Индия, отдельно от Куданкулама |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Индия, отдельно от Куданкулама |
1.3.2017, 18:32
Сообщение
#21
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 46 Регистрация: 26.9.2016 Пользователь №: 34 383 |
Она у них "почти готова" к началу строительства демонстрационного реактора все последние годы. Но что-то явно тормозит дело. Спасибо! Пардон за вопрос - профан в теме, так что больно не бейте, пожалуйста: А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Я краем уха слышал, что в CANDU вроде как кто-то пытался, и у него даже получалось. Если это правда, то в чем проблема? И еще, ОЯТ Индия разве не возвращает? Я знаю, что они не хотели, но их вроде настойчиво переубедили же. |
|
|
1.3.2017, 19:00
Сообщение
#22
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 025 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Куда угодно можно. Проблема с ним другая - он сырьё, а не топливо. И еще, ОЯТ Индия разве не возвращает? Я знаю, что они не хотели, но их вроде настойчиво переубедили же. Да нет, не переубеждали их. Смысла нет особого. |
|
|
3.3.2017, 13:25
Сообщение
#23
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
А в тяжеловодники вообще можно загружать торий? Я краем уха слышал, что в CANDU вроде как кто-то пытался, и у него даже получалось. Если это правда, то в чем проблема? Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. У них же монацита на пляжах очень много. В общем виде полученные результаты можно выразить следующим образом. Тория в тяжеловодник много не загрузить, практически по нейтронике только 1/6 часть от массы урана в активной зоне. По экономике и удобству станционного топливного цикла доля сжигаемого тория в тяжеловоднике на ходится на уровне между 1/8 и 1/12 от количества урана в активной зоне в зависимости от того слабообогащенный уран или уран природного обогащения в топливе. Практически оказывается, что для нынешних индийских тяжеловодников торий дает где-то около 6% экономии по урану. Если поднять обогащение топлива по урану-235 с 1.3% до 1.5-1.6%, то можно за счет бридинга тория и выгорания генерируемого урана-233 иметь экономию урана на уровне около 8.5-9.5%. Торий как делящийся поглотитель нейтронов в специальных твс они применяли для выравнивания нейтронного потока и тепловыделения по всему объему для активной зоны PHWR. Также использование тория позволяло сгладить временные изменения реактивности в ходе топливной кампании и удлинить ее на несколько процентов. Понятно, что индийская исследовательская программа по торию для тяжеловодников "двойного назначения", поскольку индусы уран-233 как приемлемый оружейный материал уже длительное время рассматривают. Они хорошо программу разработки советского ядерного/термоядерного оружия изучали и знают об успешном использовании урана-233 в реально протестированных образцах. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
3.3.2017, 20:06
Сообщение
#24
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 46 Регистрация: 26.9.2016 Пользователь №: 34 383 |
Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. У них же монацита на пляжах очень много. В общем виде полученные результаты можно выразить следующим образом. Тория в тяжеловодник много не загрузить, практически по нейтронике только 1/6 часть от массы урана в активной зоне. По экономике и удобству станционного топливного цикла доля сжигаемого тория в тяжеловоднике на ходится на уровне между 1/8 и 1/12 от количества урана в активной зоне в зависимости от того слабообогащенный уран или уран природного обогащения в топливе. Практически оказывается, что для нынешних индийских тяжеловодников торий дает где-то около 6% экономии по урану. Если поднять обогащение топлива по урану-235 с 1.3% до 1.5-1.6%, то можно за счет бридинга тория и выгорания генерируемого урана-233 иметь экономию урана на уровне около 8.5-9.5%. Торий как делящийся поглотитель нейтронов в специальных твс они применяли для выравнивания нейтронного потока и тепловыделения по всему объему для активной зоны PHWR. Также использование тория позволяло сгладить временные изменения реактивности в ходе топливной кампании и удлинить ее на несколько процентов. Понятно, что индийская исследовательская программа по торию для тяжеловодников "двойного назначения", поскольку индусы уран-233 как приемлемый оружейный материал уже длительное время рассматривают. Они хорошо программу разработки советского ядерного/термоядерного оружия изучали и знают об успешном использовании урана-233 в реально протестированных образцах. Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Остался еще вопрос: почему торий слабо делится с У-235, но довольно резво с 233? Скорость нейтронов в тепловом реакторе та же самая. Или причина в количестве испускаемых нейтронов? |
|
|
3.3.2017, 22:22
Сообщение
#25
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Знаю это по полтора десятку виденных статей и докладов индусов. Если дадите адрес электронной почты, часть материалов которые под рукой и не так долго искать в недрах компов могу выслать. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
4.3.2017, 0:15
Сообщение
#26
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 46 Регистрация: 26.9.2016 Пользователь №: 34 383 |
Дал бы адрес, но не могу писать в личные сообщения. Было бы очень замечательно, если модератор такую возможность предоставил.
Ответ модератора. - Сделал. Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 4.3.2017, 0:28
Причина редактирования: Ответил. - Модератор
|
|
|
4.3.2017, 9:06
Сообщение
#27
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 359 Регистрация: 11.8.2010 Пользователь №: 23 809 |
Большое спасибо! Разложили по полочкам. Если бы был еще и источник, на который можно было бы сослаться - было бы вообще замечательно. Остался еще вопрос: почему торий слабо делится с У-235, но довольно резво с 233? Скорость нейтронов в тепловом реакторе та же самая. Или причина в количестве испускаемых нейтронов? Тут дело не в этом. На самом деле, торий и есть источник для урана-233. Сам по себе торий не пригоден ни для едренбатона, ни как топливо. Но он довольно легко захватывает нейтроны, превращясь в уран-233, который уже и используется в качестве делящегося материала. Однако, чтобы эти процессы запустить, нужен уран-235, как основа. А так-то уран-233 в природе не встречается, синтезируется искусственно. Сообщение отредактировал Дед Мороз - 4.3.2017, 9:09 -------------------- Есть две бесконечные вещи — Вселенная и человеческая глупость. Впрочем, насчёт Вселенной я не уверен. (с) Эйнштейн
|
|
|
4.3.2017, 11:06
Сообщение
#28
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 562 Регистрация: 4.7.2014 Из: Moscow Пользователь №: 34 011 |
Тут дело не в этом. На самом деле, торий и есть источник для урана-233. Сам по себе торий не пригоден ни для едренбатона, ни как топливо. Но он довольно легко захватывает нейтроны, превращясь в уран-233, который уже и используется в качестве делящегося материала. Однако, чтобы эти процессы запустить, нужен уран-235, как основа. А так-то уран-233 в природе не встречается, синтезируется искусственно. У урана-233 при делении тепловыми нейтронами число вторичных нейтронов больше, чем у урана-235, поэтому в системе уран-233-торий-232 коэффициент воспроизводства может быть больше единицы. А, вот, когда первичным делящимся является уран-235, коэффициент воспроизводства больше единицы быть не может. Остальное как бы несущественно. |
|
|
4.3.2017, 12:55
Сообщение
#29
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 025 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
У урана-233 при делении тепловыми нейтронами число вторичных нейтронов больше, чем у урана-235 Разница есть, но очень небольшая. Я посмотрел пару библиотек (они старые, но для общих рассуждений нормально). У 235U при тепловых энергиях - округлённо 2,42-2,43. У 233U - 2,5. То есть, от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах. |
|
|
4.3.2017, 21:05
Сообщение
#30
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 562 Регистрация: 4.7.2014 Из: Moscow Пользователь №: 34 011 |
Разница есть, но очень небольшая. То есть, от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах. А я где-то читал, что максимальный Кв в системе уран-233-торий-232 равен 1,05-1,06 на тепловых нейтронах... соответственно, с 235-м - максимум 0,98... Если, конечно, у меня не ложная память Причём, это ведь с практически чистым 235-м будет 0,98, а с реальным ураном оружейного обогащения даже меньше, ведь даже 10% 238-го будут поглощать свою долю нейтронов. Превращаясь, конечно, в плутоний, но общий Кв от этого, всё же, уменьшится. Сообщение отредактировал generalissimus1966 - 4.3.2017, 21:07 |
|
|
4.3.2017, 21:23
Сообщение
#31
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 025 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
А я где-то читал, что максимальный Кв в системе уран-233-торий-232 равен 1,05-1,06 на тепловых нейтронах... соответственно, с 235-м - максимум 0,98... Всё правильно, с торием можно, хотя и очень трудно, достичь КВ чуть больше 1 в тепловом реакторе. Чтобы мне сейчас всякие отчёты не копать, дам ссылку из интернета. Искать в ней breeding gain и breeding ratio. И да, там как раз говорится про КВ=1,05 в уран-ториевом ЖСР. http://www.currentscience.ac.in/Volumes/111/10/1607.pdf В тепловой области, переходя от 235U к 233U, мы выигрываем немного в числе нейтронов, родившихся на акт деления в топливе. Но ещё интереснее получается, если сравнивать числа нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе. Здесь 233U выглядит приличнее остальных, что и создаёт возможности для теплового бридинга. эта = ню * сигма-f / сигма-a, где: эта = число нейтронов, родившихся на акт поглощения в топливе, ню = число нейтронов, родившихся на акт деления в топливе. У нас есть статья по материалам Какодкара. Из неё график, иллюстрирующий сказанное: |
|
|
4.3.2017, 22:00
Сообщение
#32
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 |
У 235U при тепловых энергиях - округлённо 2,42-2,43. У 233U - 2,5. от перехода на 233U выигрываем где-то 0,07-0,08 нейтрона в тепловых реакторах. 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). Сравнивать нужно для конкретной конструкции реактора произведение этих цифр на умножение нейтронов в сырьевом нуклиде. Бесконечная среда металлического урана-238 даёт размножение 1,17. Для тория цифра не известна с аналогичной точностью, оценочно составляет 1,04(+-0,02). 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. 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. |
|
|
5.3.2017, 7:23
Сообщение
#33
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 447 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, 12:48
Сообщение
#34
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 025 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
|
|
|
5.3.2017, 13:02
Сообщение
#35
|
|
Эксперт Группа: Уровень доступа - 2 Сообщений: 3 890 Регистрация: 9.6.2007 Из: Обнинск-Москва Пользователь №: 89 |
P.S. Наглядно видно, кстати - если добыть нейтроны >10 МэВ, то можно и недавно обсуждавшийся реактор с КВ>3 изобретать Ну, это уже скалывание и электрояд. -------------------- С уважением
Александр Быков |
|
|
5.3.2017, 13:52
Сообщение
#36
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 562 Регистрация: 4.7.2014 Из: Moscow Пользователь №: 34 011 |
Ну, это уже скалывание и электрояд. Ну, скорее, токамак на D-T и урановый/ториевый бланкет. Правда, часть вторичных нейтронов уйдёт на замыкание токамачного цикла по тритию... Туда выгодно направлять, как раз, вторичные нейтроны. Правда, опять придётся по литию-6 обогащать, но это, сравнительно с обогащением урана, простой процесс. Главное, к.п.д. размножения высокий - каждые 14 МэВ из реакции D+T дают дополнительно 200-400 МэВ из реакции деления потом |
|
|
5.3.2017, 14:14
Сообщение
#37
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Общий вывод был сформулирован ещё во времена Курчатова: практические конструкции на замкнутом топливном цикле торий232-уран233 потребуют внешней подпитки делящимися материалами. Этот общий вывод и не только для тория работает. Пока еще практические конструкции безбланкетных быстрых реакторов (по требованиям распространения) на замкнутом топливном цикле уран238-плутоний(реакторный плутоний ОЯТ в БН) тоже требуют внешней подпитки делящимися материалами. И это несмотря на то что имелись/имеются работавшие аппараты с величиной КВа чуть более 1. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
5.3.2017, 21:04
Сообщение
#38
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 447 Регистрация: 8.4.2010 Пользователь №: 5 621 |
Не просто пытались, а в Индии есть специальная государственная программа исследований по сжиганию тория в энергетическах тяжеловодниках. тут некая смесь понятий - есть тяжеловодники и есть тяжеловодники то, где индусы планируют использовать LEU/Th топливо - AHWR - это, вообще говоря, РБМК, но с тяжеловодным каландром вместо графита. Довольно заметно отличается от их КАНДЮ энергетических тяжеловодников |
|
|
5.3.2017, 23:16
Сообщение
#39
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 25 025 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Эксперимент на Шиппингпорте - в отдельной теме. - Модератор
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1201 |
|
|
6.3.2017, 13:17
Сообщение
#40
|
|
Новичок Группа: Haunters Сообщений: 46 Регистрация: 26.9.2016 Пользователь №: 34 383 |
Расчет стоимости проектов:
Джайтапур ~9 млрд долларов за блок С американцами всё сложнее от 3 млн в Митхивирди и от 4,5 млн долл в Ковваде за МВт. В принципе, если уложатся в минимум в Митхивирди, то всё не так плохо, но такое развитие событий маловероятно. И, к сожалению, не понял, расчет за тысячники или новые версии AP1000, у которых мощность около 1200 МВт. Получается, что в экономике конкурентов у России с Куданкуламом нет? Выбор мотивирован политическими соображениями. Сообщение отредактировал Polit - 6.3.2017, 13:18 |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 21.9.2024, 21:46 |