо от обогащения топлива.

Что касается нейтронов, их поток можно сделать гораздо больше, чем позволяет теплоотвод: в первом приближении, не рассматривая обратные связи по эффектам реактивности, распределение потоков нейтронов по частям реактора является решением уравнения переноса нейтронов. Как известно из математики, решение диффура можно домножить на любую константу, и это тоже будет решением диффура. Поток нейтронов в этом смысле может быть любым, если не говорить об обратных связях и выгорании топлива.



Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 4.4.2013, 23:59
Сообщение #110


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 073
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.4.2013, 20:46) *
Если применять обогащённый уран выше 1%, можно прокачивать через реактор обычную воду.


Если обогащения хватит для работы на обычной воде, то в той же геометрии активной зоны и ТВС (как для D2O) - получите в активной зоне много больше локальных критичных объемов и масс, с которыми надо "бороться - давить" - а это новые СУЗ и т.д.
При малом обогащении 1-2% зависимость Кэф от плотности обычной воды будет очень "крутой". Соответственно коэффициент реактивности по плотности воды будет большим по абсолютной величине. Поэтому при нарушениях в системе отвода тепла - может вводиться реактивность порядка и больше БЭТТАэф. (смотря куда попадет "рабочая точка" по водо-урановому соотношению).
И т.д.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 5.4.2013, 5:31
Сообщение #111


Эксперт
****

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



При виде знакомых букв WWW, чуть с катушек не слетел, ну все думаю, крепка трава попалась сегодня, аж в глазах троится biggrin.gif

При 1 - 2 проц на легкой воде критики практически не будет или реактор будет хаотичен как указал barvi7.

Слегка обог топливо + легководный теплоноситель + тяжеловодный замедлитеь = то, да, это и есть адвансед канду реактор
http://www.candu.com/en/home/candureactors/acr1000.aspx
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 5.4.2013, 10:11
Сообщение #112


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 121
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Denis_Hliustin @ 4.4.2013, 21:46) *
Для начального этапа ядерных работ, нужно чтобы и реакторы, и центрифуги потребляя природный уран давали продукцию в бомбы: обогащённый U235 и Pu239. Если делаете реактор на обогащённом, тяжёлая вода требуется только как сырьё для дейтерида лития. Однако центрифуги работают на реакторы а не напрямую в бомбы. Кроме производительности труда, значение имеет и выход оружейного материала на тонну природного урана. При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе.

То что товарищ 3www предложил, с одной стороны противоречит эффективности наработки ядерных оружейных материалов и экономии ограниченного запаса природного урана. И как справедливо заметил Denis_Hliustin "При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе".
Однако, обсуждаемая стратегия может подразумевать подход "прорыва" в получении ядерных оружейных делящихся материалов.

Например, Иран имеет развитый центрифужный парк который производит много низкообогащенного урана НОУ, но это количество превращенное в ВОУ уровня 90% по урану-235 эквивалентно всего паре-тройке боезарядов. Причем как минимум один из боезарядов надо испытать, что политический резонанс сделать и работоспособность конструкции подтвердить.
В итоге имеем, что значимого парка ЯО не получается создать, несмотря на несколько предыдущих лет работы центрифуг и кучи политических проблем из-за этого.
Также в распоряжении имеется почти завершенный тяжеловодник, но в нем годовая наработка оружейного плутония в 9 кг эквивалентна все паре-тройке боезарядов. Тоже не радужно...
Однако часть имеющегося НОУ можно перевести в топливо для имеющегося тяжеловодника, перекомпоновать активную зону, создав развитую облучательную бланкентную зону на основе имеющегося обедненного урана от центрифужного производства с долей урана-235 на уровне 0.2-0.25%.
Для определенности примем соотношение масс топлива в обогащенной и бланкетной зоне 1:1 для тяжеловодника-наработчика с гетерогенной зоной.
Со слабообогащенным топливом тяжеловодник-наработчик сможет работать не на сниженном уровне мощности с выгоранием топлива 700 МВт*сут/тонну позволяющим получать оружейный плутоний 93.3% по Pu-239 и с коэффициентом удельной наработки 0.83 грамма/МВт*сутки, а на уровне мощности соответствующем выгорания топлива например 2100 МВт*сут/тонну, позволяющим в бланкетах получать оружейный плутоний чистоты около 93% по Pu-239 с коэффициентом удельной наработки около 0.71 грамма/МВт*сутки. Соответственно имеем уже годовую наработку плутония равную =(9/2)*3*(7.1/8.3)= 11.55 кг. Т.е. описанный подход позволил поднять наработку оружейного плутония на 28%. А ведь и в активной зоне плутония остается почти такое же количество, но меньшей чистоты с долей Pu-239 около 88-89%, который тоже можно применить...

Хорошо просчитав соотношения масс топлива в активной и бланкетных зонах, прогнав нужные нейтронно-физические расчеты и оптимизировав теплогидравлику, наверное можно на гетерогенных зонах подобраться и к полуторократному увеличения годовой наработки оружейного плутония в тяжеловоднике-наработчике.
Т.е. подойти к годовому уровню наработки до 14 кг оружейного плутония в IR-40, что позволит после 14 месяцев с начала наработки создать до 8-9 боезарядов на композитном плутоний-урановом ядре. Это уже будет определенный "прорыв" в наработке ядерных оружейных делящихся материалов.

Сообщение отредактировал VBVB - 7.4.2013, 11:34


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 5.4.2013, 19:41
Сообщение #113


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 120
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



QUOTE(barvi7 @ 5.4.2013, 0:59) *
Если обогащения хватит для работы на обычной воде, то в той же геометрии активной зоны и ТВС (как для D2O) -


Зачем сохранять старую геометрию?
Для легководной сборки оптимальна своя решётка, допустим в случае 1,15% обогащения металлического урана при диаметре ТВЭЛа 15 мм оптимален шаг между 26 мм когда V(H2O)/V(U)=2 и 30 мм когда V(H2O)/V(U)=3. Сборка критична при Т=300К и номинальной плотности воды при высоте 1,2 и диаметре 0,6 метра. Реактор должен быть, естественно, во много раз больше поскольку в такой сборке урана 238 мало, а плутония при выгрузке содержится порядка 2 килограмм на тонну. С точки зрения коэффициента размножения, всё что больше этой величины загрузки в реакторе, идёт в запас реактивности на выгорание, на рост температуры урана и на снижение плотности H2O до 900 кг/м3.

QUOTE(barvi7 @ 5.4.2013, 0:59) *
получите в активной зоне много больше локальных критичных объемов и масс, с которыми надо "бороться - давить" - а это новые СУЗ и т.д.


Это не совсем так. Бесконечная среда графитовых реакторов на природном уране, при толщине слоя проточной воды 3 мм, имела K(infinity)=1,046. Там указанный Вами эффект возникал, и всё равно они эксплуатировались десятилетиями. А в случае, например, решётки ВВЭР с обогащением 2%,
K(infinity)=1,25. Больше чем на тяжеловодных при природном уране.
При обогащении 1,5% U235, даже в гомогенной смеси K(infinity)=1,13.

QUOTE(barvi7 @ 5.4.2013, 0:59) *
При малом обогащении 1-2% зависимость Кэф от плотности обычной воды будет очень "крутой". Соответственно коэффициент реактивности по плотности воды будет большим по абсолютной величине. Поэтому при нарушениях в системе отвода тепла - может вводиться реактивность порядка и больше БЭТТАэф. (смотря куда попадет "рабочая точка" по водо-урановому соотношению).


Рабочая точка не должна гулять.
В военном реакторе-наработчике плутония она должна прочно сидеть на левой ветви, то есть тесные решётки с шагом меньшим, чем у случая с максимальным коэффициентом размножения. Здесь захват тепловых нейтронов теплоносителем минимален, а наработка плутония происходит в значительной мере и за счёт захвата резонансных нейтронов. В связи с чем равновесная концентрация плутония не (2,8 кг/т) как на мягком спектре, а вдвое больше.
Коэффициент реактивности и по плотности воды, и по температуре в этом случае имеет большое отрицательное значение, т.е. всё как надо.
При нарушении теплосъёма снижается плотность воды, спектр нейтронов становится более жёстким а низкого обогащения топлива не достаточно чтобы поддерживать цепную реакцию на промежуточных нейтронах.

На правой ветви водо-уранового отношения эта точка оказалась в реакторе РБМК, как известно. Такое бывает, когда реактор рассматривают как кипятильник и оптимизируют на теплофизику, вместо нейтроники и воспроизводящих свойств.
В случае РБМК оказался именно отмеченный Вами вариант. Когда студенты впервые узнают об этом, это производит впечатление: ведь каждый знает и что паровой коэффициент должен быть отрицательным, и что академик Николай Антонович Доллежаль это безусловный авторитет. Как совместить эти два факта?
Если таксист вылетел с трассы - не значит что он рулить не умеет. Просто рядом сидел богатый пассажир и приговаривал "давай, давай".
Также и Доллежалю, вероятно, намекали что только ВВЭРы станут строить если РБМК не даст рекордов. Вот он, в частности, и перешёл с военной графитовой ячейки 20х20х60 на ячейку 25х25. После установки интенсификаторов теплосъёма РБМК стал 1500 и несколько лет держал мировой рекорд мощности энергоблока. Издержки этого в 1986 году стали известны.
Но, возвращаясь к вопросу о легководном военном реакторе - там не тот случай. В частности, ВВЭР-210 изначально имел обогащение 1,5% U235. Так много требуется в основном чтобы обеспечить выгорание 10.000 МВт*суток/тонна.
А вобще, в холодном состоянии при обогащении 1% U235 при топливе UO2 требуется 30 кг U235 в составе 3000 кг Т.А. Критический объём 700 литров при диаметре цилиндра 0,85 метра.

Выше отмечалось, что вариант нарабатывать плутоний на обогащённом уране более расточительный, чем на природном. Этот вариант оправданный при двойном назначении реакторов, когда ВВЭРы с низким (уровня 1%) обогащением работают короткими кампаниями по 2 - 3 тысячи МВт*суток на тонну. Вместе с тем есть и преимущества, особенно при попутной выработке электричества: в этом варианте можно применять UO2, избежав материаловедческих и эксплуатационных трудностей, присущих графитовым реакторам на природном уране.
Возможно, при "среднем" уровне развитости промышленных производств в стране, это и есть оптимальный вариант.
При меньшем уровне оправданна независимая работа центрифужного и плутониевого направлений на итоговый продукт, помещаемый в изделия.
При высоком уровне промышленности - быстрые реакторы самый лучший вариант, т.к. при огромных масштабах производства плутония они экономят затраты на самую трудоёмкую стадию о которой часто забывают: добычу природного урана из руды.

Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 5.4.2013, 20:08
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 5.4.2013, 20:47
Сообщение #114


Завсегдатай
****

Группа: Haunters
Сообщений: 759
Регистрация: 28.9.2012
Из: Russia, Moscow
Пользователь №: 33 685



QUOTE(www @ 5.4.2013, 6:31) *
При 1 - 2 проц на легкой воде критики практически не будет


По какой программе считали? Неправильно она считает.
Экспериментально достоверно установлено, что природное обогащение 0,72% как раз соответствует К=1 в очень большой, порядка 1000 кубометров, размножающей среде при оптимальной легководной решётке. Практического значения это не имеет, т.к. уже при обогащении 1% K(inf)=1,13 и критическое состояние легко осуществимо, а критмасса мала /загрузка единицы тонн/.
Необходимо отметить, что для выравнивания поля тепловыделения такой реактор может загружаться природным ураном и небольшим количеством запальных кассет с обогащением уровня 2% UO2.

QUOTE(www @ 5.4.2013, 6:31) *
Слегка обог топливо + легководный теплоноситель + тяжеловодный замедлитеь = то, да, это и есть адвансед канду реактор
http://www.candu.com/en/home/candureactors/acr1000.aspx


В "advanced Candu" важно не потерять качество тяжёлой воды из-за "дырявости" контуров /перетекания воды из одного контура в другой/.
С практической точки зрения дешевле иметь тяжёлую воду с разными температурами в обоих контурах, особенно если корпус выдерживает давление первого контура и тем самым позволяет, выравняв давления, устранить перетекание при дырявых контурах.


Сообщение отредактировал KTN - 5.4.2013, 20:52
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Denis_Hliustin
сообщение 5.4.2013, 21:11
Сообщение #115


Опытный
**

Группа: Haunters
Сообщений: 120
Регистрация: 31.10.2012
Из: Moscow
Пользователь №: 33 701



QUOTE(VBVB @ 4.4.2013, 15:53) *
нарабатывать 98% по Pu-239 плутоний на невысоком уровне мощности с выгоранием топливом около 200 МВт*сут/тонну и иметь коэффициент удельной наработки 9.2 грамма/МВт*сутки, а можно работать на повышенном уровне мощности с выгоранием 700 МВт*сут/тонну делая оружейный плутоний 93.3% по Pu-239 и иметь коэффициент удельной наработки 8.3 грамма/МВт*сутки.


Нужно обратить внимание на цифры. Если они взяты Вами из официальных материалов "средмаша", там не редко отсутствует научная честность. Вместо того чтоб честно выложить всё как есть, они до сих пор мутят.

Характерный КВ военных реакторов на тепловых нейтронах 0,8 а грамм делматериала даёт примерно МВт*сутки.
Видимо, подразумевались 0,92 грамма/(MW*сутки) и 0,83. Выгорания могли подразумеваться 1200 и 1700 МВт*дней на тонну Т.А.

Исторически фоны плутония по спонтанным нейтронам, бета и гамма-излучению не были первопричиной выбора практикуемого выгорания военных реакторов. Стремились максимально удлинить кампанию в МВТ*сутки/тоннах, используя эффект временного роста реактивности.

Для реактора с мягким спектром равновесное количество плутония 2,8 килограмма Pu239 на тонну урана-238. Стремились приблизиться к ~ половине этой величины, получилось не сразу: нужны запас реактивности /непрерывная перегрузка на графитовых/ и радиационная стойкость ТВЭЛов /прибавка fissium в металлический уран чтоб не распухали блочки под облучением/. Слишком приближаться к 2,8 не стоит т.к. растёт количество высших изотопов плутония. Но и низким выгорание не должно быть, иначе основная часть U235 в природном уране выбрасывается вхолостую на радиохимическом заводе.

Впоследствии, решив эти задачи и получив конвейерное производство плутония, стали смотреть: сколько смесь изотопов излучает нейтронов и ватт тепла. Самонагрев плутония от альфа распадов, делений /в условиях подкритичности/ и бета активности оказался приемлемым. Моделировали поля температур помещая вместо плутония электролампочку накаливания /той же мощности, что и плутоний/ на несколько часов в центр бомбы. Поля излучений от реакторного плутония оказались приемлемые. Однако изначально не они, а стремление получать побольше плутония с каждой тонны природного урана являлось критерием, определявшим выгорание выгружаемого топлива. Больше, чем оно было фактически, не позволяла сначала радиационная (не)стойкость, а затем запас реактивности графитового реактора даже при осуществлённой на военных реакторах непрерывной перегрузке.

Сообщение отредактировал Denis_Hliustin - 5.4.2013, 21:16
Go to the top of the page
 
+Quote Post
barvi7
сообщение 5.4.2013, 23:06
Сообщение #116


Эксперт
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 073
Регистрация: 22.3.2010
Пользователь №: 4 323



QUOTE(Denis_Hliustin @ 5.4.2013, 19:41) *
Зачем сохранять старую геометрию?


В такой трактовке и дальнейшими пояснениями - согласен. Почти полностью - проверять не будем rolleyes.gif

А предыдущий мой ответ-коммент был на фразу - "поменять в реакторе D2O на Н2О".
Если не менять геометрию ТВС и твэл, то при таких обогащениях 1-2 % ничего в реакторе и не будет.
А по поводу "левой" и "правой" точки и про РБМК - эту "классику" должны знать ВСЕ и не повторять в будущих ПРОРЫВах и др. РЫВах. unsure.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.4.2013, 10:04
Сообщение #117


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 121
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Denis_Hliustin @ 5.4.2013, 22:11) *
Характерный КВ военных реакторов на тепловых нейтронах 0,8 а грамм делматериала даёт примерно МВт*сутки.
Видимо, подразумевались 0,92 грамма/(MW*сутки) и 0,83. Выгорания могли подразумеваться 1200 и 1700 МВт*дней на тонну Т.А.

Денис, вы правы.
Потерял порядок при переводе величин. Исправил, предыдущие посты.
Цифры взяты из американских нераспространенческих работ и относятся к Ханфордскому легководному наработчику "B", для Саваннских тяжеловодников цифры по удельной наработке выше быть должны процентов на 7-10%.

Спасибо за указание на ошибку.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.4.2013, 10:53


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 6.4.2013, 10:47
Сообщение #118


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 121
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(Denis_Hliustin @ 5.4.2013, 22:11) *
Однако изначально не они, а стремление получать побольше плутония с каждой тонны природного урана являлось критерием, определявшим выгорание выгружаемого топлива. Больше, чем оно было фактически, не позволяла сначала радиационная (не)стойкость, а затем запас реактивности графитового реактора даже при осуществлённой на военных реакторах непрерывной перегрузке.

Вопрос затронутый неоднозначен и сложен.

Везде в литературе говорится, что плутоний с экмпериментального Окриджского графитового легководного наработчика X-10 совсем расстроил американских разработчиков ЯО, обладая повышенным содержанием плутония-240. И только в Ханфордских реакторах-наработчиках научились бороться с этим, работая на уровнях выгорания топлива в несколько раз ниже. Сколько конкретно плутония-240 содержалось в плутонии от Х-10 не ясно, но видимо более 7% и менее 12%, поскольку на тот момент урановые сплавы обладали допустимым выгоранием не более 1200-1300 МВт*сутки/тонну.

В американских работах по анализу работы Ханфордских легководных графитовых реакторов говорилось, что некоторое время они работали на уровнях выгорания топлива 250-280 МВт*сутки/тонну, выдавая высококачественный плутоний с содержанием плутония-239 97.5-97.2%, потом поднялись на уровень выгорания 440-470 МВт*сутки/тонну с плутонием уровня 95.8-95.5% по плутония-239. Позднее когда научились эффективно бороться с преддетонацией низкокачественного плутония за счет D-T бустирования, эти реакторы-наработчики были переключены на наработку граничного качества оружейного плутония с содержанием плутония-239 93.2-93.5%.

С тяжеловодными Саваннскими реакторами-наработчиками ситуация еще более мутная, поскольку они помимо оружейного плутония и радиоизотопы трития, полония-210, кобальта-60 нарабатывали, уран в гибридные зоны грузился помимо природного также и с обогащениями 0.95% и 1.2%. Поэтому какого качества там плутоний выходил не совсем мне ясно.

Сообщение отредактировал VBVB - 6.4.2013, 10:54


--------------------
"чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 7.4.2013, 20:33
Сообщение #119


Эксперт
****

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



QUOTE(KTN @ 5.4.2013, 20:47) *
По какой программе считали? Неправильно она считает.


Пургу понес, срочно забираю свои слова обратно, виноват, лоханулся. Не в том контексте имел ввиду.


QUOTE(KTN @ 5.4.2013, 20:47) *
В "advanced Candu" важно не потерять качество тяжёлой воды из-за "дырявости" контуров /перетекания воды из одного контура в другой/.


Прямого контакта между теплоносителем и замедлителем в ACR - нет. Только в случае разрыва топливного канала при аварии, но в таком случае - это advantage laugh.gif
Go to the top of the page
 
+Quote Post
3www
сообщение 9.4.2013, 21:26
Сообщение #120


Новичок
*

Группа: Novices
Сообщений: 10
Регистрация: 3.4.2013
Пользователь №: 33 776



Цитата(VBVB @ 4.4.2013, 14:53) *
Можно конечно длину топливной компании сократить вчетверо-впятеро и иметь плутоний с долей Pu-239 около 92-93%, однако это приведет к заметному испоганиванию оставшегося урана в ОЯТ, возрастет доля урана-236, и при повторном использовании репроцессированного урана в реакторе-наработчике плутоний при той же длине компании и такой же энерговыработке будет хуже по качеству из-за возрастания долей Pu-238 и Pu-240....



Цитата(VBVB @ 5.4.2013, 10:11) *
То что товарищ 3www предложил, с одной стороны противоречит эффективности наработки ядерных оружейных материалов и экономии ограниченного запаса природного урана. И как справедливо заметил Denis_Hliustin "При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе".
Однако, обсуждаемая стратегия может подразумевать подход "прорыва" в получении ядерных оружейных делящихся материалов.
.....
Т.е. подойти к годовому уровню наработки до 14 кг оружейного плутония в IR-40, что позволит после 14 месяцев с начала наработки создать до 8-9 боезарядов на композитном плутоний-урановом ядре. Это уже будет определенный "прорыв" в наработке ядерных оружейных делящихся материалов.


Я как раз это и имел ввиду! Однако, как я теперь понял, плутоний, полученный таким способом, прибавит в цене минимум на порядок, что вряд ли приемлемо для Ирана.

Идея получения высококачественного плутония в "ТВЕЛах" из обеднённого урана (насколько я понял, это и есть бланкеты) отличная, но при неизменном объёме рабочей зоны и, следовательно, массы загрузки количество нарабатываемого продукта без роста мощности всё равно не увеличится.

В моём понимании, "обладать ядерным оружием" значит "иметь определённое количество такого оружия в войсках"; судя по Вашим заключениям, максимум, на что может рассчитывать Иран с этим оборудованием - провести серию испытаний, да и то весьма небольшую. Причём, даже такой "варварский" способ сжигания обогащённого топлива возможности в этом направлении не сильно расширит.



Go to the top of the page
 
+Quote Post

8 страниц V  « < 4 5 6 7 8 >
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 23.7.2018, 13:03
Rambler's Top100