Если так, то она и сработала.

Какой реактор на сегодняшний день является самым мощным?

Относительно скоро будет Taishan-1 в Китае с французским реактором EPR - 1660 МВт(эл.).
https://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics...spx?current=918

А пока, наверное, французы "Chooz B-1" и "Chooz B-2" - 1500 МВт(эл.).
Это реакторы типа PWR, проект N4.
https://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics...spx?current=220
https://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics...spx?current=226

Но на 1500 МВт(эл.) первым работала тогда ещё общая советская Игналина с реактором РБМК-1500 - правда, не очень долго, потом мощность снизили.

есть еще
https://en.wikipedia.org/wiki/Grand_Gulf_Nu...erating_Station


этот BWR был модернизирован в 2012.

Знаем. В PRIS меньше - 1419 МВт, чем у французов.

AtomInfo.Ru, спасибо, на iaea.org я не догадался заглянуть

А что ожидается прежде Taishan-1 или OLKILUOTO-3 ?
https://www.iaea.org/PRIS/CountryStatistics...spx?current=860

Китайцы, скорее всего, то есть, Taishan.
Но они могут притормозить, дожидаясь результатов анализа по корпусу реактора у ещё одного блока с EPR, Фламанвилль-3.
Так что, только время покажет.

Уважаемые коллеги, речь тут больше идет про РЗМ, но одно из поручений касается (или может касаться) топлива:
Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» совместно с заинтересованными организациями выработать согласованную позицию в отношении порядка обращения тория, образующегося при производстве редкоземельных металлов.

Объясните, пожалуйста, каким образом, при какой именно технологии и при переработке какой именно руды образуется торий? И в каком виде он там образуется? А какие были подобные примеры (особенно в РФ)?

Монацитовые пески содержат торий, и он "образуется" при любой технологии переработки.
Монациты - это смесь фосфатов самых разных лантанидов и тория (какие именно лантаниды и соотношение их в процентах зависит от мета добычи).

Монациты в РФ не перерабатывали. Попытки в СССР делались в эстонском Силламяе (ныне "Силмет").
НЯП, речь идёт об остатках советской ядерной программы 40-х, когда в СССР было вывезено несколько тысяч тонн монацита.
Но в принципе, "чёрный песочек" есть и на русском побережье Азова кое-где.

Монацитовый песок, великолепный радиоцинный загар?

спасибо большое!

Может быть кому-нибудь из уважаемых участников известно о РУ, в которых перемещение ПЭЛ происходит на тросике?

Описаны в:
Попов А. Ф. Системы управления и контроля ядерных реакторов. "Госэнергоиздат", М.-Л., 1961.
Имеется в библиотеках отраслевых предприятий.

Или здесь в самом начале.

Скорость "горения" ядерного топлива соизмерима со скоростью диффузии некоторых матрицах.

Рассматривался ли кем-нибудь и когда-нибудь реактор с "полужидким" топливом, с твёрдым топливом с высокой мобильностью ионов?
Где перераспределение делящихся материалов и осколков осуществлось бы за счёт диффузии?

Что-то вроде ЖСР, но без, собссно, жидкости?

Объясните, пожалуйста, захват нейтронов ураном-238 с распадами до плутония-239. С делением всё понятно, а вот про сечения, которые приводят к захвату и последующему бета-распаду, не могу найти конкретики. Пока только выяснил, что уран-238 без замедлителя поглощает нейтроны, испускаемые 235м, и ничего хорошего не делает. Тогда какие условия нужны, чтобы оптимизировать получение плутония в реакторе?

А что конкретно непонятно?

Нейтрон попадает в ядро 238U и поглощается в нём (может и не поглотиться, а рассеяться на нём, то есть, сбросить часть своей энергии и изменить угол своего полёта).
Получается ядро 239U.
Это изотоп нестабильный. С практической точки зрения, он мгновенно (период полураспада менее получаса) превращается в 239Np.
В свою очередь, и это нестабильный изотоп. С периодом чуть более двух суток он распадается в 239Pu.



Нужно сделать так, чтобы было достаточно много нейтронов с теми энергиями, при которых вероятность поглощения нейтрона в ядрах 238U была бы высокой.

Спасибо! Непонятно, почему в тяжеловодных, ГГР, ГВР и РБН плутония 239 выходит много, а в легководных намного меньше. Наверняка же не только за счет меньшего поглощения нейтронов замедлителем (или вообще его отсутствием)? Правильно ли я понял, что для более вероятного поглощения нейтрона в ядрах 238U нужна более высокая энергия нейтронов, чем для максимально эффективного деления 235U? Или что для того, что для другого, энергия сильно не отличается?

Есть старая тема на форуме http://forum.atominfo.ru/index.php?showtopic=521
Проблема ещё в том, что 239Pu тоже может захватывать нейтроны и превращаться в другой изотоп плутония 240Pu. И далее по списку до 242Pu.
Главная прелесть тяжеловодников, бланкетов РБН и т.д. состоит в том, что их плутоний чище, в нём меньше паразитных изотопов.

Я, конечно, вообще не специалист, но понимаю это так: в реакторах на тепловых нейтронах просто очень эффективное деление определённых изотопов. Чем жёстче спектр, тем меньше вероятность деления, и тем большая доля нейтронов окажется захваченной. А чистота плутония зависит от времени нахождения топлива в реакторе.

Я вам задам вопрос немного не по теме.
Мы все так гонимся за плутонием - 9 , но на какой черт он нам нужен, если во всех реакторах бридерах основной делящийся нуклид уран-5 , именно он генерирует нейтроны ? Если у вас есть информация о выходе нейтров при деление плутония-9 ,прошу поделиться, как и о эфф. сечении деления при потоке нейтров с тепловой энергии .
У меня все, спасибо.

Это тема "АЭС для чайников". Так что простые вопросы тут по теме.



Потому что урана-235 в природном уране 0,7%. Остальное - неделящийся уран-238.
Плутоний-239 - это бывший уран-238, побывавший в реакторе и превратившийся в делящийся изотоп 239Pu.
То есть, плутоний нам нужен для того, чтобы иметь возможность увеличить ресурсы делящегося урана примерно в 100 раз.



Таких данных полно и в интернете, и в учебниках. Учтите, что это не числа, а функции (сечения и выход нейтронов сильно зависят от энергии налетевшего нейтрона).

Для примера (в диапазоне энергий налетевшего нейтрона 1,4-2,5 МэВ:
- выход нейтронов на акт деления урана-235 - 2,62
- выход нейтронов на акт деления плутония-239 - 3,14.

Но это пока. Скоро* БН-800 перейдёт на полную загрузку MOX-топливом, то есть основным делящимся изотопом в нём будет плутоний-239. И это, помимо прочего, показывает, что один и тот же реактор может работать как на уране, так и на плутонии.

Почему будущее ещё не наступило? В чём основная сложность? В переработке. Плутоний мы можем добывать только в облучённом ядерном топливе, в котором много чего ещё сидит и портит технологические цепочки. Скоро* переработка заработает на полную мощность, и у нас этого плутония будет завались. Начнём в легководные реакторы его пихать.

Постойте, но это уже энергия быстрых нейтров в таком случае функция SigmaF от E ,попадает в зону резонанса?

Самое главное вовремя вытащить..
грубо, но пока в основном так.

Если делать ядрён-батон, то да.
Если для энергетических целей, то вряд ли. Тут куда большую роль будет играть длина кампании, а не выход одного из изотопов. Те же чётные плутонии - зло с кочки зрения поглощения нейтронов, но благо с точки зрения спонтанного распада (мощный источник нейтронов = большая безопасность в подкритике и приближении к критике).

Это энергии выше области неразрешённых резонансов.
А при каких энергиях-то надо?
Возьмём, например, тепловые нейтроны:
- 235U, число рождающихся нейтронов 2,42
- 239Pu, число рождающихся нейтронов 2,86

Вообще тогда уж надо сравнивать не выходы нейтронов на реакцию деления, а выходы нейтронов на реакцию поглощения в ядре. Таким образом учтём, что и у урана, и у плутония есть, кроме деления, ещё и захват.

Примерно это будет выглядеть так:


Видно, что в тепловой области энергий налетающих нейтронов плутоний-239 и уран-235 мало отличаются.
В области первых, самых больших резонансов плутоний лучше, далее в области разрешённых резонансов два изотопа примерно эквивалентны, а начиная где-то с 10 кэВ плутоний выигрывает, и чем больше энергия, тем чётче видно преимущество плутония.

Спасибо, внимательно ознакомился с веткой, не без пользы - узнал много интересного, однако прямого ответа на мой вопрос, к сожалению, так и не нашел. Почему все-таки их плутоний получается чище? Из ветки, как я понял, отчасти из-за того, что можно сократить содержание урана-235, соответственно, у нас получается меньше нежелательных изотопов плутония 238 и 240. А почему меньше 241 и 242? В тяжеловоднике и графитных энергия нейтронов существенно выше, а для более эффективного захвата нейтронов плутонием-239 и "засорения" изотопами 240-242 энергия нужна меньше? В ветке упоминалось, что военные наработчики 239го используют резонансные нейтроны, а их энергия как раз выше. Мне интересна физика реакций, которые приводят к повышенному содержанию "чистого" 239го в таких реакторах. Хотя бы в двух словах.

Про длительность кампании (чем меньше, тем лучше) я тоже прочитал, но ведь "вовремя вытащить" можно и в легководнике.

Если короче и конкретнее:
1. Энергия нейтронов в тяжеловодниках существенно выше, чем в легководниках?
2. Если да, то влияет ли это существенным образом на более "чистое" содержание 239го в ОЯТ?
3. Что ещё такого, что есть в тяжеловодниках, но нет в легководниках, в значительной степени на это влияет?

Polit,

я в принципе могу ещё делать простенькие расчёты спектров в разных системах, но это занимает некоторое время, а у нас, как всегда в конце квартала, завалы и запарки
Поэтому давайте, я отвечу вам на пальцах, а когда-нибудь попозже, если будет охота, можно будет немного поразвлекаться с разными спектрами.

Разница между тяжеловодником и LWR по нейтронике определяется разницей между двумя изотопами водорода.
Водород (1H) хорошо замедляет, но сильно поглощает.
Дейтерий замедляет хуже, но почти не поглощает.

Поэтому в тяжеловоднике, чтобы создать тепловой реактор, нам приходится наливать очень много тяжёлой воды в активную зону.
Но мы этого совершенно не боимся в плане нейтроники, так как паразитное поглощение в тяжёлой воде невелико по сравнению с лёгкой.

Кроме физики, есть ещё и теплофизика, которая требует наличия в активной зоне определённого количества воды, чтобы не расплавилось топливо.
Если в легководнике физики и теплофизики конкурируют друг с другом за воду, то в тяжёловоднике объём воды намного превышает нужный для теплофизиков объём.

То есть, в тяжеловоднике в распоряжении физика (нейтронщика) оказывается лишняя (с точки зрения теплофизика) вода.
Конструктор, который сидит за этой парочкой в засаде, мгновенно пользуется моментом и разделяет в тяжеловоднике воду на теплоноситель и замедлитель (чтобы снизить требования к насосам).
А физик может теперь, регулируя количеством лишней воды, немного поиграть со спектром в зависимости от решаемой задачи.

В этом состоит основная разница двух типов реакторов - на H2O и на D2O.

А чтобы лучше понять причины повышенного КВ у тяжеловодника, две таблички из старого справочника. Характер данных иллюстративный, но дающий общее представление.





Тяжеловодник (вторая табличка) выигрывает по КВ (воспроизводству топлива) за счёт меньшего поглощения в воде и чуть лучшего выхода нейтронов на акт поглощения в делящемся материале.

Большое спасибо за подробное разъяснение! То есть дело в большей гибкости тяжеловодников в вопросе подбора спектра нейтронов? С графитом то же самое?

Не только. Тяжеловодники могут работать на природном уране, то есть, в них загружают больше урана-8. Это тоже сказывается.
А природный уран возможен из-за того же самого малого поглощения в дейтерии.

Естественно, это само собой, то же самое и с графитом. К слову, что с графитом? Почему для наработки плутония и специзотопов активно использовали ПУГРы, Магноксы и аналоги? По той же причине? Большая гибкость при выборе спектра нейтронов?

Спасибо вам за развернутый ответ, все сомнения относительно плутония-9 у меня развеяны.
Возникает вопрос, были ли уже экспериментальные твски с урано-плутонивомым для ВВЭРов?

Только вот это: http://atominfo.ru/newso/v0492.htm

Первые МОХ-кассеты мы ждали на Балаковке в начале 90-х, но "что-то пошло не так" и кассеты так и не сделали. До сих пор чистый МОХ в ВВЭР-ах не появлялся - заказчику на фоне цен на уран МОХ не интересен, а эксплуатационники разумно от него держатся подальше - лишний геморрой при обращении с топливом, даже со свежим. В ВВЭР-440 частично "заходит" "второй передел (регенерированный уран), но только в наших пока.
Вот подорожает уран, в зонах ВВЭР появятся и МОХ-кассеты.

В рамках СОУП на самых первых этапах рассматривался вариант делать для Балаковки MOX-топливо с оружейным плутонием.

P.S. Про это alex_bykov уже написал.
А в промышленных масштабах использование уран-плутониевого топлива для легководных реакторов поставлено во Франции.

Три кассеты с РЕМИКС-топливом стоят в реакторе третьего блока Балаковской АЭС с 2016 года - по 6 твэлов в каждой.

Графит, конечно, хуже обеих вод как замедлитель.

Но есть ещё и вопросы технологии.

Оговорка. Всё ниженаписанное касается первых лет, когда шла гонка за бомбой.

На графитовых реакторах были козлы, убираемые вручную. В добровольно-принудительном порядке. Возражаешь - станешь забайкальским комсомольцем (шутка про "Абрамзон - Абрам в зоне", как говорят ветераны, не шутка).
"Сибиряки", переводившиеся к нам в Обнинск, имели в личных делах записи о сотнях рентген.
Но всё же - козлы можно было убрать, и реакторы работали.
А вот тяжеловодники наши текли, и утекала дорогостоящая и малодоступная тяжёлая вода (!!), восполнять потери которой нам было сложно.

А далее заработал закон инерции. Выбранная на первых порах графитовая технология доводилась, и искать добра от добра попросту не стали.

Ничего подобного !
Ферми сделал первый реактор на графите и природном уране, а если попробовать на простой воде, то . . . не выйдет
Поэтому графит хуже, чем "один из вод" . . .
Эффективность замедлителя определяется: коэффициентом замедления, который равен:
D20 - 1900;
C- 170;
Be - 125
H20 - 61.

Посмотрим куда летят эти ионы, который образовались после деления . . . и сколько они живут !
В простом UO2 - осколки-ионы летят максимум на 10 мкм, наиболее вероятно до 6 мкм ! (в других топливах, аналогично).
и на этом пути они перестают быть ионами (осколками остаются! ), потому как именно за счет того, что в начале полета ( после деления) заряды осколков (~20-30) е,
велики радиационные потери, которые осколок-ион и тормозят быстро - точно цифру не скажу, но много меньше 1 мкс !
Осколки из таблетки - "не выходят", поэтому топливная матрица и есть первый барьер на пути осколков в окружающую среду.

Вот же цепкий-то какой!

Да не забыл я ещё, не забыл про этот комплекс. Да, по коэффициенту замедления он лучше лёгкой воды. Но я имел в виду всё-таки сравнение по потерям энергии в акте рассеяния. Тут, увы, графит будет хуже и водорода, и дейтерия.

Ага ! По такому показателю даже 10В лучше 11В, и тем более лучше 12С !
У А.Райкина было: . . .
к карманам претензии - есть? - Нет !
к пуговицам - есть? - Нет !
. . . а костюмчик - корявенький !

Ну что тут поделаешь? Ведь к пуговицам претензий и в самом деле нет

Тогда очень интересный вопрос - а малые (типа АСММ) реакторы на тяжелой воде получаются лучше будут, чем графитовые? Тем более, что воды для аварийного расхолаживания должно хватить и для работы в режиме естественной циркуляции (если я правильно понял). То почему тогда лезут на графит? Иди все дело в герметичности труб при транспортировке???

Потому что все лезут не на графит, а на свою идею. Каждый на свою. С расчётом, что именно его идея выстрелит.

Пример тяжеловодного малого - Copenhagen Atomics Waste Burner (Дания). Его собираются сделать ториевым бридером.

Я говорил об этом в другой теме. Сейчас десятки небольших компаний по всему буржуйскому миру выпасают по своей идее каждая.
Расчёт - что одна или несколько технологий скоро прорвутся и создадут основу того, что в MIT называют "Атомная энергия 2.0".
Соответственно, компании собираются выбирать идеи, отличающиеся от идей других компаний.
Так что найдётся всё - и графит, и не графит, и D2O и прочая и прочая.

И последнее. Тяжёлая вода - это всё ещё вода, а от воды всеми способами многие хотят в следующем поколении уйти. Потому что, например, давление и т.п. - внутренние опасности. Поэтому проектов малых реакторов с D2O не так много, как с другими материалами.

кап.затраты на тяжелую воду довольно велики (порядка $1К за литр конечная цена)

он от диапазона энергий зависит, можно и 10000 получить для D2O