Иранская ядерная программа Опции

[VBVB]

А вот и нет. Нет у них ни центрифуг ни переработки.

У иранцев тоже нет промпеработки ОЯТ.
Ни от TRR, ни от ВВЭР.

[alex_bykov]

А вот и нет. Нет у них ни центрифуг ни переработки.

Для выделения плутония центрифуги не нужны. Переработки у ИРИ и так нет, м.б. только исследовательские, и они тоже под гарантиями. ОЯЬ из Бушера мы забираем к себе.

[AtomInfo.Ru]

Народ, ещё раз говорю - у них в Тегеране прямо в бассейне висят сборки (облучённые) из оружейного урана. Которые шаху продали американцы. Я их сам видел во времена оны. Уж если так надо, то я бы по первости их разобрал. Они, конечно, выгоревшие, но наскрести там на дело можно. И никаких тайных манипуляций с Бушером не потребуется.

Иранцы материал набрать могут. Но при этом непременно попадутся - может, не сразу, может, спустя несколько лет. И влетят на санкции. Серьёзные, а не игрушечные. А то и на бомбёжку. А у них экономика и так сейчас поёт романсы. Поэтому вопрос - на кой это им сейчас? В будущем (отдалённом) - может быть. Но это опция, открытая для любой страны с ЯТЦ - хоть для Ирана, хоть для Бразилии.

[VBVB]

Вот скажи, чего ты к Ирану прицепился? У нас на украинских АЭС, да и на любой АЭС та же фигня может только "вид сбоку".

Помимо классики скрытной наработки плутония оружейного качества в ядерном топливе, в компонентах ТВС или кассет СУЗ есть еще не менее интересный вариант. Если описанные варианты требуют доступа к фабрикации, топлива или разборке/переделке ТВС или кассет, то "интересный вариант" этого не требует.
Описание его вкратце давалось ранее [J.F.A. Delbeke, G. Janssens-Maenhout, P. Peerani. Pu-breeding feasibility in PWR. // Nuclear Engineering and Design. 2007. N 237. P. 1158–1163].
Вкратце, в PWRах имеются втулочные каналы для датчиков нейтронного потока в активной зоне. В 900 МВт(эл) трехпетлевом PWR американских моделей таких каналов до полусотни. Расчеты показывают, что если в этих каналах вместо используемого ВОУ использовать обедненный уран в 45 тестовых каналах (оставшиеся 5 каналов позволяют управлять реактором), то за год работы одного такого реактора возможна наработка до 1.84 кг оружейного плутония с содержанием 239Pu в 93%.

Любая страна, имеющая достаточно мощные исследовательские реакторы или использующая энергетические атомные реакторы на АЭС способна непрофильно нарабатывать плутоний, пригодный для создания ЯО. И Иран не исключение из общего списка в полусотню стран мира.
Вон те же CANDU, как автомат по ежемесячной скрытной выдаче килограммов оружейного плутония эффективно могут использоваться. И ничего, никто их не запрещает.

[barvi7]

Нет, неравномерно. Но мы же рассматриваем короткое облучение, когда влиянием изменения изотопного состава можно пренебречь. В этом случае плутония больше нарабатывается ближе к центру таблетки, поскольку происходит самэкранировка периферийным слоем для тепловых нейтронов. В любом случае предложенный мной вариант с общим сдвигом спектра в кассете за счёт вытеснителей /а если его усовершенствовать, то в качестве вытеснителей можно по методу VBVB и обеднённый уран использовать/ куда эффективнее.

Не вижу "физических" оснований для заявлений о большем накоплении плутония ближе к центру таблетки.
По известным мне источникам плутоний как раз накапливается в поверхностном слое ( от 100 до 90%). От длительности облучения зависит изотопный состав, но не распределение плутония по таблетке. Причина - бОльшая часть плутония нарабатывается за счет резонансного поглощения нейтронов 238-U, вследствие этого и имеем сильное экранирование внутренних частей таблетки от резонансных нейтронов. А следовательно внутри плутония меньше (по концентрации и даже по массе, чем в 20-25 % внешних по радиусу частях таблетки) . . ..
Источник, что под рукой оказался: см. рис.17.
http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2...e_2005_5_94.pdf

[alex_bykov]

Угум-с. barvi7, Вы правы. Про самоэкранировку на промежуточных нейтронах я тупо забыл, а она на порядки больше.

[KTN]

В любом случае предложенный мной вариант с общим сдвигом спектра в кассете за счёт вытеснителей /а если его усовершенствовать, то в качестве вытеснителей можно по методу VBVB и обеднённый уран использовать/ куда эффективнее.

Конструкцию вытеснителей какую предлагаете?
Исходная идея очевидна: замена воды плотностью 0,7 на металлический цирконий уменьшает макроскопическое сечение поглощения в 2 раза.
Вместе с тем задача конструктора далеко не проста. Для изменения спектра нужно вытеснить много воды, от (1/3) до (2/3) начального количества.
Треугольная решётка ВВЭР-1000 с шагом 12,75 мм при ТВЭЛах 9,1 мм оставляет 3,65 мм между образующими ТВЭЛов. Есть ещё дистанционирующие решётки на длине 3860 мм.
Теплосъём близок к кризису теплообмена, а уменьшение проходного сечения воды увеличит гидравлическое сопротивление активной зоны, и даже при меньшем секундном расходе потеря давления при проходе водой активной зоны будет не 200 kПа а гораздо больше. При этом важно, чтобы вытеснитель не касался оболочек ТВЭЛов во избежание появления горячих пятен. Увеличивать нагрев теплоносителя за проход активной зоны, выше 30 градусов цельсия, тоже непросто на докритических параметрах пара.

Не очевидна возможность опускать в активную зону со 160 атмосферами компенсирующую решётку циркониевых прутков треугольного сечения, охватывающую всю активную зону.
Для легководного реактора задача не относится к легко решаемым. Проще перейти на сверхкритический диапазон давления водяного пара, вместо вытеснителей регулируя замедление плотностью воды в диапазоне 0,3 - 0,14 грамм на см3. Верхняя цифра ограничена плотностью воды в критической точке, нижняя (20% значения обычных ВВЭР) - малым секундным расходом массы, нужной для выноса тепла на турбину. К тому же, при омывании твэлов паром вместо воды, возникает вопрос коррозии классических сплавов.

Возвращаясь к концепции вытеснителей, может оказаться необходимым увеличивать проходное сечение реактора, чтоб вынести теплоносителем тепло из активной зоны и сохранить прежние 1000 МВт. Корпус окажется не транспортабельным по железной дороге. Суммируя всё это, в ближайшие десятилетия может оказаться проще перейти к быстрым реакторам, оставив легководным нишу корабельных тепловой мощностью 200 - 500 МВт.

[VBVB]

Не вижу "физических" оснований для заявлений о большем накоплении плутония ближе к центру таблетки.
По известным мне источникам плутоний как раз накапливается в поверхностном слое ( от 100 до 90%). От длительности облучения зависит изотопный состав, но не распределение плутония по таблетке.

А не видим ли мы случаем действие (образование плутония в массе топливной таблетки) и последействие (диффузионный перенос кислород-содержащих плутониевых форм на внешнюю поверхность топливной таблетки)?

Про топливную таблетку ВВЭР-1000 пишут:

При номинальной мощности топлива средняя температура в центре топливных таблеток составляет около 1600 градусов, а на поверхности этих таблеток - около 470 градусов. Максимальная температура соответственно достигает 1940 и 900 градусов.

Имеем для оксидов урана, нептуния и плутония следующие температуры плавления (град. С):
UO2 - 2820
NpO2 - 2797
Np2O3 - 2510
Pu2O3 - 2085
PuO2 - 2744
Am2O3 - 2190

Известно, что в облученном ядерном топливе нептуний и плутоний присутствует в виде нестехиометрической дефектной фазы NpO2-x и PuO2-x. Причем при температурах выше 1500 К становится ощутимым равновесие между PuO2-x и Pu2O3.
Если обратить внимание на теплоты плавления оксидов плутония и нептуния, то обращает на себя внимание заметно низкая температура плавления Pu2O3. Очевидно, что для этого соединения при максимальных рабочих температурах для уран-оксидного топлива будет характерен высокий коэффициент диффузии и соответственно будет наблюдаться фракционный перенос нарабатываемого плутония в форме Pu2O3 от в холодную внешнюю периферийную область топливной таблетки. Причем в этой более холодной области плутоний будет находиться в виде фазы PuO2-x со стехиометрией наиболее близкой к PuO2.

Вот например, у Nd2O3 температура плавления около 2233 С и он, судя по всему, также неплохо переносится на внешний край топливной таблетки.

Заметьте, что в приведенной ссылке на статью
http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2...e_2005_5_94.pdf
выгорание изотопов 155Gd и 157Gd, происходит хоть и неравномерно по радиусу, но и не с резко выраженным эффектом периферийного выгорания. По сути, точки между 0.5 и 1 относительного радиуса таблетки в пределах экспериментальной ошибки хорошо описываются прямыми. А то, что внутри топливной таблетки изотопы 155Gd и 157Gd чуть хуже горят чем на периферии, так это из-за ужесточения нейтронного спектра в центральной части таблетки из-за деления окружающих атомов урана-235/урана-238/плутония-239.

Сообщение отредактировал VBVB - 22.1.2014, 22:11

[ВОВИЩЕ]

А не видим ли мы случаем действие (образование плутония в массе топливной таблетки) и последействие (диффузионный перенос кислород-содержащих плутониевых форм на внешнюю поверхность топливной таблетки)?

Нет. Он нарабатывается в поверхностном слое.
В описании FEMАXI-5 ничего похожего на Вашу гипотезу нет,
а это очень глубокий код.

[barvi7]

А не видим ли мы случаем действие (образование плутония в массе топливной таблетки) и последействие (диффузионный перенос кислород-содержащих плутониевых форм на внешнюю поверхность топливной таблетки)?

Дополнительно к комментарию ВОВИЩЕ.
1. Основной вклад в распределение Плутония - Резонансное поглощение - это можно увидеть даже анализируя формулу 4-х сомножителей.
В зависимости от типа реактора (точнее спектра в нем) резонансное поглощение может достигать до 20 % от количества всех нейтронов в реакторе.
2. Не скажу какой вклад в конечное распределение изотопов по радиусу вносит явлении диффузии, но такой механизм действительно присутствует.
Его влияние наиболее сильно в центральной части таблетки, где выше температура.
Влияние этого эффекта "существенно", например, для перемещения "дырок", которые образовались от поделенного урана. Атом урана поделился - осколки улетели, а вместо атома урана "дырка" осталась.
Атомы УРАНА в таблетке, которые более теплые ( стоят в центре таблетки) диффундируют быстрее в освободившееся место - "дырку", и т.о. "дырки" перемещаются внутрь таблетки.
За счет этого процесса в западных таблетках, которые изначально без центрального отверстия, при выгораниях более 40 МВт*сут/кг U такое отверстие в центре появляется.
И на разрезе визуально таблетку ВВЭР уже не отличишь от таблетки PWR. . . .

Сообщение отредактировал barvi7 - 22.1.2014, 23:40

[alex_bykov]

1. Основной вклад в распределение Плутония - Резонансное поглощение - это можно увидеть даже анализируя формулу 4-х сомножителей.
В зависимости от типа реактора (точнее спектра в нем) резонансное поглощение может достигать до 20 % от количества всех нейтронов в реакторе.

Даже залез в лекции Тошинского, посмотрел, как считали коэффициент затенения... Втупил.

KTN, я не настолько "экстремист". Вытесняем там, где можно вытеснить без ухудшения теплосъёма с топлива и изменения его конструкции.

[VBVB]

За счет этого процесса в западных таблетках, которые изначально без центрального отверстия, при выгораниях более 40 МВт*сут/кг U такое отверстие в центре появляется.
И на разрезе визуально таблетку ВВЭР уже не отличишь от таблетки PWR. . . .

Не знал, что на западных таблетках при высоком выгорании дырка в центре появляется. Спасибо за интересные сведения.

Интересно, если в отечественный ВВЭРНый твэл разместить в зазоре между таблеткой и оболочкой несколько слоев фольги из обедненного урана по рецепту ВОВИЩЕ и если в центре топливной таблетки разместить скатанные в руллончик слои фольги из обедненного урана по альтернативному варианту, то каким способом плутония по массе можно больше наработать?

В случае внешнего по отношению к топливной таблетке расположения обедненного уранового материала для бридинга, выгорание основного топлива должно быть низким. Типа на уровне не более 3 ГВт*сут/тонну, чтобы в обедненном уране (возьмем примерно 0.2% по 235U) в наработанном плутонии содержание плутония-240 не превысило 6%.
В случае же внутреннего расположения обедненного уранового материала для бридинга в таблетке, выгорание основного топлива может быть заметно выше. Насколько больше точно сказать трудно, но грубо прикидывая, допустимо до 7-7.5 ГВт*сут/тонну, чтобы из центрального мишени фольги обедненного урана получить плутоний оружейного качества.

Отверстие в отечественных топливных таблетках случаем не "мобилизационной" природы?

Сообщение отредактировал VBVB - 23.1.2014, 1:27

[asv363]

... Суммируя всё это, в ближайшие десятилетия может оказаться проще перейти к быстрым реакторам, оставив легководным нишу корабельных тепловой мощностью 200 - 500 МВт.

Есть тема ВВЭР-С, Вы туда писали. Или, полагаете, в ОКБ "Гидропресс" работают в неправильном направлении? Думаю, стоит перечитать тему, что этого года, что предыдущую.

[asv363]

В описании FEMАXI-5 ничего похожего на Вашу гипотезу нет, а это очень глубокий код.

Сузуки Мотоэ со-товарищи?

Индонезия, BATAN, ИР.
МАГАТЭ и JAEA, M.Suzuki и другие товарищи, конец 2011 года.
МАГАТЭ и JNES, июль 2012 года. IAEA-TECDOC-1697, возможно.

Детально не вникал, однако, AREVA и EDF упоминаются, акцентируется внимание на МОХ-топливе.

Его влияние наиболее сильно в центральной части таблетки, где выше температура.
Влияние этого эффекта "существенно", например, для перемещения "дырок", которые образовались от поделенного урана. Атом урана поделился - осколки улетели, а вместо атома урана "дырка" осталась.
Атомы УРАНА в таблетке, которые более теплые ( стоят в центре таблетки) диффундируют быстрее в освободившееся место - "дырку", и т.о. "дырки" перемещаются внутрь таблетки.
За счет этого процесса в западных таблетках, которые изначально без центрального отверстия, при выгораниях более 40 МВт*сут/кг U такое отверстие в центре появляется.
И на разрезе визуально таблетку ВВЭР уже не отличишь от таблетки PWR. . . .

И, таким образом, поскольку выгорание неравномерно по высоте, никакого однородного отверстия в центре таблеток ТВЭЛ, думаю не будет. Скорее всего, его вообще не будет. Уважаемый barvi7, у Вас, наверное, есть достоверный источник по данной тематике?

[barvi7]

Не знал, что на западных таблетках при высоком выгорании дырка в центре появляется. Спасибо за интересные сведения.
Интересно, если в отечественный ВВЭРНый твэл разместить в зазоре между таблеткой и оболочкой несколько слоев фольги из обедненного урана по рецепту ВОВИЩЕ и если в центре топливной таблетки разместить скатанные в руллончик слои фольги из обедненного урана по альтернативному варианту, то каким способом плутония по массе можно больше наработать?
В случае внешнего по отношению к топливной таблетке расположения обедненного уранового материала для бридинга, выгорание основного топлива должно быть низким. Типа на уровне не более 3 ГВт*сут/тонну, чтобы в обедненном уране (возьмем примерно 0.2% по 235U) в наработанном плутонии содержание плутония-240 не превысило 6%.
В случае же внутреннего расположения обедненного уранового материала для бридинга в таблетке, выгорание основного топлива может быть заметно выше. Насколько больше точно сказать трудно, но грубо прикидывая, допустимо до 7-7.5 ГВт*сут/тонну, чтобы из центрального мишени фольги обедненного урана получить плутоний оружейного качества.
Отверстие в отечественных топливных таблетках случаем не "мобилизационной" природы?

Мнение.
Основным механизмом образования плутония является захват нейтрона 238-U. Захват нейтрона (без деления) на 238-U происходит (условно) в тепловой, резонансной и быстрой областях спектра нейтронов по энергии.
Попробуем оценить их "на пальцах" - надеясь. что топливо еще свежее . . .
1. В тепловой области микросечение захвата на 238-U составляет = 2,7 барн. Что почти в 250 раз меньше микросечения захвата на 235-U ((~ 690 барн).
Соответственно и доля, образующегося Pu в тепловой области ~4 % от количества делений.
2. В быстрой области микросечение захвата (с делением) на 238-U составляет ~ 2 барн. Что практически "совпадает" с микросечением захвата на 235-U .
Соответственно и доля, образующегося Pu в быстрой области ~ 50 % от количества делений 238-U в быстрой области. А в быстрой области вклад в дополнительные быстрые нейтроны (коэф. размножения на быстрых нейтронах) составляет~ 3%. Т.о и в быстрой области количество образующегося Pu мало ~ 2 % от количества делений.
3. Так откуда же берется Pu ?
Есть еще резонансная область, где сечение захвата нейтронов составляет до 10 000 барн ! ! !
Таких резонансов много более 20 и т.д. (основных . . . ).
Количество захваченных нейтронов, а следовательно в "скором" времени и образование Pu, можно оценить по значению коэффициента - вероятность избежать резонансного поглощения. Этот коэффициент зависит только от соотношения (молярного) замедлителя и 238-U, который для "обычных" реакторов изменяется в диапазоне 0,75 - 0,9. Следовательно доля захватившихся нейтронов изменяется от 10 до 25 % всех нейтронов в реакторе, что уже пропорционально количеству делений, а соответственно - много.
ПОЭТОМУ - резонансные нейтроны , которые образуются при замедлении в замедлителе, влетая в топливо, с вероятностью пропорциональной микрочечениям поглощения в резонансной области, тут же в поверхностном слое и поглощаются на 238-U.
Соответственно внутрь таблетки из резонансных нейтронов никто не долетит (практически). Выше упоминался источник с данными (экспериментальными) о распределении плутония по радиусу таблетки.

Отверстие в отечественном топливе из-за опасения высоких температур. К счастью "ОПАСЕНИЯ" не оправдались и уже отечественное топливо тоже есть и будет без "дырок" в центре таблетки.

[barvi7]

И, таким образом, поскольку выгорание неравномерно по высоте, никакого однородного отверстия в центре таблеток ТВЭЛ, думаю не будет. Скорее всего, его вообще не будет. Уважаемый barvi7, у Вас, наверное, есть достоверный источник по данной тематике?

Насколько я помню высота таблетки порядка 1-3 см.
Поэтому их в твэл влазит ~ сотня.
Если взять одну таблетку с большим выгорание, то в центре ДЫРКА.
Фото уже найти не могу но механизм описан, например в
ФИЗИЧЕСКОЕ МАТЕРИАЛОВЕДЕНИЕ: Учебник для вузов./Под общей ред. Б.А. Калина. – М.: МИФИ, 2008.
Том 6, часть 2. Ядерные топливные материалы /Ю.Г. Годин, А.В., Тенишев, В.В. Новиков. – М.: МИФИ, 2008. – 604 с.
. . . В центре топливного сердечника образуется значительная полость, которая формируется за счет миграции пор.

[Dobryak]

Отвлеку от научных споров. На физфаке Тель-Авивского университета работал (уже на пенсии) очень приличный теоретик по высоким энергиях Uri Maor. Знаком с ним аж с Киевской конференции 1970 г. Примечательно, что труды Сталина он цитирует как мы "В лесу родилась елочка", так как в кибуце. где он рос сызмальства, потретов Сталина было поболее, чем Бен-Гуриона с Вейцманом вместе взятых. В молодости, по его словам, он поработал над израильской бомбой. Сегодня же в Израиле он в диссидентах, так как продолжает верить, что разумными уступками можно добиться мира с арабами, и с арабами встречается где ни попадя.

В-общем, три года тому назад, за бутылками в Триесте, он объяснял в деталях, что персам ядерная бомба нафиг не нужна, и что Израилю никакой ядерной угрозы от персов нет. Главный и лютый враг Ирана --- это Сауды, так как Иран хочет быть лидером на Ближнем Востоке, и поэтому ему и был Бушер --- первая АЭС на Ближнем Востоке. По его словам, в Иране он бывал, там вполне процветающая еврейская диаспора, сношению которой с Израилем никаких реальных преград нет, несмотря на всю реторику.

[Mich]

Сегодня же в Израиле он в диссидентах, так как продолжает верить, что разумными уступками можно добиться мира с арабами, и с арабами встречается где ни попадя.
В-общем, три года тому назад, за бутылками в Триесте, он объяснял в деталях, что персам ядерная бомба нафиг не нужна, и что Израилю никакой ядерной угрозы от персов нет. Главный и лютый враг Ирана --- это Сауды, так как Иран хочет быть лидером на Ближнем Востоке, и поэтому ему и был Бушер --- первая АЭС на Ближнем Востоке. По его словам, в Иране он бывал, там вполне процветающая еврейская диаспора, сношению которой с Израилем никаких реальных преград нет, несмотря на всю реторику.

А вам во время этих бесед не приходила в голову аналогия с Сахаровым, уважаемый Dobryak ? Кажется он тоже не был особо популярен на родине и совсем наоборот за её пределами. Почему-то.

[AtomInfo.Ru]

http://atominfo.ru/newsh/o0088.htm

По нашей информации, возможны интересные новости.

[www]

Интересное чтиво на выходные

Legal Reviews of Cyber Weapons

The Stuxnet program as designed was capable of multiple functions. Once installed, it identified its host system, developed network maps of the host network, made copies of itself and distributed them – and had the ability to
report back on what it had found. Once the program started, if the system it was on met certain criteria, it took specified actions. Specifically, if the host system was being used to run industrial control systems, and those control systems
were being used to control specific centrifuges that matched suspected Iranian uranium processing centrifuges, Stuxnet went to work. The malware caused the delicate centrifuges, spinning at supersonic speed, to speed up or slow down suddenly; the abrupt changes in velocity had the effect of eventually breaking the centrifuges. All the while, another component of the Stuxnet malware was causing the Iranian monitoring software to report the centrifuges were working properly, preventing detection of the problem until it was too late.