кстати а с чего так вдруг? ну окромя выборов.. никто не знает? не было вроде по ПРО особой движухи в последнее время...

Не по теме тяжеловодников, поэтому пусть модератор, если захочет, уберет.
Как раз по строительству американской ПРО сдвиги за год заметные. В основном в плане морского компонента ПРО на основе кораблей с БИУС Aegis. Шесть американских кораблей с локальной ПРО (эсминцы и крейсера УРО) будет базироваться в Европейских базах. Идет речь о базировании еще двух на испанской базе в Кадисе, которые будут восточную Атлантику прикрывать.
Можно, например, посмотреть подборку архива по теме ПРО за последний (2011) год.
http://nuclearno.ru/groups.asp?god=2011&mes=10
НЕ самый специализированный источник, но информацию какую-никакаю дает.
Вся политическая суета идет в основном в области создания наземных позиционных районов ПРО в восточной Европе.
Но в основном видно, что морская компонента натовской строящейся системы ПРО уже вызывает определенные опасения у наших военных стратегов.
Ну и пиар единоросов к выборам, конечно.
С такими тенденциями обновления парка МБР (по 2-3 штуки в год) проблемы возможные мы себе непрерывно создаем.

ну тут просто обсуждали недавноЯО в том числе вот решил и суда ткнуть. отдельный топик как-то думаю заводить не стоило.

Довольно интересная позиция у украинцев к перспективам приобретения продвинутой версии CANDU6.
http://atominfo.ru/news9/i0157.htm
Никто ее пока строить не кинулся, хотя неоднократно разные страны им интересовались. Украинцы теперь по южнокорейскому пути хотят пойти с перспективой дожиганием ОЯТ ВВЭРов в тяжеловоднике.
Интересно, что в самой Южной Корее эти работы не вышли из опытно-исследовательского направления.
Или у украинцев есть с южнокорейцами какие-то договоренности на эту тему?

Интересный материал с множеством чертежей и описаний различных исследовательских и энергетических тяжеловодных реакторов.
http://canteach.candu.org/library/20110203.pdf
(размер файла 8.3 Мб)
Есть полезные сведения для интересующихся характеристиками разных тяжеловодников.

Немного не в тему, но на днях канадский регулятор выдал лицензию на подготовку площадки для двух блоков АЭС Дарлингтон:
http://www.world-nuclear-news.org/NN-First...ld-2008127.html

Последний шанс для КАНДУ? Если выберут АР-1000, то перспективы канадских тяжеловодников как-то совсем нерадостные.

MVS, никто не знает, что будет в конце тунеля.

Вот пару лет тому назад тоже был тендер. Все по честному, все ребята (AECL, AREVA, WG) представили предложения. И даже как то Правительство Онтарио признало, что лучшее предложение есть из AECL, но сказало громкое НО, бабок в казне нема, в мире кризис (а значится и у нас), в мире пром производство падает (а значит будет и у нас), а потому, пока новую АЭС строить не будем.

Потом пошли ветряки... о Господи, кто бы знал тогда, чем это закончится... А закончилось это тем, что в настояший момент, провинция Онтарио продает в соседние штаты (USA) эл/энергию ПО ОТРИЦАТЕЛЬНОЙ ЦЕНЕ. То есть Американцы пользуются, а Канадцы им еше (за то что те эл/энергию берут) доплачивают.
То есть, Карл Маркс тут просто отдыхает со своей теорией надбавочной стоимости и критикой капитализма. Это развитой дуризм политиков, принимаюших решения без поддержки науки.

Вот тут как эл производится в провинции Онтарио (диаграмка Generation by Fuel Type) и по чем оно это эл-во
http://www.ieso.ca/

Вот тут отчет ассоциации проф инженеров плачуших в жилетку политикам, и с просьбой одуматься и исправить ситуацию с ветряками и прочими способами пр-ва эл/энергии из навоза.
http://www.ospe.on.ca/resource/resmgr/doc_...ndelectrica.pdf

Я позволю себе процитировать некоторые моменты отчета:
"Ontario’s grid energy supply was already about 75% free of Greenhouse Gas (GHG) emissions using
hydraulic and nuclear plants, before the Green Energy Act was enacted.
As wind production increases, GHG emissions will increase for the base load component
of electrical power production in Ontario. This will occur because the gas-fired
backup generation required to support wind generation will begin to occupy a larger
share of base load generation. Also, if the load demand does not grow, the wind and
gas-fired backup generation will force nuclear generation off the grid unless wind
generation is dispatched down.
The shutdown of nuclear generation during severe surplus base load generation periods
can result in energy shortfalls the following 2 or 3 days. This will necessitate running
higher fuel cost gas-fired plants to make up the shortfall or importing relatively
expensive power from neighbouring grids. This will drive up electricity rates and
GHG emissions.
Strong winds during low customer demand periods create severe surplus base load
generation conditions.
Ontario consumers subsidize surplus energy sales at negative electricity prices to
consumers in Quebec, New York and Michigan via the global adjustment mechanism.
The public believes that wind generation is replacing coal-fired generation in Ontario.
Because coal is a peak load supply and wind is a base load supply, most of the coal
generation is actually being replaced by gas-fired generation that has 50% of the GHG
emissions of coal.

www - спасибо, я и не знал что в Онтарио есть такие проблемы с альтернативной энергетикой. Но это не только в Канаде...

И все же - можете прокомментировать экономические проблемы КАНДУ в свете реноваций? Мне кажется, все канальные реакторы в мире вымирают...

Ув. MVS, я не проч поговорить о реакторах КАНДЮ, но вопрос уж очень широко поставлен.

Все канальные реакторы, вы имеете ввиду графитовые? У них свои проблемы, и по моему больше связаны с изменением свойств графита.

Тяжеловодники не имеют таких проблем. Но есть понятие длительности жизненного цикла топливных каналов, которые изначально были расчитаны на 25 - 30 лет (и замена их по проекту не предусматривалась).
Усовершенствованная версия реакторов КАНДЮ предусматривает по проекту замену каналов (то есть все предусмотрено проектом, вкл разборку, подходы, замену, монтаж новых, и тд, навороде автомата Калашникова). И так каждые 30 лет. То есть, получив лицензию на площадку 1 раз, эксплуатация станции будет продолжатся, останавливаясь на замену каналов в 30 лет, 60 лет (плюс ПГ, плюс доводка до новых норм), 90, 120 (плюс ПГ, и некоторое основное оборудование), 150... и тд.
Или вы имели ввиду станцию на мысе Лепро? Там, отдельная история...

А экономические проблемы, будут скоро у всех у нас, вкл легководные реакторы тоже.
Ежели вы обратили внимание, недавно Екселон полностью прекратил лицензирование 2-х блочной АЭС для площадки Виктория в Тексасе, обосновывая свое решение дешевым газом и производством эл/эн на газовой ЭС.

http://www.reuters.com/article/2012/08/28/...E87R0UH20120828

Сей фактор есть очень тревожный сигнал, и пока не будет выгодно вырабатывать эл/эн на АЭС, никто ничего похоже строить не будет...

Просто смотрю на тенденцию. Газографитовые и РБМК фактически лишены будущего. Тяжеловодников в последнее время сооружаются немного...



А можно поподробнее? Просто я смотрю в PRIS, и вижу, что даже на ранних КАНДУ на Брюс и Пикеринг реновация проводилась.
А новые КАНДУ - это ACR вы имете ввиду? Те, кторорые с легкой водой в каналах?



Я имел ввиду, останов на реновацию на несколько лет...
А насчет Экселон - площадку за собой он таки оставил на 20 лет
http://articles.chicagotribune.com/2012-08...-charles-pardee

Скорее, www имел в виду EC6.
Enhanced CANDU-6.

Я тоже так сначала подумал, потому что, кажется КАНДУ с легководными каналами - есть радикальный способ ухода от проблемы.

Но хотелось бы сначала услышать мнение специалиста...

Ес-но вы правы, но эти реакторы все время были "нишовой" технологией. То есть ни один газовый или тяжеловодный реактор не компетировал на всемирном уровне с легководниками. За исключением наверное РБМК. Если бы технология РБМК "пошла", то они могли составить серьезную конкуренцию легководникам, но...


Да, на них делалась реновация, но начальным проектом это не было предусмотрено, потому занимает год или более...
Это как гланды удалять, но не через рот (заранее извиняюсь за груб шутку, более уместной другой не вспомнил).
Все надо вырезать, каналы, бетон ГО, ну и тд.


Модератор прав, это EC6. ACR, который был джен 3+, красивый такой, весь пассивный с 1200 мегаватами лег на полку, отдохнуть... в связи с кирдыком потенциальных заказов из альберты и дарлингтона.


Реновация в КАНДЮ на самом деле не так экономически обременительна, как его малюют. То есть, при действующем например АЭС КАНДЮ "N" с КИУМ 92%, эффект на снижение от реновации сильно меньше 2х процентов.
И не должна она занимать несколько лет для EC6. Даже на действующих построенных она занимает не "несколько лет". Исключение составляет кандю на мысе лепро, где местные "неуловимые Джоны", которые постоянно ходят с красными носами, не последовали указанной проектантами технологии (черт его знает, так пишут в газетах ), и работу говорят, пришлось переделывать дважды...
Даже во времена доброго Брежнева, такие люди мгновенно оптравлялись валить лес в тайгу на гос харчи. А тут... продолжать не буду.

Брюс-2 введен после 17-летнего шатдауна http://www.power-eng.com/articles/2012/10/...n-17-years.html

А Брюс-1 соответственно после 15-летнего. Однако, впечатляет...

Посмотрел презентацию доклада директора Advanced Reactor Development & Fuel Cycles (AECL), доложенного на World Nuclear Fuel Cycle 2011.
Цифры интересные приводит товарищ.
Согласно приведенным данным CANDU на уран-ториевом MOXе (с долей урана-235 в 1.65% масс.) имеет 1.77 раза большую энерговыработку на кг использованного натурального урана по сравнению с PWR на 4% уран-оксидном топливе. Уран-ториевый MOX правда из ВОУ делать надо, что сильные проблемы с экспортом такого топлива даст из нераспространенческих заморочек.
Так что с позиций развития торий-уранового цикла CANDU то что надо, и видимо крест на этом варианте энергетических тяжеловодников еще рано ставить.

Здесь еще круче http://www.bloomberg.com/news/2012-10-25/w...out-energy.html

Чехия устанавливает размыкатели сети на границе с Германией. Видимо, скоро в центральной Европе будут интрересные события.

Дык это... Чехи боятся блэкаута из-за германских ветряков. У нас даже новость была на сей счёт.
http://atominfo.ru/news9/i0981.htm

Теперь они перешли от слов к делу.

Статьи прочел. В принципе похожи, но в Блумберге, конечно технические термины вида security switches и so-called phase-shifter transformers , удивляют. Я, конечно, могу предположить, что в контексте первое, это прерыватели, дабы не допустить перетока, и разгрузить транспортную составляющую, но вот второе понятие, связанное со сдвигом по фазе, каким образом разгрузит магистралку, вопрос. А атомщикам, отдуваться.

Директор не врет (А кто кстати?)

В связи с тем, что основная доля энерговыделения в КАНДЮ реакторах получается из Урана-238, то его замена на Торий, благоприятно влияет на нейтронную физику активной зонны.

Википедия имеет статью:
"Thorium-based fuels exhibit several attractive properties relative to uranium-based fuels. The thermal neutron absorption cross section (σa) and resonance integral (average of neutron cross sections over intermediate neutron energies) for 232Th are about three times and one third of the respective values for 238U; consequently, fertile conversion of thorium is more efficient in a thermal reactor. Also, although the thermal neutron fission cross section (σf) of the resulting 233U is comparable to 235U and 239Pu, it has a much lower capture cross section (σγ) than the latter two fissile isotopes, providing fewer non-fissile neutron absorptions and improved neutron economy. Finally, the ratio of neutrons released per neutron absorbed (η) in 233U is greater than two over a wide range of energies, including the thermal spectrum; as a result, thorium-based fuels can be the basis for a thermal breeder reactor.[4]"

У МАГАТЭ есть ТЕКДОК-1450:
http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/...TE_1450_web.pdf

Не томите, Кто?
Если, конечно, несвязанны, соглашением о неразглашении.

Sermet Kuran - клик

pdf говорит:

Сермет правильный пацан в теме...

Вместе с Екатериной Великой рулят что надо...

http://www.google.com/url?sa=t&rct=j&a...SJQ&cad=rja

Так там же смена хозяина происходила. Приблизительно одновременно. И ветряки тогда же построили. Или моя память меня, в очередной раз, подводит.

Нету коментов, а то чего лишнего сгоряча скажу



Ветряки - это отдельно, совсем отдельно... Это как бы живой, отдельный организм, зеленая энергетика, как и зеленый змий губит все на своем пути, начался цирроз печени боржоми уже не помогает

Радж, это как фейс контрол, крестики-нолики, встретил гостей-проводил до конференс рума (ну шоб те не заблудились), показать где биологические комнаты (обозначенные на карте буквами Мо и Жо), шоб гости не обо...

Согласен, поторопился. Так, AECL, по нашему посложнее ГК. Юридически нетривиально все в Канаде, что касается государства и госсобствености.
Однако в официальном финансовом отчете за 2007 г., говорится о всего лишь 35 млн долларов, вложеных государством за предидущую пятилетку. А дальше, понеслась. Поиски инвесторов, тендеры по Альберте и Дарлингтону, и зеленый (энергетики) змий. Много сообщений в канадской прессе о желании продать реакторные подразделения. Так не дайте умереть незнающим, как там подразделения реакторов и топлива?

Тот который AECL - это теперь национальные лаборатории, расположенные в 200 км от Оттавы. У них наука, коммерциализированные заказы по исследованию и пр. некоммерч. заказы от гос-ва.

Отделение проектирования, расчетов (вкл топливо и не топливо), управления проектами, со всеми ноу-хау по продлению ресурсов, сервисы промышленного масштаба реакторов - это то что находится в древнеиндейском поселении Мисисага (более млн жителей, спальный пригород Торонто), и часть в славном городе Монреаль, ну и тд, все это продано инжиниринговой фирме Лавалин.

Большое спасибо, вот честно говорю.
Особенно "порадовало": Тут Да, и капитализация там маловата как-то. Считают, наверное, раздельно. По SNC-Lavalin Nuclear Inc. За сети и эксплуатацию, думаю, не стоит.

На самом деле это не тот нуклеар. Бывшая часть AECL, который занимается тяжеловодниками, это теперь называется Candu Energy Inc.

http://www.candu.com/en/home/aboutcandu/default.aspx

А компании Canatom, SNC-Nuclear, NSS, Kinetrics, etc, существовали и ранее. Это подхват и пр работы (аутсорсинг).

Виедо от Регулятора, для... "чайников"

http://www.youtube.com/watch?v=74VSQ9_HbjA...eature=youtu.be


Ежели есть вопросы, могу попытаться ответить.

Выступлю в роли "чайника". По плавлению АЗ, что-то не очень ясно. По ролику.

В целом, красиво. Помните, раньше в кинотеатрах, разные документалки и прочий агитпроп, перед сеансом крутили. Вот и в Канаде, для молодежи, было бы полезно, прививка от зеленых настроений.

Лично, предпочитаю на бумаге.

Про агитпроп помню Помню даже как в кинотеатрах еше пленки рвались... а мы свистели

Про плавление активной зоны. Если полное обесточение - парогенераторы яв-ся heat sink, показан также бачок, откуда вода подается (на крыше гермообьема, грубо на сутки).
Ежели выпарилась вода 2 к, ну а последовательно и вода 1 к, то замедлитель снимает тепло (обьем столько же как и 1к), далее сам корпус каландра находится в 500 м3 воды для снятия тепловыделений, далее спецбетон (ловушка). Все это не требует электричества (задвижки "fail open design" из бачка с крыши ГО в самом начале аварии).
Ну а далее, через несколько суток надеемся что местные неуловимые Джо (при помоши Чингачгука, по кличке Большой Змей) подгонят трак с водой или дизель заведут...

Небольшое дополнение к дискуссии двухлетней давности.
С точки зрения физики, тяжеловодный замедлитель допускает использовать обеднённый уран для производства изотопов. Однако с точки зрения техники это затратный вариант, нецелесообразный в условиях наличия больших мощностей центрифуг и реакторов на быстрых нейтронах. Несколько слов, из чего такой вывод получается.

В формуле четырёх сомножителей для коэффициента размножения бесконечной среды, первый – eta урана применённого обогащения:

nu*Ef/Ea = nu5*Sf5/[Sf5+Sa5+(1/X)Sa8]

Для его оценки используем следующие микросечения:
Уран-238: (тепловые нейтроны)
Sa = 2,71 барн
Уран-235 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,42
Sf=583 барн
Sa = 101 барн
X = обогащение урана /в долях единицы/.

Подставляем цифры:
Для природного урана eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,0072)*2,7] = 1,33;
При концентрации 0,6% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,006)*2,7] = 1,24;
При концентрации 0,5% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,005)*2,7] = 1,15;
При концентрации 0,4% U235, eta = 2,42*583/[583+101+(1/0,004)*2,7] = 1,03;

Теперь рассмотрим случай, когда топливо имеет небольшое выгорание.
Заменим уран-235 на плутоний-239 с КВ=0,8 используя сечения:
Плутоний-239 (нейтроны 0,0253 эв)
Nu = 2,86
Sf=744 барн
Sa = 267 барн
Подставляя цифры получаем:
для концентрации 0,576% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,0072))*2,7] = 1,438;
При концентрации 0,48% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,006))*2,7] = 1,35;
При концентрации 0,4% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,005))*2,7] = 1,26;
При концентрации 0,32% Pu239, eta = 2,86*744/[744+267+(1/(0,8*0,004))*2,7] = 1,14;

Кроме того, коэффициент размножения реактора увеличится и за счёт уменьшения вылета тепловых нейтронов при более высоких сечениях плутония. Так появляется эффект «временного роста реактивности», когда в начале топливной кампании реакторов на природном и обеднённом уране реактивность растёт до тех пор, пока не наработались перекрывающие эффект осколки деления и плутоний-240.

Из цифр видно, что практически тяжеловодный реактор может работать на топливе со средним стартовым содержанием 0,5% U235, давая на выходе плутоний в концентрации порядка половины равновесной величины, для реактора на тепловых нейтронах с мягким спектром составляющей 2,8 кг Pu239/т.

Для реализации преимуществ этой концепции необходимы: высокое качество D2O по примесям H2O, цирконий без гафния для оболочек ТВЭЛов и непрерывная перегрузка топлива.

Коллегам в других странах хорошо известно, что ИТЭФ в своё время разработал проект канального тяжеловодного реактора ТР-1000 с CO2 – теплоносителем.
Получался расчётный КВ = 0,93 позволяющий в варианте замкнутого топливного цикла с полным возвратом плутония в реактор сжечь в реакции деления 10% добытого природного урана, производя электричество с нетто-КПД на уровне 25%. При концентрации урана-235 в обеднённом уране выше 0,45% природный уран при работе реакторов ТР-1000 вообще не расходуется.

Если концентрация отвального урана выше чем 0,45% то появляется возможность наработки плутония из обеднённого урана, для запуска быстрых реакторов. Это давно известно, однако по тяжеловодной тематике в соцлагере построен только КС-150 в Чехословакии. Более того, ИТЭФ сейчас находится в процессе ликвидации: при курчатнике создаётся авторитетная комиссия, которая возьмёт на себя ответственность за бесславный шаг. В обмен некоторым её участникам обещано избрание в член-корры Академии Наук.

Ни в коем случае не оправдывая планирующееся закрытие ИТЭФ, отметим почему тяжеловодные реакторы в специфике России не целесообразны:
1) Производство природного урана после отделения Казахстана и других республик упало с советского максимума 25.000 тонн в год до ~3.000 тонн в год, притом что потребление существующими реакторами 5.000 тонн в год без учёта нового строительства и экспорта. Чтоб хоть чем-то загрузить центрифужные заводы, стали грузить на вход обеднённый уран с отвалом повторной переработки 0,1%. Такой уран идеален для бланкетов БН, но непригоден для ТР.

2) В ВВЭР СКД тоже возможен КВ на уровне 0,9 причём если в тяжеловодных реакторах он достигается максимальной экономией нейтронов, то в СКД используется более простой и правильный путь: увеличение доли делений урана-238 быстрыми нейтронами.

3) Задача полного сжигания природного урана в реакции деления, лучше чем ТР решается быстрыми реакторами.

Таим образом техническая целесообразность строительства тяжеловодных реакторов для работы на обеднённом уране возникнет только у тех стран, где совпадут три фактора:
1. Дефицит природного урана при наличии его производства на собственной территории.
2. Малая эффективность и мощность (в тоннах ЕРР/год) заводов по обогащению урана при их наличии на собственной территории, приводящая к целесообразности высокой концентрации U235 в отвалах разделительного производства.
3. Отсутствие быстрых реакторов по каким-либо причинам, возможно по причине отсутствия нескольких тонн плутония для первых загрузок.
Только при совпадении этих обстоятельств целесообразно проектирование и строительство HWR на обеднённом уране.

Есть несколько другой интересный аспект: можно ли перевести действующие HWR на обеднённый уран, или на смешанные загрузки природного и обеднённого урана для выравнивания мощности по радиусу. Кто об этом может что-то отметить, кроме неактуальности для нашей страны за отсутствием таких реакторов?

Вполне возможно использовать загрузки энергетических тяжеловодников обедненным ураном и наработанным с них плутонием топливного качества (80-88% по 239Pu) в виде МОХа. Эта схема на бумаге неоднократно рассматривалась индийцами и пакистанцами. КВ получалось в таком варианте около 0,76-0,80. Причем по пакистанским расчетам выходило, что 238Pu на медленных нейтронах делился, а 240Pu частично конвертировался в делящийся 241Pu. Отработанное топливо невысокого выгорания с высоким процентным содержанием наработанного плутония-239 можно быстро пеработать. Выходило по расчетам, что плутоний раза по 2-3 последовально можно было пережигать до превращения его в плутоний реакторного качества с неудобными для изготовления топливных таблеток радиологическими характеристиками .
Насколько помню индусы на тяжеловодном ИРе комбинации плутония топливного и урана обедненного пробовали несколько раз.
Однако уж тогда проще на плутоний-ториевый МОХ тяжеловодник перевести и КВ иметь около 0,84-0,88. Ну а при наличии наработанного запаса урана-233 уран обедненный становится не столь важен для топливного цикла тяжеловодника. Поскольку на 233-уран-торий МОХе для CANDU и PHWR ожидаем КВ около 0,94-0,98.
Канадцы этот заманчивый аспект туманного будущего CANDU обсуждают последнее время в связи с перспективами разработки версии CANDU со сверхкритическим водным теплоносителем. Только вряд ли США так просто им репроцессинг ОЯТ позволит применять.
Т.е. обедненный уран может являться полезным фертильным компонентом гибридного топливного цикла для энергетического тяжеловодного реактора при переходе к финальному почти самодостаточному 233-уран-торий топливному циклу.
Однако при гетерогенной гибридной зоне в тяжеловоднике из таблеток на основе обедненного урана при стандартных выгораниях 5-6 ГВт*сут/тонну получается плутоний вполне пригодный для создания ЯО, что чревато проблемами разными для страны-эксплуатанта этого тяжеловодника.

Спасибо, тогда посмотрел - и забыл. Сейчас, по Вашей ссылке, нашел следующее


http://www.candu.com/en/home/candureactors/default.aspx

Так все-таки CANDU может использовать торий, и достигается ли при этом экономическая окупаемость цикла?
Был ли опыт эксплуатации?

Тему "Торий" изучал, если что.

Опытная эксплуатация нескольких топливных каналов, там же в поднебесной по канадскому проекту...



Надо полагать..., ежели поднебесная во всю движет проект...

Большое спасибо.

Насколько помню, пуска на полную мощность 600-700МВт (эл.), целиком на тории (естественно, с добавкой либо Pu239, либо U233/235, по вкусу) не производилось. Насколько потребуется перекомпоновать для этого АЗ РУ CАNDU, требуются ли новые расчеты, меняются ли при этом внутрикорпусные и блочные системы?

Может, какой длинный и нудный документ где-нибудь есть, ну не специалист я по CANDU.

Всегда пожалуйста



Еще нет, по крайней мере о промышленных масштабах я не слышал.



Можно перевести работающую зону с Урана на Торий, поэтапно, чем и занимается поднебесная.
Новые расчеты - да, ес-но новый safety analysis report.
Третья часть вопроса - нет, ежели сказать коротко.

Вот с топливои вопрос, его тоже нужно рассчитывать? В смысле конфигурации АЗ разных загрузок.

Большое спасибо Вам, за просвещение.

Может документ кто пришлет, по обогащению, не 1450 от МАГАТЭ? А то 404 Error. "Усиленно моргает некоторым товарищам."

Вежливо воспользуюсь.
Автоматическое отключение блока CANDU в Румынии.
Что предполагаете?

http://www.atominfo.ru/newsd/k0116.htm

В статье есть ответ ма многие ваши вопросы, дедушка джерри хопвуд рассказывает как дела движутся с китаем...

"Alternative fuels such as thorium in existing reactors? China ‘can do!’ "

http://www.the-weinberg-foundation.org/201...s-china-can-do/

Правительство Онтарио, ежегодно печатает перечень лиц, которые заработали > 100 Кг в год (в единицах канацких долларей). Это перечень по предприятиям которыми владеет Провинция Онтарио, то есть частные предприятия сюда не входят, а так же кроун корпорейшнс тоже не входят.

Ну такой отчет перед таксоплательшиками, мол, полюбуйтесь...

Можно поискать по должностям (authorized nuclear operator or operator) - заработок в соот колонке.

http://www.fin.gov.on.ca/en/publications/s...ricity_2012.pdf

У меня вопрос по иранскому тяжеловодному реактору IR-40. Зарание извиняюсь, если спрашиваю глупость - я не профессионал.
По IR-40 есть следующая информация:
Тепловая мощность - 40 МВт
Степень обогащения урана - 0,71% (природная)
Масса загружаемого диоксида урана - 10 тонн (или, вероятно, это масса урана в пересчёте на диоксид).
По оценкам экспертов, за 300 дней в облучённом топливе образуется ~ 9000 грамм плутония, т. о., при использовании IR-40 в качестве наработчика плутония, за год он может давать ~ 10 - 11 килограмм плутония "оружейного качества" (при этом конкретное процентное содержание Pu-239 не приводится, но будем условно считать его минимальным - 93%). А теперь мой вопрос:
Если загрузить в активную зону данного реактора уран, обогащённый, скажем до 1,5 - 2 % (в 2 - 3 раза больше U-235) и ускорить охлаждение, прокачивая больший объём тяжёлой воды и регулируя скорость реакции с помощью стержней, увеличится ли "плотность" нейтронного потока?
Иными словами, будет ли выделятся больше нейтронов в единицу времени?
Если "да", то получается, что несмотря на снижение концентрации U-238 его всё еще остаётся 98% - вполне достаточно для облучения нейтронами. Тогда выходит, что топливо можно презагружать в 2 - 3 раза чаще, почти без потерь в количестве плутония. Это, конечно, очень дорогой способ получения плутония - вместо природного урана нужно будет делать гексафторид урана, обогощать, потом опять делать оксид. Но чего не сделаешь ради феерверка
PS. Респект и уважение местному сообществу - в интернете такое количество умных и образованных людей в одном месте - редкость. Прочитал ветку - открылись глаза на многое.

Давно ли МАГАТЭ выкладывает в общий доступ свои конфиденциальные документы?



Без расчётов не ответить точно.

Смотрите. Есть формула:
W = Const * sigma-f * ro * Ф * V

W - мощность, она по условиям задачи не меняется.
V - объём активной зоны, также не меняется.

Вы предлагаете поменять ro, то есть, концентрацию делящихся изотопов (в данном случае, U-235). Конкретно, увеличить её в 2-3 раза. При таком раскладе из формулы следует, что Ф (интересующий Вас поток нейтронов) уменьшится в 2-3 раза. То есть, ответ - с точки зрения наработки плутония Вы сделаете хуже.

Но ответ этот на пальцах и может измениться при точных вычислениях.
Во-первых, при изменении ro изменится также sigma-f (среднее сечение деления), и её изменение на пальцах не оценить.
Во-вторых, вся эта прикидка по формуле очень приблизительна, так как не учитывает необходимости удерживать реактор всё время работы в критическом состоянии (иранцы делают это стержнями управления). Точный расчёт может многое изменить, но для него данных, естественно, недостаточно.

P.S. Расчёты, которые Вы привели в начале вопроса, также выполнены на пальцах и, скорее всего, действительности не соответствуют.

P.P.S. Повысив концентрацию урана-235, Вы получите возможность повысить мощность реактора. Точно ответить не могу, но скорее всего, тоже в разы. Тогда да - если Вы вернётесь к формуле, то видно, что в этом случае у Вас есть шансы увеличить поток. Но эту мощность придётся как-то отводить, а иранцам сделать это на выбранной ими площадке будет сложно, там не так много обычной воды. Так что этот вариант вряд ли реализуем.

"W - мощность, она по условиям задачи не меняется."
Я имелл ввиду как раз увеличение мощности и отвод тепла большим объёмом воды. Не обязательно, ведь, устанавливать гадирню прямо около реактора - несколько километров горячего трубопровода, полагаю, не так сложно проложить. (это даже даст дополнительный эффект охлаждения).
А оценку наработки плутония я из Википедии взял - там была ссылка на источник.

Если мощность можно поднимать, то другое дело.

Здесь столкнётесь с чем. Нужно сравнить, какой дополнительный запас реактивности у Вас появится от перехода на более эффективное топливо и сколько в реактивности потеряете за счёт мощностного эффекта. Отсюда можно определить - с точки зрения нейтроники!!! - насколько можно повысить мощность (так, чтобы реактор остался работоспособным в течение заданного срока).

Ответить в цифрах на этот вопрос я не могу. Если потерю за счёт мощностного эффекта ещё могу попытаться спрогнозировать по опыту (где 0,005 в k-эфф будет потеряно при удвоении мощности), то выигрыш за счёт обогащения урана надо считать.

Если рассуждать абстрактно, то по нейтронике можно надеяться получить выигрыш в наработке плутония. Но мощность должна быть поднята основательно, минимум в 2-3 раза, а лучше больше. То есть, это будет уже не IR-40, а какой-нибудь IR-150.

И тут должны сказать слово теплогидравлики и конструктора.
Скорость прокачки тяжёлой воды через активную зону легко увеличить на бумаге. Но есть ли у иранцев такие насосы?
Второй момент - то, что уже сказал. Отвод тепла конечному потребителю (говоря по-русски, сброс его куда-то подальше от площадки). Арак, где находится IR-40, это горы. С водой там, насколько помню по картам, проблемы. То есть, с технической водой для реактора повышенной мощности могут быть сложности. Тем более, что это промышленный район, и на воду много желающих.

Поэтому вряд ли. Сомнительно. Очень сомнительно. Вот если бы иранцы построили реактор на берегу Персидского залива, тогда бы я мнение изменил. С водой там всё в порядке. Правда, и столичного округа ПВО там нет

P.S. Я бы другой вариант рассмотрел. Изменить в формуле V, объём активной зоны. Действительно, если у нас более эффективное топливо, то нам его нужно меньше. Здесь можно попытаться добиться выигрыша в потоке. Правда, надо понимать, что без расчётов в этом случае будет чистое гадание, и что сокращая количество топлива одновременно мы сокращаем и количество сырья в реакторе. То есть, это задача на оптимизацию.

И вообще. Я б не парился, не пытался бы чего-то выгадать от оптимизации реактора. А просто построил бы их несколько штук. Как поступают их соседи в Пакистане (см. Хушаб).