Кстати, да, был.
Но скорее 1,01, чем 1,03.

дело в том, что 1.03 приведено в книжке того самого Алвина Вайнберга, The First Nuclear Era: The Life and Times of a Technological Fixer (https://www.amazon.com/First-Nuclear-Era-Times-Technological/dp/1563963582). Она у меня в подвале валяется, если нужна точная ссылка могу позже посмотреть

Я подозреваю, что были правильные 1.013 и из этого получилась опечатка, которую редактор пропустил. С другой стороны, он вроде как папа ториевого цикла в штатах, и мог знать данные, которые где-нибудь на полях дневника записал

Он уже умер, спросить не у кого, так что ...

Может быть.

Но, с другой стороны, при тогдашних точностях измерений давать три знака в такой величине как КВ?

Так что, может быть, и 1,03

Ан нет, стоп! Они же массы мерили!

Тогда всё. Было 501 кг 233U, стало 507,5 кг 233U.
507,5 / 501 = 1,013

А ещё лучше - страничку соответствующую отсканьте, если возможно.

да, конечно

потому я думаю, скорее опечатка



даже в подвал не пришлось идти - есть этот куск на гугель букс ():

AW

Цитата

"
Although the molten-salt system was never allowed to show its full capability as a breeder, a 233U-232Th thermal breeder was demonstrated in Admiral Rickover's Shippingport reactor. Operating with 233U fuel and a thorium blanket, this reactor actually demonstrated a breeding ratio of 1.03—i.e., for every 233U burned, 1.03 new 233U was produced. This accomplishment has gone unnoticed since the cost of power from Shippingport is much higher than from other sources. Whether, as cheap uranium becomes scarce, other reactors will be fueled with 233U and thorium remains to be seen. Thus, as Wigner once said, breeders may emerge from incremental improvements of existing light-water or heavy-water reactors, or may spring from entirely new technologies specifically designed for the breeder. As for fast uranium breeders, the latter path is being followed in France, Japan, India, and Russia. (The French fast breeder PHENIX has demonstrated a breeding ratio of 1.13.) But as for thermal thorium breeders, it seems that these will emerge from the existing nonbreeder LWR or CANDU rather than from molten-salt technology.
"

Хм, забавно.
Если опечатка, то они (редакторы, корректоры etc.) в ней упорствовали.

Вестингауз настойчив и упорен:

КВ = 1,0139


http://large.stanford.edu/courses/2009/ph2...cs/10191380.pdf

Теперь несколько интересных моментов отсюда (тоже Вестингауз):
https://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/6077609

Данные по массам, которые обычно приводят (501,1 и 507,7) в этом отчёте приводятся на 20,5 тысяч эффективных часов!
А проработал реактор в эксперименте 29,047 тысяч (см. предыдущий пост).

(кликабельно)

Весьма любопытное примечание к предыдущим данным.

(кликабельно)


Больше половины прироста делящихся в эксперименте обеспечил... 235U.

233U (n,gamma) 234U (n,gamma) 235U

И сдаётся мне, что данные-то эти расчётные, а не измеренные.

А вот в WAPD-T-3007 данные про массовый КВ = 1,0139 - экспериментальные.

И красивая картинка, точно расчётная.

(кликабельно)

Интересная вещь получается из этих двух вестовских отчётов.

Они предсказывали максимум в КВ примерно на 20 тысяч часов, и этот максимум 507,7 / 501,1 = 1,0132. Округлённо 1,013.
После 20 тысяч должен был наступить достаточно резкий спад в КВ.

А проработали более 29 тысяч часов и измерениями получили КВ = 1,0139. Округлённо 1,014.

Но тогда, если они не ошиблись в расчётах времени максимума, реальный максимум был выше расчётного.

Если грубо оценить по графику, то реальный максимум КВ мог быть выше, допустим, на 0,05 (очень грубо).

Тогда реальный максимальный КВ мог быть примерно 1,02

Угу, и вот они, собственно.

(кликабельно)

https://www.osti.gov/scitech/servlets/purl/6957197

Так что в эксперименте они видели 1,014.

А 1,03 - это или какие-то попытки угадать, какой КВ был максимальным (и его пропустили, не измерили), или просто какая-то опечатка или аберрация памяти у Вайнберга за прошествием лет.

разница между 1.013 и 1.03 на самом деле довольно велика

кмк, опечатка

или, как вариант, флюенс довольно неравномерный, как и конверсия

ему доложили о первых измерениях из той части загрузки, где конверсия была повыше - он в дневник и записал

в общем, кто знает...

Кстати, с протактинием (см.) интересная ситуация.

То есть, тепловой бридинг на 233U/тории возможен, но только спустя энное время (месяцы?) после останова реактора.
А во время работы реактора бридинг не происходит, т.к. недостающая часть нового урана-233 лежит в виде протактиния

Ещё оттуда же.

Видно, как 233U начинает пачкаться 235-ым.
Конечно, пока его получилось менее 1%, но ведь это был только первый проход через активную зону.

Вполне ожидаемо.
Как то попались расчетные индийские данные по AHWR Th-Pu оксидном топливе. Так у них получалось, что при длительном прогоне тория в активной зоне в наработанном уране-233 может присутствовать до 10% урана-234 и около 1,5% урана-235.
Т.е. при многократном рециклинге урана-233 наработанного хоть в тяжеловодном энергетическом реакторе, хоть в легководнике энергетическом установится равновесие между изотопами урана от 233 до 236.

При этом часть протактиния-233 через паразитный захват нейтронов переходит в протактиний-234 и его мезомер, давая на выходе уран-234. Последний хоть кое-как и делится в реакторе, но скорее нейтрон-захватный паразит, приводящий к наработке урана-235.

Вообще реактор с зоной типа Шипинпортовской может быть интересен как среднемощная ядерная энерготепловая установка для отопления. Семь-восемь месяцев в году работает, производя много тепла и немножко электричества. А остальные 4-5 месяцев отстаивается, преобразуя наработанный 233Pa до топливного урана-233.

Видно, что почти 80% процентов наработанного в ходе кампании урана-233 (в куче с неизвестным количеством урана-234 и урана-235) произведено в бланкетах.

ну да, размен КИУМа на КВ - две перегрузки в год, топливный бункер

Ну зато можно иметь ядерную теплоэнергоустановку с практическим самовоспроизводством ядерного топлива.
Понятно, что из-за использования ВОУ такие установки могут быть только для внутреннего пользования в качестве преимущественно отопительных систем и для специфичных мест в северных регионах.

Кстати, а насколько вообще можно избавиться от парогенераторов и турбогенератора для энергоустановки цель которой выдавать бытовое тепло и небольшое количество сопутствующей электроэнергии. По сути, термовольтаика может располагаться с внешней стороны корпуса реактора.

Можно было бы иметь реактор, который работал бы в цикле самообеспечения ядерным топливом имеет реально КВ около 1 и давал бы бытового/промышленного тепла около 80-100 МВт с попутной выдачи электричества на уровне 2-3 МВт. Такой реактор можно было бы в системах обессоливания морской и высокоминерализованной воды применять.

Еще с ростом мощности, а следовательно и плотности потока нейтронов, имеет место рост паразитных захватов и доли утяжеляющих изотопов.