От Паршев
К All
Дата 10.03.2006 11:36:51
Рубрики Современность;

Ядерщикам вопросы. Так есть ли цепная реакция на тории практически?

Создавались ли экспериментальные реакторы на тории?
Есть ли сейчас рекаторы на плутонии или смеси плутония с ураном?
Много ли у нас плутония?
Почему американцы закупаи у нас "оружейный" уран, а не, скажем, плутоний, который как раз в оружии чаще используется?
От Андю
К Паршев (10.03.2006 11:36:51)
Дата 10.03.2006 14:43:16

Ре: Ядерщикам вопросы....

Мадам э Месьё,

>Создавались ли экспериментальные реакторы на тории?

Да. "Поджигали" установку не торием, конечно, но Th232 даёт в процессе работы U233, который является уже собственно изотопом именно ториевого цикла.

>Есть ли сейчас рекаторы на плутонии или смеси плутония с ураном?

Конечно. Только, как правило, "чисто" плутониевых реакторов нет. :-)

>Много ли у нас плутония?

Где тут у нас "специальные товарищи" ? :-) Товарищ хочет знать ! :-)

Счастье, это когда у тебя все дома (не моё), Андрей.
От Alex Medvedev
К Паршев (10.03.2006 11:36:51)
Дата 10.03.2006 12:21:14

Re: Ядерщикам вопросы....

>Создавались ли экспериментальные реакторы на тории?

Научно-исследовательские и конструкторские разработки
Возможность реализации ториевых топливных циклов изучается уже около 30 лет, однако значительно менее интенсивно, чем урановых или уран-плутониевых циклов. Основные исследовательские и конструкторские работы проводились в Германии, Индии, Японии, России, Великобритании и США. Было проведено также и пробное облучение ториевого топлива в реакторах до получения высокого уровня выгорания. Полностью или частично загружались ториевым топливом несколько опытных реакторов.

К заслуживающим внимания экспериментам по ториевому циклу относятся следующие (первые три проводились на высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением):



В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался экспериментальный реактор AVR с насыпным бланкетом при мощности 15 МВт. 95% всего периода работы реактора составляла работа на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков. Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150000 МВт·сутки/т.


Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10:1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства U-233, который заменял потребляемый U-235 примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.


В 1967-1974 годах в США работал высокотемпературный реактор Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МВт производства компании General Atomic.


В Индии в 1996 году в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 кВт, работавший на U-233, полученном путем облучения ThO2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МВт, в котором и облучался ThO2.


В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким КПД производился U-233.


Проводился ряд экспериментов с реакторами на быстрых нейтронах.


Энергетические реакторы
На базе реактора AVR в Германии был разработан 300 МВт-реактор THTR, проработавший с 1983 по 1989 годы; реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины представляло собой уран-ториевое топливо, а остальные - графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и в среднем прошли через реактор шесть раз. Производство топлива было поставлено на промышленную основу.


Реактор Fort St Vrain был единственным в США коммерческим реактором, работавшем на ториевом топливе; этот реактор также был сконструирован на базе немецкого AVR и проработал с 1976 по 1989 годы. Это был высокотемпературный реактор (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 842 МВт (330 МВт электрических). Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида Th/U-235 в виде микросфер, для удержания продуктов деления, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом. ТВЭЛы имели форму шестигранных колонн ("призм"). В реакторе использовалось почти 25 тонн тория; глубина выгорания составила 170000 МВт·сутки/т.


Исследования ториевого топлива для реакторов типа PWR проводились на американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались U-235 и плутоний. Был сделан вывод, что торий серьезно не повлияет на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Здесь же с 1977 по 1982 годы успешно прошли испытания легководного бридерного реактора затравочно-бланкетного типа на ториево-урановом топливе, покрытым сплавом циркония.


В 60-мегаваттном реакторе Lingen типа BWR в Германии использовались Th/Pu-ТВЭЛы.


Индия
В Индии с целью повышения эффективности после запуска в блоки 1 и 2 АЭС в Какрапаре было загружено 500 кг ториевого топлива. Первый блок АЭС был первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался не обедненный уран, а торий. Работая на ториевом топливе, 1-й блок вышел на полную мощность за 300 суток, а 2-й блок - за 100 суток. Ториевое топливо планируется использовать в блоках 1 и 2 АЭС в Кайга и в блоках 3 и 4 АЭС в Раджастане, которые находятся в стадии строительства.

Обладая запасами тория, в шесть раз превышающими запасы урана, Индия в качестве основной задачи промышленного производства энергии поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:



тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;


реакторы-бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить U-233 из тория;


перспективные тяжеловодные реакторы будут работать на U-233 и тории, получая 75% энергии из тория.


Отработанное топливо затем будет перерабатываться для восстановления делящихся материалов и их последующей переработки;

В качестве еще одной возможности для третьего этапа рассматриваются подкритические комплексы на ускорителях (ADS).



Разработка перспективных реакторов
Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:



Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO2), оксид тория (ThO2) и(или) оксид урана (UO2), из которых изготовляются стержневые ТВС.


Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR) двух типов - с насыпным бланкетом и призматическими топливными сборками.


Газотурбинные модульные реакторы с гелиевым охлаждением (GT-MHR). Результатом проведенных в США исследований на реакторах типа HTGR стали призматические ТВС. Использование гелия для охлаждения при высоких температурах и сравнительно небольшая выходная энергия на модуль (600 МВт) позволяет скомбинировать модульную конструкцию с газовой турбиной (цикл Брайтона), что повышает производство тепловой энергии почти на 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение широкого спектра конструкций ТВС, в том числе ВОУ/Th и Pu/Th. Использование ВОУ/Th-топлива было продемонстрировано на американском реакторе Fort St Vrain.


Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR). Сконструирован в Южной Африке на основе результатов проведенных в Германии исследований. Сейчас работы ведутся международным консорциумом. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.


Реакторы на солевом расплаве. Перспективный реактор-бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Хладагент первичного контура проходит через теплообменник, где тепловая энергия реакции деления передается в рабочий материал вторичного контура с целью генерации пара. Детальные исследования концепции проводились в 60-е годы ХХ века; сейчас они возобновились в связи с появлением передовых технологий производства материалов.


Перспективные тяжеловодные реакторы (AHWR). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению. Как и канадский реактор CANDU-NG, индийский реактор мощностью 250 МВт охлаждается обычной водой. Основная часть активной зоны состоит из смеси оксидов тория и U-233 в подкритическом состоянии; пропорции смеси таковы, что U-233 самовоспроизводится. Реакция управляется несколькими затравочными зонами на основе обычного МОХ-топлива.


Утилизация плутония. Сегодня в некоторых реакторах используется МОХ-топливо (U, Pu). Альтернатива состоит в использовании торий-плутониевого топлива; в этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся U-233, который после разделения можно использовать в составе уран-ториевого топливного цикла.


Применение тория в комплексах с ускорителями (ADS)
В комплексах с ускорителями высокоэнергетические нейтроны производятся за счет реакции расщепления ядер высокоэнергетическими протонами ускорителя, соударяющимися с тяжелыми ядрами мишени (свинец, свинец-висмут или другие элементы). Эти нейтроны можно направить в субкритический реактор, содержащий торий, где нейтроны производят U-233 и обеспечивают его деление. Существует возможность обеспечения самоподдерживающейся реакции деления, которую можно направить либо на производство энергии, либо на трансмутацию актиноидов, образующихся в результате U/Pu топливного цикла. Использование тория вместо урана означает, что в самом реакторе ADS будет производиться меньшее число актиноидов.



Разработка ториевого топливного цикла
Проблемы, связанные с решением этой задачи, сводятся к высокой стоимости производства топлива частично вследствие высокой радиоактивности U-233, который всегда содержит U-232; аналогичные проблемы касаются и переработки тория вследствие высокой радиоактивности Th-228, определенного риска распространения U-233 как оружейного материала, а также ряда технических проблем переработки (пока не решенных должным образом). Предстоит проделать большую работу, прежде чем ториевый цикл будет поставлен на коммерческую основу, но пока можно в больших количествах добывать уран, такая работа представляется маловероятной.

Тем не менее, ториевый цикл с его потенциалом по воспроизводству без использования реакторов на быстрых нейтронах сохранит свою перспективность еще в течение длительного времени. Этот цикл является определяющим фактором в развитии самодостаточной ядерной энергетики.



World Nuclear Association, Information and Issue Brief, ноябрь 2004.


От alex63
К Паршев (10.03.2006 11:36:51)
Дата 10.03.2006 12:09:17

Re: Ядерщикам вопросы....

>Создавались ли экспериментальные реакторы на тории?
Не слышал о таких.

>Есть ли сейчас рекаторы на плутонии или смеси плутония с ураном?
Второе называется МОХ (мокс)топливо. Да, МОХ топливо применяется в рамках программы утилизации излишков оружейного плутония.

>Много ли у нас плутония?
Военная тайна.

>Почему американцы закупаи у нас "оружейный" уран, а не, скажем, плутоний, который как раз в оружии чаще используется?
Первый раз слышу про такие закупки. Источником не поделитесь? У американцев одинаково хорошо помтавлено как обогащение урана, так и наработка плутония. Который они спят и видят нам впарить опять же в рамках программы утилизации.

С Дону выдачи нету
От (v.)Krebs
К alex63 (10.03.2006 12:09:17)
Дата 10.03.2006 19:50:22

аббревиатура ВОУ-НОУ что нибудь говорит?

Si vis pacem, para bellum

>>Почему американцы закупаи у нас "оружейный" уран, а не, скажем, плутоний, который как раз в оружии чаще используется?
>Первый раз слышу про такие закупки. Источником не поделитесь? У американцев одинаково хорошо помтавлено как обогащение урана, так и наработка плутония. Который они спят и видят нам впарить опять же в рамках программы утилизации.
это вот сюда относится

== Решил жить счастливо. Удалось. == :)
От Роман Храпачевский
К alex63 (10.03.2006 12:09:17)
Дата 10.03.2006 13:00:30

Re: Ядерщикам вопросы....

>>Почему американцы закупаи у нас "оружейный" уран, а не, скажем, плутоний, который как раз в оружии чаще используется?
>Первый раз слышу про такие закупки. Источником не поделитесь? У американцев одинаково хорошо помтавлено как обогащение урана, так и наработка плутония. Который они спят и видят нам впарить опять же в рамках программы утилизации.

Это очевидно про сделку ВОУ-НОУ. Вполне широковещательно освещалась она, странно что вы не в курсе.

http://rutenica.narod.ru/
От Паршев
К alex63 (10.03.2006 12:09:17)
Дата 10.03.2006 12:48:30

Вообще странно, что даже на ВИФе не все об этом слышали

Хотя обсуждают много где.

http://forum.sukhoi.ru/showthread.php?p=550276

Опровержений (500 тонн оружейного урана) что-то не слышно.
От Роман Храпачевский
К Паршев (10.03.2006 12:48:30)
Дата 10.03.2006 13:12:19

Ничего странно - "новости" этой 100 лет в обед

>Опровержений (500 тонн оружейного урана) что-то не слышно.

Сто раз обсуждалось, но не на ламерском уровне как в большинстве конф. Кратко - в России нет сейчас собственного природного урана (главные месторождения Союза остались вне России), поэтому получение американско-канадского природного урана вещь полезная - свой "оружейный" уран продать нельзя в принципе, кроме как "разбавив", а на разбавление нет своего природного урана. Так что сделка в принципе выгодная, но ессно кое-что с нее поимели не в пользу государства тершиеся вокруг чиновники.

http://rutenica.narod.ru/
От radus
К alex63 (10.03.2006 12:09:17)
Дата 10.03.2006 12:34:30

о закупках

скорее всего, речь идет о малоафишируемой американской программе выкупа оружейного урана с целью его неиспользования.