Тред №926740

Цитата: olegsh от 06.04.2015 18:44:58Уважаемые форумчане, помогите, пожалуйста - мучает меня один вопрос. Почему в реакторах на быстрых нейтронах можно сжигать 238-й уран, а в медленных - нельзя? Почему в быстрых можно сжигать минорные актиниды, а в медленных - нет? Зачем проектируют реакторы на тяжелой воде? Смутно чую, что это как-то связано с потоком нейтронов. Хотелось бы почитать какую-нибудь понятную статью на эту тему.

Вот, например, читаю про БРЕСТ: http://www.atomic-en…logy/36000

Вопрос: что значит "избыток", избыток по сравнению с чем? Почему такой же "избыток" нельзя создать в ВВЭР?

Цитата: olegsh от 06.04.2015 18:44:58

 

Более менее доступно можно почитать у Бекмана - ФИЗИКА АТОМНОГО РЕАКТОРА там есть много материала и по другим вопросам.

Если вкратце, на пальцах. U-238 и минор-актиниды это пороговые изотопы, т.е. делятся нейтронами выше пороговой энергии, для U-238 это больше 1 МэВ. Соответственно в быстрых реакторах доля нейтронов выше порогового значительно выше, причём у БРЕСТа доля выше, чем у БН за счёт более тяжёлого теплоносителя.

В тепловых реакторах, тем не менее U-238 то же "сжигается", но не посредственно, а через конверсию U-238 в Pu-239 и его последующего деления тепловыми нейтронами. Однако в быстрых реакторах этот процесс более эффективен, т.к. число нейтронов, образовавшихся при делении ядра увеличивается с энергией. Ну тут уже про КВ разговор.

 Однако нельзя забывать, что хоть у теплового, хоть у быстрого реактора должна быть "достаточная концентрация" делящего изотопа U-235 или  Pu-239, иначе никакой цепной ядерной реакции не пойдёт. А то частенько пишут, что реактор может работать на чистом U-238 или  Th-232. Это глупости.

Ну и т.д. и т.п. в общем, читайте Бекмана.

• +0.17 / 6

Цитата: ДядяВася от 06.04.2015 20:31:13Более менее доступно можно почитать у Бекмана - ФИЗИКА АТОМНОГО РЕАКТОРА там есть много материала и по другим вопросам.

Цитата: ДядяВася от 06.04.2015 20:31:13

 

Спасибо, действительно, очень доступно и интересно. Жаль, только, не разобраны отличия между тепловым и быстрым реактором.

• +0.00 / 0

Цитата: olegsh от 07.04.2015 11:25:08Спасибо, действительно, очень доступно и интересно. Жаль, только, не разобраны отличия
между тепловым и быстрым реактором.

Цитата: olegsh от 07.04.2015 11:25:08

 

Здесь надо читать весь курс лекций И.Н. Бекмана "Ядерная индустрия".
Дядя Вася дал для примера 11 лекцию, ответ на Ваш вопрос содержится
в 12 лекции. Всего 35 лекций на 867 листах. В сети лекции есть. 

• +0.06 / 2

Цитата: ДядяВася от 06.04.2015 20:31:13...
В тепловых реакторах, тем не менее U-238 то же "сжигается", но не посредственно, а через конверсию U-238 в Pu-239 и его последующего деления тепловыми нейтронами. Однако в быстрых реакторах этот процесс более эффективен, т.к. число нейтронов, образовавшихся при делении ядра увеличивается с энергией. Ну тут уже про КВ разговор.
....
Ну и т.д. и т.п. в общем, читайте Бекмана.

Цитата: ДядяВася от 06.04.2015 20:31:13

 

Спасибо, Бекмана почитал, познавательно.
Возник вопрос - возможно ли, в рамках существующих конструкций ВВЭР, получить КВ > 1, и замкнуть топливный цикл через тепловые ректоры?
Например, сменой замедлителя с легкой воды на тяжёлую?

На тот случай, если с замыканием цикла через быстрые реакторы не выгорит.

• +0.08 / 2

Цитата: Stak от 14.04.2015 06:20:51Спасибо, Бекмана почитал, познавательно.
Возник вопрос - возможно ли, в рамках существующих конструкций ВВЭР, получить КВ > 1, и замкнуть топливный цикл через тепловые ректоры?
Например, сменой замедлителя с легкой воды на тяжёлую?

На тот случай, если с замыканием цикла через быстрые реакторы не выгорит.

Цитата: Stak от 14.04.2015 06:20:51

 

В существующих ВВЭР КВ порядка 0,5 - 0,6. Больше 1 получить ни как не получится. Существуют проекты "улучшенных" ВВЭР - Виктор Мохов: перспективные проекты РУ ВВЭР , РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА ВВЭР ДЛЯ РАБОТЫ В ЗАМКНУТОМ ЯДЕРНОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ , но это уже совсем другие реакторы и пока только на бумаге.

Кроме того, в существующих ВВЭР плутоний паршивого качества, т.е. содержание Pu239 (55 - 60)%, в БН - около 70% (вмете с БЗВ). Также следует учитывать, то, что при рецикле плутония в ВВЭР его изотопный состав ухудшается, увеличивается содержание нечётных, пороговых изотопов. Поэтому, например во Франции, где активно используется МОХ-топливо в PWR, топливо только один раз рециклируется и далее никак.

Если просто залить в обычный ВВЭР тяжёлую воду, то реактор просто не "заведётся", т.к. тяжёлая вода "плохой" замедлитель, т.е. длина замедления у неё на порядок больше чем у обычной. Нужно в корне переделывать реактор, разносить твэлы в сборке, отсюда увеличивать размер корпуса реактора. В общем одна морока. Про КАНДУ сейчас не будем, да и КВ он тоже не блещет.

• +0.17 / 5

Цитата: ДядяВася от 14.04.2015 19:47:05
В существующих ВВЭР КВ порядка 0,5 - 0,6. Больше 1 получить ни как не получится. Существуют проекты "улучшенных" ВВЭР - Виктор Мохов: перспективные проекты РУ ВВЭР , РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА ВВЭР ДЛЯ РАБОТЫ В ЗАМКНУТОМ ЯДЕРНОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ , но это уже совсем другие реакторы и пока только на бумаге.

Кроме того, в существующих ВВЭР плутоний паршивого качества, т.е. содержание Pu239 (55 - 60)%, в БН - около 70% (вмете с БЗВ). Также следует учитывать, то, что при рецикле плутония в ВВЭР его изотопный состав ухудшается, увеличивается содержание нечётных, пороговых изотопов. Поэтому, например во Франции, где активно используется МОХ-топливо в PWR, топливо только один раз рециклируется и далее никак.


Если просто залить в обычный ВВЭР тяжёлую воду, то реактор просто не "заведётся", т.к. тяжёлая вода "плохой" замедлитель, т.е. длина замедления у неё на порядок больше чем у обычной. Нужно в корне переделывать реактор, разносить твэлы в сборке, отсюда увеличивать размер корпуса реактора. В общем одна морока. Про КАНДУ сейчас не будем, да и КВ он тоже не блещет.

Цитата: ДядяВася от 14.04.2015 19:47:05

 

Cпасибо. Т.е. натрий и свинец - наше всё...

• +0.00 / 0

Цитата: Stak от 14.04.2015 21:13:15Cпасибо. Т.е. натрий и свинец - наше всё...

Цитата: Stak от 14.04.2015 21:13:15

 

К тому-же, давление в первом контуре никакое.
Кстати, всё хотел спросить, как в металлических реакторах таскают ТВЭЛы на хранение? В водяных, понятно, затопили каналы и поволокли под слоем воды. И не фонит, и не перегревается. А тут?

• +0.04 / 1

Цитата: mse от 14.04.2015 21:26:43К тому-же, давление в первом контуре никакое.
Кстати, всё хотел спросить, как в металлических реакторах таскают ТВЭЛы на хранение? В водяных, понятно, затопили каналы и поволокли под слоем воды. И не фонит, и не перегревается. А тут?

Цитата: mse от 14.04.2015 21:26:43

 

Про перегрузку топлива можно посмотреть в статье: АВТОМАТИЗАЦИЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ .

Важно то, что выгоревшие ТВС сначала выдерживаются во внутриреакторном хранилище в натрии, где достаточно "остывают".
А вот сборки ВВЭР вроде выгружают "насухую".

• +0.15 / 5

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31Про перегрузку топлива можно посмотреть в статье: АВТОМАТИЗАЦИЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ .

Важно то, что выгоревшие ТВС сначала выдерживаются во внутриреакторном хранилище в натрии, где достаточно "остывают".
А вот сборки ВВЭР вроде выгружают "насухую".

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31

 

 На ВВЭР-1000 выгрузка из реактора "мокрая": ТВС из активной зоны реактора вытягивают манипулятором перезагрузочной машины  вверх, и она тащит ТВС  под слоем воды к шлюзу из зоны реактора  и до стеллажа в бассейне выдержки. Вода обеспечивает биологическую защиту от излучения ТВС.

• +0.16 / 6

Цитата: Dobryаk от 15.04.2015 13:47:46На ВВЭР-1000 выгрузка из реактора "мокрая": ТВС из активной зоны реактора вытягивают манипулятором перезагрузочной машины  вверх, и она тащит ТВС  под слоем воды к шлюзу из зоны реактора  и до стеллажа в бассейне выдержки. Вода обеспечивает биологическую защиту от излучения ТВС.

Цитата: Dobryаk от 15.04.2015 13:47:46

 

Вы правы, просто переклинило на картинку первоначальной загрузки ВВЭР на Ростове-3 (вроде).
А так, да СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ПЕРЕГРУЗОЧНЫМИ МАШИНАМИ АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР-1000  

• +0.13 / 4

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31Про перегрузку топлива можно посмотреть в статье: АВТОМАТИЗАЦИЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ .

Важно то, что выгоревшие ТВС сначала выдерживаются во внутриреакторном хранилище в натрии, где достаточно "остывают".

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31

 

Большое спасибо за ссылку.
Очевидно, самое слабое звено - отмывка от натрия. Похоже, что внутренности отмывочной машины будут засраны до уровня в эпицентре атомного взрыва... С постоянной генерацией нехилого количества высокоактивных ЖРО.

• +0.06 / 2

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 15.04.2015 14:58:30Большое спасибо за ссылку.
Очевидно, самое слабое звено - отмывка от натрия. Похоже, что внутренности отмывочной машины будут засраны до уровня в эпицентре атомного взрыва... С постоянной генерацией нехилого количества высокоактивных ЖРО.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 15.04.2015 14:58:30

 

У натрия 24 время полураспада 15 часов, так что излучает сильно, но не долго.

• +0.07 / 2

Цитата: _delirium_ от 15.04.2015 16:21:28У натрия 24 время полураспада 15 часов, так что излучает сильно, но не долго.

Цитата: _delirium_ от 15.04.2015 16:21:28

 

Я не об этом.
А о том, что когда ТВС под натрием или под водой - гамма-излучение от неё гасится.
Но при помывке - хоть что делай, но будет момент, когда натрия уже нет, а воды - ещё нет. И гамма от сборки как раз всё и того... Как аналог - поднять свежую сборку над бассейном выдержки.
Хотя - скорее всего неправ, так как не в курсах чем именно от натрия отмывают. Этот самый отмыватель вполне может так же роль биологической защиты выполнять.

• +0.04 / 1

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 16.04.2015 15:31:46Я не об этом.
А о том, что когда ТВС под натрием или под водой - гамма-излучение от неё гасится.
Но при помывке - хоть что делай, но будет момент, когда натрия уже нет, а воды - ещё нет. И гамма от сборки как раз всё и того... Как аналог - поднять свежую сборку над бассейном выдержки.
Хотя - скорее всего неправ, так как не в курсах чем именно от натрия отмывают. Этот самый отмыватель вполне может так же роль биологической защиты выполнять.

Цитата: Его Уменяевич Нетув от 16.04.2015 15:31:46

 

Вы не правы. Отработанные ТВС сначала хранятся во внутриреакторном хранилище (год или два) под слоем натрия, а потом, уже прилично "остыв", идут на отмывку и дальнейшую транспортировку во внереакторное хранилище, и везде соответственная биозащита.

• +0.21 / 7

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31Про перегрузку топлива можно посмотреть в статье: АВТОМАТИЗАЦИЯ ПЕРЕГРУЗКИ ТОПЛИВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ .

Важно то, что выгоревшие ТВС сначала выдерживаются во внутриреакторном хранилище в натрии, где достаточно "остывают".
А вот сборки ВВЭР вроде выгружают "насухую".

Цитата: ДядяВася от 15.04.2015 12:44:31

 

Маленькое дополнение. Сейчас на БН-800 в верхней части наклонной шахты стоит перчаточный бокс, в котором и доделывают ТВС.

• +0.09 / 3

Цитата: Stak от 14.04.2015 21:13:15Cпасибо. Т.е. натрий и свинец - наше всё...

Цитата: Stak от 14.04.2015 21:13:15

 

Не только. Весьма существенную прибавку в КВ даст плотное (нитридное) топливо, где мы "впереди планеты всей".

Правда пока идет промышленная отработка изготовления топлива и его реакторные испытания, но действительно идет, "в железе", а не рисование красивых картинок на компьютере.

• +0.10 / 4