IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
2 страниц V   1 2 >  
Reply to this topicStart new topic
> ВВЭР и торий
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 9:43
Сообщение #1


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 9:48
Сообщение #2


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
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%.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 9:53
Сообщение #3


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 9:57
Сообщение #4


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
generalissimus19...
сообщение 23.3.2017, 10:27
Сообщение #5


Частый гость
***

Группа: Haunters
Сообщений: 353
Регистрация: 4.7.2014
Из: Moscow
Пользователь №: 34 011



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.3.2017, 10:48) *

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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 12:16
Сообщение #6


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(generalissimus1966 @ 23.3.2017, 10:27) *
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 23.3.2017, 19:36
Сообщение #7


Ветеран форума
*****

Группа: Patrons
Сообщений: 1 941
Регистрация: 26.8.2011
Пользователь №: 33 445



QUOTE(generalissimus1966 @ 23.3.2017, 10:27) *
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 ?


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 19:48
Сообщение #8


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Didro @ 23.3.2017, 19:36) *
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 20:07
Сообщение #9


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 20:11
Сообщение #10


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(generalissimus1966 @ 23.3.2017, 10:27) *
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 20:15
Сообщение #11


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.3.2017, 20:11) *
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
Go to the top of the page
 
+Quote Post
ВОВИЩЕ
сообщение 23.3.2017, 22:33
Сообщение #12


Эксперт
****

Группа: Haunters
Сообщений: 952
Регистрация: 13.6.2010
Из: Энергодар
Пользователь №: 13 830



QUOTE(Didro @ 23.3.2017, 19:36) *
Разве по мере выгорания не имеет место 0,672 => 0,346 ?

0,63 => 0,56


--------------------
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)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 22:43
Сообщение #13


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(ВОВИЩЕ @ 23.3.2017, 22:33) *
0,63 => 0,56


По реактору в целом.

А вот 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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Pakman
сообщение 23.3.2017, 23:08
Сообщение #14


Он знает ТОТ
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 099
Регистрация: 3.4.2011
Из: Питер
Пользователь №: 33 050



Одна касета реактор не взорвёт.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 23.3.2017, 23:19
Сообщение #15


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(Pakman @ 23.3.2017, 23:08) *
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.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Pakman
сообщение 23.3.2017, 23:54
Сообщение #16


Он знает ТОТ
******

Группа: Patrons
Сообщений: 2 099
Регистрация: 3.4.2011
Из: Питер
Пользователь №: 33 050



Я - за стационарные решения.
Go to the top of the page
 
+Quote Post
KTN
сообщение 24.3.2017, 0:42
Сообщение #17


Завсегдатай
****

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



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.3.2017, 23:43) *
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.


Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 24.3.2017, 8:39
Сообщение #18


Модератор
********

Группа: Clubmen
Сообщений: 19 783
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



QUOTE(KTN @ 24.3.2017, 0:42) *
могут иметь повышенную бету благодаря делению урана-238


Никто и не спорит с этим, я ж написал, что "грубо-прикидочно".

Конечно, 238U ещё немного повысит бету. Но всё-таки это не радикальное изменение.

Go to the top of the page
 
+Quote Post
Didro
сообщение 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.


--------------------
Go to the top of the page
 
+Quote Post
VBVB
сообщение 26.3.2017, 2:36
Сообщение #20


Постоянный участник
******

Группа: Patrons
Сообщений: 3 133
Регистрация: 16.3.2011
Из: Россия, Краснодар
Пользователь №: 32 291



QUOTE(AtomInfo.Ru @ 23.3.2017, 10:57) *
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
Go to the top of the page
 
+Quote Post

2 страниц V   1 2 >
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 24.9.2018, 14:47
Rambler's Top100