Глубина выгорания 50 МВт*сут/т - это характерная для современных тепловых реакторов величина, к которой стремятся при работе реактора.




А так как плутоний образуется из 238U, то, соответственно, это ответ на исходный вопрос.

Вот видите, как вы упорно не хотите кг на тонну в проценты переводить. Какие же АЭС для чайников?

Я ж нарочно взял в примере 1 (одну) тонну исходного тяжёлого металла

Соответственно, всё легко можно посчитать и в процентах.

Например, 238U сгорело 40/960=4,2% от исходно загруженного 238U.
Из них 15/960=1,6% от исходно загруженного 238U осталось в ОЯТ в виде разнообразных плутониев.
А 25/960=2,6% от исходно загруженного 238U поделилось (как напрямую, так и через плутонии).

На самом деле, последняя строчка неточна, так как часть исходного 238U остаётся в ОЯТ в виде нептуния, америция и кюрия, но для простоты в теме для чайников мы это не учитываем.

Сидят двое чукчей на берегу, всплывает американская подводная лодка.
- Видели рускую подлодку?
- Усла на сюйд-сюйд-вест.
Через какое-то время всплывает русская подолдка.
- Видели американцев?
- Усла на сюйд-сюйд-вест.
- Ты не мудри, ты пальцем покажи!

Так вот, ты не мудри, ты пальцем покажи!!!
То есть из графика, 238 выгорает на ~8,5%?

По другому графику получается ~3%

То есть, грубо говоря, взяли тонну топлива, в ней 44 кг 235-го и 956 кг 238-го.
К концу компании у нас остаётся ...

Пока разбирался уже ответили... )))

P.S. Вот эта статья поможет разобраться
6.3. Использование ядерного топлива в реакторе АЭС
http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-6/6-3
Кому лень читать:

Обсуждение вынес в новую тему.

Коллеги, нужна консультация. Кто-нибудь считал подкритичность дебриса при полностью расплавленной а.з. и ВКУ? И в процессе разрушения. Прошу дать информацию - чем считали, для какого проекта и какие результаты (вкратце). И потом еще пару вопросов по расчетам задам.

Участника Myatom попробуйте дёрнуть на сей счёт. Тема вроде бы к нему близкая.

А вот такой чайниковский вопрос.
Везде говорится о малом количестве запаздывающих нейтронов для плутония (и для МОКС, и даже для урана в быстром спектре).
Это касается только количества?
Или временные распределения там тоже какие-то совсем иные?

Насколько сильно это напрягает в смысле управления?

Немного коснули
Короткий комментарий спецалиста.

Информация по "теме" о Фукушиме
http://www.kns.org/kns_files/kns/file/449%...C7%D8%BC%B1.pdf
От себя . . . Посчитать можно, что угодно, только пока "мало" экспериментальных данных по вариантам "core debris" и после Фукушимы активизировались работы в данном направлении.

Спасибо! Опять корейцы. Вот же работает народ головой, не в пример москалям и хохлам!

У меня такой вопрос чайника: При первой загрузке нового реактора в центр зоны ставят кассеты с меньшим обогащением, как бы "полувыгоревшие". так? чтобы через, скажем, год их вытащить и выкинуть. Вопрос в том, как происходит вывод из эксплуатации реактора, отработавшего свое, т.е. что делают с кассетами, которые не отработали положенные 4 кампании, а только две или одну?

в конце срока эксплуатации свежее ЯТ не подгружают, дожигают старое.

Но ведь кажется, что без замены части зоны на новое топливо содержимое уже частично выжженой зоныны трудно довести до уровня выгорания соответствующего ОЯТ из предыдущих топливных кампаний.
Или в конце эксплуатации работают на очень низком содержании бора в теплоносителе и с малым уровнем компенсации реативности СУЗами?
Кто бы подробнее этот интересный момент разъяснил.

что касаемо ВВЄР
СУЗами компенсируют только при пуске. в течении кампании только одна группа находится в аз и то совсем чуть-чуть
работа на пониженном уровне мощности (от номинала) в конце кампании позволяет продлить агонию затухающего реактора, за счет мощностного эффекта реактивности (грубо - меньше мощность - больше реактивность)) )

А реактор при этом не подпрыгивает?

Пардон?

я не прав? 10гр ОРСУЗ только в аз и в районе 70-95% от низа

garry_t, Вы отвечаете не на тот вопрос. VBVB говорит о возобновлении запаса реактивности. Практически - это делается за счёт свежего топлива в подпитке. Теоретически, можно что-то сделать и за счёт перестановок выгоревшего топлива (появление запаса реактивности за счёт снижения утечки) для т.н. "дожигания" топлива, но реально я таких вариантов последней загрузки не видел.

Подскажите! система «Скала-микро» внедрена на всех блоках с РБМК?

Дорогие знатоки!

Возникла нужда в интерактивной карте мира, на которой весело моргают глазками-огоньками все действующие АЭС мира. Есть у кого подсказка?

Как-то в нестандартном источнике видел такую по США, но уже и ее не найду.

Всем спасибо за труды, кто заинтересуется.

Когда-то можно было вытащить АЭС на карту на сайте WNA http://world-nuclear.org/NuclearDatabase/r...erSearchID=7354
Сейчас только индивидуально, если в табличке нажать на ссылку конкретной АЭС

Из того, что "эколожество" делает, понравилось вот это (на Гугль-Земле): http://www.nature.com/news/2011/110421/ful...fukushima-large

Вариант №1.

Есть такая организация, ВАО АЭС. Сайт Московского регионального центра: http://www.wanomc.ru/. Всего их 4 по миру. Есть общий ресурс WANO: http://www.wano.info/en-gb/, на котором по данной ссылке должна работать интерактивная карта.

Вариант №2.

Открываете БД PRIS МАГАТЭ. Справа внизу выбираете 1951 год, получаете удовольствие. Аналогично с 1954 или 1964 годами. Дальше напишу в почту.

В теме Что в имени, Вынос из ЮАР всплыло отличие ВВЭР от PWR
•компенсаторы давления большой емкости.
А с чем это связано? И что это даёт?

СВП вынес отдельно. Вопрос явно для чайников.
http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=1015

у меня такой, довольно таки глупый вопрос от чайника.
В PUREX процессе рао очень низкой активности сливаются в океан. А почему их нельзя повторно использовать - ведь при расстворении твэлов все равно теже самые элементы окажутся в растворе?
И еще один вопрос - все таки по какой технологии предполагается перерабатывать ОЯТ BN 800? по факту я так и не понял - то это будет пурекс то ли пирохимия в расплавах солей. но если пирохимия, то будет ли это вибротопливо - или они планируют таблеток из результата пирохимии наделать?

PUREX - военный метод, а военные не слишком такими вещами заморачивались. Поэтому в исходном Пурексе о минимизации отходов не думали.

Вообще же о мокрых методах с меньшим кол-вом жидких отходов (как минимум, это означает какой-то рецикл) периодически говорят. То есть, они имеются.

При возврате надо чистить от активности. Иначе она будет накапливаться, и могут запретить её сливать. Чистка - достаточно противное дело (см. Фукусиму, как они мучаются со своей водой).



А что перерабатывать? Пока действует СОУП, перерабатывать можно будет не более 30% кассет БН-800. Это не промышленные масштабы. И скорее всего, будут пробовать разные методы для сравнения на практике.

говорят, что в самое ближайшее время они даже будут продемонстрированы
"Технологическая схема основной технологической линии ОДЦ обеспечит замкнутый по воде технологический цикл и уменьшение объемов РАО для захоронения"

Предполагалась пироэлектрохимия в расплавах хлоридных солей и для таблетки и для вибротоплива. Причем основной метод переработки МОКСа предполагается с небольшой модификацией состава расплавной среды-электролита и для нитридного топлива (обычного и смешанного).

но теперь становится ясно, что вариант с "сухой" переработкой - это светлое будущее, а в ближайшие лет 15 будем осваивать гибридную (пиро+гидро) схему.

С вибро не всё однозначно. Соотв., по переработке могут быть какие-то изменения.

Для двухконтурных блоков есть две ОСНОВНЫЕ программы регулирования:
- с постоянной Тср.1к (КД и не нужен вовсе);
- с постоянным Р2к (нужен большой КД) ВВЭР.
У каждой из этих программ есть свои преимущества и свои недостатки (читайте Иванова)
а раз так, то придумали ещё две:
- комбинированная (на малых мощностях Р2к а на больших Тср. 1к постоянны).
Эта программа была реализована в АРМ-5С под кнопкой "К" для работы в манёвренном режиме.
- компромиссная (меняется и Р2к и Тср. 1к но в меньших пределах) PWR.


Большой КД ещё даёт возможность при авариях с течью или с расхолаживанием чуть дольше персоналу сопли пожевать.

Наверное не в осколках, а в ОЯТ?


Вот этот тезис встречается то там, то сям с определённой переодичностью...
Имеется ввиду адиабатический бабах? Это не есть хорошо, но нефатально.
Иные договариваются до того, что Земля как планета может прекратить своё существование с эффектным бадабумом именно из-за "сползшихся в кучку" плутониев...
"Терзают меня смутные сомнения..."(с)
В ОЯТ скорость "сползания" равна скорости диффузии, т.е. пренебрежимо мала и вся "критичность" уйдёт в тепло за срок превышающий время полураспада.
В Земле "сползтись в кучку" и вовсе невозможно из-за непрерывного перемешивания магмы.

А что по этому поводу скажет товарищ Жуков кто-либо более сведущий?

Нет, речь шла об отходах переработки ОЯТ - в них остаётся небольшая, но доля делящихся, т.к. их 100%-ное извлечение невозможно.

Земля как планета успешно пережила Окло. Ничего страшного не было, динозавры вымерли, обезьяны облысели, замёрзли, научились разговаривать, так, мелочи.

Так что договаривающихся можно спокойно отсылать в соседнюю комнату, где синие лучи.

В реальных условиях при долговременном хранении ОЯТ в геологической формации через какое-то время возможно повреждение контейнеров для хранения, разлом топливных кассет с ОЯТ и последующее растворение топливной матрицы геофлюидами.

Как таковые наибольшую проблему могут представлять изотопы плутония, поскольку их концентрации в ОЯТ высоки, значительна доля высокоактивного плутония-240, который высокофоновый по спонтанной нейтронной генерации и с учетом (альфа,n) реакций для его комплексов. Также в ОЯТ присутствует в значимых количествах плутоний-241, который как и плутоний-240 будет разогревать вокруг себя породу и флюиды гидрохимические, что способствует растворению топливной матрицы и диффузии делящихся элементов.

Концентрации урана-235 в ОЯТ очень низкие для возможности достичь подкритичности в случае концентрирования в какой-нибудь геологической полости с комплексосвязывающим субстратом.

Для нептуния характерна более высокая гидрохимическая подвижность, нептуния в ОЯТ определенно мало, критмасса необходимая для достижения критичности на нептунии под сотню килограммов его гидроксокарбонатных или фосфатных комплексов.

Но значительный вклад в проблему растворения ОЯТ и достижения критичности продуктов растворения могут давать изотопы кюрия и америция, которые имеют высокую тепловую способность и крайне высокую нейтронную активность (особенно 244Cm, 242Cm и 246Cm) в соединениях с учетом (альфа,n) реакций. И чем более высокое выгорание у ОЯТ, тем заметно больше в нем кюриев и америциев (почти экспоненциальная зависимость роста содержания кюриевых изотопов в ОЯТ легководников при превышении выгорания больше 45 ГВт*сут/тонну).

Есть ощущения, что проблема достижения критичности продуктами растворения для перспективно хранящегося в геологических формациях ОЯТ преувеличена. Слишком много факторов разных и случайных должно совпасть, чтобы локальная область с повышенным содержанием плутониев и минором актинидных появилась в породе окружающей и критичность была достигнута.
Опять таки, взрыва мощного теплового, а тем более ядерного никакого быть не должно, а будет локальный прогрев кармана с материалом делящимся, соответствующая потеря воды-отражателя и смягчителя спектра деления и затухание реакции деления.
Т.е. будет иметься пульсирующий маломощный ядерный реактор суспензионно-водного типа в геологической полости.

Примерно четверть века назад я задал почти такой же вопрос, как у Alpha, французу, который этой темой занимался профессионально.
Он прочитал мне лекцию на час-полтора. Увы, тогда я не мог предположить, что будет такой сайт AtomInfo, а то бы её законспектировал

Но идея, которую он в меня вдолбил, выглядит примерно так: "Это абсолютно малореальное событие, но ты как расчётчик должен знать, что часть делящихся при переработке попадает в отходы и уходит в хранилища. Поэтому для себя должен оценивать последствия самого крайнего случая, когда все неизвлечённые остатки неважно каким образом скопились наиболее опасно с точки зрения критичности, и уметь считать последствия. Но - считать для себя и для коллег, не задуривая мозги политикам и обществу, ибо вероятность такого события неудержимо стремится к нулю".

Согласен с приведенным мнением французского спеца.
Возможность достижения критичности в зоне геолологического хранения/захоронения ОЯТ очень малореальное по шансам событие.
Гораздо вероятнее метеорит/астероид или падающий самолет прилетит в сухое хранилище ОЯТ или склад делящихся материалов.

REMIX-топливо == вибротопливо?

Про REMIX - отсюда и далее. Это вид замыкания топливного цикла.

Вибротопливо - это вид фабрикации топлива. То есть, теоретически может быть вибро-REMIX топливо. Но будет, скорее всего, обычное таблеточное REMIX.

Пусть блок вынужден работать навечно на половинной мощности. Казалось бы, период между перезагрузками топлива банально удвоится? Или где-то подлянка зарыта?

Да он как бы не утроился бы, этот период, при таких раскладах.

Там чуть хитрее. Во-первых, топливо "подгорит" чуть иначе (например, из-за меньшего температурного градиента у поля и, как следствие, у выгорания будет иной профиль, обычно "верх" подгорает похуже), за счёт этого эффективная (в пересчёте на номинальную мощность) кампания может даже удлиниться. Если речь идёт о работе до полного исчерпания запаса реактивности (бор до нуля), то будет ещё "приработок" за счёт мощностного эффекта реактивности. Его порядок можно оценить по длительности работы на МЭР в штатке (ступенчатое снижение мощности до 70% происходит за 30 суток +- 10 суток).

Спасибо! Если для домохозяек, то чутка лучше, чем вдвое --- но все же не втрое.

Температурный градиент --- это замедление наверху, где горячо, работает чутка хуже?

Ну, представьте себе, что на номинале средний температурный перепад на зоне градусов 30 (чуть больше), а на 50%, соответственно, 15. Причём основные последствия от меньшей плотности теплоносителя и сопутствующих эффектов концентрируются преимущественно "наверху". Условно, опять-таки, на четверти от низа зоны температура Т0+7 на 100% и Т0+4 на 50%, а на 3/4 от низа - Т0+24 и Т0+12 - изменение угла наклона как бы очевидно, а бор, закачанный в контур, скомпенсирует его равномерно, т.е. "верх" попросту будет лучше "гореть".
Эффект второго порядка - это на что будут тратиться нейтроны. На меньшей мощности в теплоносителе больше бора, т.е. больше нейтронов будут захвачены без пользы. Так что тут тоже есть "отрицательная обратная связь", в итоге рост астрономического времени работы на половинной мощности по сравнению с номиналом будет не столь впечатляющим, как мы насчитали в первом приближении.

Саша детально ответил, а я обшефилософски.
Подлянка в нелинейностях.

Вот простой пример. Уравнение для изменения концентрации U-238 со временем. Для U-235 будет такое же с точностью до индексов.
Решать такое уравнение обязан любой младшекурсник техвуза.
Но подлянка в том, что коэффициенты в уравнении - не константы, а функции от многих параметров, в т.ч. и от самой концентрации неявным образом.
Поэтому на пальцах получается одно, а в численном расчёте, учитывающем вышесказанное - другое.

В своё время я любил осаживать всякую мелкоту только пришедшую в отрасль, следующим образом:
1) Дан реактор из чистого 5U (т.е. без 8U и без производства плутония).
2) Найдите зависимость ro(5U) от времени.
3) Нашли? Экспонента?
4) То есть, вы утверждаете, что по ходу кампании топлива в единицу времени будет сгорать всё меньше и меньше, а мощность реактора не изменится при этом?
5) Так, может быть, нам из соображений экономики следует включать реактор не с начала, а с конца?

Парадокс перестаёт быть парадоксом, как только принимаешь, что поток нейтронов Ф не является константой, а должен определяться из условия мощность W=Const.

Мы ж не атомную бомбу строим. Без пользы - это как?

Это по такой реакции:

10B(n,alfa)7Li

с получением альфа-частиц и бесполезной примеси лития в боре, которая будет только портить его н/ф-качества.

Это без использования для деления.

Ну хорошо. А в чём здесь убыток для компании?