Повышение КВ БН относительно модели Бейкера, сколько процентов роста в том или ином слагаемом |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Повышение КВ БН относительно модели Бейкера, сколько процентов роста в том или ином слагаемом |
9.10.2012, 17:26
Сообщение
#1
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
Методы повышения КВ быстрого реактора относительно модели Бейкера
Сколько процентов роста КВ в том или ином слагаемом В 1969 году Бейкер в рамках деятельности МАГАТЭ предложил тестовую модель реактора на быстрых нейтронах /Baker A.R. Specification of a Standard Reactor Calculation. IAEA, 7-th July, IAEA, 1969/. Задача модели – сравнить КВ, получающийся при использовании различных систем констант нейтронных сечений нуклидов и расчетных методик. Тестовая расчётная модель представляет собой сферический реактор с радиусом активной зоны 84,2 см и отражателем толщиной 45,72 см. Концентрации в активной зоне, в единицах 10**24 (см**-3) составляют топливо: 0,0072; кислород: 0,0144; (применён UO2) нержавеющая сталь: 0,011; натрий: 0,0123; Концентрации в экране: U238: 0,012; Pu239: 0,00012; кислород: 0,024; нержавеющая сталь 0,011; натрий 0,0069; В 1971 году было проведено сравнение результатов расчётов этой тестовой модели, полученных 17 лабораториями из 10 стран /Baker A.R., Hammond A.D. Calculations of a Large Fast Reactor. A comparison of Results Organized by the IWG on Fast Reactors of the IAEA. TRG report 2133 ( R ). Vienna, IAEA, 1971/. Сравнение выявило многие нестыковки в старых константах, например в немецкой системе нейтронных групповых констант плутоний-240 давал положительный вклад в реактивность на спектре этого реактора (во всех остальных – отрицательный). Условиями теста предусматривался расчёт трех вариантов реактора, различающихся составом топлива. А: топливо состоит из U238 и Pu239; В: топливо состоит из U238, Pu239 и осколков деления (n= 0,00072); C: топливо состоит из U238, Pu239, Pu240 и осколков деления с той же плотностью, что и в варианте В. Отношение концентраций Pu239 к Pu240 равно 2:1. Сравнивались загрузка Pu239 и «физический коэффициент воспроизводства», определённый тестом как отношение темпов появления и ухода нечётных изотопов плутония. Использование системы констант ENDF/B-IV дало массу 973 килограмма плутония-239, при которой модель Бейкера имеет К=1. Коэффициент воспроизводства по ней получился 1,28. Эта цифра не учитывает бетараспад Pu241=>Am241, поглощение в регулирующих стержнях, потери при радиохимической переработке и другие факторы реального замкнутого топливного цикла. Осколки деления при выгорании 100 килограмм на тонну дают вклад в КВ –0,15. Константы БНАБ-70 дают для модели Бейкера КВ=1,346 то есть на 0,066 больше. По ним рассчитывался не оправдавший ожидания БН-350, проектировавшийся на КВ=1,5 а показавший КВ около единицы на плутонии и ниже единицы на уране-235. При использовании БНАБ-78 у модели Бейкера КВ=1,29. Методы повышения КВ Вопрос у меня в следующем. Предположим, что модель Бейкера оптимизирована в основном на теплофизику, гидравлику и механическую прочность АЗ. В таком случае, сколько процентов потенциала роста КВ содержится в том или ином очевидном способе его увеличения? Перечислим эти способы. 1. Плотное топливо вместо UO2: карбидное UC, нитридное UN, силицидное U3Si. Фактор самый очевидный, поскольку UO2 имеет несколько преимуществ, ни одно из которых в быстрых реакторах не используется: химически не взаимодействует с водой, кислород не поглощает тепловые нейтроны, допустима температура до 2800 цельсия. Однако альтернативные топлива менее изучены во всех возможных ситуациях, а нитридное сильно поглощает тепловые нейтроны и не может использоваться в тепловых реакторах. 2. Металлический уран в зоне воспроизводства. Нужно обеспечить, чтобы во всех режимах кроме МПА температура экрана и теплоносителя не превысила 660 цельсия при которой уран переходит в бета-фазу кристаллической решётки. 660 градусов довольно близки к рабочей температуре натрия, а в перспективе её надо повышать для увеличения КПД паровой турбины. 3. Уменьшение объёмной доли натрия. Это может ограничить теплосъём, увеличится загрузка плутония на МВт электрической мощности. 4. Свинцово-висмутовый /Тпл=127 цельсия/ или гелиевый теплоноситель вместо натрия. Считается, при переходе с натрия на свинец выигрыш в КВ 0,15. С другой стороны, может увеличиться длительность топливной кампании. У БРЕСТ-300 она около 5 лет в реакторе плюс выдержка, радиохимия и рефабрикация ТВЭЛов. Увеличится доля бетараспада плутония-241 в америций. 5. Уменьшение толщины оболочки ТВЭЛ. В БН-600 она 300 (+-30) микрон, в сплаве хром, никель, титан. При уменьшении толщины оболочки должно учитываться явление массопереноса по первому контуру. 6. Непрерывное удаление осколков деления. Насколько перспективными сейчас считаются жидкосолевые реакторы и реакторы с жидкометаллической АЗ без теплоносителя? 7. Если при работе реактора или при рефабрикации топлива производить разделение изотопов плутония, удаляя чётные изотопы, изотопный состав улучшится и КВ вырастет. 8. О других методах пока умолчим. Интересует, насколько правдоподобна оценка: первый фактор 0,1; второй 0,05; третий 0,1; четвёртый 0,15; пятый 0,05 а очень эффективные шестой и седьмой не осуществимы при нынешнем технологическом укладе. |
|
|
9.10.2012, 23:25
Сообщение
#2
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 896 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Небольшой комментарий.
1. Плотное топливо вместо UO2: карбидное UC, нитридное UN, силицидное U3Si. И металл. U(90%)Zr(10%) или что-то подобное. Карбид вызывает сомнения после того, как от него внезапно отказались индийцы (мировые рекордсмены по глубине выгорания и переработке карбида). первый фактор 0,1; Похоже. В СВБР по памяти получается примерно такая разница в КВ при переходе от оксида к нитриду. При оксиде КВ на несколько сотых меньше единицы, при нитриде - на несколько сотых больше. седьмой не осуществимы при нынешнем технологическом укладе. Спрашивали вроде бы заводских (центрифуги). Ответ был примерно такой - взяться можно было бы, но все технологические линии окажутся загаженными плутониевыми холдапами и пр., и для нормальных урановых заказов будут потеряны. Но в принципе, вроде бы, не совсем фантастично. Возможно даже, что примерно одинаково по неосвоенности с нитридным топливом. Интересует, насколько правдоподобна оценка: Вам сюда бы появиться http://atominfo.ru/newsb/k0824.htm |
|
|
10.10.2012, 18:31
Сообщение
#3
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
6. Непрерывное удаление осколков деления. Насколько перспективными сейчас считаются жидкосолевые реакторы и реакторы с жидкометаллической АЗ без теплоносителя? ...а очень эффективные шестой и седьмой не осуществимы при нынешнем технологическом укладе. Вполне сейчас осуществимы многие проекты ЖСР. Поскольку куда ранее жидкосолевики уже работали в виде прототипов. Судя по резко возросшему числу зарубежных и отечественных публикаций по жидкосолевикам в последний десяток лет, перспективность ЖСР довольно высокая. Интересуются разработками ЖСР много стран. И даже те же голландцы, чехи, итальянцы и турки. И проекты разные выдают различной степени новизны и фантастичности. Но куча тонких вопросов в перспективах промышленой эксплуатации у ЖСР имеется. 1) Высокая корозионная активность фторидных и хлоридных солей. Имеются выраженне проблемы с конструкционными материалами. 2) Высокий нейтронный флюенс в ЖСР приводит к прогнозируемым срокам эксплуатации корпусов около 35-40 лет (в оптимистичном приближении). 3) Для ЖСР с термальным спектром выраженная деградация графита будет достигаться за 4,5-6 лет. 4) Термогидравлика солевых топливных смесей и мнгих солевых теплоносителей изучена недостаточно. 5) Схема периодического репроцессинга солевого топлива для выделения паразитных оскольков деления на основе технологии летучих фторидов не очень удобная на практике. 6) Опыт работы с солевыми ядерными топливными смесями у многих стран отсутсвует целиком. Его имеют специалисты из США, Франции, Чехии, Японии и наши. Если кто и построит сейчас среднемощный ЖСР, то это скорее всего могут оказаться или французы или американцы. Последние все таки имеют практический опыт разработки и опытной эксплуатации ЖСР, правда носители этого опыта бытро вымирают. В целом, ЖСР-наработчик урана-233 из ториевого сырья может являться может являтся довольно нужным и хорошим промышленным аппаратом для товарищей из некоторых ЗАТО, поскольку при опытной эксплуатации потребует высокой квалификации и инженерной смекалки персонала. Кажется, что как энергетический реактор на сегодняшний день ЖСР не выдержит конкуренции с тепловыми PWRами или БНами. Ни по экономическим параметрам, ни по технологическим. Сообщение отредактировал VBVB - 10.10.2012, 18:32 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
29.10.2012, 21:55
Сообщение
#4
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
7. Если при работе реактора или при рефабрикации топлива производить разделение изотопов плутония, удаляя чётные изотопы, изотопный состав улучшится и КВ вырастет. США и СССР проводили работы по разделению изотопов плутония в килограммовом количестве. В основном методом электромагнитной сепарации, хотя американцы и лазерные технологии пробывали, но без заметного успеха. Как минимум пробные работы по разделению изотопов плутония в милиграммовых количествах проводили французы, японцы, немцы и южнокорейцы. Общий итог по этим работам: разделению изотопов плутония реально, технически возможно, но экономически неоправданно (для целей ЯОК). С точки зрения получения чистых препаратов плутония-242 или плутония-244 для аналитических методик или наработки трансуранидов, подобного рода затраты вполне приемлемы. Но никакие КВ около 1.5 для быстровика на чистом 239Pu-MOX не окупят сверхзатратные работы по фракционированию изотопов плутония. Сообщение отредактировал VBVB - 29.10.2012, 22:03 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
7.11.2012, 0:51
Сообщение
#5
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
to KTN
По обсуждаему вопросу может полезной оказаться следующая статья. W. S. YANG. Fast Reactor Physics and Computational Methods. // NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, VOL.44 NO.2 MARCH 2012 http://www.kns.org/jknsfile/v44/JK0440177....4b40853e16fe3d7 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
9.11.2012, 1:56
Сообщение
#6
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
W. S. YANG. Fast Reactor Physics and Computational Methods. MARCH 2012 http://www.kns.org/ Хороший сайт, статья тоже понравилась. Часть цифр, взятые автором из других источников, выглядят спорными, в частности на стр.180 в таблице 2. Формула (4) на стр. 179 чаще пишется в других обозначениях в виде C=(eta)*(eps)-1. В целом эта работа отличное пособие для студентов. |
|
|
10.11.2012, 13:17
Сообщение
#7
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
В СВБР по памяти получается примерно такая разница в КВ (0.1) при переходе от оксида к нитриду. При оксиде КВ на несколько сотых меньше единицы, при нитриде - на несколько сотых больше. Однако для проекта БН-1200 ОКБМовцы дают увеличение КВ с 1.2 до 1.45 при переходе с плутониевого МОКСа на смешанный нитрид. (Оценка эффективности конструкторских решений быстрых натриевых реакторов и их развитие в новых проектах. Васильев Б.А. ОАО «ОКБМ Африкантов». МНТК-2010) http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/...ye/vasiliev.ppt -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.11.2012, 16:48
Сообщение
#8
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 997 Регистрация: 18.11.2009 Из: Moscow Пользователь №: 1 859 |
может быть, дело в плотности потока нейтронов? у БН-1200 она раза в три выше...
|
|
|
10.11.2012, 17:49
Сообщение
#9
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
может быть, дело в плотности потока нейтронов? у БН-1200 она раза в три выше... А может дело в хитрой компоновке бланкетов БН-1200? Хотя может быть просто воспевания "всемогущего нитрида", что БН-1200 прикрепить к госфинансам с учетом последних перекосов в направлении "Прорыва"... -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.11.2012, 20:18
Сообщение
#10
|
|
Эксперт Группа: Patrons Сообщений: 1 997 Регистрация: 18.11.2009 Из: Moscow Пользователь №: 1 859 |
А может дело в хитрой компоновке бланкетов БН-1200? Хотя может быть просто воспевания "всемогущего нитрида", что БН-1200 прикрепить к госфинансам с учетом последних перекосов в направлении "Прорыва"... в компоновке а.з. БН-1200 вроде бы ничего особо хитрого нет - http://imglink.ru/show-image.php?id=66c831...736864e167f27d9 на попытку присосаться к гос.финансам тоже непохоже, т.к. такие же оценки КВ на нитриде встречались в презентациях ОКБМ и в 2009 году, когда Адамов и компания еще не пытались прорваться через тернии к звездам :-) Сообщение отредактировал Smith - 10.11.2012, 20:19 |
|
|
10.11.2012, 21:39
Сообщение
#11
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
такие же оценки КВ на нитриде встречались в презентациях ОКБМ и в 2009 году, когда Адамов и компания еще не пытались прорваться через тернии к звездам :-) Да эта цифра КВ 1.45 на смешанном нитриде для БН-1200 везде фигурирует и давно, однако помнится мне, что в индийских публикациях оценивалось, что практический выход на КВ 1.45-1.50 для перспективного гигаватной электрической мощности БНа возможен лишь для плутоний-уранового нитрида с плутонием оружейного (не топливного) качества и при использовании высокообогащенного 15N. Т.е. для реального случая использования топливного плутония в (PuxU1-x)N при азоте обычного изотопного состава КВ для БНа должно быть на уровне 1.38-1.41. Ну а практический КВ с учетом потерь 241Pu за время выдержки ОЯТ и потерь при переработке будет заметно ниже. Т.е. обмана по цифре КВ=1.45 может и нет, но лукавство присутствует. Как понимаете такая большая величина КВ уж очень способствует расчетам экономичности БН-1200. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.11.2012, 23:05
Сообщение
#12
|
|
Модератор Группа: Clubmen Сообщений: 24 896 Регистрация: 16.1.2007 Из: Обнинск Пользователь №: 4 |
Не знаю, откуда 1.45 берётся.
Прорыв обещает на нитриде максимум 1,35. Кстати, к первому посту. По первому пункту (переход на плотное топливо) Прорыв обещает выигрыш в КВ 0,15. |
|
|
29.11.2012, 17:36
Сообщение
#13
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
W. S. YANG. Fast Reactor Physics and Computational Methods. // NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY, VOL.44 NO.2 MARCH 2012 http://www.kns.org/jknsfile/v44/JK0440177....4b40853e16fe3d7 Технический вопрос по сайту www.kns.org такой появился: cайт поддерживает свободное скачивание *.pdf, в связи с этим, в чём преимущества регистрации там, учитывая что она не бесплатная: в возможности присылать свои публикации, или ещё что-то? Каким образом перечислять туда регистрационный взнос: через карту VISA в корейской валюте, или в долларах тоже можно? Может быть кто знает и может подсказать. |
|
|
1.4.2013, 3:45
Сообщение
#14
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 |
В продолжение темы. Число нейтронов испускаемых при делении важнейших нуклидов, по версии БНАБ-1964: Th232: 1,95 + 0,14*En U233: 2,49 + 0,13*En U234: 2,37 + 0,13*En U235: 2,42 + 0,135*En U236: 2,38 + 0,135*En U238: 2,40 + 0,14*En Pu239: 2,87 + 0,13*En Pu240: 2,80 + 0,13*En Pu241: 2,96 + 0,135*En Pu242: 2,85 + 0,135*En Здесь En - энергия нейтрона в Мэвах. Характерные величины 0,2 Мэв для натриевого бридера без внутрикассетной гетерогенности, и 0,8 Мэв для СВБР. В контексте сравнения ториевого и плутониевого циклов, было измерено размножение нейтронов спектра деления в бесконечной среде U238: этот коэффициент оказался равен 1,17. В случае тория порог выше а сечение под ним ~втрое ниже, поэтому аналогичный коэффициент порядка 1,05 и для практических конструкций мало отличим от единицы. Минимальное обогащение бесконечной среды урана-238, когда возможна цепная реакция, соответствует наличию 5,56% U235 либо 4,5% Pu239. Однако в связи с тем что уран-238 имеет одно из самых больших сечений неупругого рассеяния с нижним уровнем около 50 кэв, было обнаружено, что при таком высоком разбавлении ураном-238 /не говоря уже про сталь, легкоатомный теплоноситель и т.д./ воспроизводящие свойства быстрого реактора на уране-235 мало отличаются от случая на тепловых нейтронах. При этом разбавлении, даже в отсутствии других ядер в АЗ, Nu235=2,47; (бс/бf)=0,23 /больше чем на тепловых нейтронах/. Eta_235 = 2,01 /меньше чем на тепловых нейтронах/. В случае Pu239 на спектре БР-5 было измерено alfa=0,10(+-)0,03 для центра активной зоны и alfa=0,19(+-)0,02 для края активной зоны реактора. На плутонии-239 картина несколько лучше благодаря тому, что уже с энергии нейтронов 50 Кэв воспроизводство становится выше чем на тепловых нейтронах. В случае U233 и U235 соответствующая граница находится на 400 Кэвах, причём даже при 800 Кэв превышение воспроизводства над случаем тепловых нейтронов незначительное. Практически из этого следует, что после добычи природного урана, первую загрузку с выделенным ураном-235 целесообразно помещать не в БН или СВБР, а в специализированный легководный реактор имеющий КВ~0,8 плутоний которого используется затем в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями. Среднегрупповые eta для U233, если не учитывать неупругое рассеяние, получаются завышенные в группах с 1-й по 9-ю. Посчитал их в таком варианте специально для энтузиастов ториевого цикла group №1, En=10,5-6,5 Mev: ETA = 3,35 group №2, En=6,5-4,0 Mev: ETA = 2,98 group №3, En=4,0-2,5 Mev: ETA = 2,73 group №4, En=2,5-1,4 Mev: ETA = 2,57 group №5, En=1,4-0,8 Mev: ETA = 2,49 group №6, En=0,8-0,4 Mev: ETA = 2,40 group №7, En=0,4-0,2 Mev: ETA = 2,31 group №8, En=0,2-0,1 Mev: ETA = 2,25 group №9, En=100-46,5 kev: ETA = 2,21 group №10, En=46,5-21,5 kev: ETA = 2,12 group №11, En=21,5-10,0 kev: ETA = 2,10 group №12, En=10,0-4,65 kev: ETA = 2,05 group №13, En=4,65-2,15 kev: ETA = 2,01 group №14, En=2,15-1,0 kev: ETA = 1,99 group №15, En=1000-465 ev: ETA = 1,92 group №16, En=465-215 ev: ETA = 1,77 group №17, En=215-100 ev: ETA = 1,77 group №18, En=100-46,5 ev: ETA = 1,81 group №19, En=46,5-21,5 ev: ETA = 1,99 group №20, En=21,5-10,0 ev: ETA = 1,94 group №21, En=10,0-4,65 ev: ETA = 2,02 group №22, En=4,65-2,15 ev: ETA = 1,90 group №23, En=2,15-1,0 ev: ETA = 2,12 group №24, En=1,0-0,465 ev: ETA = 2,29 group №25, En=0,465-0,215 ev: ETA = 2,29 group №T, En=0,0253 ev: ETA = 2,26 Из этой таблицы следующие спорные выводы относительно задействования мировых запасов Th-232 в быстрых реакторах: * практический КВ цикла Th232-U233 ниже единицы на промежуточных и быстрых нейтронах; * переход на быстрые нейтроны не повышает КВ U233 по сравнению с тепловыми; * заметно превысить КВ=1 на быстрых нейтронах и U233 можно только на жидкометаллической АЗ при непрерывном удалении осколков деления и сорных изотопов актиноидов. * по сравнению с ториевым, в плутониевом цикле для нейтронов энергий уровня 200 Кэв изотопы-аналоги дают на ~0,4 нейтрона больше. Эти 0,4 нейтрона на ядро - совсем не лишние для коэффициента воспроизводства, они принципиально важны для превышения единицы, также как и добавка в виде множителя порядка 1,1 от деления U238. |
|
|
1.4.2013, 19:57
Сообщение
#15
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Торий в БН оптимален в экранах.
-------------------- |
|
|
4.4.2013, 1:09
Сообщение
#16
|
|
Опытный Группа: Haunters Сообщений: 120 Регистрация: 31.10.2012 Из: Moscow Пользователь №: 33 701 |
Торий в БН оптимален в экранах. Хотелось бы подробнее услышать, зачем он там нужен. При замене U238 в бланкете на Th232 в нейтронном балансе исчезает множитель 1,1 от деления сырьевого нуклида. Какие изделия или ценные качества возможны на U233, недоступные на U235 и Pu239? У нас в Институте прорабатывается, среди прочего, подкритичный U233-ториевый стенд на 5 МВт. Приоритета он не имеет: нет уверенности нужно ли от уран-плутониевого направления отвлекаться. Разные мнения, делать ли его со свинцовым теплоносителем на быстрый спектр, или жидкосолевой с рабочей энергией нейтронов вблизи резонанса 0,3 электрон-вольта. С точки зрения поглотить утечку быстрых нейтронов минимальной толщиной экрана, торий полезен: group №1, En=10,5-6,5 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,01)/(0,00) group №2, En=6,5-4,0 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,02)/(0,01) group №3, En=4,0-2,5 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,04)/(0,02) group №4, En=2,5-1,4 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,08)/(0,06) group №5, En=1,4-0,8 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,14)/(0,13) group №6, En=0,8-0,4 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,17)/(0,13) group №7, En=0,4-0,2 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,19)/(0,15) group №8, En=0,2-0,1 Mev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,27)/(0,22) group №9, En=100-46,5 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,42)/(0,35) group №10, En=46,5-21,5 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,56)/(0,46) group №11, En=21,5-10,0 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,75)/(0,60) group №12, En=10,0-4,65 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (1,35)/(0,78) group №13, En=4,65-2,15 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (2,10)/(1,20) group №14, En=2,15-1,0 kev: бс(Th232)/бс(U238) = (3,30)/(2,10) group №15, En=1000-465 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (5,00)/(3,60) group №16, En=465-215 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (11,0)/(4,50) group №17, En=215-100 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (19,0)/(17,0) group №18, En=100-46,5 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (28,0)/(15,0) group №19, En=46,5-21,5 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (47,0)/(58,0) group №20, En=21,5-10,0 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (12,0)/(82,0) group №21, En=10,0-4,65 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,46)/(171) group №22, En=4,65-2,15 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,67)/(0,54) group №23, En=2,15-1,0 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (0,99)/(0,47) group №24, En=1,0-0,465 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (1,45)/(0,58) group №25, En=0,465-0,215 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (2,11)/(0,9) group №T, En=0,0253 ev: бс(Th232)/бс(U238) = (7,56)/(2,71) Цифры БНАБ-1964, по более поздним групповым константам качественно картина та же. Центральный вопрос в том, зачем вобще нарабатывать U233: возиться с ним можно долго, радиации много, а количество делящегося материала в процессе этого только уменьшается. |
|
|
4.4.2013, 11:50
Сообщение
#17
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
1,1 для АЗ или бланкета?
Ценность U233 всем известна - самая минимальная зависимость от энергий нейтронов. -------------------- |
|
|
4.4.2013, 15:29
Сообщение
#18
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Центральный вопрос в том, зачем вобще нарабатывать U233: возиться с ним можно долго, радиации много, а количество делящегося материала в процессе этого только уменьшается. 1. Радиактивность от правильно наработанного урана-233 в том же БНе будет гораздо меньше чем от топливного плутония из отработанной а.з. БН-600, но правда чуть более чем от наработанного оружейного плутония в бланкете. Индусы этот вопрос разбирали довольно плотно. Нужно просто использовать тонкие металлические пленки фильтров-конвертеров (никель, цинк и т.п.) в оболочке трубок стержней бланкета. Можете у саровцев поинтересоваться, много ли радиоактивности от критсборке на уране-233 у них имеющейся (а ведь там уран-233 совсем не оптимальной чистоты). 2. Использование урана-233 в имеющихся ВВЭРах в варианте МОХа уран-233+ThO2 позволит работать на чуть меньшем обогащении топлива c чуть большей длиной топливной кампании. Радиотоксичность урана-233 в ОЯТ будет на уровне плутония от уранового ОЯТ этого реактора. Однако использованием уран-233-ториевого МОХа можем устранить такой геморный фактор как наработка изотопов америция и кюрия (их уже в имеющемся отечественном непеработанном ОЯТ сотни кг. имеются, а реальной технологии выделения нет). Пользы от этих актинидов сейчас нет, а проблемы с утилизацией жидких ВАО от переработки ОЯТ явно сушествуют. 3. Для БНа как такового торий как фертильный сырьевой элемент и наработка урана-233 преимуществ перед плутонием особых видимо не имеет, но переход на чисто плутониевый ЯТЦ (а.з. на плутонии и наработка плутония в бланкетах) явно создаст гору проблем с выделением и утилизацией минорных актинидов. В случае урана-233 эти проблемы минимальны по сравнению с его собственной радиактивность. Сообщение отредактировал VBVB - 4.4.2013, 15:35 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
7.6.2013, 3:59
Сообщение
#19
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
Использование урана-233 в имеющихся ВВЭРах в варианте МОХа уран-233+ThO2 позволит работать на чуть меньшем обогащении топлива c чуть большей длиной топливной кампании. Для производства дополнительного делящегося материала из сырьевого элемента нужен высокий КВ. Бридер, при КВ>1 сжигая уран-238 или торий-232, превращает часть ядер в осколки деления, часть - в делящийся материал. Отношение масс дополнительного плутония к начальному урану-238 соответствует функции: (m_239)/(m_238) = (КВ-1)/(КВ+1). Имеется в виду КВ цикла, с учётом распадов и потерь химпереработки. Крайние случаи: при КВ=0 сколько сгорело, настолько и убавилась масса делматериала в цикле; при КВ=1 уран-238 делится, а дополнительного делматериала не образуется; при КВ=1,16 экспериментально полученном на "Фениксе", в делматериал преобразуется 7,4% природного урана. В десять раз больше чем 235-го в природном содержится. Не так много как хотелось бы; при КВ=1,5 достижимом в перспективе на металлическом топливе, в плутоний превратится 20% природного урана. Применительно к ториевому циклу, КВ реактора на металлическом топливе и быстрых нейтронах однажды насчитали 1,11; Для расплавно-солевых ториевых реакторов 1,08. Основная часть Th232 сгорит в реакторе, в "избыточный" U233 перейдёт порядка 2% массы. Урановый цикл, при одинаковой тепловой мощности реакторов, даёт хотя и немного дополнительного плутония на тонну урана-238 по сравнению с ТЯ-синтезом, однако на порядок больше чем ториевый. Становятся очевидны два вывода: * понятно почему у нас торием не занимаются; * при КВ характерных для Феникса, и для оксидного топлива в целом, проще из природного урана выделять 235-й либо облучать в прямоточном графитовом котле с КВ 0,8 что и делалось. Поскольку "нейтронный потенциал" (нет такого термина пока-что) второго варианта не во много раз меньше первого, при гораздо меньшей трудоёмкости и технологической сложности. Сообщение отредактировал KTN - 7.6.2013, 4:12 |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 27.4.2024, 19:42 |