В последнее время видно, что тяжеловодные проекты уже устарели и даже Канада за них не держится. В то же время, они продолжают работать в некоторых странах как наработчики изотопов. Хотелось бы узнать, обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает PU-239? Или при соответствующей глубине выгорания там будет больше реакторного плутония?

И еще. Можно ли, зная спецификации и проектные чертежи, определить, что будет такой реактор нарабатывать? И могут ли такой реактор "перенастроить" на другие изотопы в процессе эксплуатации

Откуда инфа, что Канада не держится

Половина энергии от Pu-239
http://canteach.candu.org/library/20040502.pdf

Вот тут - кто и почему интересуется Кандю
http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionA.htm#j

Its high neutron economy allows the CANDU design to potentially utilize a variety of different fuel cycles, including MOX and Th/U233 cycles (the latter, in one particular manifestation, achieving "near-breeder" status).

CANDU reactors can also burn spent PWR fuel, since the U-235 content in this fuel is still slightly enriched over natural fuel (a process called DUPIC, or "Direct Use of PWR fuel in CANDU"). The South Koreans are especially interested in this potential synergism between PWR and CANDU reactors, since they operate both types.

Recently, CANDU technology has been considered by the U.S. D.O.E. as a vehicle for denaturing weapons-grade plutonium declared surplus after the warming of the Cold War. See the next section for more details.

Another interesting fuel cycle option is the use of Recovered Uranium, which is a natural byproduct of LWR reprocessing. Recovered Uranium is about 0.9% enriched, and thus falls within the broader category of SEU (Slightly-Enriched Uranium - 0.9% to 1.2%) fuel cycles being considered for CANDU usage.

CANDU reactors may also play a role in fuel waste management, by being able to burn actinides without creating more actinides. In this strategy, waste actinides would be mixed within an inert matrix and burned in a CANDU core. As an efficient destрoyer of waste actinides using currently-available technology, CANDU reactors can serve a role in reducing the total volume of high-level nuclear waste requiring long-term storage. Within an international strategy of nuclear fuel cycle centralization (currently a subject of global discussion), CANDU could reduce the total requirement for fast spectrum reactors needed for the final destruction process, while extending the time requirement for their development.

Плутоний-239 нарабатывает любой реактор, в активной зоне или бланкета которого находится уран-238. Вопрос лучше переформулировать так: обязательно ли при своей работе такой реактор нарабатывает оружейный плутоний.



Да, разумеется.

На пальцах, физика такова - концентрации всех изотопов плутония в реакторе растут, пока не выйдут на равновесные значения. Причём сначала на равновесие выходит 239Pu, потом 240Pu, и так далее.

Это означает, что доля "неоружейных" изотопов в плутонии со временем (читай - выгоранием) будет расти, пока не выйдет на какой-то полностью равновесный состав, когда концентрации всех пяти изотопов плутония достигнут своего равновесного уровня.

Таким образом, увеличивая глубину выгорания в любом реакторе, мы испортим состав получающегося в нём плутония. И наоборот.

В любом - значит, в любом. Если вы остановите легководный реактор PWR спустя неделю-другую после начала кампании, то получите в нём прекраснейший оружейный плутоний. Правда, в очень малых количествах.



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

Теперь конкретно по тяжёловодным реакторам.

Прелесть реакторов с D2O состоит в том, что им не обязательно использовать обогащённый уран в качестве топлива. То есть, обогащение урана в нём равно 0,71%.

Но глубина выгорания связана с обогащением топлива. Есть эмпирическое правило для запоминания - глубина выгорания в процентах равна обогащению в процентах. Правило очень и очень приближённое, но для разговора на пальцах вполне достоверное. Мы же не статью в научный журнал "Физика ядерных реакторов" пишем здесь, так?

Таким образом, если в ВВЭР обогащение топлива 4%, то и глубина выгорания 4%. А если в тяжёловодном CANDU обогащение 0,7%, то и глубина выгорания 0,7%. И увеличить её нельзя. Поэтому в тяжёловодниках плутоний обычно получается чище, "оружейнее", чем в легководниках.

Разумеется, можно использовать и в тяжёловодниках обогащённый, а не природный уран. Более того, в канадских реакторах так и поступают в ряде случаев. Но тогда теряется основное преимущество тяжёловодных реакторных установок - отсутствие необходимости в обогащении урана.

Необходимый дисклаймер. Все названные цифры - оценочные прикидки. Конкретные величины зависят от конкретного проекта и требуют сложных и трудоёмких расчётов.

Спасибо! Я так понял, Этот тип реактора что называется всеяден, можно и торий применять и восстановленный уран.
Просто прочитал http://www.atominfo.ru/news/air1296.htm где говорится, что экспорт таких реакторов проблематичен по причине нераспространения.

Если не ошибаюсь, то любой тяжеловодник - это технология Candu. На Атоминфо публиковались статьи о строящемся иранском реакторе IR-40. В интернете встречал информацию, что персы передавали МАГАТЭ сведения, что по их спецификациям в этом реакторе плутоний нарабатываться не будет. Вот и подумал, что же он вместо этого делать будет и зачем

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

Будет, конечно будет.

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

А чего, хороший и здравый вопрос! Я его своим институтским преподавателям задавал во времена оны

Ответ - не получится. Увы.

При обогащении из той части природного урана, которая пойдёт в отвалы, стараются извлечь как можно больше урана-235. Сколько именно - зависит от экономики и технологии. Основная масса обеднённого урана в мире содержит 0,2-0,4% урана-235, а при таких малых концентрациях тяжёловодные реакторы работать не смогут.

Более того, отвалы в наше время ещё и повторно прокручивают через центрифуги, чтобы выжать из них ещё больше, и доводят при этом концентрацию 235 в "отвале от отвалов" до 0,1%. Это известный контракт на дообогащение западного ОГФУ в России, о котором любят вспоминать зелёные.

Вот оно как) Теперь становится ясно, зачем же иранцы обогащают уран. Ведь их природный уран считается слишком бедным, а стало быть даже Candu его кушать не будет

Могу предположить, что на самом деле имелось в виду.

Иран утверждал и утверждает, что не будет получать плутоний путём переработки ОЯТ реактора IR-40. Это немного по-другому звучит, согласитесь. При этом, в составе ОЯТ плутоний будет, конечно, присутствовать.

Рядом с реактором IR-40 должен в будущем появиться комплекс горячих камер, предназначающихся для разделки мишеней, в которых будут нарабатываться медицинские радиоизотопы. Одна из претензий МАГАТЭ к Ирану - исходно, в начале 2000-ых, Иран ориентировался на такие камеры, в которых было бы технически возможно заниматься разделкой ОЯТ. Сейчас Иран заявляет, что полностью отказался от таких камер.

Не-не-не, Помм, будьте внимательны и не путайте два показателя.

Содержание урана-235 в природном уране везде во всём мире абсолютно одинаково и равно 0,71% (в справочниках можно найти эту константу с кучей цифр после запятой). Единственное исключение - некое месторождение в Африке, где оно меньше, и объясняется это тем, что там в доисторические времена работал природный реактор.

Но уран в земле лежит не в виде слитков. Он входит в состав породы (уран-содержащих минералов, например). И в этом случае говорят, что руда бедная, если содержание урана в ней невелико.

То есть, изотопный состав урана везде одинаков. Что в морской воде, что на лучших рудниках Австралии. А вот содержание урана в окружающем его веществе разное, и это сказывается на трудоёмкости и стоимости его добычи. В этом смысле, иранские урановые месторождения считаются бедными.

Понятно! Перепутал значит

На самом деле мало кто знает, что прелесть КАНДЮ состоит в его safety. Время жизни нейтронов в КАНДЮ 10 раз дольше чем на PWR, BWR. Это из-за физики явления на D20.
http://canteach.candu.org/version0/why/reactorselection.pdf

Удлинение в 10ки раз времени означает, что когда вы введете бета положит реактивности, то период реактора меняется незначительно и суперкритикал реактор все еше будет заглушен АЗ. То есть мех системы АЗ с реакцией > 2 сек достаточно чтобы заглуштить реактор.

Ни один PWR такого шанса не имеет, потому как период реактора становится таковым, что никакая мех система реагировать не успевает.

По причине такой "инертной" реакции КАНДЮ, допускается пустотный положит коеф.

Если хотите можете поискать (открытый в интернете) отчет Корейцев анализа severe accident scenario in PWR vs. CANDU.
При total station blackout топливо у PWR плавится через ~ 3ч, в КАНДЮ - через 9 часов.

При том, что в PWR даже понятия такого нет как частичная авария топливных сборок, а в КАНДЮ чтобы повредить топливо больше чем в одном канале - немыслимая авария.

Далее, любой PWR начинает работу с избыт рективностью ~10%, а в КАНДЮ практически ноль, перегрузка (добавка реактивности) делается ежедневно.
При любой аварии делается crash cool (чего не может быть сделано в PWR по причине отриц коеф) и после впреыска ГЕ топливо практически остывает мгновенно.

Ну и тд и тп

Отвечаю здесь как в наиболее подходящей теме.

Цитирую по книге "ОКБ "Гидропресс" 60 лет", М.:ИздАТ, 2006.

сс.53-55:

Проект опытного тяжёловодного реактора ("малая семёрка")

Фактически ОКБ "Гидропресс" приступило к разработке тяжёловодного опытного реактора (дейтонного котла) в ноябре 1946 г. после получения от Лаборатории №3 (исх.№25сс от 10.11.1946г., вх.№46сс от 11.11.46г.) первого технического задания, в котором говорилось о тяжёловодном реакторе с замедлителем "продукт 180" (тяжёлая вода) и урановыми стержнями, предполагаемой мощностью - 1 кВт.

В марте 1947 года (исх.№261сс от 18.03.47г., вх. от 22.03.47г.) техническое задание на тяжёловодный реактор было заменено новым.

В начале сентября 1947г. было получено окончательное задание на тяжёловодную установку, которая стала называться "опытной установкой №7" (исх.№849сс от 02.09.47г., вх.№93сс от 02.09.47г.)...

Мобилизация коллективов ЦКТИ, ОКБ "Гидропресс", лаборатории №3, ГСПИ-11 и других соисполнителей, включая Подольский завод тяжёлого машиностроения и завод №12 ПГУ, позволила выполнить проект опытного тяжёловодного реактора уже к концу 1947г.

сс.57-58:

Работы по промышленному тяжёловодному реактору ("большой семёрке")

Промышленный тяжёловодный реактор (дейтонный котёл) для завода №817 мощностью 100 МВт разрабатывался одновременно с опытным тяжёловодным реактором...

В январе 1949г. проект был представлен научному руководителю работ А.И.Алиханову на рассмотрение. Проект не имел достаточного экспериментального обоснования работы отдельных видов оборудования из-за отсутствия необходимых испытательных стендов в ОКБ "Гидропресс", о чём доложил на Совете Б.М.Шолкович.

После этого А.И.Алиханов отказался утвердить проект реактора и обратился к директору ГМЗ А.С.Еляну с предложением разработать новый проект промышленного тяжёловодного реактора. Согласие было получено, и в феврале 1949г. новое техническое задание лабораторией №3 было направлено в ОКБ ГМЗ. В нём были учтены проработки ОКБ "Гидропресса".

В январе 1949 года стало известно, что в первом Главном управлении Совета Министров СССР (начальник Б.Л.Ванников) в стадии согласования находился проект постановления Правительства о поручении изготовления агрегата №7 Горьковскому заводу №92 Министерства вооружения (директор завода А.С.Елян) и передаче ОКБ "Гидропресс" в состав завода №92. Главный конструктор ОКБ "Гидропресс" Б.М.Шолкович обратился с письмом к министру тяжёлого машиностроения Н.С.Казакову, в котором обосновал передачу ОКБ "Гидропресс" нецелесообразной, так как Минтяжмаш не мог быть в стороне от проблем ядерной энергетики, которые решались энергомашиностроителями.

Было получено указание передать в ОКБ Горьковского завода выполненную часть проекта и ведущих конструкторов П.Г.Володина, И.Д.Дмитриева, А.У.Липеца. Было предложено и другим конструкторам работать в ОКБ Горьковского завода. Им обещали сохранение окладов, выплату подъёмных и получение двухкомнатных квартир. Но добровольцев не нашлось. А ведущие конструкторы, командированные в Горький на два месяца, вернулись в ОКБ "Гидропресс"...

На заводе (ГМЗ) было изготовлено 14 опытных стендов, проведен ряд испытаний. В августе 1949г. технический проект реактора был закончен. Корректировка проекта по результатам стендовых испытаний велась до декабря 1950г. Одновременно выпускались рабочие чертежи.

Часть работ по промышленному реактору (агрегату №7) или реактору ОК-180 (по индексации ОКБ Горьковского завода), в том числе проектирование основного и впомогательного теплообменников, регенерационной и дисталляционной установок, возлагалась на ОКБ "Гидропресс"... В декабре 1954 года ряду сотрудников ОКБ "Гидропресс" была присуждена Государственная (Сталинская) премия за комплекс работ по созданию оборудования исследовательского и промышленного реакторов ("малой и большой семёрок")...

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

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

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

Смысл не объяснялся. Но исходя из маниакальной приверженности американцев к нераспространению, видимо подразумевалось нечто типа "сожгем все запасы плутония в мире (кроме США) и будет мир во всем мире!".
Ну индусы и южнокорейцы это дурацкое предложение мимо ушей пропустили и считают, что рациональная основа дальнейшего развития топливного цикла тяжеловодников это переход на МОКС PuO2-ThO2. Встречалась работа канадцев с такими же мыслями. Только откуда канадцы плутоний брать будут, они же ОЯТ не перерабатывают?
Корейцы на грани выхода из под зонтичного соглашения с США по ОЯТ. Интересно, что будет с их 4-мя тяжеловодниками. Или использование аля DUPIC или правда о разработках торий-уранового цикла задумались.
Прогресс индусов с развитием проекта AHWR известен.
Судя по последним исследовательским работам видны тенденции к переводу энергетических тяжеловодников на Th-U цикл, поскольку в обычном U-Pu их эффективность не впечатляет уже никого.

Извиняюсь, ошибся.

Почему все маниакально боятся наработки оружейного плутония? Учитывая то, что любой реактор *даже при нормальной эксплуатации* нарабатывает изотопно чистый нептуний-237, который вроде бы настолько же пригоден для изготовления атомной бомбы, как и уран-235? То есть, "птичька уже улетела", чего уж теперь бояться плутония?

Нептуния образуется ничтожно мало - 0,1-0,2%.

На внутреннюю поверхность оболочки ТВЭЛ наносим тонкий слой (100 мкм) отвального урана.
Спустя неделю-другую останавливаем реактор (В-446), вытаскиваем из него топливо
и в горячей камере вытряхиваем таблетки из ТВЭЛ. Затем снимаем тонкий слой
с внутренней стороны оболочки и перерабатываем на опытном производстве.
Плутоний оружейного качества и незначительно загрязнён продуктами деления.
И самое главное: его много

При условии, что есть доступ к твэлам на стадии фабрикации.

То есть, Россия в случае необходимости так может сделать. А, скажем, Иран - нет.

Если такого доступа нет, тогда остаётся вариант проработать от 2 недель до месяца, остановиться и выгрузить свежие ТВС с последней перезагрузки. Это может сделать любая Северная Корея, и дальше ей потребуется только порубать твэлы, содрать с них оболочки и химией выделить плутоний. Считается, что это более простые технологии, чем фабрикация.

0.1% от, скажем, 200 тонн топлива выгоревшего до 4%, это 6 кг нептуния. Во всех реакторах на Земле суммарно в год нарабатывается нептуния чуть не на тысячу зарядов.

Причем нептуний не имеет никаких "плохих" с точки зрения изготовления бомб изотопов - 238й и 239й полураспадаются за 2 дня, 235й за чуть более чем год, но его в топливе практически не нарабатывается. Оставшиеся 236й и 237й имеют большие периоды полураспада и оба годятся для бомбы. Не надо ни изотопного разделения, ни специальных коротких кампаний для его наработки - просто химически перерабатывай обычное ОЯТ энергетических реакторов и все, бомбовый материал готов.

И перерабатывать придётся ВСЮ таблетку хотя плутоний содержится
большей частью в поверхносном слое.
А ещё можно фольгой из металического отвального урана таблетку обмотать
а потом только эту фольгу и перерабатывать.
Другой уровень загрязнения и другие объёмы переработки.

Предложите технологию его выделения.
Мне известна пока лишь одна - но она затратна и была лишь на одной пилотной установке в СССР.

Меня посодют

А если серьезно, я не химик, но мне кажется, что организовать химическое отделение нептуния от прочих элементов из ОЯТ в 21 веке не большая проблема. Во всяком случае, это меньшая проблема, чем организовать секретное производство обогащенного оружейного урана или секретное проведение специальных коротких кампаний для наработки оружейного плутония. То есть любая страна, перерабатывающая ОЯТ, вроде бы может получить при этом материал для бомбы. (Если, конечно, данные о пригодности Np-237 для бомбы не есть деза от ЦРУ и Моссада )

Нет, RocketMan, это не деза.

Традиционный пурекс, неговоря уже о электрохимии, здесь непойдет.
А плутон с торием непроблема нарабатывать в любом реакторе, делая частью ситемы управления или просто без трубки с таблетками сырьевых элементов.

У японцев по разным данным имеется около 750-800 кг. нептуниевого концентрата, наработанного при репроцессинге в Такаи. С учетом критмассы нептуния в 59 кг и улучшенной пушечной схемы типа ЮАРовской могут вполне могут сорудить 14-16 бозарядов. Причем это реальная возможность получения ядерного оружейного материалоа без обогащения урана и получения ВОУ и наработок оружейного плутония.
Тонкость в том, что тоннаж переработки ОЯТ должен быть значительный. Например, КНДР за двадцать лет наработала порядка 60-65 кг плутония близкого к оружейному, но нептуния из своего ОЯТ смогла бы выдедить только 4-5 кг. Поэтому КНДР и Ирану нептуниевые бомбы в ближайшие годы не светят.
Есть сведения, что Индия в свое время усиленно изучала вопрос использования нептуния в боезарядах помимо плутония, но в итоге склонилась к 233-урану, как более практичному для наработки и выделения.
Попадались упоминания, что одно из малоудачных индийских испытаний на гибридной нептуний-урановой схеме было. Достоверность этой инфы, на мой взгляд, низкая

Его (нептуний-237) успешно выделяли в 60-80 и США и СССР в больших количествах. Далее нейтонное облучение в плутоний-238 и его в РИТЭГи космические ставили. Целое производство в оьоих странах было. Пока пару раз батареи этого типа в атмосфере не погорели.
Сейчас с уровнем радиохимии жидкостной и расплавной проблемы выделения нептуния из ОЯТ для развитых стран нет.

Ну американцы традиционно используют плутоний-238 в космических аппаратах. А СССР разве использовал? Я слышал только про полониевую "грелку" на луноходе, еще были ядерные реакторы Бук и Топаз, а про плутоний что-то не слышал.

Использовали и в СССР.
Причем во всем мире не только в космических аппаратах - например в источниках тока для искуственного сердца длительного действия.

Были сведения, что в России запасы нептуния-237 в разных формах в середине прошлого десятилетия составляли около 2700-2800 кг. Вроде как американцы денег давали под строительство спецхранилища для него на Маяке.
Американцы прекратили производство плутония-238 из нептуния-237 в конце 80-х, хотя на начало 2000 у них запас нептуния-237 составлял около 350 кг в чистом виде (в нацлаборатории в Айдахо в основном) и около 450 кг в виде нептуниевого концентрата на объекте Саванна-Ривер и немного в Ханфорде.
Если не изменяет память, то мы американцам в районе 1996-1998 года передали около 40 кг плутония-238 (сделанного из нашего нептуния-237) на их космические нужды. Они нам за это денег для Маяка и Снежинска немного давали.

На сей счёт есть открытые американские оценки (доклад их академии наук).
http://atominfo.ru/news/air6520.htm

В книге “G. Kessler. Proliferation-Proof Uranium / Plutonium Fuel Cycles. Safeguards and Non-Proliferation. KIT Scientific Publishing. 2011. P. 408"
приводится пример, что плутоний наработанный в CANDU на малом выгорании ниже 1.3 GWd/t имеет содержание Pu-239 96.7%, по характеристикам вплотную приближаясь к оружейному плутонию качества "super-grade". При работе CANDU на средних мощностях 7-8 GWd/t содержание Pu-239 составляет 70-66% и принципиально пригодно для создания боезарядов (правда с большими практическими сложностями).
В свое время 1962 году американцы проводили тест по боезаряду на основе плутония, выделенного из ОЯТ одного из газо-графитовых MAGNOX реакторов (по другой версии прототипом английского промышленного газ-графитового реактора AGR) на на малом выгорании ниже 3 GWd/t. Содержание Pu-239 в таком непрофильном материале 'fuel-grade' качества составляло 88%, при незначительном количестве Pu-238. Мощность взрыва, если не ошибаюсь, составляла в районе 3.5-4.0 килотонны.
Тяжеловодники в аспекте наработки плутония "оружейного качества" лишь ненамного уступают "военным" легководным графитовым канальникам.

Помимо РФ и США еще в 20 веке количественно отделять нептуний (чистотой выше 98-99%) от плутония при переработке ОЯТ научились как минимум французы (продемонстрировали на пилотной установке в Ла Аге), японцы (в Japan Nuclear Fuel Cycle Development Institute) и немцы (упоминалась малая исследовательская установка в Karlsruhe Reprocessing Plant (WAK)). Это были модификации стандартного PUREX.
Некоторые ссылки по трем последним странам:
1) Gompper K. Zur Abtrennung langlebiger Nuklide, in: Radioaktivität und Kernenergie, Forschungszentrum Karlsruhe, Karlsruhe (2001).
2) Boullis B. Josso F., Montmain J., Buffereau M. Le future du retraitement, une synergie des procГ©dГ©s amГ©liorГ©s et d’approches nouvelles, p. 39, No. 33, CEA-France (1996).
3) Emin J.L. et al. AREVA NC experience of industrial scale MOX treatment in UP2-800, Proc. of GLOBAL 2009, Paris (2009).
4) Warin D. Minor actinide partitioning, 1st ACSEPT Int. Workshop, Lisbon (2010)

Если так, то с какой целью Индия могла использовать уран 233? Нехватка плутония, специфика их боезарядов или просто исследования?

Насколько я понимаю, близкие к Pu-239 малые критмассовые характеристики U-233 сразу привлекли индусов при разработке этапов ядерной программы. Видно они издалека хорошо наблюдали американскую программу по U-233. При наличии развитого парка исследовательских реакторов получение достаточно чистого U-233 более просто, чем плутония "оружейного качества". Способы получения U-233 индусы пробывали разные: оксид-ториевая матрица облучалась в тяжеловоднике CIRUS, облучение стержней металлического тория в исследовательских реакторах PURNIMA и Dhruva, использовали торий-урановый МОКС в своих энергетических PHWR (Kakrapar-1) с последующей переработкой ОЯТ, облучение тория в исследовательском быстром реакторе FBTR. Успели индусы повозиться и с исследовательским легководником KAMINI на U-233.
При наличии "хорошего оружейного плутония" (с долей Pu-239 > 93%) преимуществ у U-233 как оружейного материала особо нет (скорей проблемы из-за примесей пакостного U-232). Но когда "хороший" плутоний не получается из-за временных лимитов по наработке ("злой" Пакистан под боком), то альтернативные варианты наработки U-233 путем облучения торий-содержащих матриц в доступных аппаратах на больших выгораниях становятся неплохим подспорьем для увеличения запасов оружейных ядерных материалов. Не стоит также сбрасывать и исследовательскую подоплеку интереса к U-233 - в Индии одни из крупнейших запасов доступного ториевого сырья и не так много урана.

Согласно официальной индийской версии работы по облучению тория начались в реакторе Cirus начиная с 1966. Позднее с 1967-1968 ThO2-PuO2 облучался в легководной петле Cirus (Pressurized Water Loop, PWL) [http://www.barc.ernet.in/rcaindia/4_6.html]. Выделение наработанного U-233 произошло в сентябре 1970 [http://www.dae.gov.in/milestones.htm]. Количества выделенного U-233 были небольшими и пошли в основном на заправку исследовательского реактора Purnima II.
Промышленные реакторы стали потреблять облучать торий с 1983 года (Madras Atomic Power Reactor около 50 кг тория). В 1992-1993 году 600 кг ториевых стержней проходили облучение во втором реакторе Narora Atomic Power Station (NAPS-II) [http://www.igcar.gov.in/nuclear/FAQ_NEW/faq_fuel.htm]. Позднее торий стал постоянно использоваться при загрузке реакторов Kakrapar-1 и Kakrapar-2 [http://www-nds.iaea.org/Th-U/rcm3/RCM3_Ganesan1.pdf].
Получается из официальной истории, что получить достаточные количества урана-233 для создания боезаряда Индия могла только после 1992 года, а скорее в 1997 году. Так что к ядерным испытаниям в 1998 году [http://nuclearweaponarchive.org/India/IndiaShakti.html] у индийцев мог появиться боезаряд на уране-233. Видимо дизайн устройства оказался неудачным (около 0.1-0.3 кт). Вообще эти испытания показали, что индусы использовали не очень удачные технические решения (исключением является девайс Shakti II).

Это также может быть доказательством того, что Индия создала бомбу сама и использовала собственные наработки. Вроде бы у Пакистана с арсеналом получше - -за счет иностранной составляющей

Большинство открытых источников так и говорят. Индийцы шли своим путем, имея общее представление об устройстве плутониевого боезаряда. В ходе создания собственной версии использовали оригинальную схема ядра (типа скрепляемых долек апельсина), нейтронного инициатора (типа бутона цветка) и размещения имплозивных линз. Только эффективность подобного рода "усовершенствований" в плане мощности оказалась отрицательной по сравнению с первыми американскими устройствами. Стоит вспомнить, что СССР американцам нос утер в свое время в плане дизайна и мощности плутониевого боезаряда. А у индусов устройство хуже получилось. Хотя мне кажется, что индийская схема ядра боезаряда сразу строилась в расчете на дальнейшее применения бустирования, поэтому невысокая мощность индийских боезарядов. Запасы "пригодного" плутония у них небольшие были. Поэтому и экономили.
http://nuclearweaponarchive.org/India

Большинство литературных источников открыто говорит, что Пакистану китайцами была предоставлена научно-техническая документация по устройству боезаряда на уране-235. Поэтому и проявилась большая степень удачливости пакистанских испытаний.

Собственно, даже более чем открыто.

Когда МАГАТЭ в Ливии забрало чертежи бомбы, переданные Каддафи пакистанцами, на чертежах сохранились пометки на китайском языке.

Недавно попалась на глаза интересная информация [B. L. loffe and O. V. Shvedov. Heavy water reactors and nuclear power plants in the USSR and Russia: Past, Present, and Future. // Atomic Energy, Vol. 86, No. 4, 1999]. В очередной раз убедился, что проще найти информацию по ядерной программе США, Великобритании или Франции, чем по СССР.
Давно была уверенность, что наши из тория нарабатывали уран-233, экспериментировали с ним и испытание боезаряда проводили. Только подтверждений достоверных не попадалось.
Так вот в упомянутой ссылке написано прямым текстом следующее. Перевод (не дословный), ниже
"Тяжеловодный канальный реактор OK-180 был запущен в октябре 1951 в качестве реактора-наработчика плутония на Маяке. Тепловая мощность до 100 МВт при загрузке 15 тонн природного урана в виде металлического топлива и 30 тонн тяжелой воды. Характеристической особенностью реактора были каналы позади графитового замедлителя-отражателя для облучения тория и наработки 233U. В 1954 реактор был переведен на использование уранового топлива с обогащением 2% и наработка 233U проходила в активной зоне с гораздо большей эффективностью. Выделенный уран-233 применялся при испытании водородной бомбы в 1955."
На применение нашего урана-233 подходят два события: 6 ноября 1955 (мощность боезаряда 250 килотонн) и 22 ноября (мощность боезаряда 1600 килотонн).
Склоняюсь к мысли, что боезаряд мощностью 250 кт и был бустированный дейтеридом лития-6 на уране-233.
Получается, что и тут мы американцев по мощности боезаряда на уране-233 сделали (у них 15 апреля 1955 только 22 килотонны в испытании MET комбинированного уран-233/плутоний (5кг/2.5кг) боезаряда без бустирования).
Почему наши не могут более широко открыть информацию об испытаниях 60-50 летней давности? Никакой ведь опасности для государства в этом нет. А мы бы гордились достижениями наших дедов и отцов. У американцев, англичан или французов гораздо больше и подробнее описаны этапы ядерной оружейной программы.

Мы с этим сталкивались неоднократно.

Живых свидетелей почти не осталось. А рыться в бумажных архивах и снимать грифы с документов - задача, за которую никто не желает браться.

Интересно. Как считаете, с чем связан этот оригинальный путь, не смогли "позаимствовать" или национальная гордость?
И если индийская схема предназначена для бустирования, можно ли считать что они не производят боезаряды деления а только теромоядерные?

То есть получается, что наши использовали уран 233 для инициации термоядерного взрыва, что на голову выше того, что сделали Штаты, взорвав всего лишь бомбу деления. Всегда подозревал, что мы в ядерных делах были впереди. Ведь если не ошибаюсь, для инициации термояда нужно точно рассчитать мощность ядерного "запала", что было сделано в упомянутых Вами взрывах. Американцы же в своей бомбе на уране 233 ошиблись по мощности чуть не в полтора раза.
Интересно, пошли у нас такие бомбы в серию или нет

думаю по теме будет. вчера наткнулся
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A6%D0%B0%....82.D0.B2.D0.B5

небольшой ролик с пропогандиским уклоном
http://www.youtube.com/watch?v=XlX9S8zW4kI

где-то на вики вчера ещё натыкался на список значимых взрывов в истории.. но сегодня что-то не попадается


зы
немного не в тему но не только термоядом сильны
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%90%D0%B2%...%81%D1%82%D0%B8

Кошмарное устройство. Причем кроме политической подоплеки, смысла в его создании особо не было. Конечно понимаю интерес создателей увидеть мощность мегасупербомбы, но реальные возможности ее применения уже тогда были сомнительными. Полезность такого рода устройства если в будущем астероид какой-либо небольшой расколоть или сместить с орбиты.

Думаю, что не в гордости дело, просто годы разработок и думанья сподвигли индусов сразу делать боезаряд с бустированием (выигрыш в мощности двух-четырехкратный, вместо 8-15 кт можно получить 40-60 кт). Т.е. они попытались повторить уровень разработок США и СССР 1953-1960. Насколько можно судить по попадавшимся сведениям у индусов на вооружении авиации тактические бомбы преимущественно чисто на делении (как наиболее надежные). А вот ракетные боеголовки и ядерные фугасы на опасных направлениях бустированного типа. Можно предполагать, что до 100-150 килотонн индусы могли добраться. А вот насчет наличия у индйцев термоядерных боезарядов мощностью свыше 500 кт крайние сомнения.

Испытание MET на комбинированном ядре уран-233/плутоний боезаряда 1955 года имело целью проверить насколько уран-233 способен заменить более дорогостоящий в производстве уран-235 оружейного качества (обогащение свыше 90-93%) на примере относительно легковесного боезаряда Mk 7 HE (30-дюймовая сферическая имплозивная система с весом 800 фунтов). Никакого бустирования, только деление композитного ядра.
Испытание Easy в операции BUSTER-JANGLE (5 ноября 1951, 31 кт) было в качестве опорной точки для сборки типа Mk 7 HE.
Предсказывалось, что замена оралоевой (оружейный уран-235) компоненты на чистый уран-233 позволит получить 33 килотонны, а получили только 22. Причины - отличия в нейтронной физике урана-233 и урана-235 на уровне резонансных сечений поглощения быстрых нейтронов. Тут эксперты пусть лучше объяснят.
Наш вариант бустированного боезаряда на уране-233 дал около 220-250 кт, а предполагалось, что даст более 300 кт. Тоже не дотянули до прогнозируемых значений. Зато на плутонии следующее наше испытание с новой схемой компоновки дало 1.6 Мт.
Насчет пошли ли боезаряды на уране-233 в серию, кто же это скажет. Наверняка все под подпиской и грифами. Но судя по тому, как быстро была после этого испытания свернута ториевая компонента нашей оружейной программы, можно сделать вывод, что и наших военных уран-233 не впечатлил.

думаю в тему будет
http://www.vesti.ru/only_video.html?vid=378104
что думаете?