Тяжеловодные реакторы, Что могут нарабатывать Опции

[Помм]

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

[www]

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

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.

[AtomInfo.Ru]

Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239?

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.

Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

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.

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

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

[AtomInfo.Ru]

Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

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.

[Помм]

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

[Помм]

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

[AtomInfo.Ru]

В интернете встречал информацию, что персы передавали МАГАТЭ сведения, что по их спецификациям в этом реакторе плутоний нарабатываться не будет.

Будет, конечно будет.

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

[AtomInfo.Ru]

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

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.

[Помм]

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

[AtomInfo.Ru]

Будет, конечно будет.

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

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.

[AtomInfo.Ru]

Ведь их природный уран считается слишком бедным, а стало быть даже Candu его кушать не будет

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.

[Помм]

Понятно! Перепутал значит

[www]

Теперь конкретно по тяжёловодным реакторам.

Прелесть реакторов с D2O состоит в том

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

[Editor-in-Chief]

Приветствую!
Не нашел где спросить. Что всемогущий олл знает о реакторах "малая семерка" и "большая семерка"?
Red

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")...

[VBVB]

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

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

[RAE]

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

[Smith]

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

[VBVB]

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

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.

Сообщение отредактировал VBVB - 5.5.2011, 2:04

[www]

Извиняюсь, ошибся.

[RocketMan]

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.

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?