Получается возможность расширенного воспроизводства на реакторах с тепловыми нейтронами, и соответственно иметь глубины выгорания лишь на треть меньше ТВС активной зоны БН.
Если учесть, что с учетом экранов последнего, средняя глубина выгорания ТВС к переработке, то у БН оно всего 35-40 ГВт*сут/тн, а у ВВЭР возможно довести до 100.
Т.е. БН вообще бесперспективны по экономике, тем более что тория в природе примерно в 3,5 раза больше чем урана.

А использовал ли кто нибудь торий в ВВЭР? И для чего тогда развивают быстрые реакторы?

У американцев при Картере была свернута работа по БН как раз в пользу ториевого цикла.
Для этого один из действующих энергетических реакторов перегружался и работает по этому циклу.
У БН на Pu-U возможная скорость удвоения на порядок короче чем для U-Th - возможные КВ у БН до 1,5, а у ВВЭР - 1,05.

Да, в штатах, Shippingport NPP.

КВ с ториевым топливом был равен 1.01 (1.03 по другим данным)

это неверно, работы по БН картер свернуть не смог

Картер не закрывал работы по БН. Вместо этого, он подписал директиву PD-8, запрещающую коммерческую переработку плутония. БН в США закрыл другой демократ - Клинтон Об этом чуть позже.

Справедливости ради, следует сказать две вещи. Во-первых, в 1977 году, когда была подписана PD-8, интернета не было, и в СССР многие пребывали в уверенности, что Картер закрыл именно быструю программу. Меня, кстати, учили именно так, и до сих пор помню свой шок, когда столкнулся в начале 90-ых с американцами, работавшими над PRISM.

Во-вторых, БН без плутония превращается в утку на льду. И де-факто Картер убил не только переработку ОЯТ, но и быструю программу. Но де-юре он говорил только про плутоний.

Текст директивы PD-8 есть в сети. С ним можно ознакомиться, например, на сайте FAS (внимание - по ссылке PDF-документ!).

Что в ней говорится конкретно?

1) Indefinitely defer the commercial reprocessing and recycle of plutonium in the U.S.
2) Restructure the U.S. breeder reactor program so as to emphasize alternative designs to the plutonium breeder
3) Redirect the funding of U.S. nuclear R&D programs so as to concentrate on the development of alternative nuclear fuel cycles which do not involve access to weapons useable materials

Угу, угу! Пункт (3) неявно ссылается на ториевый цикл.

4) Масса слов о нераспространении, международном сотрудничестве, всеобщем хранилище плутония и прочий околоатомнополитический гарнир.

Тем не менее, работы над БН в США продолжались, хотя шаг за шагом американцы отучались говорить слово "бридер". Действительно, если запрещено рециклировать плутоний, то необходимость в бридерах отпадает. Точку на БН-овской линии поставил Клинтон в 1994 году. Но - сделал он это не законодательно, не юридически обязывающе. Он попросту перестал выделять бюджетные деньги на проект IFR.

На уровне НИР - и немножко НИОКР - быстрая натриевая программа в Соединённых Штатах не прерывалась практически никогда. Для примера отошлю к интервью с Халилом из Аргонна, в котором он ясно высказался:



И один принципиальный момент напоследок. БН и торий - это несколько разные вещи. БН - это реакторная технология, торий - это топливный цикл. БН может работать с торием, если кому-то этого захочется. Торий можно загружать в реакторы с любым теплоносителем и спектром - опять же, если в этом найдётся смысл. Поэтому Картер выбирал не между торием и БН, а между торием и плутонием. А вот нехороший человек Клинтон убивал именно реакторную технологию, пусть и с некоторыми идеологическими наворотами типа пристанционного цикла.

Спасибо! Значит, американцы развивают ториевые технологии. Но насколько я понял из некоторых статей, они готовы их и экспортировать. Тогда возникает вопрос. В каком из реакторов ( быстром, легководнике или тяжеловодном) полученный U-233 будет менее пригоден для оружия? То есть где будет больше выгорание и соответственно больше U-232, являющегося препятствием к распространению ЯО?

Естественно в легководном.
В БН из-за значительно худшего деления тория и меньшего выхода нейтронов, в активной зоне выгорание будет ниже - даже на ВВЭР можно достичь 85, а в БН и 80 будет под вопросом.
В БН можно ториевые ТВС размещать в экранах вместо обедненого урана.

То есть, быстрые реакторы экспортировать нельзя, даже на тории

На тории быстровики являются потребителями, как легководные на плутонии.
Небудет там расширенного воспроизводства - скорее даже ниже сегодняшних ВВЭР.
А стоимость в разы выше.
Кому такое нужно?

Если так тогда конечно. Ну может только индусы и норвежцы

Если в БН на тории не возникает расширенного воспроизводства делящихся материалов, то зачем в Индии строят быстрый реактор для тория?
В чем смысл? Ведь можно использовать его и в обычном тяжеловодном. Ведь все равно чисто ториевого реактора нет, и надо использовать для "зажигания" плутоний или U-235

источник нейтронов для первоначального накопления U233



Зажигать будут U233-им. Только 233й обеспечивает расширенное производство в тепловом ториевом цикле

А U-233 не будет хуже плутония? Да и дороже наверное

В тепловых реакторах он ЛУЧШЕ плутония. С выходом в 2.3 нейтрона в аккуратно
спроектированном тепловом реакторе хватает как на реакцию, так и на расширенное
воспроизводство из тория с КВ порядка 1.05-1.07. Это конечная цель - тепловой
Th->U233 цикл



Пока да, выглядит довольно дорогим упражнением. Посмотрим...

Я выше уже писал. что если торий в БН, то только в экранах вместо обедненого урана.
Активная зона - Pu239-U238.
Это индусы и собираются делать.

Вы внимательнее читайте - выше я уже все писал.

У U-235 выход примерно такой-же - суть в доле захвата без деления 0,94-0,95 для U233 против 0,83 для U235.
Небудет КВ 1,07 - даже указанный мной выше предел в 1,05 так-же пока недостижим.
Реально 1,03 - достаточный для компенсации снижения реактивноси выгорания с получением порядка 80-85 ГВт*сут/тн - сопоставимых с активной зоной БН-600.

Имелась ввиду эта - для U233 2.3 практически до 1эВ



Для 1.05-1.07 нужен проект с разгрузкой и выдержкой протактиния вне зоны. Французы публиковали
проект теплового бридера с 1.07 на расплавленных солях. Возможно, наверно, достичь такого же эффекта
на солях растворов в тяж.воде либо при непрерывных пергрузках в системах типа CANDU/AHWR.
Посмотрим, к чему склонятся индусы



Насколько я понимаю, это слишком мало для реалистичной самоподдерживающейся ториевой энергетики. Придется параллельно держать заметную быструю программу, чего индусы, как я понял, не хотят

Там суть не в количестве нейтроной, а в "эффективности" их захвата.



Тогда проще жидкосолевой бланкет


Это перспективнее БРЕСТа, в котором КВ даже на плетоне всего 1,05, а на U235 вообще будет ниже ВВЭР.
Если взять экономику - то перспективнее и БН.

Как раз вроде хотят, в этом и суть их стратегии. Но вот в чем суть. Как я понял, в экраны БН они поместят торий, чтобы получить U-233. Поскольку под гарантиями они не будут, логично предположить, что имеются в виду и военные цели. Может ли использоваться U-233 если не в бомбах, то например в транспортном реакторе для АПЛ? Вместо высокообогащенного U-235

В современных АПЛ - быстрый реактор, U-233 может использоваться, но лучшим для них именно плутоний, с которым выше КВ и соответсвенно возможная глубина выгорания,от которой зависит и автономность.

Эта и учитывает сечение захвата. Не могли бы написать формулу того, о чем Вы говорите?



Да, было бы интересно увидеть жидкосолевой бланкет с отлаженной ядерной химией экстракции протактиния



Я не понял - БН перспективее БРЕСТа или теплового ториевого цикла?

Вы уверены? ЕМНИП, после свинцово-висмутовых на альфах с быстрыми реакторами на АПЛ завязали - лодочные ВВЭРы рулят

Речь о ториевом цикле.
Хотя по экономке, даже БН перспективнее БРЕСТа.

На современных АПЛ разве завязали не с ВВЭР - габариты уже не имеют решающее значение?

И тем не менее, там водо-водяные реакторы. Обогащение, правда, другое.

Свинец-висмут на лодках не пошёл - поверьте на слово людям, чей офис располагается в паре сотен метров от проходной института, где и разрабатывали свинцово-висмутовые лодочные реакторы. Кстати, появились они по весьма прозаической причине - у командиров советской атомной отрасли были в своё время достаточно обоснованные сомнения, что наша промышленность сумеет наладить выпуск в требуемых объёмах трубок из циркониевых сплавов, и срочно нужна была "морская" альтернатива ВВЭР.

При всём нашем дичайшем уважении к тяжёлым металлам, моряки высказывали к ним множество претензий - начиная от конкретных (насосы неудачной конструкции) и до общефилософских (Pb-Bi реактор оказался сложнее в обслуживании, чем водо-водяной). У нас до сих пор город полон сошедших на берег моряков с большими дозами и госнаградами за те обстоятельства, при которых дозы были получены.

Зато, конечно, да - такая своеобразная "военная приёмка" стала неплохим испытанием для свинцово-висмутовых реакторов. Оказалось, что многие страшилки про него неверны. Например, полоний из теплоносителя не выходит наружу, и опасностью от его накопления в висмуте можно пренебречь ("моряки тряпками с пола собирали вытекшую из контура эвтектику, и ничего" - прямая речь от участника событий). Ну и так далее, и тому подобное.

Но, тем не менее, флот больше свинца-висмута не хочет.

Интересно почему.

Скорее всего, по комплексу причин. Спекулировать не буду - просто не знаю.

Примерно так же описывал мне лично ситуацию мой папа, который участвовал в ликвидации последствий разрыва 1го контура на одной из "золотых рыбок" (кажется, так называли те лодки с ЖМТ).. правда, это было уже на Севмаше, когда аварийную лодку притащили на завод...

На АПЛ с габаритами можно потерпеть. В космосе нельзя. Поэтому в космосе натрий-калий, а на АПЛ ВВЭР.

Кхе-кхе!А разве габариты РУ не определяются биозащитой?Тогда нет разницы в свинце или воде

Что это? А по-русски есть?

Помм, спам это. Не обращайте внимания, такие посты живут до первого взгляда модератора.

Думаю, этот вопрос лучше задать в теме про торий... Вот сегодня появилась статья
http://www.atominfo.ru/news/air9145.htm
И там говорится, что запасы урана 233 в США значительны. Интересно бы узнать, для чего он там применялся и в каких проектах? На сайте эта статья помещена в оружейном раделе

Вообще, ведется ли наработка U-233 в других странах и у нас в России?

Потому что здание 3019 ORNL - это военное здание. Просто ради интереса, прогуглите по запросам типа "3019 ORNL". Много чего будет про него написано.

Вот первая попавшаяся ссылка http://www.southernstudies.org/2006/12/orn...9-the-most.html Увы, статья из окриджской газеты, на которую в ней ссылаются, куда-то ушла из архивов.



Вот один, о котором мы писали. Исследовательский реактор для изучения ториевого цикла.
http://www.atominfo.ru/news/air3795.htm

Свежая ссылка в догонку по теме U-233 в Окридже. На английском.
http://theenergycollective.com/TheEnergyCollective/58909

Спасибо!

http://www.atominfo.ru/news/air9367.htm
Сегодняшняя статья. Интересно, зачем это нужно американцам? Учитывая доступность для них урана и наличие большого количества плутония ( для МОХ топлива)

Как я понимаю, у них нет единства по MOКС-топливу. Кто-то за МОКС, кто-то против. Ториевые реакторы у них когда-то были в прошлом. Хотят попробовать их по второму разу наверное.

Просто несколько удивительно, учитывая собственные запасы обычного урана и доступность импортного, канадского к примеру. Посмотрим, может они будут на тории быстрые реакторы строить

Торий в быстровиках оправдан лишь в экранах.

у них там в США сейчас "смутные времена" в плане развития мирного атома, вот торийщики и подсуетились пихнуть свои предложения. правда, слабо верится, что эта инициатива прокатит

Может и прокатит, учитывая аспект нераспространения. Ведь ториевые реакторы можно продавать не опасаясь распространения ЯО. Особенно в страны третьего мира.

Чем это они безопаснее в отношении ЯО?

Урана нет. Плутоний не вырабатывает.А плутоний, используемый для начала работы, будет заведомо неоружейным.
Да, получится уран 233, но с примесью урана 232, которая и не даст ничего сделать

Там примеси урана 232 будет ниже, чем примеси плетония 240 и 242 при аналогичном выгорании обычного топлива.

То есть для получения оружейного материала и горячих камер не потребуется?
Вот кстати ссылка на статью, о которой писал несколько страниц назад
http://npc.sarov.ru/digest/32001/appendix11p2.html
Тут про U-233 в термоядерном контексте пишут, это даже не ошибка перевода наверное а обычная лапша, вроде бомбы на Бушерской АЭС

Вполне может быть и термоядерное устройство - для получения трития и его поджига с дейтроном (взаимодейстие нейтронов с дейтритом лития), 233 уран идет даже лучше чем обогащенный 235.

Просто я понял так, что по мнению автора одним плутонием не обойтись
Вы говорите про получение трития из урана 233?