Эксперимент на Шиппингпорте, Демонстрация теплового бридинга на тории |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Эксперимент на Шиппингпорте, Демонстрация теплового бридинга на тории |
5.3.2017, 7:23
Сообщение
#1
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 444 Регистрация: 8.4.2010 Пользователь №: 5 621 |
Рассматривая для определённости древние цифры БНАБ-1964, качественно правильные, число нейтронов на деление тепловыми будет: (2,42 U235), (2,49 U233), (2,87 Pu239). Число нейтронов на одно поглощение: (2,06 U235), (2,26 U233), (2,07 Pu239). приведу еще один график эта, более красивый, под нумером #55 http://www.nuceng.ca/igna/FAQ/faq51-60.htm Если сравниваем торий-уран233 в гомогенном реакторе и графитовый на природном уране, произведение (eta*epsilon)-1 будет 1,26 и 1,12 соответственно. Для плутония 1,13 однако в практически реализованных конструкциях КВ тяжеловодных реакторов не превышал 0,93. где-то так, 1,13-0.93 = 0.2. Что для торий-уран233 в гомогенном реакторе означает достижение КВ 1.06. Значение имеет не стартовый КВ реактора, а усреднённый по всему топливному циклу. И в случае тория минусовых слагаемых больше чем для урана. Протактиний-233 имеет большой период полураспада и хорошо поглощает нейтроны, как тепловые так и резонансные. Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами. был некий знаменитый тест на Шиппингпорте, с КВ равным 1.013 (1.03 по другим данным) Протактиний, конечно, нужно выводить, нет вопросов. И есть масса ЖСР проектов с выводом протактиния. С одной стороны, они все бумажные. С другой стороны, довольно много независимых команд (из штатов, франции, канады), оптимизируя ЖСР как энергетический+бридер, рапортуют о КВ 1.05-1.06. Наибольший КВ подобного реактора я видел в одной франзуской статье (может, смогу и найти), где они написали КВ между 1.08 и 1.09 такие дела... |
|
|
5.3.2017, 11:03
Сообщение
#2
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 890 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
6.3.2017, 8:45
Сообщение
#3
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 890 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Ещё оттуда же.
Видно, как 233U начинает пачкаться 235-ым. Конечно, пока его получилось менее 1%, но ведь это был только первый проход через активную зону. |
|
|
6.3.2017, 11:09
Сообщение
#4
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Ещё оттуда же. Видно, как 233U начинает пачкаться 235-ым. Конечно, пока его получилось менее 1%, но ведь это был только первый проход через активную зону. Вполне ожидаемо. Как то попались расчетные индийские данные по AHWR Th-Pu оксидном топливе. Так у них получалось, что при длительном прогоне тория в активной зоне в наработанном уране-233 может присутствовать до 10% урана-234 и около 1,5% урана-235. Т.е. при многократном рециклинге урана-233 наработанного хоть в тяжеловодном энергетическом реакторе, хоть в легководнике энергетическом установится равновесие между изотопами урана от 233 до 236. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
7.3.2017, 23:52
Сообщение
#5
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Вполне ожидаемо. Как то попались расчетные индийские данные по AHWR Th-Pu оксидном топливе. Так у них получалось, что при длительном прогоне тория в активной зоне в наработанном уране-233 может присутствовать до 10% урана-234 и около 1,5% урана-235. Т.е. при многократном рециклинге урана-233 наработанного хоть в тяжеловодном энергетическом реакторе, хоть в легководнике энергетическом установится равновесие между изотопами урана от 233 до 236. Еще с ростом мощности, а следовательно и плотности потока нейтронов, имеет место рост паразитных захватов и доли утяжеляющих изотопов. -------------------- |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 19.4.2024, 21:00 |