ВВЭР и торий |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
ВВЭР и торий |
23.3.2017, 9:43
Сообщение
#1
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Несколько интересных статей из Томска прислал один из участников форума, за что ему большое спасибо!
http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf Известия Томского политехнического университета. 2004. Т. 307. No 7 В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян Смешанная загрузка легководного реактора под давлением торий-плутониевым и торий-урановым оксидным топливом QUOTE Рассматривается вариант реализации открытого ториевого ядерного топливного цикла как альтернатива замкнутому уран-ториевому и дополнение к успешно реализованному уран-плутониевому циклам.
Вариант не требует принципиальных изменений конструкции серийных легководных реакторов последнего поколения при переходе на торийсодержащее топливо и обеспечивает возможность организации открытого топливного цикла при реализации длинных и сверхдлинных кампаний. Плутоний и высокообогащённый уран вовлекаются в открытый ториевый цикл как "запальные" нуклиды, инициирующие наработку урана-233. Наработка и параллельно протекающее выгорание урана-233 организованы так, что достигаются предельные значения выгорания урана-235, плутония-239, урана-233 и длительности кампаний. |
|
|
23.3.2017, 9:48
Сообщение
#2
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-MA.pdf
Известия Томского политехнического университета. 2005. Т. 308. No 1 В.И. Бойко, И.В. Шаманин, Т.Л. Сафарян Баланс актиноидов в торий-плутониевом ядерном топливном цикле на базе серийного легководного реактора QUOTE Изложена методика построения оптимальной схемы перемещения ядерного топлива, позволяющей организовать сверхдлинную компанию энергетического реактора.
Определён баланс актиноидов в торий-плутониевом топливном цикле, образованном 8-летними компаниями реактора ВВЭР-1000 при режиме движения топлива от периферии к центру активной зоны при частичном перемешивании в азимутальном направлении. Определена оптимальная схема перестановок тепловыделяющих сборок, обеспечивающая рекордное значение выгорания ядерного горючего 94,4 гВт*сут/т при глубине выгорания 239Pu до 93,3%. |
|
|
23.3.2017, 9:53
Сообщение
#3
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
http://atominfo.ru/files/th/U-Th-reso.pdf
Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 5 И.В. Шаманин, А.В. Годовых Структура резонансной области поглощения ядер 238U и 232Th и зависимости её параметров от температуры QUOTE Анализируются структуры резонансных областей в зависимостях сечений поглощения нейтронов от их энергии для чётно-чётных ядер 238U и 232Th.
Теоретически обоснованы преимущества использования 232Th в качестве сырьевого нуклида при изготовлении ядерного топлива перспективных реакторов. В результате анализа установлены причины возрастания значений отрицательного температурного эффекта реактивности и оптимального водно-топливного отношения в тепловых реакторах в случае использования торий-содержащих ядерных топливных композиций. |
|
|
23.3.2017, 9:57
Сообщение
#4
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
http://atominfo.ru/files/th/Pu-U-Th-parameters.pdf
Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1 В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов QUOTE Анализируется возможность безопасного хранения сплавов сырьевого нуклида Th-232 с основными нечётно-чётными нуклидами U-235 и Pu-239.
Получены соотношения для определения предельно допустимых значений концентрации ядер урана и плутония в сплавах, приведены результаты нейтронно-физических расчётов. |
|
|
23.3.2017, 10:27
Сообщение
#5
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 551 Регистрация: 4.7.2014 Из: Moscow Пользователь №: 34 011 |
То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым? Авторы приводят значения 0,672 − 0,346 − 0,210 % для урановой − смешанной − торий/плутониевой загрузок. Вообще, в трёх статьях я нашёл только одно упоминание о доле запаздывающих нейтронов и ни одного слова об управлении реактором с такой загрузкой. |
|
|
23.3.2017, 12:16
Сообщение
#6
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым? Строго говоря, всё не слишком хорошо. Поэтому смотреть желательно в комплексе - какие могут быть возмущения в реакторе и каковы возможности системы регулирования. |
|
|
23.3.2017, 19:36
Сообщение
#7
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
То есть, трёхкратное уменьшение доли запаздывающих нейтронов считается опасным, а двукратное - допустимым? Авторы приводят значения 0,672 − 0,346 − 0,210 % для урановой − смешанной − торий/плутониевой загрузок. А может ответ поискать в стандартной топливной компании тех же ВВЭР? Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ? Вопрос вроде много раз муссировали в темах про МОХ, БН и ЯТЦ ? -------------------- |
|
|
23.3.2017, 19:48
Сообщение
#8
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ? Урановая зона в ВВЭР всё-таки собирается из кассет разных лет. То есть (особенно к концу кампании) там есть хорошо прогоревшие кассеты, чей состав приближается к MOX'у (но только приближается, всё-таки в MOX 235U отвального количества). Но есть и кассеты первого года, где плутония ещё мало. |
|
|
23.3.2017, 20:07
Сообщение
#9
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Не могу сейчас найти ничего особо путного, поэтому из интернета ссылка.
https://www.oecd-nea.org/science/pubs/2006/...224-burn-up.pdf Некий анализ 440-ого с выгоранием. Для общей картины - видно, что с выгоранием у них бета максимум падает на одну тысячную, даже чуть меньше. Даже до MOX-овских величин бета не доходит. |
|
|
23.3.2017, 20:11
Сообщение
#10
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Вообще, в трёх статьях я нашёл только одно упоминание о доле запаздывающих нейтронов и ни одного слова об управлении реактором с такой загрузкой. В хвосте первой ссылки http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf - начало статьи, где тема дефицита запаздывающих нейтронов, очевидно, разбирается. Увы, только самое начало этой статьи. |
|
|
23.3.2017, 20:15
Сообщение
#11
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
В хвосте первой ссылки http://atominfo.ru/files/th/ВВЭР-Th-U.pdf - начало статьи, где тема дефицита запаздывающих нейтронов, очевидно, разбирается. Увы, только самое начало этой статьи. Ну вот и она. Спасибо быстро откликнувшемуся участнику форума! http://atominfo.ru/files/th/delayed.pdf |
|
|
23.3.2017, 22:33
Сообщение
#12
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 006 Регистрация: 13.6.2010 Из: Энергодар Пользователь №: 13 830 |
-------------------- 0310 (ОПИ-86); ОРО; СИЭРО; ВИУР; ВИУБ; НСБ; к.т.н. 05.14.14 (ОНПУ-2010); и.о. ГСЭ-НБ 5 (ЗАЭС); SE-1 (AREVA)
|
|
|
23.3.2017, 22:43
Сообщение
#13
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
23.3.2017, 23:08
Сообщение
#14
|
|
Он знает ТОТ Группа: Patrons Сообщений: 2 447 Регистрация: 3.4.2011 Из: Питер Пользователь №: 33 050 |
Одна касета реактор не взорвёт.
|
|
|
23.3.2017, 23:19
Сообщение
#15
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Одна касета реактор не взорвёт. Не взорвёт, всё правильно. Но желательно помнить, что beta-eff и проч. - это параметры точечной кинетики, в которой реактор представляется материальной точкой. Поэтому, строго говоря, для полной уверенности считать надо пространственную кинетику, то есть, решать, например, нестационарное уравнение диффузии с запаздывающими нейтронами. |
|
|
23.3.2017, 23:54
Сообщение
#16
|
|
Он знает ТОТ Группа: Patrons Сообщений: 2 447 Регистрация: 3.4.2011 Из: Питер Пользователь №: 33 050 |
Я - за стационарные решения.
|
|
|
24.3.2017, 0:42
Сообщение
#17
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
если взять одни только кассеты с самым глубоким выгоранием... Например, если имеем в такой кассете поровну 235U и 239Pu, то бету-эфф для неё грубо-прикидочно получим (0,0064+0,0021)/2 = 0,00425. Реакторы на быстрых нейтронах, и частично ВВЭРы, могут иметь повышенную бету благодаря делению урана-238 у которого доля запаздывающих нейтронов 1,35%. Умножение нейтронов ураном-238 может иметь значение порядка 1,07 в ВВЭРах на оксиде урана, и до 1,17 в бесконечной среде металлического урана-238. В отличие от урана-238, торий-232 нейтронами деления практически не делится. Один из классиков делал в трудах опечатки: вместо "торий" писал "теорий". Прошло 60 лет, и это остаётся справедливым. Для ядерного ракетного двигателя нагревающего водород, уран-233 тоже не имеет преимуществ перед ураном-235. |
|
|
24.3.2017, 8:39
Сообщение
#18
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 891 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
24.3.2017, 18:52
Сообщение
#19
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Тогда уж дополню малость, для полноты картины β:
Pu239 - 0,0021 U233 - 0,0026 U235 - 0,0064 U238 - 0,0157 Th232 - 0,0220 Другое дело что в ВВЭР вклад деления U238 5-7%, а Th~1,5-2%, а при увеличении доли воды еще снизится. -------------------- |
|
|
26.3.2017, 2:36
Сообщение
#20
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Известия Томского политехнического университета. 2006. Т. 309. No 1 В.И. Бойко, П.М. Гаврилов, И.В. Шаманин, М.Г. Герасим, В.Н. Нестеров Критические нейтронно-физические параметры уран-ториевых и плутоний-ториевых сплавов Какая довольно странная статья. Идет речь о топливных сплавах 235U-232Th 239 и Pu-232Th. Но в каких же реакторах такие сплавы предполагается использовать? В ВВЭРах, БНах, РБМК? Так ни в одном из этих типов энергетических реакторов металлическое топливо не используется и в ближайшее время не предполагается к использованию. Или обсуждаемые сплавы с содержанием делящихся нуклидов до 18% - это основа для перспективных топливных сплавов для транспортных ЯЭУ? -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 25.4.2024, 20:38 |