И вообще, сейчас я одну смешную-пресмешную вещь скажу. Сразу не подумал про неё.

Зачем вообще поднимать обогащение по урану? Работайте по сотне суток на природном уране, но поднимите при этом мощность. Кампанию реактора сократите.

Если уметь быстро перегружаться и обладать достаточным запасом свежего топлива, то будет выигрыш по сравнению со стандартным вариантом, когда реактор медленно и печально работает на своей номинальной мощности год.

Выигрыш по общему количеству плутония (не в разы, но на приличный процент) и по его качеству. Проигрыш будет в общем расходе свежего топлива, но если мы его не экономим, то это неважно.

Спасибо большое! Я понял, что без учебника по физике иранцам с подобной задачей справиться явно не удастся Да и мне бы его изучить не помешало бы!!!.
Объём активной зоны, полагаю, уже не изменить т. к. сам реактор уже построен. Постройки новых реакторов в настоящее время тоже не наблюдается. Судя по литературе, строительство реактора - минимум 5 лет, поэтому плутоний иранцам пока только сниться

У меня к самому "иранскому вопросу" двоякое отношение, т. е. я совсем не сторонник наработки плутония и скорейшего ядерного вооружения Ирана (хотя ничего против, как-будто бы, тоже не имею). Мне просто было интересно узнать, есть ли подобная возможность.

Работайте по сотне суток на природном уране, но поднимите при этом мощность.

Как же такое возможно!? Топливо разве сможет "сгорать" быстрее без роста концентрации?

Да.

Есть. Это некий аналог работы в реактивном режиме.
Когда наши тритий нарабатывать в наработчике "АИ" стали сразу возник вопрос необходимого поднятия уровня нейтронного потока, в результате перешли на 2% обогащение топлива, в итоге оказалось, что и наработка плутония заметно увеличивается (правда при снижении его качества).

Проблема по сути в том, что удельная наработка оружейного плутония нормированная на МВт тепловой мощности (или на кг выгоревшего урана-235) в тяжеловодном наработчике (и в любом дрогом типа наработчика) есть непрерывно падающая вниз функция. Т.е. можно медленно и печально нарабатывать 98% по Pu-239 плутоний на невысоком уровне мощности с выгоранием топливом около 200 МВт*сут/тонну и иметь коэффициент удельной наработки 0.92 грамма/МВт*сутки, а можно работать на повышенном уровне мощности с выгоранием 700 МВт*сут/тонну делая оружейный плутоний 93.3% по Pu-239 и иметь коэффициент удельной наработки 0.83 грамма/МВт*сутки.

В варианте который вы предлагаете, использование низкообогащенного урана с таблеточным топливом позволит предельно работать на более высоких выгораниях уровня до 10000 МВт*сут/тонну (если мощность систем охлаждения и конструкция СУЗ позволит , что очень сомнительно), только плутоний наработанный из такого хорошо выгоревшего топливо будет тогда качества хуже топливного - грубо 74-76% по Pu-239. Взрывать его тоже можно, но работать с ним на редкость геморно из-за высокой радиотоксичности.
Можно конечно длину топливной компании сократить вчетверо-впятеро и иметь плутоний с долей Pu-239 около 92-93%, однако это приведет к заметному испоганиванию оставшегося урана в ОЯТ, возрастет доля урана-236, и при повторном использовании репроцессированного урана в реакторе-наработчике плутоний при той же длине компании и такой же энерговыработке будет хуже по качеству из-за возрастания долей Pu-238 и Pu-240. Американцы репроцессированный уран от своего слабообогащенного топлива (0.95%) для Саваннских тяжеловодных реакторов-наработчиков считали непригодным для повторного использования из-за возросшей доли урана-236 и рассматривали этот уран как мобилизационный резерв на худший случай.

Но можно сделать хитрее, организовав гетерогенную активную зону. Т.е. выделить область с вашим слабообогащенным топливом и бланкетную облучательную область. В итоге круговой и верхний и нижний торцевые бланкеты могут быть заполнены обедненным ураном, который есть эффективный нейтронный отражатель и хорошо утилизирует поглощенные нейтроны утечки, конвертируясь в плутоний-239 (при малой доле других изотопов).
Проблема в наработке оружейного плутония из природного урана состоит в том, что наличие изотопа 235 и 234 приводит к повышенному образованию нежелательного плутония-238 и плутония-240 за счет разных (n,2n) реакций. При переходе на слабообогащенное топливо острота этой проблемы сильно возрастает. Обедненный уран из отходов центрифужного производства при использовании в качестве облучаемых мишений заметно устраняет наработку нежелательных изотопов плутония-238 и плутония-240.

Одним словом, таким вариантом можно поднять интенсивность нейтронного потока, эффективно утилизировать нейтроны утечки, быстрее перегружать а.з. и нарабатывать оружейный плутоний уровня не хуже 93% по Pu-239 при выгораниях топлива порядка 2000 МВт*сут/тонну. Только теплонапряженность активной зоны сильно неоднородной станет, с теплогидравликой и охлаждением много дополнительной работы появится, ну и ресурс реактора-наработчика гораздо быстрее убьется.

Активная зона собирается из топливных кассет. Больше заданного в проекте количества кассет не поставить. Просто некуда. А вот меньше - пожалуйста. Какую-то часть кассет можно заменить, скажем, на имитаторы (такие же кассеты, но вместо твэлов стержни из неделящегося материала). Соответственно, вот и изменение (уменьшение) объёма активной зоны.



Иранцы исторически, ещё до революции, думали о тяжёловодных реакторах, потому что в этом случае они могли бы обойтись без обогащения урана и локализовать у себя производство топлива. Как поступила в своё время Румыния. Это дало бы иранцам независимость в плане поставок топлива.

Кроме того, шах держал в уме вариант с бомбой (см., например, интервью с первым иранским атомным министром или вот эту статью, написанную на основе рассекреченных в Штатах документов). Конечно, свой тяжёловодник иранцам был интересен и по этой причине.

Атомная программа революционного Ирана основывается на шахских наработках. Причина понятна - специалистов после революции осталось крайне мало, и выдумывать что-то своё им было трудно. Поэтому подняли бумаги, оставшиеся от шахских времён. Отсюда и растут ноги у IR-40.

Чтобы Иран скорейше не вооружился, нужно одно - держать его в системе международных договоров и не выталкивать его из неё.

Интересно отметить, что американцы до сих пор поступали с точностью наоборот - как только появлялся шанс заключить соглашение, они вцеплялись в какой-нибудь мелкий пунктик и доводили персов до срыва.

В 2004 (если не ошибаюсь) году иранцы были готовы остановить на долгие годы всю свою программу, но просили оставить им для опытов не то 12, не то 20 центрифуг. Именно так - просто 20, не 20 тысяч.
Американцы сказали, что не могут с этим согласиться. Итог известен - соглашение сорвалось, Ахмадинежад дал отмашку, и теперь у иранцев 10 тысяч центрифуг. Так что, ответ на вопрос, кому выгодно скорейшее иранское вооружение, для меня ясен

Знаете, Александр, в последнее время нераспространенцы склонны считать, что первый и второй Хушабские тяжеловодники-наработчики имеют уже несколько лет разные функции. Первый - наработчик особо чисто оружейного плутония, второй - форсированная на 18-20% версия наработчика-изотопника для наработки трития, полония-210, плутония-238 с одновременной наработкой оружейного плутония среднего качества. Третий по-видимому тоже "универсалом" будет.

А чего, хороший вариант

ISIS, правда, по старинке их всех в плутоний пересчитывает. Но если они с разными функциями, то так пакистанцам даже и лучше.

Если применять обогащённый уран выше 1%, можно прокачивать через реактор обычную воду.
Для начального этапа ядерных работ, нужно чтобы и реакторы, и центрифуги потребляя природный уран давали продукцию в бомбы: обогащённый U235 и Pu239. Если делаете реактор на обогащённом, тяжёлая вода требуется только как сырьё для дейтерида лития. Однако центрифуги работают на реакторы а не напрямую в бомбы. Кроме производительности труда, значение имеет и выход оружейного материала на тонну природного урана. При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе.
Исторически оружейный плутоний нарабатывали в канальных графитовых реакторах на природном уране (0,71% U235) с легководным плёночным /говорят, от 2 до 3 мм толщиной/ теплоносителем. Тритий - на тяжеловодных реакторах, имеющих на природном уране хороший запас реактивности.



Охлаждение там и так должно быть на максимуме. Тепло от реакции деления сначала должно выйти изнутри ТВЭЛа на оболочку, чтобы центр не плавился. Это ограничивает допустимый диаметр ТВЭЛа, рост которого повышает размножение нейтронов в уране-238.

Затем тепло должно быть снято с боковой поверхности ТВЭЛа, в случае водяного теплоносителя характерны две величины: 150 Вт/cm2 позволяет иметь умеренное качество очистки воды чтоб ещё не образовывалась накипь от поверхностного кипения. И 500 Вт/cm2 при идеальном качестве воды, соответствует кризису теплообмена, где начинается "снарядная" стадия кипения с вылетом вверх температуры оболочки ТВЭЛа.

Далее тепло должно быть выведено из реактора: произведение поперечного проходного сечения АЗ на теплоёмкость воды, перепад температуры и скорость прокачки равно текущей мощности.
Мощность реактора соответствует наименьшей из всех этих трёх величин, в первом приближении они берутся равные при расчёте реактора.
Выше этой мощности теплоотвод уже не сделать, независимо от обогащения топлива.

Что касается нейтронов, их поток можно сделать гораздо больше, чем позволяет теплоотвод: в первом приближении, не рассматривая обратные связи по эффектам реактивности, распределение потоков нейтронов по частям реактора является решением уравнения переноса нейтронов. Как известно из математики, решение диффура можно домножить на любую константу, и это тоже будет решением диффура. Поток нейтронов в этом смысле может быть любым, если не говорить об обратных связях и выгорании топлива.

Если обогащения хватит для работы на обычной воде, то в той же геометрии активной зоны и ТВС (как для D2O) - получите в активной зоне много больше локальных критичных объемов и масс, с которыми надо "бороться - давить" - а это новые СУЗ и т.д.
При малом обогащении 1-2% зависимость Кэф от плотности обычной воды будет очень "крутой". Соответственно коэффициент реактивности по плотности воды будет большим по абсолютной величине. Поэтому при нарушениях в системе отвода тепла - может вводиться реактивность порядка и больше БЭТТАэф. (смотря куда попадет "рабочая точка" по водо-урановому соотношению).
И т.д.

При виде знакомых букв WWW, чуть с катушек не слетел, ну все думаю, крепка трава попалась сегодня, аж в глазах троится

При 1 - 2 проц на легкой воде критики практически не будет или реактор будет хаотичен как указал barvi7.

Слегка обог топливо + легководный теплоноситель + тяжеловодный замедлитеь = то, да, это и есть адвансед канду реактор
http://www.candu.com/en/home/candureactors/acr1000.aspx

То что товарищ 3www предложил, с одной стороны противоречит эффективности наработки ядерных оружейных материалов и экономии ограниченного запаса природного урана. И как справедливо заметил Denis_Hliustin "При обогащённом уране часть U235 останется в "хвостах" центрифуг, часть - недогорит в реакторе".
Однако, обсуждаемая стратегия может подразумевать подход "прорыва" в получении ядерных оружейных делящихся материалов.

Например, Иран имеет развитый центрифужный парк который производит много низкообогащенного урана НОУ, но это количество превращенное в ВОУ уровня 90% по урану-235 эквивалентно всего паре-тройке боезарядов. Причем как минимум один из боезарядов надо испытать, что политический резонанс сделать и работоспособность конструкции подтвердить.
В итоге имеем, что значимого парка ЯО не получается создать, несмотря на несколько предыдущих лет работы центрифуг и кучи политических проблем из-за этого.
Также в распоряжении имеется почти завершенный тяжеловодник, но в нем годовая наработка оружейного плутония в 9 кг эквивалентна все паре-тройке боезарядов. Тоже не радужно...
Однако часть имеющегося НОУ можно перевести в топливо для имеющегося тяжеловодника, перекомпоновать активную зону, создав развитую облучательную бланкентную зону на основе имеющегося обедненного урана от центрифужного производства с долей урана-235 на уровне 0.2-0.25%.
Для определенности примем соотношение масс топлива в обогащенной и бланкетной зоне 1:1 для тяжеловодника-наработчика с гетерогенной зоной.
Со слабообогащенным топливом тяжеловодник-наработчик сможет работать не на сниженном уровне мощности с выгоранием топлива 700 МВт*сут/тонну позволяющим получать оружейный плутоний 93.3% по Pu-239 и с коэффициентом удельной наработки 0.83 грамма/МВт*сутки, а на уровне мощности соответствующем выгорания топлива например 2100 МВт*сут/тонну, позволяющим в бланкетах получать оружейный плутоний чистоты около 93% по Pu-239 с коэффициентом удельной наработки около 0.71 грамма/МВт*сутки. Соответственно имеем уже годовую наработку плутония равную =(9/2)*3*(7.1/8.3)= 11.55 кг. Т.е. описанный подход позволил поднять наработку оружейного плутония на 28%. А ведь и в активной зоне плутония остается почти такое же количество, но меньшей чистоты с долей Pu-239 около 88-89%, который тоже можно применить...

Хорошо просчитав соотношения масс топлива в активной и бланкетных зонах, прогнав нужные нейтронно-физические расчеты и оптимизировав теплогидравлику, наверное можно на гетерогенных зонах подобраться и к полуторократному увеличения годовой наработки оружейного плутония в тяжеловоднике-наработчике.
Т.е. подойти к годовому уровню наработки до 14 кг оружейного плутония в IR-40, что позволит после 14 месяцев с начала наработки создать до 8-9 боезарядов на композитном плутоний-урановом ядре. Это уже будет определенный "прорыв" в наработке ядерных оружейных делящихся материалов.

Зачем сохранять старую геометрию?
Для легководной сборки оптимальна своя решётка, допустим в случае 1,15% обогащения металлического урана при диаметре ТВЭЛа 15 мм оптимален шаг между 26 мм когда V(H2O)/V(U)=2 и 30 мм когда V(H2O)/V(U)=3. Сборка критична при Т=300К и номинальной плотности воды при высоте 1,2 и диаметре 0,6 метра. Реактор должен быть, естественно, во много раз больше поскольку в такой сборке урана 238 мало, а плутония при выгрузке содержится порядка 2 килограмм на тонну. С точки зрения коэффициента размножения, всё что больше этой величины загрузки в реакторе, идёт в запас реактивности на выгорание, на рост температуры урана и на снижение плотности H2O до 900 кг/м3.



Это не совсем так. Бесконечная среда графитовых реакторов на природном уране, при толщине слоя проточной воды 3 мм, имела K(infinity)=1,046. Там указанный Вами эффект возникал, и всё равно они эксплуатировались десятилетиями. А в случае, например, решётки ВВЭР с обогащением 2%,
K(infinity)=1,25. Больше чем на тяжеловодных при природном уране.
При обогащении 1,5% U235, даже в гомогенной смеси K(infinity)=1,13.



Рабочая точка не должна гулять.
В военном реакторе-наработчике плутония она должна прочно сидеть на левой ветви, то есть тесные решётки с шагом меньшим, чем у случая с максимальным коэффициентом размножения. Здесь захват тепловых нейтронов теплоносителем минимален, а наработка плутония происходит в значительной мере и за счёт захвата резонансных нейтронов. В связи с чем равновесная концентрация плутония не (2,8 кг/т) как на мягком спектре, а вдвое больше.
Коэффициент реактивности и по плотности воды, и по температуре в этом случае имеет большое отрицательное значение, т.е. всё как надо.
При нарушении теплосъёма снижается плотность воды, спектр нейтронов становится более жёстким а низкого обогащения топлива не достаточно чтобы поддерживать цепную реакцию на промежуточных нейтронах.

На правой ветви водо-уранового отношения эта точка оказалась в реакторе РБМК, как известно. Такое бывает, когда реактор рассматривают как кипятильник и оптимизируют на теплофизику, вместо нейтроники и воспроизводящих свойств.
В случае РБМК оказался именно отмеченный Вами вариант. Когда студенты впервые узнают об этом, это производит впечатление: ведь каждый знает и что паровой коэффициент должен быть отрицательным, и что академик Николай Антонович Доллежаль это безусловный авторитет. Как совместить эти два факта?
Если таксист вылетел с трассы - не значит что он рулить не умеет. Просто рядом сидел богатый пассажир и приговаривал "давай, давай".
Также и Доллежалю, вероятно, намекали что только ВВЭРы станут строить если РБМК не даст рекордов. Вот он, в частности, и перешёл с военной графитовой ячейки 20х20х60 на ячейку 25х25. После установки интенсификаторов теплосъёма РБМК стал 1500 и несколько лет держал мировой рекорд мощности энергоблока. Издержки этого в 1986 году стали известны.
Но, возвращаясь к вопросу о легководном военном реакторе - там не тот случай. В частности, ВВЭР-210 изначально имел обогащение 1,5% U235. Так много требуется в основном чтобы обеспечить выгорание 10.000 МВт*суток/тонна.
А вобще, в холодном состоянии при обогащении 1% U235 при топливе UO2 требуется 30 кг U235 в составе 3000 кг Т.А. Критический объём 700 литров при диаметре цилиндра 0,85 метра.

Выше отмечалось, что вариант нарабатывать плутоний на обогащённом уране более расточительный, чем на природном. Этот вариант оправданный при двойном назначении реакторов, когда ВВЭРы с низким (уровня 1%) обогащением работают короткими кампаниями по 2 - 3 тысячи МВт*суток на тонну. Вместе с тем есть и преимущества, особенно при попутной выработке электричества: в этом варианте можно применять UO2, избежав материаловедческих и эксплуатационных трудностей, присущих графитовым реакторам на природном уране.
Возможно, при "среднем" уровне развитости промышленных производств в стране, это и есть оптимальный вариант.
При меньшем уровне оправданна независимая работа центрифужного и плутониевого направлений на итоговый продукт, помещаемый в изделия.
При высоком уровне промышленности - быстрые реакторы самый лучший вариант, т.к. при огромных масштабах производства плутония они экономят затраты на самую трудоёмкую стадию о которой часто забывают: добычу природного урана из руды.

По какой программе считали? Неправильно она считает.
Экспериментально достоверно установлено, что природное обогащение 0,72% как раз соответствует К=1 в очень большой, порядка 1000 кубометров, размножающей среде при оптимальной легководной решётке. Практического значения это не имеет, т.к. уже при обогащении 1% K(inf)=1,13 и критическое состояние легко осуществимо, а критмасса мала /загрузка единицы тонн/.
Необходимо отметить, что для выравнивания поля тепловыделения такой реактор может загружаться природным ураном и небольшим количеством запальных кассет с обогащением уровня 2% UO2.



В "advanced Candu" важно не потерять качество тяжёлой воды из-за "дырявости" контуров /перетекания воды из одного контура в другой/.
С практической точки зрения дешевле иметь тяжёлую воду с разными температурами в обоих контурах, особенно если корпус выдерживает давление первого контура и тем самым позволяет, выравняв давления, устранить перетекание при дырявых контурах.

Нужно обратить внимание на цифры. Если они взяты Вами из официальных материалов "средмаша", там не редко отсутствует научная честность. Вместо того чтоб честно выложить всё как есть, они до сих пор мутят.

Характерный КВ военных реакторов на тепловых нейтронах 0,8 а грамм делматериала даёт примерно МВт*сутки.
Видимо, подразумевались 0,92 грамма/(MW*сутки) и 0,83. Выгорания могли подразумеваться 1200 и 1700 МВт*дней на тонну Т.А.

Исторически фоны плутония по спонтанным нейтронам, бета и гамма-излучению не были первопричиной выбора практикуемого выгорания военных реакторов. Стремились максимально удлинить кампанию в МВТ*сутки/тоннах, используя эффект временного роста реактивности.

Для реактора с мягким спектром равновесное количество плутония 2,8 килограмма Pu239 на тонну урана-238. Стремились приблизиться к ~ половине этой величины, получилось не сразу: нужны запас реактивности /непрерывная перегрузка на графитовых/ и радиационная стойкость ТВЭЛов /прибавка fissium в металлический уран чтоб не распухали блочки под облучением/. Слишком приближаться к 2,8 не стоит т.к. растёт количество высших изотопов плутония. Но и низким выгорание не должно быть, иначе основная часть U235 в природном уране выбрасывается вхолостую на радиохимическом заводе.

Впоследствии, решив эти задачи и получив конвейерное производство плутония, стали смотреть: сколько смесь изотопов излучает нейтронов и ватт тепла. Самонагрев плутония от альфа распадов, делений /в условиях подкритичности/ и бета активности оказался приемлемым. Моделировали поля температур помещая вместо плутония электролампочку накаливания /той же мощности, что и плутоний/ на несколько часов в центр бомбы. Поля излучений от реакторного плутония оказались приемлемые. Однако изначально не они, а стремление получать побольше плутония с каждой тонны природного урана являлось критерием, определявшим выгорание выгружаемого топлива. Больше, чем оно было фактически, не позволяла сначала радиационная (не)стойкость, а затем запас реактивности графитового реактора даже при осуществлённой на военных реакторах непрерывной перегрузке.

В такой трактовке и дальнейшими пояснениями - согласен. Почти полностью - проверять не будем

А предыдущий мой ответ-коммент был на фразу - "поменять в реакторе D2O на Н2О".
Если не менять геометрию ТВС и твэл, то при таких обогащениях 1-2 % ничего в реакторе и не будет.
А по поводу "левой" и "правой" точки и про РБМК - эту "классику" должны знать ВСЕ и не повторять в будущих ПРОРЫВах и др. РЫВах.

Денис, вы правы.
Потерял порядок при переводе величин. Исправил, предыдущие посты.
Цифры взяты из американских нераспространенческих работ и относятся к Ханфордскому легководному наработчику "B", для Саваннских тяжеловодников цифры по удельной наработке выше быть должны процентов на 7-10%.

Спасибо за указание на ошибку.

Вопрос затронутый неоднозначен и сложен.

Везде в литературе говорится, что плутоний с экмпериментального Окриджского графитового легководного наработчика X-10 совсем расстроил американских разработчиков ЯО, обладая повышенным содержанием плутония-240. И только в Ханфордских реакторах-наработчиках научились бороться с этим, работая на уровнях выгорания топлива в несколько раз ниже. Сколько конкретно плутония-240 содержалось в плутонии от Х-10 не ясно, но видимо более 7% и менее 12%, поскольку на тот момент урановые сплавы обладали допустимым выгоранием не более 1200-1300 МВт*сутки/тонну.

В американских работах по анализу работы Ханфордских легководных графитовых реакторов говорилось, что некоторое время они работали на уровнях выгорания топлива 250-280 МВт*сутки/тонну, выдавая высококачественный плутоний с содержанием плутония-239 97.5-97.2%, потом поднялись на уровень выгорания 440-470 МВт*сутки/тонну с плутонием уровня 95.8-95.5% по плутония-239. Позднее когда научились эффективно бороться с преддетонацией низкокачественного плутония за счет D-T бустирования, эти реакторы-наработчики были переключены на наработку граничного качества оружейного плутония с содержанием плутония-239 93.2-93.5%.

С тяжеловодными Саваннскими реакторами-наработчиками ситуация еще более мутная, поскольку они помимо оружейного плутония и радиоизотопы трития, полония-210, кобальта-60 нарабатывали, уран в гибридные зоны грузился помимо природного также и с обогащениями 0.95% и 1.2%. Поэтому какого качества там плутоний выходил не совсем мне ясно.

Пургу понес, срочно забираю свои слова обратно, виноват, лоханулся. Не в том контексте имел ввиду.




Прямого контакта между теплоносителем и замедлителем в ACR - нет. Только в случае разрыва топливного канала при аварии, но в таком случае - это advantage

Я как раз это и имел ввиду! Однако, как я теперь понял, плутоний, полученный таким способом, прибавит в цене минимум на порядок, что вряд ли приемлемо для Ирана.

Идея получения высококачественного плутония в "ТВЕЛах" из обеднённого урана (насколько я понял, это и есть бланкеты) отличная, но при неизменном объёме рабочей зоны и, следовательно, массы загрузки количество нарабатываемого продукта без роста мощности всё равно не увеличится.

В моём понимании, "обладать ядерным оружием" значит "иметь определённое количество такого оружия в войсках"; судя по Вашим заключениям, максимум, на что может рассчитывать Иран с этим оборудованием - провести серию испытаний, да и то весьма небольшую. Причём, даже такой "варварский" способ сжигания обогащённого топлива возможности в этом направлении не сильно расширит.

О чем и речь. Достраиваемый IR-40 имеет оценочную тепловую мощность, по разным оценкам из спутниковых фотографий, не выше 45-48 МВт, т.е. близко к декларируемой мощности в 40 МВт. И его возможности по наработке оружейного плутония заметно ограничены. Как ни крути, не мудри с топливом, обогащениями, профилированием зон - все равно больше уровня 12-14 кг оружейного плутония в год иранцам не поднятся без серьезной переделки систем охлаждения.
Недаром же тяжеловодники-наработчики США и РФ имели в десятки раз большие уровни мощности, чем IR-40, чтобы реально значимые количества оружейного плутония производить в короткие сроки.
Но вот если Иран, например, заявит, что собирается строить тяжеловодник тепловой мощностью так 400-500 МВт, то это уже могло бы считаться значимым шагом к созданию приличного запаса оружейного плутония.
Куча стран имеет в сотни и десятки раз большие возможности по наработке оружейного плутония по сравнению с Ираном. Например, та же Южная Корея со своими 4-мя тяжеловодниками, каждый из которых в режиме наработчика плутония может в 50 раз больше IR-40 ежегодно нарабатывать. Ну или втихоря, между делом, не меньше 25-30 кг в год под видом всяких там слегка облученных "поврежденных твэлов".

Известно, что тайваньцы за два десятилетия работы на своем исследовательском 40 МВтном тяжеловоднике TRR неспешно наработали 79 кг хорошего качества оружейного плутония, которые под давлением США передали в 90-х годах на хранение в США.
https://www.osti.gov/opennet/forms.jsp?form...96/factshd.html
Говорит ли это, что любой реактор-тяжеловодник опасен в области нераспространения ядерных материалов?
Совсем нет, поскольку ходили слухи, что в десяток раз большая по уровню наработка оружейного плутония планировалась на 2 реакторах BWR-типа первой тайваньской АЭС "Чинь Шань" в случае крайней необходимости, и только конкретный запрет американцев с рядом угроз в плане отмены военной помощи не позволил эти планам сбыться.
Одним словом, любого типа ядерный реактор хоть исследовательский, хоть энергетический можно приспособить под наработку оружейного плутония, была бы потребность и желание.

а это из какого-то открытого источника известно?

Точно помню, что в одной нераспространенческих работ по вопросу непрофильного бридинга оружейного плутония в исследовательских и энергетических реакторах об этом упоминалось, со ссылкой на какое то персональное сообщение. Читал давно, но в памяти засело "Тайвань-АЭС-BWR-плутоний". Если на глаза вновь попадется, перешлю.
Т.е. вопрос об использования BWR для экстренной наработки плутония, в случае заметного увеличения напряженности ситуации с Китаем, тайваньцами видимо в свое время рассматривался.
Smith, эта ситуация похожа на вопрос о том брали ли индусы плутоний для ядерных испытаний со своих энергетических PHWR.
Кроме того, если есть сомнения, что c энергетического реактора можно получить оружейный плутоний, то знаете ли вы куда делось выгруженное топливо с поврежденного американского реактора TMI-2?
Чтобы не тратить ваше время, ответ прост - было выкуплено DOE у собственника и принято на баланс как источник оружейного плутония, поскольку содержало 158 кг оружейного плутония с долей Pu-240<6.6%.
http://fissilematerials.org/library/doe96.pdf
http://www.inl.gov/technicalpublications/D...nts/3323206.pdf

Новое видео для "чайников", от Канадского Регулятора:

http://www.youtube.com/watch?v=yx_XoqXNtRM

Для Сергей.

Не хочу засорять топик про AP, отвечу на ваши вопросы связанные с ГЦН здесь.

Главное отличие - компоновка оборудования 1 к, 2 ГЦН в одной петле встроены так, что оба толкают воду в одном и том же направлении, поддерживая ЕЦ.

Другой блок торцевых уплонений, практичецки без трений (успешно продававшийся также на некоторые PWR, и до Фукушима - в Японию).

Инерция - патент называется "built-in the pump rotor".

Реактор КАНДЮ запускается на холодной воде, без ГЦН. 1 к разогревается уже работающим реактором, ГЦН запускается после разогрева. За 2 часа можно полностью разогреть 1 к и практически готовы толкать турбину.
Инерция у ГЦН такова, что их надо останавливать... для этого есть даже спец тормозящее устройство


ПС - спасибо вам за историю про циркачей и про предыдущие поколения насосов ВВЭР.

Три проекта прошли очередные стадии рассмотрения в Канаде
http://www.atominfo.ru/newse/l0790.htm


Интересует, на каких правах был допущен к конкурсу по площадке Дарлингтон АР-1000, тендер по которой, как известно, в итоге выиграл проект ACR-1000? Может кто-нибудь знает или помнит?

а когда это ACR-1000 успел выиграть этот конкурс (отмененный в 2009 и вновь возобновленный в 2012)? вы ничего не путаете?
http://www.atomic-energy.ru/news/2012/08/22/35474

Онтарио будет выбирать между Enhanced CANDU-6 и AP-1000
AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 02.05.2012

http://www.atominfo.ru/newsa/j0691.htm


Насколько я помню, а я могу помнить неправильно, остался только данный проект в конкурсе, остальные на том или ином этапе отпали. После чего, было заявлено, что денег у Онтарио на строительство новых АЭС нет. Было ли все юридически оформлено до конца, мне неизвестно.

По Канаде. Формально победителя не было.
http://atominfo.ru/news/air7102.htm

Я извиняюсь за задержки, мы понимаешь ли тут побратимами стали с Крымском... Потоп тут у нас, практически полное обесточение... вчера домой народ на лодках добирался Электричество подали только часа через 4 - 5 после штормового дождя.

http://www.youtube.com/watch?v=BIWelvN_4S0

http://www.youtube.com/watch?v=rgg-zD7JepE

И так, про предыдущий бид можно забыть. Причин - миллион, смысла обсуждать нет.

Год тому назад, OPG, который эксплуатирует блоки на Дарлингтон и Пиккеринг, обьявил очередной Request For Bid (RFB). 30 Июня 2013 - был дедлайн для подачи документов. Подали двое - Candu Energy и Westinghouse Canada. Проекты EC6 и AP-1000.

Все пошло по новой. Теперь OPG будет рассматривать каждое предложение, разберется подчеркнув что на их взгляд лучше/хуже у этих проектов, какой больше meet the criteria, ну и тд.
Далее OPG сделает свои выводы/рекомендации и все это преподнесет на рассмотрение Правительства Провинции Онтарио, который де факто есть owner of the OPG.

Вот тут начинается самое интересное. Большинством голосов в Онтарио обладает Либеральная Партия. Не смотря ни на какие ветры влияния от ветряных мельниц - они имеют commitment to maintain ~ 50% of nuclear energy в Провинции. Но их большинства недостаточно чтобы утвердить план (их не абсолютное большинство). Им нужно поручиться поддержкой какой то одной их двух оппозиционных партий - это или Консерваторы или Новые Демократы.

Консерваторы - тоже за ядерную энергетику, но... они с Либералами как кошка с собакой.

Новые демократы - против ядерной энергетики (зеленые в своем роде).

Ребус решается не просто. Последствия тендера - предсказать практически невозможно.
Ни одна партия, ради ядерной энергетики, суицид не сделает...

"Candu Energy Welcomes NDA Announcement"

Статья в "The Globe & Mail", некоторые выдержки:

Candu Energy – the recently-privatized, commercial division of Atomic Energy of Canada Ltd. – is placing its bet on advances in fuel-cycle management and its “flex fuel” capability. With efforts under way in China and Britain, the Mississauga-based company is touting its heavy-water design as ideal for recycling spent fuel from competing light-water reactors, which have become favored in the global marketplace, and for weapons-grade plutonium left over from weapons stockpiles.

Both new reactors also feature “passive safety systems” which don’t require emergency power or human intervention for at least 72 hours to keep the reactors cooled in the event of an emergency.

But Candu Energy – which is the privatized, commercial arm of Atomic Energy of Canada – has failed to deliver on promised innovation in the past. A few years ago, it was forced to shelve its ACR1000 – which was being designed to compete with Westinghouse’s AP1000

Для уважаемых форумчан, хочу прокомментировать статью - "Удар, но не сюрприз - Candu и Онтарио"

Мнение - просто мое, как человека и как nuclear engineer, прикипевший сердцем к реакторам CANDU

Есть такой затянувшийся скандал, можно прочитать здесь.
В 2х словах - ради того чтобы вышли победителями на местных выборах в муниципалитет от мест Мисисага и Оаквил, Правительство провинции Онтарио (во главе Либералы) согласилось на отмену уже заказанных проектов Газовых электростанций. Тогда жителям Онтарио Либералы сказали, что затраты из-за отмены не превысят ~ 180 Миллионив Канадских Долларов (100 CAD = ~ 96 USD)

Однако, неделю назад появился отчет Генерального Аудитора (независимого), который сказал, что Налогоплательшикам отмена контрактов на Газовую Электростанцию обойдется в 1,1 Миллиард Канадских Долларов.

Разница - шоковая... Тимофей Худяк, лидер оппозиции от Консерваторов, похоже приготовился к заключительному рывку и был готов порвать Либералов (линк), как тузик мячика.

Либералы выкинули неожиданный шаг - бросив толпе кость, мол да, мы проср....ли 1 Миллиард, но смотрите, сэкономим 10 Миллиардов если не будем строить новые блоки на Дарлингтон.

Участники бида - двое, Candu Energy and Westinghouse.

В настоящий момент сложилась революционная ситуация (как на Бирюловской Овощебазе) - низы так больше не хотят, а верхи не могут...

ПС: Поправка - Майкл Айвенго, это Михаил Иванко... ну в общем наш человек правда от комментариев он лучше бы воздержался, а то сравнил Candu Energy с дилершипом (хорошо что не с конюшней )

Спасибо за дополнение! Сделаем второй материал на тему, наверное. Первая статья - это чисто пересказ двух статей из "Globe & Mail" без каких-либо комментариев дополнительных.



Э... это, наверное, как Смирнов и Смирнофф. Товарищ Иванко, попадая в Канаду, становится в русском написании всё-таки Айвенго, следуя классикам перевода

Хотя, формально, у т.В.Скотта был Ivanhoe, а не Ivanco, и можно эту традицию и не применять. В общем, поправка на будущее принята.

Вы не могли бы рассказать, как обстоят дела с CanMOX™?

1. Действительно ли загружали сборки с MOX в CANDU?

2. Если загружали, то их где-то делали (даже и в малых масштабах)? А плутоний чей?

Или пока всё в стадии "моделированием доказано"?

Ув pappadeux, я отвечу как могу и насколько отркыто могу ответить на публичном форуме

Программа начата была давно (до года 2000), еще в Чок Ривер. Изначальными спонсорами/участниками изучения МОХ с разным содержанием/видами Плут были - US, Russia, Canada.
Не знаю кто поставлял Плут (даже если знал бы - сказать скорее не мог, unless я получил бы такую инф-ю через Access to Information Act). Скорее всего обе страны, US and Russia, поставляли Плут.
На определенном этапе, Россия и США потеряли интерес к Плут - злые языки болтают, что рез-ты для PWRs были неутешительны. Однако, для КАНДЮ - вполне приемлимы из-за разностей в физике.
След-но, Канада продолжила это направление, не говоря о том, что еще были и др страны, которые проявляли интерес из-за Тория и тд.

Как публиковала печать, АЕСЛ/Кандю Енержи уже года 3 ведут работы с Китаем, вплотную... Что в дровах загружаемых в реактор КАНДЮ - не знаю... recycled Uranium/Thorium/ или Плут в каких соотношениях.
Исследования потом проводят в гор камерах, в Чок Ривер.

На стадии "моделированием доказано" - осталось дожигание актинидов, их по доступным сведениям еще в печку в натуре не засовывали, но моделированием доказали .

Мне самому неприятно, что так приходится отвечать. Прошу понять - не пытаюсь надувать щеки, просто от "жизни собачьей"

Мне этот ваш плутоний вот здесь сидит

Вот. По настоятельному совету пришлось в своё время исправление давать отдельной новостью:
http://atominfo.ru/news/air5412.htm

А вот этот кусок относится к вам:


Эти самые 600 грамм российского плутония, хранящиеся за рубежом, и есть плутоний, который мы вам передавали.

P.S. У нас была досаднейшая опечатка. Мы исходно написали, что Россия передала за рубеж (читай - в Канаду) 600 кг плутония. Кое-кто просто взбеленился. До сих пор вздрагиваю как вспомню

Китайцы вроде как созрели для строительства двух тяжеловодников на АЭС "Чернавода".
http://www.atominfo.ru/newsk/r0393.htm
А это китайские клоны CANDU будут?
А топливо кто поставлять будет?

В былые годы румыны имели интерес в к выделению плутония из ОЯТ своих тяжеловодников, но сейчас это наверняка рассматривается крайне нежелательным.
Что нибудь известно официального по текущим румынским планам обращения с ОЯТ?

http://atominfo.ru/newsg/n0173.htm

у румын собственный топливный заводик

Про румын старая ссылка.
http://atominfo.ru/news/aira172.htm

Спасибо, теперь понятно стало.

Т.е. для новых тяжеловодных блоков румыны предполагают внешние закупки урана с собственным производством топлива из него.
ОЯТ хранят и перерабатывать не собираются в ближайшее время.

В замедленном кадре

Познавательная статья, спасибо за ссылку.

Особенно понравилось описание специфичных шведских тяжеловодников.
Чудные аппараты. И электроэнергию, и тепло, и плутоний военного качества нарабатывали, и тритий предполагалось в них делать или из теплоносителя выделять.
Надо же такое чудо сделать как R4 - корпусный одноконтурный тяжеловодник с возможностью перегрузки топлива в процессе работы установки.

Вообще судьба урана-233 в военной программе СССР странная. И на первый взгляд нелогичная.
И реактор тяжеловодный под его наработку построили. Нарабатывали его, нарабатывали, а потом вроде как взяли и спалили почти весь в очередном испытании водородной бомбы.

Ладно американцев понятно в плане урана-233. Они хотели уменьшить размеры и массы боезарядов, поэтому и ВОУ в композитном ядре заменили на три раза меньщее по массе количество урана-233. Правда испытанный боезаряд дал не ожидаемые 35 кт, а только 22 кт. Довольно странно почему энерговыход снизился, ведь якобы они ВОУ заменили на уран-233, а не плутоний же.

Для какой цели наши могли спалить в одном испытании большую часть отечественного запаса с такими трудном наработанного урана-233?
Попадались в бумажках разных отечественных рассекреченных, что в 1952-1953 очень остро стоял вопрос минимизации размеров слойки РДС-6С. И ее минимизацию массы и габаритов можно было провести заменив уран-235 в оболочечно-ядерной конструкции композитного ядра на уран-233. Это могло бы привести к уменьшению размеров слойки и ее массы соответственно. Поскольку от габаритов центрального ядра вся послойная конструкция сильно зависит. Тогда в принципе может быть понятен сниженный энерговыход РДС-6С с ураном-233, поскольку масса дейтерида лития и урана-238 в облицовках меньше, как и вероятность нейтронной утечки выше. Т.е. банально меньше поделилось урана-238 во внешних слоях из-за меньшей эффективной толщины этого нейтронного отражателя.
Почему далее эта конструкция не пошла на вооружение?
Так видимо потому, что на момент испытания были уже ясны низкоэффективные по соотношению энергоэффект/масса предельные возможности этой схемы. И успешные испытания первых версий отечественной водородной бомбы на принципе атомного обжатия быстро привели к окончательному пониманию, что и без проблемного в производстве урана-233 можно иметь мегатонные выходы от более легковесных и портативных чем слойка двухстадийных боезарядов на плутонии или ВОУ.
Кроме того для советского ЯОК очень остро требовался тритий. На начало 1953 трития всего в СССР было только 227 граммов, а впереди предстояло провести немалое число испытаний. Поэтому выбор для ОК-180 "или тритий, или уран-233" был однозначно решен в сторону наработки трития.

А почему вообще тяжелая вода так мало используется? Вроде, только CANDU и индийские PHWR. Понятно, что тяжелая вода дорогая, но ведь она позволяет повысить КВ до ~0.8, что позволяет при том же обогащении повысить выгорание (или наоборот, снизить обогащение при равном выгорании), т.е. существенная экономия на топливе.

Размеры же сразу.
Корпусной такой сделать сложно.

И иранский IR-40



У тяжеловодников большие размеры активной зоны (D2O хуже замедляет нейтроны, чем H2O, и её требуется намного больше на единицу топлива).
В лодку такой аппарат не поставишь. Поэтому военным он был не особо нужен, а гражданская энергетика - плод конверсии военных технологий.