Перейти к содержимому

Фотография

Атомная электростанцияХотят построить в Актау! Актауцы ау!

- - - - -

  • Авторизуйтесь для ответа в теме
Сообщений в теме: 755

Опрос: АЭС (352 пользователей проголосовало)

Нужна ли нам?

Вы не можете видеть результаты проса пока не проголосуете.

Если вдруг повторится трагедия чернобыля, поедите ликвидировать?

Вы не можете видеть результаты проса пока не проголосуете.

Будете ликвидатором если много заплатят?

Вы не можете видеть результаты проса пока не проголосуете.
Голосовать Неизвестные прохожие не могут участвовать в голосовании

#701
Vadziku

Vadziku

    Один, просто Один

  • В доску свой
  • 17 674 сообщений


По сабжу: Считаю, что АЭС нам нужна
ИМХО: Директором АЭС надо Вадзику поставить, он грамотный спец :rolleyes:

Ага, такие "грамотные" спецы как Вадзику уже устроили однажды Чернобольскую катастрофу. У Вадзику очень низкий уровень интеллекта, он может сам в этом убедиться скачав программу теста IQ, соответственно он и не в состоянии обработать большую часть оперативной информации, а это прямой путь к катастрофе. То есть Вадзику можно смело заслать куда нибудь во вражеский тыл, что бы он там с умным видом устроил какую нибудь техногенную катастрофу. :lol:

Вообще-то 149 :-/
Мало?
В студенческие годы 181 было, но с возрастом укатали сивку крутые горки :-)
  • 0

#702
Ксенофоб Ксенофобович

Ксенофоб Ксенофобович

    Читатель

  • Постоялец
  • 452 сообщений

потребляют на глазах тающий Уран235 и максимум через 10-15 лет они колом встанут из-за отсутствия топлива

Запасов урана России хватит на 50 лет

из Вики:
В Казахстане сосредоточена примерно пятая часть мировых запасов урана (21% и 2 место в мире). Общие ресурсы урана порядка 1,5 млн. тонн, из них около 1,1 млн. тонн можно добывать методом подземного выщелачивания.

В 2009 году Казахстан вышел на первое место в мире по добыче урана (добыто 13 500 тонн)
на 80-100 лет хватит. Правда мы сами то не потребляем.

Если это 13500 тонн урановой руды, а в урановой руде этого урана всего то максимум 1 % то есть всего 135 тонн чистого природного урана можно получить из всей добытой в Казахстане урановой руды, а если его еще и обогатить для использования в качестве ядерного топлива хотя бы до 2.8 % содержания урана 235 то получиться всего 34 тонны ядерного топлива, а в одном ядерном реакторе, его загружается 180 тонн, так что для того что бы, хотя бы один ядерный реактор загрузить ядерным топливом из Казахстана всему Казахстану придется пахать шесть лет.

Сообщение отредактировал Ксенофоб Ксенофобович: 29.04.2010, 14:51:03

  • 0

#703
Ксенофоб Ксенофобович

Ксенофоб Ксенофобович

    Читатель

  • Постоялец
  • 452 сообщений



По сабжу: Считаю, что АЭС нам нужна
ИМХО: Директором АЭС надо Вадзику поставить, он грамотный спец :rolleyes:

Ага, такие "грамотные" спецы как Вадзику уже устроили однажды Чернобольскую катастрофу. У Вадзику очень низкий уровень интеллекта, он может сам в этом убедиться скачав программу теста IQ, соответственно он и не в состоянии обработать большую часть оперативной информации, а это прямой путь к катастрофе. То есть Вадзику можно смело заслать куда нибудь во вражеский тыл, что бы он там с умным видом устроил какую нибудь техногенную катастрофу. :lol:

Вообще-то 149 :-/
Мало?
В студенческие годы 181 было, но с возрастом укатали сивку крутые горки :-)

Вранье, с такой пустой головой и с такими идеально прямыми извилинами у вас должно быть максимум 80 IQ. Да и потом интеллект с возрастом не меняется, потому что IQ это не знания и не опыт, это всего лишь умение эти знания и опыт обрабатывать. Поэтому от возраста интеллект вообще практически не зависит, уровень IQ растет максимум до 13 -15 лет, а дальше он остается неизменным на протяжении всей жизни и начинает падать только лишь в следствии старческого маразма.
  • 0

#704
Vadziku

Vadziku

    Один, просто Один

  • В доску свой
  • 17 674 сообщений

Вранье, с такой пустой головой и с такими идеально прямыми извилинами у вас должно быть максимум 80 IQ.

Ну пусть 80. Но арифметика мне вполне доступна.
Как было наглядно показано выше у вас с этим проблемы.
Возникает закономерный вопрос - а какой IQ тогда у вас? :rolleyes:
  • 0

#705
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

А Актау собираются строить карликовую атомную станцию, работающую на Уране 235, состоящую всего из двух маленьких реакторов водоводяных реакторов на 400 меговатт каждый

Все мировое сообщество работает над созданием безопасных реакторов на быстрых нейтронах, даже небольшой мощности. Уже давно пора отойти от строительства ВВР, тем более малой мощности. Это совсем не рентабельно.
Но это по нашему, когда в какие-то 80-90-е Курчатовский институт (Россия) разработал проект реактора малой мощности, но не раелизованный в реальности, потому что мудрые тех времен завернули на корню из-за не эффективности. И теперь несложными путями откатов через министерства можно было бы провести подобный проект (в случае реального строительства АЭС).
Как я уже говорил, строительство АЭС в Казахстане, это не просто политический вопрос, это дело имиджа, как, например, Казсат.
Хотя диалог здесь совсем в другой стороне, типа домохяйки vs. умники :rolleyes: ...
  • 0

#706
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

Разработчики АЭС похоже все же поумнее Vadziku, потому что несмотря на дефицит ядерного топлива, и все преимущества использования природного урана 238, всё равно не строят реакторов на быстрых нейтронах. Потому что в отличии Vadziku немного головой все же думать привыкли. Россияне стоят реакторы на быстрых нейтронах только потому, что у них есть куда девать оружейный плутоний, потому что им нужно свои "Тополя-М" и "Булавы" чем то начинять.

Строят, еще как строят, в смысле проектирывают и разрабатывают. Причем для быстрых реакторов как раз таки разрабатываются системы защиты куда сложнее и куда эффективнее чем на реакторах старого покаления, что называется "от дурака", т.е. и от холатной эксплуатации, и даже в случае халатности конструктивными способами
Оружейный плутоний 239 Pu ...
из википедии «Оружейным» его называют, чтобы отличить от «реакторного». Плутоний образуется в любом ядерном реакторе, работающем на природном или низкообогащённом уране, содержащем в основном изотоп 238U, при захвате им избыточных нейтронов. Но обычно в нём содержится большее количество изотопов 240Pu, 241Pu и 242Pu, образующихся при последовательных захватах нескольких нейтронов — так как глубина выгорания обычно определяется экономическими факторами. Чем меньше глубина выгорания, тем меньше изотопов тяжелее 239 будет содержать плутоний, выделенный из облучённого ядерного топлива, но тем меньшее количество плутония в топливе образуется.

Специальное производство плутония для оружия, содержащего почти исключительно изотоп 239, требуется, в основном, потому, что изотопы с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон, затрудняющий конструирование эффективных ядерных боеприпасов, кроме того, изотопы 240 и 241 имеют существенно меньший период полураспада, чем 239, из-за чего плутониевые детали нагреваются, и в конструкцию ядерного боеприпаса приходится дополнительно вводить элементы теплоотвода. Даже чистый изотоп-239 горячее человеческого тела. Дополнительно, продукты распада тяжёлых изотопов портят кристаллическую решётку металла, что может привести к изменению формы деталей из плутония, что чревато отказом ядерного взрывного устройства.
...
Правительство США только бы бабки платило если бы у нас в каком-либо виде появлялся плутоний, нашему правительству было бы только наруку, я хочу сказать - мы "намусорим", нам еще и деньги заплатят, что бы вывезти "мусор"
  • 0

#707
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

А насчет преимуществ использования природного урана 238 - вам наверное невдомек, что уран-238 там служит только для наработки нового топлива, но отнюдь не как само топливо - "горит" этот реактор все за счет того же 235 урана :rolleyes:

Ничего подобного, реакторы на быстрых нейтронах тем и отличаются от многочисленных тепловых, что У238 делится на быстрых нейтронах, в то время, как У235 - на тепловых. Конструкция активной зоны того и другого реактора проектируются так, чтобы спектр вторичных нейтронов был смещен в сторону быстрых и можно было бы использовать У238 (использование отражателей, поглотителей тепловых нейтронов), либо в сторону тепловых, чтобы использовать У235 (использование замедлителей, поглотителей быстых нейтронов).
  • 0

#708
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

Ага, такие "грамотные" спецы как Вадзику уже устроили однажды Чернобольскую катастрофу. У Вадзику очень низкий уровень интеллекта, он может сам в этом убедиться скачав программу теста IQ, соответственно он и не в состоянии обработать большую часть оперативной информации, а это прямой путь к катастрофе. То есть Вадзику можно смело заслать куда нибудь во вражеский тыл, что бы он там с умным видом устроил какую нибудь техногенную катастрофу. :rolleyes:

У вас уже кончились доводы и вы перешли на личности? Почитайте например это. Трудно?
Вот! Атомная энергетика для школьников от РосАтома - вполне интересный и понятный ресурс
  • 0

#709
Vadziku

Vadziku

    Один, просто Один

  • В доску свой
  • 17 674 сообщений

А насчет преимуществ использования природного урана 238 - вам наверное невдомек, что уран-238 там служит только для наработки нового топлива, но отнюдь не как само топливо - "горит" этот реактор все за счет того же 235 урана :rolleyes:

Ничего подобного, реакторы на быстрых нейтронах тем и отличаются от многочисленных тепловых, что У238 делится на быстрых нейтронах, в то время, как У235 - на тепловых. Конструкция активной зоны того и другого реактора проектируются так, чтобы спектр вторичных нейтронов был смещен в сторону быстрых и можно было бы использовать У238 (использование отражателей, поглотителей тепловых нейтронов), либо в сторону тепловых, чтобы использовать У235 (использование замедлителей, поглотителей быстых нейтронов).

Красиво написали. Наукообразненько.
А это ничего, что сечение деления у урана 235 больше сечения деления 238 практически на всем спектре?
Изображение
То есть как бы зачем для него сдвигать спектр, если он и так выше 238?
Это раз.
А вот и два:
"Таким образом, на быстрых нейтронах цепная реакция в естественной смеси (235U + 238U) идти не может. Экспериментально установлено, что для чистого металлического урана коэффициент размножения достигает значения единицы при обогащении 5.56%. Практически оказывается, что реакцию на быстрых нейтронах можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не меньше 15% изотопа 235U."
http://nuclphys.sinp...tors/index.html

Кстати, если вы посмотрите конструкцию ТВЭЛов для реакторов на быстрых нейтронах, то вышеприведенная цитата там получит физический смысл. То есть там есть активные вставки из обогащенного 235 ураном и концевики из слабообогащенного урана. А для зон выработки топлива в ТВЭЛах процентное соотношение смещено в сторону 238.

Сообщение отредактировал Vadziku: 29.04.2010, 17:01:42

  • 0

#710
Vadziku

Vadziku

    Один, просто Один

  • В доску свой
  • 17 674 сообщений
Кстати можно и без этих источников: даже в школе преподают, что цепная реакция в 238 уране НЕВОЗМОЖНА,
Иначе бомбы бы клепали из 238 урана, потому как в них идет реакция именно на быстрых нейтронах.

Между тем именно технологии эффективного обогащения урана 235 изотопом как раз и составляли долгое время порог для нераспространения ядерного оружия.
Потому как химические методы выделения урана из сопутствующей породы секретом не являются ни разу.

Сообщение отредактировал Vadziku: 29.04.2010, 17:12:53

  • 0

#711
marenmiroy

marenmiroy

    standalone

  • В доску свой
  • 2 817 сообщений
Прогресс не остановить! Лично я - за!
  • 0

#712
Thinker

Thinker
  • В доску свой
  • 1 071 сообщений

Кстати можно и без этих источников: даже в школе преподают, что цепная реакция в 238 уране НЕВОЗМОЖНА,
Иначе бомбы бы клепали из 238 урана, потому как в них идет реакция именно на быстрых нейтронах.

Между тем именно технологии эффективного обогащения урана 235 изотопом как раз и составляли долгое время порог для нераспространения ядерного оружия.
Потому как химические методы выделения урана из сопутствующей породы секретом не являются ни разу.


Vadziku, у тебя есть спектры сечения делений для других элементов?
Не весь мир же клином на уране сошелся.
  • 0

#713
Ксенофоб Ксенофобович

Ксенофоб Ксенофобович

    Читатель

  • Постоялец
  • 452 сообщений
Вот еще немного полезной информации дурачкам, свято верящим в перспективы атомной энергетики в виде реакторов размножителей, бридеров или реакторов работающих на тории. Ни хрена там нет, нет там никакой перспективы. Поэтому в Европе вовсю строят ветроэлектростанции и стелют крыши солнечными батареями потому что все прикрасно понимают что завтра все АЭС в Европе встанут колом. Потому что нет никакой реально перспективы у ядерной энергетики, впереди только лишь страшный дефицит ядерного топлива Уран-235 и глобальная проблема куда девать миллионы тонн радиоактивных отходов которые складируется сейчас на территории АЭС все АЭС фактически превращены в ядерные хранилища в центре Европы.

http://www.proatom.r...w...le&sid=2020
....
4. Доля делящегося материала, обеспечивающего критичность, в БР значительно выше, чем в тепловом реакторе, поскольку сечения деления много меньше в рабочей области спектра БР. Типичные значения доли плутония для БР до ~30%, из них после первой выгрузки ~ 75% составляют делящиеся изотопы 239Pu и 241Pu. Следовательно, доля делящегося материала в топливе достигает ~25%. Остальную часть плутония составляют изотопы 240Pu. В связи с тем, что 240Pu практически не делится нейтронами БР, его доля в последующих перегрузках будет постоянно возрастать, что приведёт к снижению доли воспроизводящего изотопа 238U и, следовательно, к уменьшению и так малого коэффициента воспроизводства в активной зоне реактора. Альтернативой этому является «удаление» 240Pu. Но для этого на каждом БР придётся иметь, кроме радиохимического производства по выделению плутония, завод типа Ангарского комбината для разделения изотопов, к тому же отличающихся всего лишь на 1 а.м. (239Pu и 240Pu). Создание единых центров по выделению плутония и разделению его изотопов совершенно бессмысленно, поскольку при этом потребуются масштабные перевозки радиационно опасных материалов на большие расстояния. При этом потери и время получения выделяемых продуктов и, следовательно, время удвоения в процессе воспроизводства плутония резко возрастёт.


  • 0

#714
Ксенофоб Ксенофобович

Ксенофоб Ксенофобович

    Читатель

  • Постоялец
  • 452 сообщений

5. Коэффициент воспроизводства в проектах реакторов-размножителей принимается равным Кв = 1.3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг 239Pu или U235 в 239Pu превращается 1.3 кг. 238U. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора), выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны реактора-размножителя нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор238U – периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону реактора-размножителя загружено 100 кг 239Pu а в периферийную зону загружен 238U. После окончания компании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного 239Pu, а в периферийной зоне наработается 20×1.3 = 26 кг нового Pu (в том числе и 240Pu). После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищаются от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг (с учётом 240Pu) пойдут на восполнение выгоревшего 239Pu в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый реактор-размножитель. Итак, за компанию (без учета потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового реактора-размножителя такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше при учёте 240Pu. В обычной практике обычно используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоение является так называемое системное время удвоение, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора Оно будет равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго реактора-размножителя при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния 240Pu) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового 239Pu каждые 50 лет происходит удвоение мощности реакторов-размножителей. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000000 кВт, то суммарная мощность реакторов-размножителей 2 000000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000000 кВт – в 2110 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна – в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на реакторах-размножителях не получится.

6. Не состоятельным является также утверждение, что возможна работа при коэффициенте воспроизводства равном единице. Коэффициент воспроизводства активной зоны существенно меньше единицы. Больше единицы он получается в сумме за счет делящихся нуклидов, образующихся в зонах воспроизводства. Любая перегрузка, выгрузка, т.е. работа с делящимся нуклидом, входящая по тем или иным причинам в технологический регламент работы реактора, связана с потерями плутония, так что коэффициент воспроизводства должен быть заметно больше единицы, чтобы восполнить потери. Поэтому формулировки в виде «один раз загрузим, и пусть работает хоть сто лет», несостоятельны. Придется заниматься операциями загрузки и выгрузки топлива уже хотя бы потому, что срок службы чехлов твэлов и оболочек в проектах промышленных БН на сегодняшний день в лучшем случае ожидается на уровне трех лет.

7. Что же касается реакторов-размножителей на тепловых нейтронах с использованием уран-ториевого цикла (232Th – 233U), для которых также предлагается работа при значении коэффициента воспроизводства, равного 1, то здесь положение ещё хуже. Теоретический коэффициент размножения составляет всего 1,06 (по сравнению с 1,28 для уран-плутониевого топлива). Кроме потери нейтронов из-за утечки и паразитного поглощения в том числе в результате замедления и диффузии, возможность размножения на тепловых нейтронах ограничивается ещё одним фактором. Превращение топливного сырья в делящееся вещество после захвата нейтрона не является мгновенным процессом, и промежуточные продукты остаются в реакторе продолжительное время, в течение которого они могут поглощать нейтроны, образуя неделящееся продукты. В уран-ториевом цикле большое сечение радиационного захвата 233Th и длительный период полураспада 233Pa.


  • 0

#715
Ксенофоб Ксенофобович

Ксенофоб Ксенофобович

    Читатель

  • Постоялец
  • 452 сообщений

Таким образом, становится понятно, почему же мир до сих пор не перешел на этот чудесный источник энергии, на который делает ставку наша ядерная доктрина. В развитых странах с самого начала все проекты реакторов-размножителей делались с плутониевым топливом (UO2-PuO2). Причины того, что сегодня все эти реакторы закрыты, скорее всего, близки к перечисленным выше.

Самым удивительным является то, что все реакторы-размножители, построенные у нас в стране работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600 (Белоярская АЭС, Россия). Облик реакторов-размножителей, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора - топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР -были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 - это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по 239Pu и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме реакторов-размножителей, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но, по факту, на выходе - ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли.

Сегодня с уверенностью можно утверждать, что промышленного освоения БР, как во всём мире, так и у нас в стране, не будет. И совсем не по причине уникальности, дороговизне и многочисленных трудностей, возникающих в процессе создания и эксплуатации.


  • 0

#716
One

One
  • В доску свой
  • 11 112 сообщений

Если это 13500 тонн урановой руды, а в урановой руде этого урана всего то максимум 1 % то есть всего 135 тонн чистого природного урана можно получить из всей добытой в Казахстане урановой руды, а если его еще и обогатить для использования в качестве ядерного топлива хотя бы до 2.8 % содержания урана 235 то получиться всего 34 тонны ядерного топлива, а в одном ядерном реакторе, его загружается 180 тонн, так что для того что бы, хотя бы один ядерный реактор загрузить ядерным топливом из Казахстана всему Казахстану придется пахать шесть лет.

Это самое, читать умеем, а понимать прочитанное?
Если пишется что вышел на первое место в мире, то логично было бы предположить что все остальные добывают меньше. А если добывают меньше, то производить больше не смогут. но ведь хватает же. Если страна первая в мире по добыче, по вашему мнению добывает топлива что и одному реактору не хватит, то уже должны были бы остановиться все реакторы в мире.

А вообще, моё мнение по атомным электростанциям - это тупик, временное решение лет на 50 максимум.
А вот ветер и солнце будут и через 1000 лет.
Пусть мы этот потенциал сейчас не используем, но это не означает, что когда мы за него возьмёмся, то его будет нехватать.
Пора бы уже взяться за экологически чистые, возобновляемые источники энергии.
АЭС - это тупик, 50 лет энергию даёт, а потом тысячи лет храни отходы.
  • 0

#717
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

...реакторы на быстрых нейтронах тем и отличаются от многочисленных тепловых, что У238 делится на быстрых нейтронах, в то время, как У235 - на тепловыx....

Красиво написали. Наукообразненько.

А что такого :D ? Все правильно написал, вы же сами показали, что У238 делится на быстрых нейтронах в быстром реакторе с энергией не меньше 1МэВ, сам максимум спектра нейтронов деления приходится на 2-2,5 МэВ, т.е. теоретически цепная реакция на У238 возможна, однако в реалиях конструктивные особенности реактора этого не позволяют. ... Это я к тому, что я до этого хотел только сказать, что на самом то деле У238 участвует в процессе деления, и в тепловом, и в быстром реакторах, только с разным вкладом. А

... уран-238 там служит ... отнюдь не как само топливо - "горит" этот реактор все за счет того же 235 урана :laugh:

разве термин топливо не относится к веществу, способному выделенять энергию? Я считаю У238 также может попасть под это определение, пусть даже как "соучастник".

То есть как бы зачем для него сдвигать спектр, если он и так выше 238?

Правильно, просто не забываем, что 238 в ест.смеси в 140 раз больше 235-го. Но это так, ответ именно на вопрос "зачем".

и два:
...

На самом деле все эти доводы основаны на теории реакторов, изложенной и изученной до 60-х годов, и все остальное время только дополнялавшимия опытными и экспериментальныи образцами, построенными как раз таки на теории. Однако сама наука каким-то образом развивается, появляются новые технологии, как хотя бы новые материалы, используемые в атомной индустрии, и все это в некоторой степени влияет на развитие атомной техники. Поэтому тема быстрых реакторов имеет значительную перспективу в атомной отрасли.
  • 0

#718
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

Вот еще немного полезной информации дурачкам, свято верящим в перспективы атомной энергетики в виде реакторов размножителей, бридеров или реакторов работающих на тории. Ни хрена там нет, нет там никакой перспективы.

http://www.proatom.r...w...le&sid=2020....

1. Чет я не заметил тут дурачков, молящихся на атомную энергетику. Есть реалисты, руководствующиеся своими знаниями, либо компетентными источниками; есть скептики, они может и не отрицают, но просто не знают/не уверены. А есть домохозяйки ... руководствуются желтой журналистикой.
2. А это всего навсего PRход от PRoAtoma. Это одна из множества подобных статей на тему надо/не надо, будет/не будт, развивать/не развивать от более/менее компетентных лиц. Так что можно найти кучу других статей, но излагающих положительные моменты создания быстрых реакторов. Это уже на ваше личное усмотрение верить/не верить. Не уходите далеко, почитайте коменты к статье. Там есть подобные Вам, а есть кто не разделяет Вашего мнения :D
  • 0

#719
KZh

KZh
  • Завсегдатай
  • 119 сообщений

Vadziku, у тебя есть спектры сечения делений для других элементов? Не весь мир же клином на уране сошелся.

Извиняюсь, что вклииваюсь, но поиском на гугле пользоваться не пробовали по ключевому "сечение деления", в картинках :D
Хотя если Вас очень волнует, то можно воспользоваться более солидным ресурсом - Центр ядерных данных МАГАТЭ. Не в широкообщественном формате конечно, но для тех, кто знает чего ищет. Там же, углубившись, можно и спектры сечений различных реакции, и вывести это на экран
  • 0

#720
Vadziku

Vadziku

    Один, просто Один

  • В доску свой
  • 17 674 сообщений

что У238 делится на быстрых нейтронах в быстром реакторе с энергией не меньше 1МэВ, сам максимум спектра нейтронов деления приходится на 2-2,5 МэВ, т.е. теоретически цепная реакция на У238 возможна,

Объясните как из первой части об энергиях нейтронов соответствующих максимуму вероятности реакций деления для 238 следует возможность цепной реакции этого самого 238.
Краткий ликбез: сечение захвата быстрых нейтронов с энергиями 1 Мэв у урана 238 приблизительно в 4 раза превышает сечение деления, это означает что только один из 5 нейтронов вызывает реакцию деления.
Средний выход нейтронов от реакции деления 238 - 2.5 нейтрона.
Вопрос о ТЕОРЕТИЧЕСКИ ВОЗМОЖНОЙ цепной реакции в 238 закрыт?

однако в реалиях конструктивные особенности реактора этого не позволяют. ... Это я к тому, что я до этого хотел только сказать, что на самом то деле У238 участвует в процессе деления, и в тепловом, и в быстром реакторах, только с разным вкладом. А

... уран-238 там служит ... отнюдь не как само топливо - "горит" этот реактор все за счет того же 235 урана :)

разве термин топливо не относится к веществу, способному выделенять энергию? Я считаю У238 также может попасть под это определение, пусть даже как "соучастник".

Под топливом обычно понимают вещество, которое в результате какой-то реакции дает энергии больше, чем было затрачено на ее инициацию. 235 уран - топливо. 238 - нет.
Иначе можно считать топливом и обычную воду, она при пиролизе тоже разлагается на кислород и водород, которые при реакции выделяют энергию. Только вот на пиролиз тратится больше, чем выделяется при реакции водорода и кислорода таким образом полученных.

То есть как бы зачем для него сдвигать спектр, если он и так выше 238?

Правильно, просто не забываем, что 238 в ест.смеси в 140 раз больше 235-го. Но это так, ответ именно на вопрос "зачем".

С каких пор реакторы грузят ест. смесями?

и два:
...

На самом деле все эти доводы основаны на теории реакторов, изложенной и изученной до 60-х годов, и все остальное время только дополнялавшимия опытными и экспериментальныи образцами, построенными как раз таки на теории. Однако сама наука каким-то образом развивается, появляются новые технологии, как хотя бы новые материалы, используемые в атомной индустрии, и все это в некоторой степени влияет на развитие атомной техники. Поэтому тема быстрых реакторов имеет значительную перспективу в атомной отрасли.

Общие слова о величии науки и ее неотступном развитии никак не отменяют простого физического факта, что цепная реакция в 238 не идет, что было в моем так выборочно процитированном посте :-)

И все-таки извините, но у вас наукообразненько :D
Я кстати особо и не отрицаю перспективность РБН, но там еще пахать и пахать, примерно как в проблеме термоядерного реактора. Ну поменьше конечно, но тоже хватит.

Кстати по поводу портянок приведенных Ксенофобом - он благоразумненько опустил комментарии к статье.
А там с недоумением спрашивают почему авторы "забыли" о том, что четные изотопы плутония очень хорошо делятся в быстром нейтронном спектре, а все ужасы накопления Pu240 относятся к тепловому спектру, где как раз 238 не применяется по причине инертности к тепловым нейтронам.
  • 0




Количество пользователей, читающих эту тему: 0

пользователей: 0, неизвестных прохожих: 0, скрытых пользователей: 0

X

Размещение рекламы на сайте     Предложения о сотрудничестве     Служба поддержки пользователей

© 2011-2016 vse.kz. При любом использовании материалов Форума ссылка на vse.kz обязательна.