Версия для печати темы

Автор: Помм 23.2.2010, 2:28

В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

Автор: www 23.2.2010, 8:26

Откуда инфа, что Канада не держится

Половина энергии от Pu-239
http://canteach.candu.org/library/20040502.pdf

Вот тут - кто и почему интересуется Кандю
http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionA.htm#j

Its high neutron economy allows the CANDU design to potentially utilize a variety of different fuel cycles, including MOX and Th/U233 cycles (the latter, in one particular manifestation, achieving "near-breeder" status).

CANDU reactors can also burn spent PWR fuel, since the U-235 content in this fuel is still slightly enriched over natural fuel (a process called DUPIC, or "Direct Use of PWR fuel in CANDU"). The South Koreans are especially interested in this potential synergism between PWR and CANDU reactors, since they operate both types.

Recently, CANDU technology has been considered by the U.S. D.O.E. as a vehicle for denaturing weapons-grade plutonium declared surplus after the warming of the Cold War. See the next section for more details.

Another interesting fuel cycle option is the use of Recovered Uranium, which is a natural byproduct of LWR reprocessing. Recovered Uranium is about 0.9% enriched, and thus falls within the broader category of SEU (Slightly-Enriched Uranium - 0.9% to 1.2%) fuel cycles being considered for CANDU usage.

CANDU reactors may also play a role in fuel waste management, by being able to burn actinides without creating more actinides. In this strategy, waste actinides would be mixed within an inert matrix and burned in a CANDU core. As an efficient destрoyer of waste actinides using currently-available technology, CANDU reactors can serve a role in reducing the total volume of high-level nuclear waste requiring long-term storage. Within an international strategy of nuclear fuel cycle centralization (currently a subject of global discussion), CANDU could reduce the total requirement for fast spectrum reactors needed for the final destruction process, while extending the time requirement for their development.

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 10:53

Плутоний-239 нарабатывает любой реактор, в активной зоне или бланкета которого находится уран-238. Вопрос лучше переформулировать так: обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает оружейный плутоний.



Да, разумеется.

На пальцах, физика такова - концентрации всех изотопов плутония в реакторе растут, пока не выйдут на равновесные значения. Причём сначала на равновесие выходит 239Pu, потом 240Pu, и так далее.

Это означает, что доля "неоружейных" изотопов в плутонии со временем (читай - выгоранием) будет расти, пока не выйдет на какой-то полностью равновесный состав, когда концентрации всех пяти изотопов плутония достигнут своего равновесного уровня.

Таким образом, увеличивая глубину выгорания в любом реакторе, мы испортим состав получающегося в нём плутония. И наоборот.

В любом - значит, в любом. Если вы остановите легководный реактор PWR спустя неделю-другую после начала кампании, то получите в нём прекраснейший оружейный плутоний. Правда, в очень малых количествах.



Да и да. Хотя второй вопрос понял не до конца.

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 11:04

Теперь конкретно по тяжёловодным реакторам.

Прелесть реакторов с D2O состоит в том, что им не обязательно использовать обогащённый уран в качестве топлива. То есть, обогащение урана в нём равно 0,71%.

Но глубина выгорания связана с обогащением топлива. Есть эмпирическое правило для запоминания - глубина выгорания в процентах равна обогащению в процентах. Правило очень и очень приближённое, но для разговора на пальцах вполне достоверное. Мы же не статью в научный журнал "Физика ядерных реакторов" пишем здесь, так?

Таким образом, если в ВВЭР обогащение топлива 4%, то и глубина выгорания 4%. А если в тяжёловодном CANDU обогащение 0,7%, то и глубина выгорания 0,7%. И увеличить её нельзя. Поэтому в тяжёловодниках плутоний обычно получается чище, "оружейнее", чем в легководниках.

Разумеется, можно использовать и в тяжёловодниках обогащённый, а не природный уран. Более того, в канадских реакторах так и поступают в ряде случаев. Но тогда теряется основное преимущество тяжёловодных реакторных установок - отсутствие необходимости в обогащении урана.

Необходимый дисклаймер. Все названные цифры - оценочные прикидки. Конкретные величины зависят от конкретного проекта и требуют сложных и трудоёмких расчётов.

Автор: Помм 23.2.2010, 11:08

Спасибо! Я так понял, Этот тип реактора что называется всеяден, можно и торий применять и восстановленный уран.
Просто прочитал http://www.atominfo.ru/news/air1296.htm где говорится, что экспорт таких реакторов проблематичен по причине нераспространения.

Если не ошибаюсь, то любой тяжеловодник - это технология Candu. На Атоминфо публиковались статьи о строящемся иранском реакторе IR-40. В интернете встречал информацию, что персы передавали МАГАТЭ сведения, что по их спецификациям в этом реакторе плутоний нарабатываться не будет. Вот и подумал, что же он вместо этого делать будет и зачем

Автор: Помм 23.2.2010, 11:11

А можно ли использовать обедненный уран в Candu? Например отходы процесса обогащения урана

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 11:41

Будет, конечно будет.

И я очень сомневаюсь в том, что Иран пытался заверить МАГАТЭ в обратном Ни в Иране, ни в МАГАТЭ дураков нет

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 11:50

А чего, хороший и здравый вопрос! Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы.

При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут.

Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, чтобы выжать из них ещё больше, и доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%. Это известный контракт на дообогащение западного ОГФУ в России, о котором любят вспоминать зелёные.

Автор: Помм 23.2.2010, 11:59

Вот оно как) Теперь становится ясно, зачем же иранцы обогащают уран. Ведь их природный уран считается слишком бедным, а стало быть даже Candu его кушать не будет

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 12:01

Могу предположить, что на самом деле имелось в виду.

Иран утверждал и утверждает, что не будет получать плутоний путём переработки ОЯТ реактора IR-40. Это немного по-другому звучит, согласитесь. При этом, в составе ОЯТ плутоний будет, конечно, присутствовать.

Рядом с реактором IR-40 должен в будущем появиться комплекс горячих камер, предназначающихся для разделки мишеней, в которых будут нарабатываться медицинские радиоизотопы. Одна из претензий МАГАТЭ к Ирану - исходно, в начале 2000-ых, Иран ориентировался на такие камеры, в которых было бы технически возможно заниматься разделкой ОЯТ. Сейчас Иран заявляет, что полностью отказался от таких камер.

Автор: AtomInfo.Ru 23.2.2010, 12:07

Не-не-не, Помм, будьте внимательны и не путайте два показателя.

Содержание урана-235 в природном уране везде во всём мире абсолютно одинаково и равно 0,71% (в справочниках можно найти эту константу с кучей цифр после запятой). Единственное исключение - некое месторождение в Африке, где оно меньше, и объясняется это тем, что там в доисторические времена работал природный реактор.

Но уран в земле лежит не в виде слитков. Он входит в состав породы (уран-содержащих минералов, например). И в этом случае говорят, что руда бедная, если содержание урана в ней невелико.

То есть, изотопный состав урана везде одинаков. Что в морской воде, что на лучших рудниках Австралии. А вот содержание урана в окружающем его веществе разное, и это сказывается на трудоёмкости и стоимости его добычи. В этом смысле, иранские урановые месторождения считаются бедными.

Автор: Помм 23.2.2010, 12:10

Понятно! Перепутал значит

Автор: www 24.2.2010, 4:59

На самом деле мало кто знает, что прелесть КАНДЮ состоит в его safety. Время жизни нейтронов в КАНДЮ 10 раз дольше чем на PWR, BWR. Это из-за физики явления на D20.
http://canteach.candu.org/version0/why/reactorselection.pdf

Удлинение в 10ки раз времени означает, что когда вы введете бета положит реактивности, то период реактора меняется незначительно и суперкритикал реактор все еше будет заглушен АЗ. То есть мех системы АЗ с реакцией > 2 сек достаточно чтобы заглуштить реактор.

Ни один PWR такого шанса не имеет, потому как период реактора становится таковым, что никакая мех система реагировать не успевает.

По причине такой "инертной" реакции КАНДЮ, допускается пустотный положит коеф.

Если хотите можете поискать (открытый в интернете) отчет Корейцев анализа severe accident scenario in PWR vs. CANDU.
При total station blackout топливо у PWR плавится через ~ 3ч, в КАНДЮ - через 9 часов.

При том, что в PWR даже понятия такого нет как частичная авария топливных сборок, а в КАНДЮ чтобы повредить топливо больше чем в одном канале - немыслимая авария.

Далее, любой PWR начинает работу с избыт рективностью ~10%, а в КАНДЮ практически ноль, перегрузка (добавка реактивности) делается ежедневно.
При любой аварии делается crash cool (чего не может быть сделано в PWR по причине отриц коеф) и после впреыска ГЕ топливо практически остывает мгновенно.

Ну и тд и тп

Автор: Editor-in-Chief 26.2.2010, 20:40

Отвечаю здесь как в наиболее подходящей теме.

Цитирую по книге "ОКБ "Гидропресс" 60 лет", М.:ИздАТ, 2006.

сс.53-55:

Проект опытного тяжёловодного реактора ("малая семёрка")

Фактически ОКБ "Гидропресс" приступило к разработке тяжёловодного опытного реактора (дейтонного котла) в ноябре 1946 г. после получения от Лаборатории №3 (исх.№25сс от 10.11.1946г., вх.№46сс от 11.11.46г.) первого технического задания, в котором говорилось о тяжёловодном реакторе с замедлителем "продукт 180" (тяжёлая вода) и урановыми стержнями, предполагаемой мощностью - 1 кВт.

В марте 1947 года (исх.№261сс от 18.03.47г., вх. от 22.03.47г.) техническое задание на тяжёловодный реактор было заменено новым.

В начале сентября 1947г. было получено окончательное задание на тяжёловодную установку, которая стала называться "опытной установкой №7" (исх.№849сс от 02.09.47г., вх.№93сс от 02.09.47г.)...

Мобилизация коллективов ЦКТИ, ОКБ "Гидропресс", лаборатории №3, ГСПИ-11 и других соисполнителей, включая Подольский завод тяжёлого машиностроения и завод №12 ПГУ, позволила выполнить проект опытного тяжёловодного реактора уже к концу 1947г.

сс.57-58:

Работы по промышленному тяжёловодному реактору ("большой семёрке")

Промышленный тяжёловодный реактор (дейтонный котёл) для завода №817 мощностью 100 МВт разрабатывался одновременно с опытным тяжёловодным реактором...

В январе 1949г. проект был представлен научному руководителю работ А.И.Алиханову на рассмотрение. Проект не имел достаточного экспериментального обоснования работы отдельных видов оборудования из-за отсутствия необходимых испытательных стендов в ОКБ "Гидропресс", о чём доложил на Совете Б.М.Шолкович.

После этого А.И.Алиханов отказался утвердить проект реактора и обратился к директору ГМЗ А.С.Еляну с предложением разработать новый проект промышленного тяжёловодного реактора. Согласие было получено, и в феврале 1949г. новое техническое задание лабораторией №3 было направлено в ОКБ ГМЗ. В нём были учтены проработки ОКБ "Гидропресса".

В январе 1949 года стало известно, что в первом Главном управлении Совета Министров СССР (начальник Б.Л.Ванников) в стадии согласования находился проект постановления Правительства о поручении изготовления агрегата №7 Горьковскому заводу №92 Министерства вооружения (директор завода А.С.Елян) и передаче ОКБ "Гидропресс" в состав завода №92. Главный конструктор ОКБ "Гидропресс" Б.М.Шолкович обратился с письмом к министру тяжёлого машиностроения Н.С.Казакову, в котором обосновал передачу ОКБ "Гидропресс" нецелесообразной, так как Минтяжмаш не мог быть в стороне от проблем ядерной энергетики, которые решались энергомашиностроителями.

Было получено указание передать в ОКБ Горьковского завода выполненную часть проекта и ведущих конструкторов П.Г.Володина, И.Д.Дмитриева, А.У.Липеца. Было предложено и другим конструкторам работать в ОКБ Горьковского завода. Им обещали сохранение окладов, выплату подъёмных и получение двухкомнатных квартир. Но добровольцев не нашлось. А ведущие конструкторы, командированные в Горький на два месяца, вернулись в ОКБ "Гидропресс"...

На заводе (ГМЗ) было изготовлено 14 опытных стендов, проведен ряд испытаний. В августе 1949г. технический проект реактора был закончен. Корректировка проекта по результатам стендовых испытаний велась до декабря 1950г. Одновременно выпускались рабочие чертежи.

Часть работ по промышленному реактору (агрегату №7) или реактору ОК-180 (по индексации ОКБ Горьковского завода), в том числе проектирование основного и впомогательного теплообменников, регенерационной и дисталляционной установок, возлагалась на ОКБ "Гидропресс"... В декабре 1954 года ряду сотрудников ОКБ "Гидропресс" была присуждена Государственная (Сталинская) премия за комплекс работ по созданию оборудования исследовательского и промышленного реакторов ("малой и большой семёрок")...

Автор: VBVB 4.5.2011, 1:23

Можно, если на его основе МОХ-плутониевый для CANDU делать. Американцы такой вариант в свое время рассматривали.

Автор: RAE 4.5.2011, 7:30

А смысл?
Тяжеловодники могли бы стать основой для Th-U цикла.

Автор: Smith 4.5.2011, 8:27

"The CANDU Reactor An Optimal Platform for New Fuels" - http://ifolder.ru/23322914

Автор: VBVB 5.5.2011, 2:03

Смысл не объяснялся. Но исходя из маниакальной приверженности американцев к нераспространению, видимо подразумевалось нечто типа "сожгем все запасы плутония в мире (кроме США) и будет мир во всем мире!".
Ну индусы и южнокорейцы это дурацкое предложение мимо ушей пропустили и считают, что рациональная основа дальнейшего развития топливного цикла тяжеловодников это переход на МОКС PuO2-ThO2. Встречалась работа канадцев с такими же мыслями. Только откуда канадцы плутоний брать будут, они же ОЯТ не перерабатывают?
Корейцы на грани выхода из под зонтичного соглашения с США по ОЯТ. Интересно, что будет с их 4-мя тяжеловодниками. Или использование аля DUPIC или правда о разработках торий-уранового цикла задумались.
Прогресс индусов с развитием проекта AHWR известен.
Судя по последним исследовательским работам видны тенденции к переводу энергетических тяжеловодников на Th-U цикл, поскольку в обычном U-Pu их эффективность не впечатляет уже никого.

Автор: www 15.5.2011, 22:33

Извиняюсь, ошибся.

Автор: RocketMan 5.6.2011, 5:09

Почему все маниакально боятся наработки оружейного плутония? Учитывая то, что любой реактор *даже при нормальной эксплуатации* нарабатывает изотопно чистый нептуний-237, который вроде бы настолько же пригоден для изготовления атомной бомбы, как и уран-235? То есть, "птичька уже улетела", чего уж теперь бояться плутония?

Автор: RAE 5.6.2011, 5:30

Нептуния образуется ничтожно мало - 0,1-0,2%.

Автор: ВОВИЩЕ 5.6.2011, 10:16

На внутреннюю поверхность оболочки ТВЭЛ наносим тонкий слой (100 мкм) отвального урана.
Спустя неделю-другую останавливаем реактор (В-446), вытаскиваем из него топливо
и в горячей камере вытряхиваем таблетки из ТВЭЛ. Затем снимаем тонкий слой
с внутренней стороны оболочки и перерабатываем на опытном производстве.
Плутоний оружейного качества и незначительно загрязнён продуктами деления.
И самое главное: его много

Автор: AtomInfo.Ru 5.6.2011, 16:22

При условии, что есть доступ к твэлам на стадии фабрикации.

То есть, Россия в случае необходимости так может сделать. А, скажем, Иран - нет.

Если такого доступа нет, тогда остаётся вариант проработать от 2 недель до месяца, остановиться и выгрузить свежие ТВС с последней перезагрузки. Это может сделать любая Северная Корея, и дальше ей потребуется только порубать твэлы, содрать с них оболочки и химией выделить плутоний. Считается, что это более простые технологии, чем фабрикация.

Автор: RocketMan 5.6.2011, 16:39

0.1% от, скажем, 200 тонн топлива выгоревшего до 4%, это 6 кг нептуния. Во всех реакторах на Земле суммарно в год нарабатывается нептуния чуть не на тысячу зарядов.

Причем нептуний не имеет никаких "плохих" с точки зрения изготовления бомб изотопов - 238й и 239й полураспадаются за 2 дня, 235й за чуть более чем год, но его в топливе практически не нарабатывается. Оставшиеся 236й и 237й имеют большие периоды полураспада и оба годятся для бомбы. Не надо ни изотопного разделения, ни специальных коротких кампаний для его наработки - просто химически перерабатывай обычное ОЯТ энергетических реакторов и все, бомбовый материал готов.

Автор: ВОВИЩЕ 5.6.2011, 17:24

И перерабатывать придётся ВСЮ таблетку хотя плутоний содержится
большей частью в поверхносном слое.
А ещё можно фольгой из металического отвального урана таблетку обмотать
а потом только эту фольгу и перерабатывать.
Другой уровень загрязнения и другие объёмы переработки.

Автор: RAE 5.6.2011, 17:49

Предложите технологию его выделения.
Мне известна пока лишь одна - но она затратна и была лишь на одной пилотной установке в СССР.

Автор: RocketMan 5.6.2011, 18:22

Меня посодют

А если серьезно, я не химик, но мне кажется, что организовать химическое отделение нептуния от прочих элементов из ОЯТ в 21 веке не большая проблема. Во всяком случае, это меньшая проблема, чем организовать секретное производство обогащенного оружейного урана или секретное проведение специальных коротких кампаний для наработки оружейного плутония. То есть любая страна, перерабатывающая ОЯТ, вроде бы может получить при этом материал для бомбы. (Если, конечно, данные о пригодности Np-237 для бомбы не есть деза от ЦРУ и Моссада )

Автор: AtomInfo.Ru 5.6.2011, 19:27

Нет, RocketMan, это не деза.

Автор: RAE 5.6.2011, 19:28

Традиционный пурекс, неговоря уже о электрохимии, здесь непойдет.
А плутон с торием непроблема нарабатывать в любом реакторе, делая частью ситемы управления или просто без трубки с таблетками сырьевых элементов.

Автор: VBVB 30.6.2011, 2:34

У японцев по разным данным имеется около 750-800 кг. нептуниевого концентрата, наработанного при репроцессинге в Такаи. С учетом критмассы нептуния в 59 кг и улучшенной пушечной схемы типа ЮАРовской могут вполне могут сорудить 14-16 бозарядов. Причем это реальная возможность получения ядерного оружейного материалоа без обогащения урана и получения ВОУ и наработок оружейного плутония.
Тонкость в том, что тоннаж переработки ОЯТ должен быть значительный. Например, КНДР за двадцать лет наработала порядка 60-65 кг плутония близкого к оружейному, но нептуния из своего ОЯТ смогла бы выдедить только 4-5 кг. Поэтому КНДР и Ирану нептуниевые бомбы в ближайшие годы не светят.
Есть сведения, что Индия в свое время усиленно изучала вопрос использования нептуния в боезарядах помимо плутония, но в итоге склонилась к 233-урану, как более практичному для наработки и выделения.
Попадались упоминания, что одно из малоудачных индийских испытаний на гибридной нептуний-урановой схеме было. Достоверность этой инфы, на мой взгляд, низкая

Его (нептуний-237) успешно выделяли в 60-80 и США и СССР в больших количествах. Далее нейтонное облучение в плутоний-238 и его в РИТЭГи космические ставили. Целое производство в оьоих странах было. Пока пару раз батареи этого типа в атмосфере не погорели.
Сейчас с уровнем радиохимии жидкостной и расплавной проблемы выделения нептуния из ОЯТ для развитых стран нет.

Автор: eninav 1.7.2011, 23:31

Ну американцы традиционно используют плутоний-238 в космических аппаратах. А СССР разве использовал? Я слышал только про полониевую "грелку" на луноходе, еще были ядерные реакторы Бук и Топаз, а про плутоний что-то не слышал.

Автор: RAE 2.7.2011, 10:13

Использовали и в СССР.
Причем во всем мире не только в космических аппаратах - например в источниках тока для искуственного сердца длительного действия.

Автор: VBVB 4.7.2011, 0:38

Были сведения, что в России запасы нептуния-237 в разных формах в середине прошлого десятилетия составляли около 2700-2800 кг. Вроде как американцы денег давали под строительство спецхранилища для него на Маяке.
Американцы прекратили производство плутония-238 из нептуния-237 в конце 80-х, хотя на начало 2000 у них запас нептуния-237 составлял около 350 кг в чистом виде (в нацлаборатории в Айдахо в основном) и около 450 кг в виде нептуниевого концентрата на объекте Саванна-Ривер и немного в Ханфорде.
Если не изменяет память, то мы американцам в районе 1996-1998 года передали около 40 кг плутония-238 (сделанного из нашего нептуния-237) на их космические нужды. Они нам за это денег для Маяка и Снежинска немного давали.

Автор: AtomInfo.Ru 4.7.2011, 7:52

На сей счёт есть открытые американские оценки (доклад их академии наук).
http://atominfo.ru/news/air6520.htm

Автор: VBVB 12.11.2011, 18:25

В книге “G. Kessler. Proliferation-Proof Uranium / Plutonium Fuel Cycles. Safeguards and Non-Proliferation. KIT Scientific Publishing. 2011. P. 408"
приводится пример, что плутоний наработанный в CANDU на малом выгорании ниже 1.3 GWd/t имеет содержание Pu-239 96.7%, по характеристикам вплотную приближаясь к оружейному плутонию качества "super-grade". При работе CANDU на средних мощностях 7-8 GWd/t содержание Pu-239 составляет 70-66% и принципиально пригодно для создания боезарядов (правда с большими практическими сложностями).
В свое время 1962 году американцы проводили тест по боезаряду на основе плутония, выделенного из ОЯТ одного из газо-графитовых MAGNOX реакторов (по другой версии прототипом английского промышленного газ-графитового реактора AGR) на на малом выгорании ниже 3 GWd/t. Содержание Pu-239 в таком непрофильном материале 'fuel-grade' качества составляло 88%, при незначительном количестве Pu-238. Мощность взрыва, если не ошибаюсь, составляла в районе 3.5-4.0 килотонны.
Тяжеловодники в аспекте наработки плутония "оружейного качества" лишь ненамного уступают "военным" легководным графитовым канальникам.

Автор: VBVB 12.11.2011, 20:29

Помимо РФ и США еще в 20 веке количественно отделять нептуний (чистотой выше 98-99%) от плутония при переработке ОЯТ научились как минимум французы (продемонстрировали на пилотной установке в Ла Аге), японцы (в Japan Nuclear Fuel Cycle Development Institute) и немцы (упоминалась малая исследовательская установка в Karlsruhe Reprocessing Plant (WAK)). Это были модификации стандартного PUREX.
Некоторые ссылки по трем последним странам:
1) Gompper K. Zur Abtrennung langlebiger Nuklide, in: Radioaktivität und Kernenergie, Forschungszentrum Karlsruhe, Karlsruhe (2001).
2) Boullis B. Josso F., Montmain J., Buffereau M. Le future du retraitement, une synergie des procГ©dГ©s amГ©liorГ©s et d’approches nouvelles, p. 39, No. 33, CEA-France (1996).
3) Emin J.L. et al. AREVA NC experience of industrial scale MOX treatment in UP2-800, Proc. of GLOBAL 2009, Paris (2009).
4) Warin D. Minor actinide partitioning, 1st ACSEPT Int. Workshop, Lisbon (2010)

Автор: Помм 13.11.2011, 23:11

Если так, то с какой целью Индия могла использовать уран 233? Нехватка плутония, специфика их боезарядов или просто исследования?

Автор: VBVB 14.11.2011, 1:40

Насколько я понимаю, близкие к Pu-239 малые критмассовые характеристики U-233 сразу привлекли индусов при разработке этапов ядерной программы. Видно они издалека хорошо наблюдали американскую программу по U-233. При наличии развитого парка исследовательских реакторов получение достаточно чистого U-233 более просто, чем плутония "оружейного качества". Способы получения U-233 индусы пробывали разные: оксид-ториевая матрица облучалась в тяжеловоднике CIRUS, облучение стержней металлического тория в исследовательских реакторах PURNIMA и Dhruva, использовали торий-урановый МОКС в своих энергетических PHWR (Kakrapar-1) с последующей переработкой ОЯТ, облучение тория в исследовательском быстром реакторе FBTR. Успели индусы повозиться и с исследовательским легководником KAMINI на U-233.
При наличии "хорошего оружейного плутония" (с долей Pu-239 > 93%) преимуществ у U-233 как оружейного материала особо нет (скорей проблемы из-за примесей пакостного U-232). Но когда "хороший" плутоний не получается из-за временных лимитов по наработке ("злой" Пакистан под боком), то альтернативные варианты наработки U-233 путем облучения торий-содержащих матриц в доступных аппаратах на больших выгораниях становятся неплохим подспорьем для увеличения запасов оружейных ядерных материалов. Не стоит также сбрасывать и исследовательскую подоплеку интереса к U-233 - в Индии одни из крупнейших запасов доступного ториевого сырья и не так много урана.

Автор: VBVB 16.11.2011, 18:36

Согласно официальной индийской версии работы по облучению тория начались в реакторе Cirus начиная с 1966. Позднее с 1967-1968 ThO2-PuO2 облучался в легководной петле Cirus (Pressurized Water Loop, PWL) [http://www.barc.ernet.in/rcaindia/4_6.html]. Выделение наработанного U-233 произошло в сентябре 1970 [http://www.dae.gov.in/milestones.htm]. Количества выделенного U-233 были небольшими и пошли в основном на заправку исследовательского реактора Purnima II.
Промышленные реакторы стали потреблять облучать торий с 1983 года (Madras Atomic Power Reactor около 50 кг тория). В 1992-1993 году 600 кг ториевых стержней проходили облучение во втором реакторе Narora Atomic Power Station (NAPS-II) [http://www.igcar.gov.in/nuclear/FAQ_NEW/faq_fuel.htm]. Позднее торий стал постоянно использоваться при загрузке реакторов Kakrapar-1 и Kakrapar-2 [http://www-nds.iaea.org/Th-U/rcm3/RCM3_Ganesan1.pdf].
Получается из официальной истории, что получить достаточные количества урана-233 для создания боезаряда Индия могла только после 1992 года, а скорее в 1997 году. Так что к ядерным испытаниям в 1998 году [http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaShakti.html] у индийцев мог появиться боезаряд на уране-233. Видимо дизайн устройства оказался неудачным (около 0.1-0.3 кт). Вообще эти испытания показали, что индусы использовали не очень удачные технические решения (исключением является девайс Shakti II).

Автор: Помм 17.11.2011, 23:13

Это также может быть доказательством того, что Индия создала бомбу сама и использовала собственные наработки. Вроде бы у Пакистана с арсеналом получше - -за счет иностранной составляющей

Автор: VBVB 18.11.2011, 0:05

Большинство открытых источников так и говорят. Индийцы шли своим путем, имея общее представление об устройстве плутониевого боезаряда. В ходе создания собственной версии использовали оригинальную схема ядра (типа скрепляемых долек апельсина), нейтронного инициатора (типа бутона цветка) и размещения имплозивных линз. Только эффективность подобного рода "усовершенствований" в плане мощности оказалась отрицательной по сравнению с первыми американскими устройствами. Стоит вспомнить, что СССР американцам нос утер в свое время в плане дизайна и мощности плутониевого боезаряда. А у индусов устройство хуже получилось. Хотя мне кажется, что индийская схема ядра боезаряда сразу строилась в расчете на дальнейшее применения бустирования, поэтому невысокая мощность индийских боезарядов. Запасы "пригодного" плутония у них небольшие были. Поэтому и экономили.
http://nuclearweaponarchive.org/India

Большинство литературных источников открыто говорит, что Пакистану китайцами была предоставлена научно-техническая документация по устройству боезаряда на уране-235. Поэтому и проявилась большая степень удачливости пакистанских испытаний.

Автор: AtomInfo.Ru 18.11.2011, 8:29

Собственно, даже более чем открыто.

Когда МАГАТЭ в Ливии забрало чертежи бомбы, переданные Каддафи пакистанцами, на чертежах сохранились пометки на китайском языке.

Автор: VBVB 19.11.2011, 0:41

Недавно попалась на глаза интересная информация [B. L. loffe and O. V. Shvedov. Heavy water reactors and nuclear power plants in the USSR and Russia: Past, Present, and Future. // Atomic Energy, Vol. 86, No. 4, 1999]. В очередной раз убедился, что проще найти информацию по ядерной программе США, Великобритании или Франции, чем по СССР.
Давно была уверенность, что наши из тория нарабатывали уран-233, экспериментировали с ним и испытание боезаряда проводили. Только подтверждений достоверных не попадалось.
Так вот в упомянутой ссылке написано прямым текстом следующее. Перевод (не дословный), ниже
"Тяжеловодный канальный реактор OK-180 был запущен в октябре 1951 в качестве реактора-наработчика плутония на Маяке. Тепловая мощность до 100 МВт при загрузке 15 тонн природного урана в виде металлического топлива и 30 тонн тяжелой воды. Характеристической особенностью реактора были каналы позади графитового замедлителя-отражателя для облучения тория и наработки 233U. В 1954 реактор был переведен на использование уранового топлива с обогащением 2% и наработка 233U проходила в активной зоне с гораздо большей эффективностью. Выделенный уран-233 применялся при испытании водородной бомбы в 1955."
На применение нашего урана-233 подходят два события: 6 ноября 1955 (мощность боезаряда 250 килотонн) и 22 ноября (мощность боезаряда 1600 килотонн).
Склоняюсь к мысли, что боезаряд мощностью 250 кт и был бустированный дейтеридом лития-6 на уране-233.
Получается, что и тут мы американцев по мощности боезаряда на уране-233 сделали (у них 15 апреля 1955 только 22 килотонны в испытании MET комбинированного уран-233/плутоний (5кг/2.5кг) боезаряда без бустирования).
Почему наши не могут более широко открыть информацию об испытаниях 60-50 летней давности? Никакой ведь опасности для государства в этом нет. А мы бы гордились достижениями наших дедов и отцов. У американцев, англичан или французов гораздо больше и подробнее описаны этапы ядерной оружейной программы.

Автор: AtomInfo.Ru 19.11.2011, 10:09

Мы с этим сталкивались неоднократно.

Живых свидетелей почти не осталось. А рыться в бумажных архивах и снимать грифы с документов - задача, за которую никто не желает браться.

Автор: Помм 19.11.2011, 12:40

Интересно. Как считаете, с чем связан этот оригинальный путь, не смогли "позаимствовать" или национальная гордость?
И если индийская схема предназначена для бустирования, можно ли считать что они не производят боезаряды деления а только теромоядерные?

Автор: Помм 19.11.2011, 12:49

То есть получается, что наши использовали уран 233 для инициации термоядерного взрыва, что на голову выше того, что сделали Штаты, взорвав всего лишь бомбу деления. Всегда подозревал, что мы в ядерных делах были впереди. Ведь если не ошибаюсь, для инициации термояда нужно точно рассчитать мощность ядерного "запала", что было сделано в упомянутых Вами взрывах. Американцы же в своей бомбе на уране 233 ошиблись по мощности чуть не в полтора раза.
Интересно, пошли у нас такие бомбы в серию или нет

Автор: ktotom7 19.11.2011, 13:29

думаю по теме будет. вчера наткнулся
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A6%D0%B0%D1%80%D1%8C-%D0%B1%D0%BE%D0%BC%D0%B1%D0%B0#.D0.92_.D0.B8.D1.81.D0.BA.D1.83.D1.81.D1.81.D1.82.D0.B2.D0.B5

небольшой ролик с пропогандиским уклоном
http://www.youtube.com/watch?v=XlX9S8zW4kI

где-то на вики вчера ещё натыкался на список значимых взрывов в истории.. но сегодня что-то не попадается


зы
немного не в тему но не только термоядом сильны
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%B2%D0%B8%D0%B0%D1%86%D0%B8%D0%BE%D0%BD%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D0%B2%D0%B0%D0%BA%D1%83%D1%83%D0%BC%D0%BD%D0%B0%D1%8F_%D0%B1%D0%BE%D0%BC%D0%B1%D0%B0_%D0%BF%D0%BE%D0%B2%D1%8B%D1%88%D0%B5%D0%BD%D0%BD%D0%BE%D0%B9_%D0%BC%D0%BE%D1%89%D0%BD%D0%BE%D1%81%D1%82%D0%B8

Автор: VBVB 19.11.2011, 18:04

Кошмарное устройство. Причем кроме политической подоплеки, смысла в его создании особо не было. Конечно понимаю интерес создателей увидеть мощность мегасупербомбы, но реальные возможности ее применения уже тогда были сомнительными. Полезность такого рода устройства если в будущем астероид какой-либо небольшой расколоть или сместить с орбиты.

Автор: VBVB 20.11.2011, 10:25

Думаю, что не в гордости дело, просто годы разработок и думанья сподвигли индусов сразу делать боезаряд с бустированием (выигрыш в мощности двух-четырехкратный, вместо 8-15 кт можно получить 40-60 кт). Т.е. они попытались повторить уровень разработок США и СССР 1953-1960. Насколько можно судить по попадавшимся сведениям у индусов на вооружении авиации тактические бомбы преимущественно чисто на делении (как наиболее надежные). А вот ракетные боеголовки и ядерные фугасы на опасных направлениях бустированного типа. Можно предполагать, что до 100-150 килотонн индусы могли добраться. А вот насчет наличия у индйцев термоядерных боезарядов мощностью свыше 500 кт крайние сомнения.

Испытание MET на комбинированном ядре уран-233/плутоний боезаряда 1955 года имело целью проверить насколько уран-233 способен заменить более дорогостоящий в производстве уран-235 оружейного качества (обогащение свыше 90-93%) на примере относительно легковесного боезаряда Mk 7 HE (30-дюймовая сферическая имплозивная система с весом 800 фунтов). Никакого бустирования, только деление композитного ядра.
Испытание Easy в операции BUSTER-JANGLE (5 ноября 1951, 31 кт) было в качестве опорной точки для сборки типа Mk 7 HE.
Предсказывалось, что замена оралоевой (оружейный уран-235) компоненты на чистый уран-233 позволит получить 33 килотонны, а получили только 22. Причины - отличия в нейтронной физике урана-233 и урана-235 на уровне резонансных сечений поглощения быстрых нейтронов. Тут эксперты пусть лучше объяснят.
Наш вариант бустированного боезаряда на уране-233 дал около 220-250 кт, а предполагалось, что даст более 300 кт. Тоже не дотянули до прогнозируемых значений. Зато на плутонии следующее наше испытание с новой схемой компоновки дало 1.6 Мт.
Насчет пошли ли боезаряды на уране-233 в серию, кто же это скажет. Наверняка все под подпиской и грифами. Но судя по тому, как быстро была после этого испытания свернута ториевая компонента нашей оружейной программы, можно сделать вывод, что и наших военных уран-233 не впечатлил.

Автор: ktotom7 24.11.2011, 9:26

думаю в тему будет
http://www.vesti.ru/only_video.html?vid=378104
что думаете?

Автор: ktotom7 24.11.2011, 12:03

кстати а с чего так вдруг? ну окромя выборов.. никто не знает? не было вроде по ПРО особой движухи в последнее время...

Автор: VBVB 24.11.2011, 13:32

Не по теме тяжеловодников, поэтому пусть модератор, если захочет, уберет.
Как раз по строительству американской ПРО сдвиги за год заметные. В основном в плане морского компонента ПРО на основе кораблей с БИУС Aegis. Шесть американских кораблей с локальной ПРО (эсминцы и крейсера УРО) будет базироваться в Европейских базах. Идет речь о базировании еще двух на испанской базе в Кадисе, которые будут восточную Атлантику прикрывать.
Можно, например, посмотреть подборку архива по теме ПРО за последний (2011) год.
http://nuclearno.ru/groups.asp?god=2011&mes=10
НЕ самый специализированный источник, но информацию какую-никакаю дает.
Вся политическая суета идет в основном в области создания наземных позиционных районов ПРО в восточной Европе.
Но в основном видно, что морская компонента натовской строящейся системы ПРО уже вызывает определенные опасения у наших военных стратегов.
Ну и пиар единоросов к выборам, конечно.
С такими тенденциями обновления парка МБР (по 2-3 штуки в год) проблемы возможные мы себе непрерывно создаем.

Автор: ktotom7 24.11.2011, 13:55

ну тут просто обсуждали недавноЯО в том числе вот решил и суда ткнуть. отдельный топик как-то думаю заводить не стоило.

Автор: VBVB 6.12.2011, 4:05

Довольно интересная позиция у украинцев к перспективам приобретения продвинутой версии CANDU6.
http://atominfo.ru/news9/i0157.htm
Никто ее пока строить не кинулся, хотя неоднократно разные страны им интересовались. Украинцы теперь по южнокорейскому пути хотят пойти с перспективой дожиганием ОЯТ ВВЭРов в тяжеловоднике.
Интересно, что в самой Южной Корее эти работы не вышли из опытно-исследовательского направления.
Или у украинцев есть с южнокорейцами какие-то договоренности на эту тему?

Автор: VBVB 14.1.2012, 20:37

Интересный материал с множеством чертежей и описаний различных исследовательских и энергетических тяжеловодных реакторов.
http://canteach.candu.org/library/20110203.pdf
(размер файла 8.3 Мб)
Есть полезные сведения для интересующихся характеристиками разных тяжеловодников.

Автор: MVS 30.8.2012, 22:25

Немного не в тему, но на днях канадский регулятор выдал лицензию на подготовку площадки для двух блоков АЭС Дарлингтон:
http://www.world-nuclear-news.org/NN-First_licence_for_Canadian_new_build-2008127.html

Последний шанс для КАНДУ? Если выберут АР-1000, то перспективы канадских тяжеловодников как-то совсем нерадостные.

Автор: www 14.9.2012, 5:24

MVS, никто не знает, что будет в конце тунеля.

Вот пару лет тому назад тоже был тендер. Все по честному, все ребята (AECL, AREVA, WG) представили предложения. И даже как то Правительство Онтарио признало, что лучшее предложение есть из AECL, но сказало громкое НО, бабок в казне нема, в мире кризис (а значится и у нас), в мире пром производство падает (а значит будет и у нас), а потому, пока новую АЭС строить не будем.

Потом пошли ветряки... о Господи, кто бы знал тогда, чем это закончится... А закончилось это тем, что в настояший момент, провинция Онтарио продает в соседние штаты (USA) эл/энергию ПО ОТРИЦАТЕЛЬНОЙ ЦЕНЕ. То есть Американцы пользуются, а Канадцы им еше (за то что те эл/энергию берут) доплачивают.
То есть, Карл Маркс тут просто отдыхает со своей теорией надбавочной стоимости и критикой капитализма. Это развитой дуризм политиков, принимаюших решения без поддержки науки.

Вот тут как эл производится в провинции Онтарио (диаграмка Generation by Fuel Type) и по чем оно это эл-во
http://www.ieso.ca/

Вот тут отчет ассоциации проф инженеров плачуших в жилетку политикам, и с просьбой одуматься и исправить ситуацию с ветряками и прочими способами пр-ва эл/энергии из навоза.
http://www.ospe.on.ca/resource/resmgr/doc_advocacy/2012_doc_14mar_windelectrica.pdf

Автор: www 14.9.2012, 5:44

Я позволю себе процитировать некоторые моменты отчета:
"Ontario’s grid energy supply was already about 75% free of Greenhouse Gas (GHG) emissions using
hydraulic and nuclear plants, before the Green Energy Act was enacted.
As wind production increases, GHG emissions will increase for the base load component
of electrical power production in Ontario. This will occur because the gas-fired
backup generation required to support wind generation will begin to occupy a larger
share of base load generation. Also, if the load demand does not grow, the wind and
gas-fired backup generation will force nuclear generation off the grid unless wind
generation is dispatched down.
The shutdown of nuclear generation during severe surplus base load generation periods
can result in energy shortfalls the following 2 or 3 days. This will necessitate running
higher fuel cost gas-fired plants to make up the shortfall or importing relatively
expensive power from neighbouring grids. This will drive up electricity rates and
GHG emissions.
Strong winds during low customer demand periods create severe surplus base load
generation conditions.
Ontario consumers subsidize surplus energy sales at negative electricity prices to
consumers in Quebec, New York and Michigan via the global adjustment mechanism.
The public believes that wind generation is replacing coal-fired generation in Ontario.
Because coal is a peak load supply and wind is a base load supply, most of the coal
generation is actually being replaced by gas-fired generation that has 50% of the GHG
emissions of coal.

Автор: MVS 15.9.2012, 0:55

www - спасибо, я и не знал что в Онтарио есть такие проблемы с альтернативной энергетикой. Но это не только в Канаде...

И все же - можете прокомментировать экономические проблемы КАНДУ в свете реноваций? Мне кажется, все канальные реакторы в мире вымирают...

Автор: www 16.9.2012, 0:08

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.
Или вы имели ввиду станцию на мысе Лепро? Там, отдельная история...

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/us-utilities-exelon-texas-idUSBRE87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

Автор: MVS 16.9.2012, 18:55

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...



А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.
А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?



Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...
А насчет Экселон - площадку за собой он таки оставил на 20 лет
http://articles.chicagotribune.com/2012-08-28/news/sns-rt-us-utilities-exelon-texasbre87r1ad-20120828_1_marilyn-kray-largest-nuclear-operator-charles-pardee

Автор: AtomInfo.Ru 16.9.2012, 21:25

Скорее, www имел в виду EC6.
Enhanced CANDU-6.

Автор: MVS 16.9.2012, 21:52

Я тоже так сначала подумал, потому что, кажется КАНДУ с легководными каналами - есть радикальный способ ухода от проблемы.

Но хотелось бы сначала услышать мнение специалиста...

Автор: www 17.9.2012, 4:53

Ес-но вы правы, но эти реакторы все время были "нишовой" технологией. То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками. За исключением наверное РБМК. Если бы технология РБМК "пошла", то они могли составить серьезную конкуренцию легководникам, но...


Да, на них делалась реновация, но начальным проектом это не было предусмотрено, потому занимает год или более...
Это как гланды удалять, но не через рот (заранее извиняюсь за груб шутку, более уместной другой не вспомнил).
Все надо вырезать, каналы, бетон ГО, ну и тд.


Модератор прав, это EC6. ACR, который был джен 3+, красивый такой, весь пассивный с 1200 мегаватами лег на полку, отдохнуть... в связи с кирдыком потенциальных заказов из альберты и дарлингтона.


Реновация в КАНДЮ на самом деле не так экономически обременительна, как его малюют. То есть, при действующем например АЭС КАНДЮ "N" с КИУМ 92%, эффект на снижение от реновации сильно меньше 2х процентов.
И не должна она занимать несколько лет для EC6. Даже на действующих построенных она занимает не "несколько лет". Исключение составляет кандю на мысе лепро, где местные "неуловимые Джоны", которые постоянно ходят с красными носами, не последовали указанной проектантами технологии (черт его знает, так пишут в газетах ), и работу говорят, пришлось переделывать дважды...
Даже во времена доброго Брежнева, такие люди мгновенно оптравлялись валить лес в тайгу на гос харчи. А тут... продолжать не буду.

Автор: MVS 18.10.2012, 13:29

Брюс-2 введен после 17-летнего шатдауна http://www.power-eng.com/articles/2012/10/nuclear-power-unit-sends-electricity-to-grid-for-first-time-in-17-years.html

А Брюс-1 соответственно после 15-летнего. Однако, впечатляет...

Автор: VBVB 20.10.2012, 1:30

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Автор: MVS 27.10.2012, 0:14

Здесь еще круче http://www.bloomberg.com/news/2012-10-25/windmills-overload-east-europe-s-grid-risking-blackout-energy.html

Чехия устанавливает размыкатели сети на границе с Германией. Видимо, скоро в центральной Европе будут интрересные события.

Автор: AtomInfo.Ru 27.10.2012, 0:26

Дык это... Чехи боятся блэкаута из-за германских ветряков. У нас даже новость была на сей счёт.
http://atominfo.ru/news9/i0981.htm

Автор: MVS 27.10.2012, 2:36

Теперь они перешли от слов к делу.

Автор: asv363 27.10.2012, 3:49

Статьи прочел. В принципе похожи, но в Блумберге, конечно технические термины вида security switches и so-called phase-shifter transformers , удивляют. Я, конечно, могу предположить, что в контексте первое, это прерыватели, дабы не допустить перетока, и разгрузить транспортную составляющую, но вот второе понятие, связанное со сдвигом по фазе, каким образом разгрузит магистралку, вопрос. А атомщикам, отдуваться.

Автор: www 31.10.2012, 5:31

Директор не врет (А кто кстати?)

В связи с тем, что основная доля энерговыделения в КАНДЮ реакторах получается из Урана-238, то его замена на Торий, благоприятно влияет на нейтронную физику активной зонны.

Википедия имеет статью:
"Thorium-based fuels exhibit several attractive properties relative to uranium-based fuels. The thermal neutron absorption cross section (σa) and resonance integral (average of neutron cross sections over intermediate neutron energies) for 232Th are about three times and one third of the respective values for 238U; consequently, fertile conversion of thorium is more efficient in a thermal reactor. Also, although the thermal neutron fission cross section (σf) of the resulting 233U is comparable to 235U and 239Pu, it has a much lower capture cross section (σγ) than the latter two fissile isotopes, providing fewer non-fissile neutron absorptions and improved neutron economy. Finally, the ratio of neutrons released per neutron absorbed (η) in 233U is greater than two over a wide range of energies, including the thermal spectrum; as a result, thorium-based fuels can be the basis for a thermal breeder reactor.[4]"

У МАГАТЭ есть ТЕКДОК-1450:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TE_1450_web.pdf

Автор: asv363 31.10.2012, 8:34

Не томите, Кто?
Если, конечно, несвязанны, соглашением о неразглашении.

Автор: Smith 31.10.2012, 10:23

Sermet Kuran - http://media.cns-snc.ca/uploads/branch_data/branches/SheridanPark/Kuran_Sermet_Feb_4_2011.pdf

Автор: armadillo 31.10.2012, 10:37

pdf говорит:

Автор: www 1.11.2012, 3:28

Сермет правильный пацан в теме...

Вместе с Екатериной Великой рулят что надо...

http://www.google.com/url?sa=t&rct=j&q=sermet%20kuran%20aecl&source=web&cd=1&ved=0CB0QFjAA&url=http%3A%2F%2Fwww.computare.org%2FSupport%2520documents%2FGuests%2FComputare%2520PDF%2520Western%2520Focus%2520Seminar%2FBios%2FWF2%2F4%2520-%2520Ron%2520Oberth%2520et%2520al%2520Bios.pdf&ei=BsKRUNeyO-mjyAGq94CQDg&usg=AFQjCNGjhsdtf5P1r2DyaJfRgp8GPARSJQ&cad=rja

Автор: asv363 1.11.2012, 5:53

Так там же смена хозяина происходила. Приблизительно одновременно. И ветряки тогда же построили. Или моя память меня, в очередной раз, подводит.

Автор: www 2.11.2012, 5:31

Нету коментов, а то чего лишнего сгоряча скажу



Ветряки - это отдельно, совсем отдельно... Это как бы живой, отдельный организм, зеленая энергетика, как и зеленый змий губит все на своем пути, начался цирроз печени боржоми уже не помогает

Автор: www 2.11.2012, 5:39

Радж, это как фейс контрол, крестики-нолики, встретил гостей-проводил до конференс рума (ну шоб те не заблудились), показать где биологические комнаты (обозначенные на карте буквами Мо и Жо), шоб гости не обо...

Автор: asv363 9.11.2012, 4:54

Согласен, поторопился. Так, AECL, по нашему посложнее ГК. Юридически нетривиально все в Канаде, что касается государства и госсобствености.
Однако в официальном финансовом отчете за 2007 г., говорится о всего лишь 35 млн долларов, вложеных государством за предидущую пятилетку. А дальше, понеслась. Поиски инвесторов, тендеры по Альберте и Дарлингтону, и зеленый (энергетики) змий. Много сообщений в канадской прессе о желании продать реакторные подразделения. Так не дайте умереть незнающим, как там подразделения реакторов и топлива?

Автор: www 9.11.2012, 5:51

Тот который AECL - это теперь национальные лаборатории, расположенные в 200 км от Оттавы. У них наука, коммерциализированные заказы по исследованию и пр. некоммерч. заказы от гос-ва.

Отделение проектирования, расчетов (вкл топливо и не топливо), управления проектами, со всеми ноу-хау по продлению ресурсов, сервисы промышленного масштаба реакторов - это то что находится в древнеиндейском поселении Мисисага (более млн жителей, спальный пригород Торонто), и часть в славном городе Монреаль, ну и тд, все это продано инжиниринговой фирме Лавалин.

Автор: asv363 12.11.2012, 4:08

Большое спасибо, вот честно говорю.
Особенно "порадовало": http://www.snclavalin.com/expertise.php?lang=en&id=5&sub=1 Да, и капитализация там маловата как-то. Считают, наверное, раздельно. По SNC-Lavalin Nuclear Inc. За сети и эксплуатацию, думаю, не стоит.

Автор: www 13.11.2012, 0:32

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

Автор: www 2.12.2012, 21:32

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

http://www.youtube.com/watch?v=74VSQ9_HbjA&feature=youtu.be


Ежели есть вопросы, могу попытаться ответить.

Автор: asv363 3.12.2012, 5:25

Выступлю в роли "чайника". По плавлению АЗ, что-то не очень ясно. По ролику.

В целом, красиво. Помните, раньше в кинотеатрах, разные документалки и прочий агитпроп, перед сеансом крутили. Вот и в Канаде, для молодежи, было бы полезно, прививка от зеленых настроений.

Лично, предпочитаю на бумаге.

Автор: www 4.12.2012, 4:58

Про агитпроп помню Помню даже как в кинотеатрах еше пленки рвались... а мы свистели

Про плавление активной зоны. Если полное обесточение - парогенераторы яв-ся heat sink, показан также бачок, откуда вода подается (на крыше гермообьема, грубо на сутки).
Ежели выпарилась вода 2 к, ну а последовательно и вода 1 к, то замедлитель снимает тепло (обьем столько же как и 1к), далее сам корпус каландра находится в 500 м3 воды для снятия тепловыделений, далее спецбетон (ловушка). Все это не требует электричества (задвижки "fail open design" из бачка с крыши ГО в самом начале аварии).
Ну а далее, через несколько суток надеемся что местные неуловимые Джо (при помоши Чингачгука, по кличке Большой Змей) подгонят трак с водой или дизель заведут...

Автор: KTN 4.12.2012, 19:38

Небольшое дополнение к дискуссии двухлетней давности.
С точки зрения физики, тяжеловодный замедлитель допускает использовать обеднённый уран для производства изотопов. Однако с точки зрения техники это затратный вариант, нецелесообразный в условиях наличия больших мощностей центрифуг и реакторов на быстрых нейтронах. Несколько слов, из чего такой вывод получается.

В формуле четырёх сомножителей для коэффициента размножения бесконечной среды, первый – eta урана применённого обогащения:

nu*Ef/Ea = nu5*Sf5/[Sf5+Sa5+(1/X)Sa8]

Для его оценки используем следующие микросечения:
Уран-238: (тепловые нейтроны)
Sa = 2,71 барн
Уран-235 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,42
Sf=583 барн
Sa = 101 барн
X = обогащение урана /в долях единицы/.

Подставляем цифры:
Для природного урана eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,0072)*2,7] = 1,33;
При концентрации 0,6% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,006)*2,7] = 1,24;
При концентрации 0,5% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,005)*2,7] = 1,15;
При концентрации 0,4% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,004)*2,7] = 1,03;

Теперь рассмотрим случай, когда топливо имеет небольшое выгорание.
Заменим уран-235 на плутоний-239 с КВ=0,8 используя сечения:
Плутоний-239 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,86
Sf=744 барн
Sa = 267 барн
Подставляя цифры получаем:
для концентрации 0,576% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,0072))*2,7] = 1,438;
При концентрации 0,48% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,006))*2,7] = 1,35;
При концентрации 0,4% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,005))*2,7] = 1,26;
При концентрации 0,32% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,004))*2,7] = 1,14;

Кроме того, коэффициент размножения реактора увеличится и за счёт уменьшения вылета тепловых нейтронов при более высоких сечениях плутония. Так появляется эффект «временного роста реактивности», когда в начале топливной кампании реакторов на природном и обеднённом уране реактивность растёт до тех пор, пока не наработались перекрывающие эффект осколки деления и плутоний-240.

Из цифр видно, что практически тяжеловодный реактор может работать на топливе со средним стартовым содержанием 0,5% U235, давая на выходе плутоний в концентрации порядка половины равновесной величины, для реактора на тепловых нейтронах с мягким спектром составляющей 2,8 кг Pu239/т.

Для реализации преимуществ этой концепции необходимы: высокое качество D2O по примесям H2O, цирконий без гафния для оболочек ТВЭЛов и непрерывная перегрузка топлива.

Коллегам в других странах хорошо известно, что ИТЭФ в своё время разработал проект канального тяжеловодного реактора ТР-1000 с CO2 – теплоносителем.
Получался расчётный КВ = 0,93 позволяющий в варианте замкнутого топливного цикла с полным возвратом плутония в реактор сжечь в реакции деления 10% добытого природного урана, производя электричество с нетто-КПД на уровне 25%. При концентрации урана-235 в обеднённом уране выше 0,45% природный уран при работе реакторов ТР-1000 вообще не расходуется.

Если концентрация отвального урана выше чем 0,45% то появляется возможность наработки плутония из обеднённого урана, для запуска быстрых реакторов. Это давно известно, однако по тяжеловодной тематике в соцлагере построен только КС-150 в Чехословакии. Более того, ИТЭФ сейчас находится в процессе ликвидации: при курчатнике создаётся авторитетная комиссия, которая возьмёт на себя ответственность за бесславный шаг. В обмен некоторым её участникам обещано избрание в член-корры Академии Наук.

Ни в коем случае не оправдывая планирующееся закрытие ИТЭФ, отметим почему тяжеловодные реакторы в специфике России не целесообразны:
1) Производство природного урана после отделения Казахстана и других республик упало с советского максимума 25.000 тонн в год до ~3.000 тонн в год, притом что потребление существующими реакторами 5.000 тонн в год без учёта нового строительства и экспорта. Чтоб хоть чем-то загрузить центрифужные заводы, стали грузить на вход обеднённый уран с отвалом повторной переработки 0,1%. Такой уран идеален для бланкетов БН, но непригоден для ТР.

2) В ВВЭР СКД тоже возможен КВ на уровне 0,9 причём если в тяжеловодных реакторах он достигается максимальной экономией нейтронов, то в СКД используется более простой и правильный путь: увеличение доли делений урана-238 быстрыми нейтронами.

3) Задача полного сжигания природного урана в реакции деления, лучше чем ТР решается быстрыми реакторами.

Таим образом техническая целесообразность строительства тяжеловодных реакторов для работы на обеднённом уране возникнет только у тех стран, где совпадут три фактора:
1. Дефицит природного урана при наличии его производства на собственной территории.
2. Малая эффективность и мощность (в тоннах ЕРР/год) заводов по обогащению урана при их наличии на собственной территории, приводящая к целесообразности высокой концентрации U235 в отвалах разделительного производства.
3. Отсутствие быстрых реакторов по каким-либо причинам, возможно по причине отсутствия нескольких тонн плутония для первых загрузок.
Только при совпадении этих обстоятельств целесообразно проектирование и строительство HWR на обеднённом уране.

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

Автор: VBVB 17.12.2012, 14:57

Вполне возможно использовать загрузки энергетических тяжеловодников обедненным ураном и наработанным с них плутонием топливного качества (80-88% по 239Pu) в виде МОХа. Эта схема на бумаге неоднократно рассматривалась индийцами и пакистанцами. КВ получалось в таком варианте около 0,76-0,80. Причем по пакистанским расчетам выходило, что 238Pu на медленных нейтронах делился, а 240Pu частично конвертировался в делящийся 241Pu. Отработанное топливо невысокого выгорания с высоким процентным содержанием наработанного плутония-239 можно быстро пеработать. Выходило по расчетам, что плутоний раза по 2-3 последовально можно было пережигать до превращения его в плутоний реакторного качества с неудобными для изготовления топливных таблеток радиологическими характеристиками .
Насколько помню индусы на тяжеловодном ИРе комбинации плутония топливного и урана обедненного пробовали несколько раз.
Однако уж тогда проще на плутоний-ториевый МОХ тяжеловодник перевести и КВ иметь около 0,84-0,88. Ну а при наличии наработанного запаса урана-233 уран обедненный становится не столь важен для топливного цикла тяжеловодника. Поскольку на 233-уран-торий МОХе для CANDU и PHWR ожидаем КВ около 0,94-0,98.
Канадцы этот заманчивый аспект туманного будущего CANDU обсуждают последнее время в связи с перспективами разработки версии CANDU со сверхкритическим водным теплоносителем. Только вряд ли США так просто им репроцессинг ОЯТ позволит применять.
Т.е. обедненный уран может являться полезным фертильным компонентом гибридного топливного цикла для энергетического тяжеловодного реактора при переходе к финальному почти самодостаточному 233-уран-торий топливному циклу.
Однако при гетерогенной гибридной зоне в тяжеловоднике из таблеток на основе обедненного урана при стандартных выгораниях 5-6 ГВт*сут/тонну получается плутоний вполне пригодный для создания ЯО, что чревато проблемами разными для страны-эксплуатанта этого тяжеловодника.

Автор: asv363 25.12.2012, 1:00

Спасибо, тогда посмотрел - и забыл. Сейчас, по Вашей ссылке, нашел следующее


http://www.candu.com/en/home/candureactors/default.aspx

Так все-таки CANDU может использовать торий, и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?
Был ли опыт эксплуатации?

Тему "Торий" изучал, если что.

Автор: www 25.12.2012, 22:34

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...



Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

Автор: asv363 26.12.2012, 0:13

Большое спасибо.

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось. Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Может, какой длинный и нудный документ где-нибудь есть, ну не специалист я по CANDU.

Автор: www 26.12.2012, 2:57

Всегда пожалуйста



Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.



Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.
Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

Автор: asv363 26.12.2012, 5:21

Вот с топливои вопрос, его тоже нужно рассчитывать? В смысле конфигурации АЗ разных загрузок.

Большое спасибо Вам, за просвещение.

Может документ кто пришлет, по обогащению, не 1450 от МАГАТЭ? А то 404 Error. "Усиленно моргает некоторым товарищам."

Автор: asv363 12.1.2013, 18:38

Вежливо воспользуюсь.
Автоматическое отключение блока CANDU в Румынии.
Что предполагаете?

http://www.atominfo.ru/newsd/k0116.htm

Автор: www 9.2.2013, 2:45

В статье есть ответ ма многие ваши вопросы, дедушка джерри хопвуд рассказывает как дела движутся с китаем...

"Alternative fuels such as thorium in existing reactors? China ‘can do!’ "

http://www.the-weinberg-foundation.org/2012/12/28/alternative-fuels-such-as-thorium-in-existing-reactors-china-can-do/

Автор: www 29.3.2013, 5:38

Правительство Онтарио, ежегодно печатает перечень лиц, которые заработали > 100 Кг в год (в единицах канацких долларей). Это перечень по предприятиям которыми владеет Провинция Онтарио, то есть частные предприятия сюда не входят, а так же кроун корпорейшнс тоже не входят.

Ну такой отчет перед таксоплательшиками, мол, полюбуйтесь...

Можно поискать по должностям (authorized nuclear operator or operator) - заработок в соот колонке.

http://www.fin.gov.on.ca/en/publications/salarydisclosure/pssd/pdf/electricity_2012.pdf

Автор: 3www 4.4.2013, 12:04

У меня вопрос по иранскому тяжеловодному реактору IR-40. Зарание извиняюсь, если спрашиваю глупость - я не профессионал.
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) 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?
Если "да", то получается, что несмотря на снижение концентрации U-238 его всё еще остаётся 98% - вполне достаточно для облучения нейтронами. Тогда выходит, что топливо можно презагружать в 2 - 3 раза чаще, почти без потерь в количестве плутония. Это, конечно, очень дорогой способ получения плутония - вместо природного урана нужно будет делать гексафторид урана, обогощать, потом опять делать оксид. Но чего не сделаешь ради феерверка
PS. Респект и уважение местному сообществу - в интернете такое количество умных и образованных людей в одном месте - редкость. Прочитал ветку - открылись глаза на многое.

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 12:40

Давно ли МАГАТЭ выкладывает в общий доступ свои конфиденциальные документы?



Без расчётов не ответить точно.

Смотрите. Есть формула:
W = Const * sigma-f * ro * Ф * V

W - мощность, она по условиям задачи не меняется.
V - объём активной зоны, также не меняется.

Вы предлагаете поменять ro, то есть, концентрацию делящихся изотопов (в данном случае, U-235). Конкретно, увеличить её в 2-3 раза. При таком раскладе из формулы следует, что Ф (интересующий Вас поток нейтронов) уменьшится в 2-3 раза. То есть, ответ - с точки зрения наработки плутония Вы сделаете хуже.

Но ответ этот на пальцах и может измениться при точных вычислениях.
Во-первых, при изменении ro изменится также sigma-f (среднее сечение деления), и её изменение на пальцах не оценить.
Во-вторых, вся эта прикидка по формуле очень приблизительна, так как не учитывает необходимости удерживать реактор всё время работы в критическом состоянии (иранцы делают это стержнями управления). Точный расчёт может многое изменить, но для него данных, естественно, недостаточно.

P.S. Расчёты, которые Вы привели в начале вопроса, также выполнены на пальцах и, скорее всего, действительности не соответствуют.

P.P.S. Повысив концентрацию урана-235, Вы получите возможность повысить мощность реактора. Точно ответить не могу, но скорее всего, тоже в разы. Тогда да - если Вы вернётесь к формуле, то видно, что в этом случае у Вас есть шансы увеличить поток. Но эту мощность придётся как-то отводить, а иранцам сделать это на выбранной ими площадке будет сложно, там не так много обычной воды. Так что этот вариант вряд ли реализуем.

Автор: 3www 4.4.2013, 13:00

"W - мощность, она по условиям задачи не меняется."
Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды. Не обязательно, ведь, устанавливать гадирню прямо около реактора - несколько километров горячего трубопровода, полагаю, не так сложно проложить. (это даже даст дополнительный эффект охлаждения).
А оценку наработки плутония я из Википедии взял - там была ссылка на источник.

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 13:21

Если мощность можно поднимать, то другое дело.

Здесь столкнётесь с чем. Нужно сравнить, какой дополнительный запас реактивности у Вас появится от перехода на более эффективное топливо и сколько в реактивности потеряете за счёт мощностного эффекта. Отсюда можно определить - с точки зрения нейтроники!!! - насколько можно повысить мощность (так, чтобы реактор остался работоспособным в течение заданного срока).

Ответить в цифрах на этот вопрос я не могу. Если потерю за счёт мощностного эффекта ещё могу попытаться спрогнозировать по опыту (где 0,005 в k-эфф будет потеряно при удвоении мощности), то выигрыш за счёт обогащения урана надо считать.

Если рассуждать абстрактно, то по нейтронике можно надеяться получить выигрыш в наработке плутония. Но мощность должна быть поднята основательно, минимум в 2-3 раза, а лучше больше. То есть, это будет уже не IR-40, а какой-нибудь IR-150.

И тут должны сказать слово теплогидравлики и конструктора.
Скорость прокачки тяжёлой воды через активную зону легко увеличить на бумаге. Но есть ли у иранцев такие насосы?
Второй момент - то, что уже сказал. Отвод тепла конечному потребителю (говоря по-русски, сброс его куда-то подальше от площадки). Арак, где находится IR-40, это горы. С водой там, насколько помню по картам, проблемы. То есть, с технической водой для реактора повышенной мощности могут быть сложности. Тем более, что это промышленный район, и на воду много желающих.

Поэтому вряд ли. Сомнительно. Очень сомнительно. Вот если бы иранцы построили реактор на берегу Персидского залива, тогда бы я мнение изменил. С водой там всё в порядке. Правда, и столичного округа ПВО там нет

P.S. Я бы другой вариант рассмотрел. Изменить в формуле V, объём активной зоны. Действительно, если у нас более эффективное топливо, то нам его нужно меньше. Здесь можно попытаться добиться выигрыша в потоке. Правда, надо понимать, что без расчётов в этом случае будет чистое гадание, и что сокращая количество топлива одновременно мы сокращаем и количество сырья в реакторе. То есть, это задача на оптимизацию.

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 13:31

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).

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 13:47

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.

Автор: 3www 4.4.2013, 13:55

Спасибо большое! Я понял, что без учебника по физике иранцам с подобной задачей справиться явно не удастся 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

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.

Автор: 3www 4.4.2013, 13:59

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

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

Автор: alex_bykov 4.4.2013, 14:32

Да.

Автор: VBVB 4.4.2013, 14:53

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 , 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.

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 15:45

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.



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, http://atominfo.ru/newsd/k0890.htm или http://atominfo.ru/news/aira060.htm, 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

Автор: VBVB 4.4.2013, 15:50

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.

Автор: AtomInfo.Ru 4.4.2013, 16:02

А чего, хороший вариант

ISIS, правда, по старинке их всех в плутоний пересчитывает. Но если они с разными функциями, то так пакистанцам даже и лучше.

Автор: Denis_Hliustin 4.4.2013, 20:46

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.



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.

Автор: barvi7 4.4.2013, 23:59

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.

Автор: www 5.4.2013, 5:31

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

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

Автор: 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.

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.

Автор: Denis_Hliustin 5.4.2013, 19:41

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.



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.



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.

Автор: KTN 5.4.2013, 20:47

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.



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.

Автор: Denis_Hliustin 5.4.2013, 21:11

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.

Автор: barvi7 5.4.2013, 23:06

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

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.

Автор: VBVB 6.4.2013, 10:04

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.

Автор: VBVB 6.4.2013, 10:47

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.

Автор: www 7.4.2013, 20:33

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




Прямого контакта между теплоносителем и замедлителем в ACR - нет. Только в случае разрыва топливного канала при аварии, но в таком случае - это advantage

Автор: 3www 9.4.2013, 21:26

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.

Автор: VBVB 9.4.2013, 21:47

О чем и речь. Достраиваемый IR-40 имеет оценочную тепловую мощность, по разным оценкам из спутниковых фотографий, не выше 45-48 МВт, т.е. близко к декларируемой мощности в 40 МВт. И его возможности по наработке оружейного плутония заметно ограничены. Как ни крути, не мудри с топливом, обогащениями, профилированием зон - все равно больше уровня 12-14 кг оружейного плутония в год иранцам не поднятся без серьезной переделки систем охлаждения.
Недаром же тяжеловодники-наработчики США и РФ имели в десятки раз большие уровни мощности, чем IR-40, чтобы реально значимые количества оружейного плутония производить в короткие сроки.
Но вот если Иран, например, заявит, что собирается строить тяжеловодник тепловой мощностью так 400-500 МВт, то это уже могло бы считаться значимым шагом к созданию приличного запаса оружейного плутония.
Куча стран имеет в сотни и десятки раз большие возможности по наработке оружейного плутония по сравнению с Ираном. Например, та же Южная Корея со своими 4-мя тяжеловодниками, каждый из которых в режиме наработчика плутония может в 50 раз больше IR-40 ежегодно нарабатывать. Ну или втихоря, между делом, не меньше 25-30 кг в год под видом всяких там слегка облученных "поврежденных твэлов".

Автор: VBVB 10.4.2013, 18:19

Известно, что тайваньцы за два десятилетия работы на своем исследовательском 40 МВтном тяжеловоднике TRR неспешно наработали 79 кг хорошего качества оружейного плутония, которые под давлением США передали в 90-х годах на хранение в США.
https://www.osti.gov/opennet/forms.jsp?formurl=document/fs020696/factshd.html
Говорит ли это, что любой реактор-тяжеловодник опасен в области нераспространения ядерных материалов?
Совсем нет, поскольку ходили слухи, что в десяток раз большая по уровню наработка оружейного плутония планировалась на 2 реакторах BWR-типа первой тайваньской АЭС "Чинь Шань" в случае крайней необходимости, и только конкретный запрет американцев с рядом угроз в плане отмены военной помощи не позволил эти планам сбыться.
Одним словом, любого типа ядерный реактор хоть исследовательский, хоть энергетический можно приспособить под наработку оружейного плутония, была бы потребность и желание.

Автор: Smith 11.4.2013, 8:24

а это из какого-то открытого источника известно?

Автор: VBVB 11.4.2013, 13:19

Точно помню, что в одной нераспространенческих работ по вопросу непрофильного бридинга оружейного плутония в исследовательских и энергетических реакторах об этом упоминалось, со ссылкой на какое то персональное сообщение. Читал давно, но в памяти засело "Тайвань-АЭС-BWR-плутоний". Если на глаза вновь попадется, перешлю.
Т.е. вопрос об использования BWR для экстренной наработки плутония, в случае заметного увеличения напряженности ситуации с Китаем, тайваньцами видимо в свое время рассматривался.
Smith, эта ситуация похожа на вопрос о том брали ли индусы плутоний для ядерных испытаний со своих энергетических PHWR.
Кроме того, если есть сомнения, что c энергетического реактора можно получить оружейный плутоний, то знаете ли вы куда делось выгруженное топливо с поврежденного американского реактора TMI-2?
Чтобы не тратить ваше время, ответ прост - было выкуплено DOE у собственника и принято на баланс как источник оружейного плутония, поскольку содержало 158 кг оружейного плутония с долей Pu-240<6.6%.
http://fissilematerials.org/library/doe96.pdf
http://www.inl.gov/technicalpublications/Documents/3323206.pdf

Автор: www 28.5.2013, 3:19

Новое видео для "чайников", от Канадского Регулятора:

http://www.youtube.com/watch?v=yx_XoqXNtRM

Автор: www 6.6.2013, 4:16

Для Сергей.

Не хочу засорять топик про AP, отвечу на ваши вопросы связанные с ГЦН здесь.

Главное отличие - компоновка оборудования 1 к, 2 ГЦН в одной петле встроены так, что оба толкают воду в одном и том же направлении, поддерживая ЕЦ.

Другой блок торцевых уплонений, практичецки без трений (успешно продававшийся также на некоторые PWR, и до Фукушима - в Японию).

Инерция - патент называется "built-in the pump rotor".

Реактор КАНДЮ запускается на холодной воде, без ГЦН. 1 к разогревается уже работающим реактором, ГЦН запускается после разогрева. За 2 часа можно полностью разогреть 1 к и практически готовы толкать турбину.
Инерция у ГЦН такова, что их надо останавливать... для этого есть даже спец тормозящее устройство


ПС - спасибо вам за историю про циркачей и про предыдущие поколения насосов ВВЭР.

Автор: asv363 8.7.2013, 3:15

Три проекта прошли очередные стадии рассмотрения в Канаде
http://www.atominfo.ru/newse/l0790.htm

Интересует, на каких правах был допущен к конкурсу по площадке Дарлингтон АР-1000, тендер по которой, как известно, в итоге выиграл проект ACR-1000? Может кто-нибудь знает или помнит?

Автор: Smith 8.7.2013, 8:27

а когда это ACR-1000 успел выиграть этот конкурс (отмененный в 2009 и вновь возобновленный в 2012)? вы ничего не путаете?
http://www.atomic-energy.ru/news/2012/08/22/35474

Автор: asv363 8.7.2013, 9:14

Онтарио будет выбирать между Enhanced CANDU-6 и AP-1000
AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 02.05.2012

http://www.atominfo.ru/newsa/j0691.htm


Насколько я помню, а я могу помнить неправильно, остался только данный проект в конкурсе, остальные на том или ином этапе отпали. После чего, было заявлено, что денег у Онтарио на строительство новых АЭС нет. Было ли все юридически оформлено до конца, мне неизвестно.

Автор: AtomInfo.Ru 8.7.2013, 11:35

По Канаде. Формально победителя не было.
http://atominfo.ru/news/air7102.htm

Автор: www 10.7.2013, 1:32

Я извиняюсь за задержки, мы понимаешь ли тут побратимами стали с Крымском... Потоп тут у нас, практически полное обесточение... вчера домой народ на лодках добирался Электричество подали только часа через 4 - 5 после штормового дождя.

http://www.youtube.com/watch?v=BIWelvN_4S0

http://www.youtube.com/watch?v=rgg-zD7JepE

Автор: www 10.7.2013, 1:53

И так, про предыдущий бид можно забыть. Причин - миллион, смысла обсуждать нет.

Год тому назад, OPG, который эксплуатирует блоки на Дарлингтон и Пиккеринг, обьявил очередной Request For Bid (RFB). 30 Июня 2013 - был дедлайн для подачи документов. Подали двое - Candu Energy и Westinghouse Canada. Проекты EC6 и AP-1000.

Все пошло по новой. Теперь OPG будет рассматривать каждое предложение, разберется подчеркнув что на их взгляд лучше/хуже у этих проектов, какой больше meet the criteria, ну и тд.
Далее OPG сделает свои выводы/рекомендации и все это преподнесет на рассмотрение Правительства Провинции Онтарио, который де факто есть owner of the OPG.

Вот тут начинается самое интересное. Большинством голосов в Онтарио обладает Либеральная Партия. Не смотря ни на какие ветры влияния от ветряных мельниц - они имеют commitment to maintain ~ 50% of nuclear energy в Провинции. Но их большинства недостаточно чтобы утвердить план (их не абсолютное большинство). Им нужно поручиться поддержкой какой то одной их двух оппозиционных партий - это или Консерваторы или Новые Демократы.

Консерваторы - тоже за ядерную энергетику, но... они с Либералами как кошка с собакой.

Новые демократы - против ядерной энергетики (зеленые в своем роде).

Ребус решается не просто. Последствия тендера - предсказать практически невозможно.
Ни одна партия, ради ядерной энергетики, суицид не сделает...

Автор: www 2.8.2013, 4:20

"http://www.candu.com/en/home/news/mediareleases/canduenergywelcomesndaannouncement.aspx"

Автор: www 13.8.2013, 2:44

Статья в "http://www.theglobeandmail.com/report-on-business/breakthrough/a-nuclear-reactor-that-burns-its-own-waste/article13611904/", некоторые выдержки:

Candu Energy – the recently-privatized, commercial division of Atomic Energy of Canada Ltd. – is placing its bet on advances in fuel-cycle management and its “flex fuel” capability. With efforts under way in China and Britain, the Mississauga-based company is touting its heavy-water design as ideal for recycling spent fuel from competing light-water reactors, which have become favored in the global marketplace, and for weapons-grade plutonium left over from weapons stockpiles.

Both new reactors also feature “passive safety systems” which don’t require emergency power or human intervention for at least 72 hours to keep the reactors cooled in the event of an emergency.

But Candu Energy – which is the privatized, commercial arm of Atomic Energy of Canada – has failed to deliver on promised innovation in the past. A few years ago, it was forced to shelve its ACR1000 – which was being designed to compete with Westinghouse’s AP1000

Автор: www 15.10.2013, 3:54

Для уважаемых форумчан, хочу прокомментировать статью - "http://atominfo.ru/newsf/m0806.htm"

Мнение - просто мое, как человека и как nuclear engineer, прикипевший сердцем к реакторам CANDU

Есть такой затянувшийся скандал, можно прочитать http://en.wikipedia.org/wiki/Ontario_power_plant_scandal.
В 2х словах - ради того чтобы вышли победителями на местных выборах в муниципалитет от мест Мисисага и Оаквил, Правительство провинции Онтарио (во главе Либералы) согласилось на отмену уже заказанных проектов Газовых электростанций. Тогда жителям Онтарио Либералы сказали, что затраты из-за отмены не превысят ~ 180 Миллионив Канадских Долларов (http://www.xe.com/currencycharts/?from=CAD&to=USD&view=1D)

Однако, неделю назад появился отчет Генерального Аудитора (независимого), который сказал, что Налогоплательшикам отмена контрактов на Газовую Электростанцию обойдется в 1,1 Миллиард Канадских Долларов.

Разница - шоковая... Тимофей Худяк, лидер оппозиции от Консерваторов, похоже приготовился к заключительному рывку и был готов порвать Либералов (http://en.wikipedia.org/wiki/Kathleen_Wynne), как тузик мячика.

Либералы выкинули неожиданный шаг - бросив толпе кость, мол да, мы проср....ли 1 Миллиард, но смотрите, сэкономим 10 Миллиардов если не будем строить новые блоки на Дарлингтон.

Участники бида - двое, Candu Energy and Westinghouse.

В настоящий момент сложилась революционная ситуация (как на Бирюловской Овощебазе) - низы так больше не хотят, а верхи не могут...

ПС: Поправка - Майкл Айвенго, это Михаил Иванко... ну в общем наш человек правда от комментариев он лучше бы воздержался, а то сравнил Candu Energy с дилершипом (хорошо что не с конюшней )

Автор: AtomInfo.Ru 15.10.2013, 9:01

Спасибо за дополнение! Сделаем второй материал на тему, наверное. Первая статья - это чисто пересказ двух статей из "Globe & Mail" без каких-либо комментариев дополнительных.



Э... это, наверное, как Смирнов и Смирнофф. Товарищ Иванко, попадая в Канаду, становится в русском написании всё-таки Айвенго, следуя классикам перевода

Хотя, формально, у т.В.Скотта был Ivanhoe, а не Ivanco, и можно эту традицию и не применять. В общем, поправка на будущее принята.

Автор: pappadeux 16.10.2013, 0:39

Вы не могли бы рассказать, как обстоят дела с CanMOX™?

1. Действительно ли загружали сборки с MOX в CANDU?

2. Если загружали, то их где-то делали (даже и в малых масштабах)? А плутоний чей?

Или пока всё в стадии "моделированием доказано"?

Автор: www 19.10.2013, 5:12

Ув pappadeux, я отвечу как могу и насколько отркыто могу ответить на публичном форуме

Программа начата была давно (до года 2000), еще в Чок Ривер. Изначальными спонсорами/участниками изучения МОХ с разным содержанием/видами Плут были - US, Russia, Canada.
Не знаю кто поставлял Плут (даже если знал бы - сказать скорее не мог, unless я получил бы такую инф-ю через Access to Information Act). Скорее всего обе страны, US and Russia, поставляли Плут.
На определенном этапе, Россия и США потеряли интерес к Плут - злые языки болтают, что рез-ты для PWRs были неутешительны. Однако, для КАНДЮ - вполне приемлимы из-за разностей в физике.
След-но, Канада продолжила это направление, не говоря о том, что еще были и др страны, которые проявляли интерес из-за Тория и тд.

Как публиковала печать, АЕСЛ/Кандю Енержи уже года 3 ведут работы с Китаем, вплотную... Что в дровах загружаемых в реактор КАНДЮ - не знаю... recycled Uranium/Thorium/ или Плут в каких соотношениях.
Исследования потом проводят в гор камерах, в Чок Ривер.

На стадии "моделированием доказано" - осталось дожигание актинидов, их по доступным сведениям еще в печку в натуре не засовывали, но моделированием доказали .

Мне самому неприятно, что так приходится отвечать. Прошу понять - не пытаюсь надувать щеки, просто от "жизни собачьей"

Автор: AtomInfo.Ru 19.10.2013, 10:35

Мне этот ваш плутоний вот здесь сидит

Вот. По настоятельному совету пришлось в своё время исправление давать отдельной новостью:
http://atominfo.ru/news/air5412.htm

А вот этот кусок относится к вам:


Эти самые 600 грамм российского плутония, хранящиеся за рубежом, и есть плутоний, который мы вам передавали.

P.S. У нас была досаднейшая опечатка. Мы исходно написали, что Россия передала за рубеж (читай - в Канаду) 600 кг плутония. Кое-кто просто взбеленился. До сих пор вздрагиваю как вспомню

Автор: VBVB 6.3.2015, 15:33

Китайцы вроде как созрели для строительства двух тяжеловодников на АЭС "Чернавода".
http://www.atominfo.ru/newsk/r0393.htm
А это китайские клоны CANDU будут?
А топливо кто поставлять будет?

В былые годы румыны имели интерес в к выделению плутония из ОЯТ своих тяжеловодников, но сейчас это наверняка рассматривается крайне нежелательным.
Что нибудь известно официального по текущим румынским планам обращения с ОЯТ?

Автор: AtomInfo.Ru 6.3.2015, 17:22

http://atominfo.ru/newsg/n0173.htm

Автор: pappadeux 6.3.2015, 18:07

у румын собственный топливный заводик

Автор: AtomInfo.Ru 6.3.2015, 18:09

Про румын старая ссылка.
http://atominfo.ru/news/aira172.htm

Автор: VBVB 6.3.2015, 19:45

Спасибо, теперь понятно стало.

Т.е. для новых тяжеловодных блоков румыны предполагают внешние закупки урана с собственным производством топлива из него.
ОЯТ хранят и перерабатывать не собираются в ближайшее время.

Автор: Smith 7.9.2015, 12:48

http://atomicexpert.com/content/v-zamedlennom-kadre

Автор: VBVB 7.9.2015, 13:53

Познавательная статья, спасибо за ссылку.

Особенно понравилось описание специфичных шведских тяжеловодников.
Чудные аппараты. И электроэнергию, и тепло, и плутоний военного качества нарабатывали, и тритий предполагалось в них делать или из теплоносителя выделять.
Надо же такое чудо сделать как R4 - корпусный одноконтурный тяжеловодник с возможностью перегрузки топлива в процессе работы установки.

Автор: VBVB 14.9.2015, 0:50

Вообще судьба урана-233 в военной программе СССР странная. И на первый взгляд нелогичная.
И реактор тяжеловодный под его наработку построили. Нарабатывали его, нарабатывали, а потом вроде как взяли и спалили почти весь в очередном испытании водородной бомбы.

Ладно американцев понятно в плане урана-233. Они хотели уменьшить размеры и массы боезарядов, поэтому и ВОУ в композитном ядре заменили на три раза меньщее по массе количество урана-233. Правда испытанный боезаряд дал не ожидаемые 35 кт, а только 22 кт. Довольно странно почему энерговыход снизился, ведь якобы они ВОУ заменили на уран-233, а не плутоний же.

Для какой цели наши могли спалить в одном испытании большую часть отечественного запаса с такими трудном наработанного урана-233?
Попадались в бумажках разных отечественных рассекреченных, что в 1952-1953 очень остро стоял вопрос минимизации размеров слойки РДС-6С. И ее минимизацию массы и габаритов можно было провести заменив уран-235 в оболочечно-ядерной конструкции композитного ядра на уран-233. Это могло бы привести к уменьшению размеров слойки и ее массы соответственно. Поскольку от габаритов центрального ядра вся послойная конструкция сильно зависит. Тогда в принципе может быть понятен сниженный энерговыход РДС-6С с ураном-233, поскольку масса дейтерида лития и урана-238 в облицовках меньше, как и вероятность нейтронной утечки выше. Т.е. банально меньше поделилось урана-238 во внешних слоях из-за меньшей эффективной толщины этого нейтронного отражателя.
Почему далее эта конструкция не пошла на вооружение?
Так видимо потому, что на момент испытания были уже ясны низкоэффективные по соотношению энергоэффект/масса предельные возможности этой схемы. И успешные испытания первых версий отечественной водородной бомбы на принципе атомного обжатия быстро привели к окончательному пониманию, что и без проблемного в производстве урана-233 можно иметь мегатонные выходы от более легковесных и портативных чем слойка двухстадийных боезарядов на плутонии или ВОУ.
Кроме того для советского ЯОК очень остро требовался тритий. На начало 1953 трития всего в СССР было только 227 граммов, а впереди предстояло провести немалое число испытаний. Поэтому выбор для ОК-180 "или тритий, или уран-233" был однозначно решен в сторону наработки трития.

Автор: eninav 9.5.2021, 12:24

А почему вообще тяжелая вода так мало используется? Вроде, только CANDU и индийские PHWR. Понятно, что тяжелая вода дорогая, но ведь она позволяет повысить КВ до ~0.8, что позволяет при том же обогащении повысить выгорание (или наоборот, снизить обогащение при равном выгорании), т.е. существенная экономия на топливе.

Автор: Татарин 9.5.2021, 18:11

Размеры же сразу.
Корпусной такой сделать сложно.

Автор: AtomInfo.Ru 9.5.2021, 18:13

И иранский IR-40



У тяжеловодников большие размеры активной зоны (D2O хуже замедляет нейтроны, чем H2O, и её требуется намного больше на единицу топлива).
В лодку такой аппарат не поставишь. Поэтому военным он был не особо нужен, а гражданская энергетика - плод конверсии военных технологий.

Автор: MVS 10.5.2021, 9:04

Ну почему ж не нужен? Наработчик плутония, как и графитовые канальники.

Мне кажется, исходя из статистики их жизни и известным проблемам, все эти канальники, что тяжеловодные, что графитовые - не очень по экономике для гражданского использования. Срок их службы 30-40 лет максимум. 50-60 лет, как у легководников, из них не выжмешь.

У канадцев половина реакторов по нескольку лет стояло в ремонте, пока они трубы первого контура меняли. Они даже разработали новый Канду, но с легкой водой в первом контуре. Правда, пришлось повышать обогащение, а это сразу убивает основное преимущество тяжеловодников.

Автор: AtomInfo.Ru 10.5.2021, 10:10

Как показала практика тех лет, с графитовыми возни поменьше, и если есть обогащение, то лучше ориентироваться на них. Т.е., принцип "лучшее - враг хорошего".



Да, и этот фактор тоже работает. Если платишь 5 млрд баксов за машинку, то хочется, чтобы она проработала как можно дольше.

Автор: MVS 10.5.2021, 12:24

Мне кажется, даже без учета срока службы они проигрывают легководникам по экономике.

Для гигаваттного класса всё равно нужно обогащение, и экономия по топливу исчезает. Зато размер активной зоны, а значит и всего ядерного острова занчительно выше, чем у компактных легководников. Кап затраты выше, а топливо не отбивает по деньгам.

Автор: Татарин 10.5.2021, 23:48

А что, разве наработчики потом не переходили с графита на тяжёлую воду (в том числе в СССР)?
Мне всегда казалось, что для военных на начальном этапе тяжёлая вода проиграла по скорости, простоте и дешевизне добычи чистого углерода против добычи изотопно чистой воды.
И как только смогли - построили Л-1 для улучшеной наработки + тритий.

Автор: AtomInfo.Ru 11.5.2021, 8:57

Было, но...
Когда от тебя требуют план по продукции, в первую очередь думаешь о той технологии, которая у тебя уже есть, пусть даже она уступает каким-то другим.

Автор: pappadeux 19.11.2021, 18:50

ну так трубы горизонтальные, гнутся

у РБМК нет массовой замены каналов



у РБМК проблемы с графитовой кладкой, ограничивающей срок службы.

Индусы выкатили проект AHWR с легководным кипящим теплоносителем в вертикальных каналах и ТВ - пишут срок службы в 100 (сто) лет.

И почему бы и нет?