IPB

Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )


Нет регистрации на форуме? Вам сюда.
12 страниц V   1 2 3 > »   
Reply to this topicStart new topic
> Торий
Гость
сообщение 23.11.2008, 13:10
Сообщение #1





Guests






Уважаемые господа!

Индуи ребята грамотные и цепкие, но по их статье про торий имеются вопросы.

Они пишут: "Сечение захвата для изотопа 233U для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов 235U и 239Pu - соответственно, 46, 101 и 271 барн. В то же время, тепловые сечения деления всех трёх изотопов находятся приблизительно в одном и том же диапазоне - 525, 577 и 742 барна, соответственно."

Все это здорово, но как насчет числа нейтронов в акте деления? У плутония оно должно быть большим.


Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 23.11.2008, 15:18
Сообщение #2


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Гость @ 23.11.2008, 13:10) *
Все это здорово, но как насчет числа нейтронов в акте деления? У плутония оно должно быть большим.


Ну, это вопрос в пределах моей компетенции :-) и поэтому могу на него ответить.

Данные из оригинальной библиотеки для WIMS-D4, тепловые нейтроны:

233U: nu=2,494
235U: nu=2,43
239Pu: nu=2,89

У плутония nu совершенно естественно больше, чем у урана. Это закон природы rolleyes.gif




--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Гость
сообщение 23.11.2008, 19:03
Сообщение #3





Guests






Ну, а я что говорил??? Вот видите, оно больше у плутония и непонятны рассуждения про выигрыш для урана-3.

Второй вопрос по этому пассажу: "У изотопа 233U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность 235U и 239Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов."

Что это такое? Что значит "чувствительность к конкретным типам тепловых реакторов"?

Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 23.11.2008, 21:22
Сообщение #4


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Гость @ 23.11.2008, 19:03) *
Ну, а я что говорил??? Вот видите, оно больше у плутония и непонятны рассуждения про выигрыш для урана-3.


Пардон, вечер, работы осталось много и соображаю с трудом. sad.gif

Где Вы видите противоречие? Само по себе nu мало кого волнует. Определяющим фактором является eta, то бишь комплекс nu*sf/sa. И его график для всех трёх изотопов индусы приводят. Разумеется, приводят как иллюстрацию, так как не они его (график) придумали, да и, строго говоря, он очень давно известен.


Вас не удивляет, например, что при загрузке в ВВЭР даже оружейного плутония есть риск повышения обогащения в свежей загрузке для сохранения той же критичности, что и для уранового топлива? blink.gif

QUOTE(Гость @ 23.11.2008, 19:03) *
Второй вопрос по этому пассажу: "У изотопа 233U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность 235U и 239Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов."

Что это такое? Что значит "чувствительность к конкретным типам тепловых реакторов"?


А Вы посмотрите на график в этом посте. Видите, какие сильные резонансы у 235U и 239Pu при 0,3 эВ? А это, на минуточку, основной ареал обитания нейтронов в тепловых реакторах! Представьте, как будут меняться нейтронные хар-ки тепловых реакторов при изменениях в конструктиве (например, от шага решётки)? Нет, конечно, какой-то фантастики при этом не будет, но важен сам факт - они (характеристики) будут меняться для 235U и 239Pu, а вот для 233U они будут оставаться примерно постоянными. На что и указывают индусы.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Гость
сообщение 23.11.2008, 23:26
Сообщение #5





Guests






Нет, это вы меня меня простите! Сам затупился за выходные. Посыпаю голову пеплом и ухожу читать учебники. А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 24.11.2008, 0:26
Сообщение #6


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Гость @ 23.11.2008, 23:26) *
А можно еще на графики сечений посмотреть для полноты образования?


Теоретически я могу это сделать, но есть вероятность, что напортачу (вечер и всё такое)...

Впрочем, вот графики для сечений поглощения (abs) и рождения (nusf) для 233U, 235U и 239Pu. Источник - оригинальная библиотека WIMS-D4.



То же самое, но убрал плутоний.



То же самое, но убрал слева несколько точек для лучшей наглядности



Это сечения групповые и старые. На всякий случай, для сравнения, данные для сечения поглощения 233U из файлов посвежее (резонанс стоит в другом месте).



P.S. Если где-то промахнулся, пожалуйста, ко мне без претензий! В конце концов, я не скрываю, что давненько не брал в руки шашки. rolleyes.gif



--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 25.11.2008, 6:58
Сообщение #7


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 591
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



Оч интересное видео на англ языке


http://www.youtube.com/watch?v=AHs2Ugxo7-8
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Гость
сообщение 25.11.2008, 12:48
Сообщение #8





Guests






Цитата(www @ 25.11.2008, 6:58) *
Оч интересное видео на англ языке
http://www.youtube.com/watch?v=AHs2Ugxo7-8


очень интересное но не скачивается до конца
распечатка его есть где-нибудь?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
www
сообщение 26.11.2008, 6:06
Сообщение #9


Эксперт
****

Группа: Clubmen
Сообщений: 591
Регистрация: 17.9.2007
Пользователь №: 802



Цитата(Гость @ 25.11.2008, 12:48) *
очень интересное но не скачивается до конца
распечатка его есть где-нибудь?


Сама презентация здесь:

http://www.energyfromthorium.com/ppt/LFTRG...k_Bonometti.ppt
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Лайза
сообщение 21.12.2008, 19:32
Сообщение #10





Guests






Нашла в поисковиках много инфы про Индию и США. Может ли торий быть интересным для России?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 21.12.2008, 22:22
Сообщение #11


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Лайза @ 21.12.2008, 19:32) *
Нашла в поисковиках много инфы про Индию и США. Может ли торий быть интересным для России?


Лайза,

честно только признаёмся - курсовик пишем, или что? wink.gif


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
AtomInfo.Ru
сообщение 16.1.2009, 22:13
Сообщение #12


Модератор
*********

Группа: Clubmen
Сообщений: 21 116
Регистрация: 16.1.2007
Из: Обнинск
Пользователь №: 4



По посту Помм открыта новая тема.
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=471


Сообщение отредактировал AtomInfo.Ru - 16.1.2009, 22:14
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 16.1.2009, 22:18
Сообщение #13





Guests






Спасибо за ответ) Просто увлекаюсь ядерной темой а на Атоминфо про оружие не пишут. Кстати, бридеры индийские ведь тоже под гарантии вроде идут. А как Вы считаете, действительно ли хотят США лишить Индию арсенала? И не попали индусы в ловушку со своей сделкой?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 21.5.2009, 21:58
Сообщение #14





Guests






Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал. Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233. Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал. Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах? Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 21.5.2009, 22:10
Сообщение #15





Guests






Да, еще вопрос. Насколько вреден для энергетики образующийся при этом U-232? Можно ли качественно разделять U-232 и U-233?
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 21.5.2009, 22:47
Сообщение #16


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 22:58) *
Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал.


Точнее говоря, пороговый материал. Выше по ветке есть картинка с сечениями, хорошо иллюстрирующая вопрос. Пороговый означает, что он делится только нейтронами с энергией выше определённого значения (порога). Для тория-232 порог равняется примерно 1 МэВ, то есть, можно считать, что в реакторе он почти не делится - средняя энергия нейтронов деления составляет 2 МэВ. А вот в каких-нибудь ускорителях, создающих нейтроны с энергиями десятки или сотни МэВ, всё может быть и по-другому.

QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 22:58) *
Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233.


Точнее говоря, ториевому реактору нужен запал из любого делящегося материала, не обязательно плутония. Но в конкретном случае Индии это будет плутоний по понятным причинам - делать "запальные" загрузки активной зоны из урана, причём с довольно высоким обогащением, при условии, что своего урана у них мало, выглядит как-то неразумно. smile.gif

QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 22:58) *
Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал.


Если упрощённо, то образование U-233 из Th-232 будет определяться следующей системой дифференциальных уравнений:

dro(th232)/dt = -sigma(abs,th232)*Flux*ro(th232)
dro(u233)/dt = -sigma(abs,u233)*Flux*ro(u233) + sigma(cap,th232)*Flux*ro(th232)

Первое уравнение описывает убыль тория за счёт поглощения в нём нейтронов.
Второе уравнение описывает убыль урана-233 за счёт поглощения в нём нейтронов и прибыль урана-233 за счёт реакции захвата нейтрона в ядре тория-232.

Образование Pu-239 из U-238 будет описываться такой системой уравнений с точностью до замены индексов th232 => u238 и u233 => pu239.

Это очень упрощённая модель, не учитывающая массу тонкостей, но её достаточно, чтобы понять физику процесса.

Чтобы качественно сравнить накопление урана-233 из тория с процессом накопления плутония-239 из урана-238, достаточно сравнить коэффициенты sigma (сечения). Привожу те данные, что у меня есть в справочнике для нейтронов тепловых энергий:

sigma(abs,th232) = 7,4 барна.
sigma(cap,th232) = 7,4 барна.
sigma(abs,u233) = 575,3 барна.

sigma(abs,u238) = 2,7 барна.
sigma(cap,u238) = 2,7 барна.
sigma(abs,pu239) = 1011,2 барна.

Для справки: 1 барн = 10^-24 см^2.

Сравнивайте smile.gif Я бы не сказал, что наработка урана-233 невелика. Наоборот, видно, что скорость его образования из тория примерно в 3 раза выше, чем скорость образования плутония-239 из урана-238, а скорость его уничтожения в реакторе в 2 раза ниже, чем скорость уничтожения плутония-239.

А вообще всё будет очень сильно зависеть от конкретных проектов реакторов.

QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 22:58) *
Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах?


Это слишком сильное утверждение. smile.gif Я могу потратить полночи, вспоминая проекты, которые его опровергали бы. Но всех их объединяет одно - они слишком экзотичны, и практические работы по ним либо не велись вообще, либо были заброшены десятилетия назад.

Поэтому сформулируем так. На данном этапе развития технологий торий целесообразно использовать в замкнутом топливном цикле в реакторах, либо имеющих коэффициент воспроизводства (КВ) больший единицы (бридеры), либо близкий к нему.

QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 22:58) *
Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?


Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. smile.gif Я попробую на выходных прикинуть ответ на вторую половину вопроса, но насчёт первой не уверен, что смогу.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 21.5.2009, 23:15
Сообщение #17


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Editor-in-Chief @ 21.5.2009, 23:47) *
Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. smile.gif Я попробую на выходных прикинуть ответ на вторую половину вопроса, но насчёт первой не уверен, что смогу.


Вот смотрите. Я сейчас сделал очень грубые прикидочные расчёты для французского бридера EFR (он никогда не был построен, но у меня есть по нему кой-какие данные). Получилось, что если в нём заменить оружейный плутоний на уран-233, то обогащение можно будет снизить примерно на четверть, чтобы сохранить на том же уровне критичность реактора.

Теперь воспользуемся единственными, насколько я знаю, известными открытыми данными по загрузке плутония в российские БН:
QUOTE
http://www.bellona.ru/russian_import_area/...sia/status/4109
Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 тонн плутония для начальной загрузки и 1,6 тонн для ежегодной подпитки.

То, что ссылка на сайт Беллоны, в данном случае не должно смущать - эти значения можно считать верными, я их встречал и в "неоткрытых" отчётах.

Теперь провернём тупую операцию - возьмём и уберём одну четверть из 2,3 тонн, считая, что по физике наши БН и французский EFR отличаются слабо (а это близкое к истине предположение). Получим, что для первой загрузки ("запальной зоны") нашему БН-800 потребуется примерно 1,7 тонны урана-233.

Но этот расчёт был в предположении, что в активной зоне лежит уран-238 как сырьевой изотоп. Если вместо урана-238 будет торий, то обогащение по урану-233 придётся немного увеличить.

Все эти расчёты, естественно, пальцевые и с большой погрешностью. К сожалению, не могу сказать ничего по поводу накопления урана-233 в БН, бо это требует слишком сложного расчёта. Единственное, чем могу помочь, наверное - на выходных мы поищем в открытых базах МАГАТЭ, есть ли у них какие-нибудь работы по использованию урана-233 в быстрых натриевых реакторах, и если найдём, то скинем сюда их резюме.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Editor-in-Chief
сообщение 21.5.2009, 23:30
Сообщение #18


Гл.редактор
***

Группа: Уровень доступа - 2
Сообщений: 423
Регистрация: 25.6.2007
Из: Обнинск, Россия
Пользователь №: 117



QUOTE(Помм @ 21.5.2009, 23:10) *
Да, еще вопрос. Насколько вреден для энергетики образующийся при этом U-232? Можно ли качественно разделять U-232 и U-233?


Уран-232 вреден следующим образом. Он очень активен, и придётся принимать дополнительные меры по защите персонала и населения, что очень неположительно скажется на стоимости энергоблока.

Разделять теоретически возможно, но на практике этого при нашей жизни делать не будут. Чтобы разделять изотопы, потребуются отдельные центрифужные заводы - отдельные, потому что там всё оборудование будет перепачкано ураном-232, и никаких других операций делать там больше нельзя.

Но самое противное, что концентрации урана-232 мизерные - он, как говорится, мал золотник, да вонюч активен, и для его отделения придётся пропускать исходный материал через слишком большое число центрифуг (читай - потратить слишком много энергии). Дополнительная проблема связана с тем, что делать с отделённым чистым ураном-232 - это очень опасный отход, и обращение с ним будет слишком затруднено и дорого.


--------------------
Александр Уваров.
Главный редактор AtomInfo.Ru.
Специальность 0311, но "давненько не брал я в руки шашек" :-)
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 22.5.2009, 10:16
Сообщение #19





Guests






Спасибо за ответ! Насколько я понял, ториевый цикл не имеет преимуществ перед уран-плутониевым. И даже хуже, если учесть проблемы с экологией ( имею в виду U-232). Так что, видимо, ожидать массового строительства ториевых реакторов не приходится, пока есть уран. Хотя и могут быть установки для получения U-232 для экспериментов
Go to the top of the page
 
+Quote Post
Помм
сообщение 22.5.2009, 10:17
Сообщение #20





Guests






Сорри, опечатался - U-233 для экспериментов)
Go to the top of the page
 
+Quote Post

12 страниц V   1 2 3 > » 
Reply to this topicStart new topic
1 чел. читают эту тему (гостей: 1, скрытых пользователей: 0)
Пользователей: 0

 



Текстовая версия Сейчас: 25.5.2019, 23:05
Rambler's Top100