proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[11/03/2021]     КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО


С. Федорченко ,
АО «Аккую Нуклеар»,
Турция


А. Васильчук,
«ВАО АЭС»,
Москва
За десять лет о Фукусиме написано многое. Но поскольку круг читателей ПроАтома весьма широк-от руководства отрасли до охранников и уборщиц-не лишне будет освежить память и рассмотреть реакторы Фукусимы хотя бы в общих чертах.

За десять лет о Фукусиме написано многое. Но поскольку круг читателей ПроАтома весьма широк-от руководства отрасли до охранников и уборщиц-не лишне будет освежить память и рассмотреть реакторы Фукусимы хотя бы в общих чертах.



Общая компоновка реакторной установки



Компоновка контайнмента Mark-1

BWR – уродец GE-Hitachi

Детище GE-Toshiba реакторы BWR обладают существенными принципиальными дефицитами безопасности, заложенными в проекте.



Это прежде всего малый объём контайнмента (около 5000 м3 против 50 000-70 000 м3 на PWR). Расположение РДЭС и АБ на минусовых отметках машзала, а также наличие системы «вентиляции» контайнмента. Фактически это значит, что при повышении давления в гермозоне оператор может сбросить радиоактивное содержание контайнмента в окружающую среду через вентрубу. Ни на каком другом проекте реакторов этого нет. Все эти особенности сыграли роковую роль в развитии аварии.

Проблемы с безопасностью были хорошо известны разработчикам BWR и рождение реактора сопровождалась скандалами. В 1976 группа ведущих специалистов GE во главе с главным конструктором контайнмента Dal Bridenlaugh в знак протеста против политики руководства фирмы, пренебрегающего безопасностью, уволилась и дала обширное интервью на одном из ведущих каналов США АВС – News. В этом интервью впервые прозвучали предупреждения о возможных последствиях аварий на этом типе реакторов. Эти честные ребята вошли в историю под именем «тройка GE». Они были консультантами известного голливудского фильма «Китайский синдром», который предсказал аварию на АЭС Три-Майл-Айленд. Рекомендуем посмотреть.

Изучая сообщения с Фукусимы, еврокоммисар по энергетике Гюнтер Эттингер. заявил 15 марта 2011” Мы говорим об апокалипсисе, и считаем, это слово как нельзя лучше подходит к этой ситуации”.




Печальный итог - состояние активных зон:



Армагеддон

Чтобы правильно посмотреть на трагедию 11 марта 2011 года и последующую деятельность на АЭС Фукусима Дай-ичи, необходимо понимать, что землетрясение, цунами и авария являются явлениями глобального значения, так или иначе затронувшими всю планету. В этой публикации мы хотели бы оценить события, которые произошли 10 лет назад, именно в этом ключе.

Воздействие цунами ощущались в 13 странах: Япония, Россия, Австралия, Новая Зеландия, Филиппины, Индонезия, США, Канада, Чили, Мексика, Перу, Эквадор. Примерно через 23 часа волны достигли Антарктиды.



400-километровый участок побережья Тохоку опустился на 0,6 м, Тектоническая Тихоокеанская плита на которой стоит Япония, сдвинулась на восток 40 м, площадь имеет размеры от 300 до 400 км в длину и 100 км в ширину.

По данным интернета проснулись 16 вулканов (если обратиться к академическим источникам, наверняка это число увеличится).

Следы выбросов ощущались во всём мире. Через неделю радиоактивное облако достигло США. Например, в г. Corvallis (штат Орегон) уровень гамма-фона увеличился на 4,8-8,2%, по β-на 112%.



23-24 марта облако достигло Франции. По сообщению газеты, France Soir активность I-131 в воздухе Парижа составляла 0,001 Бк/м³.

Оценка такого события, как Фукусимская катастрофа, привела к пересмотру самой философии безопасности.

Впервые подход к безопасности сформулировал профессор Массачусетского Технологического Института Расмуссен в 60-х годах прошлого века. Тогда же были заложены основы детерминистического и вероятностного анализа безопасности

Если событие маловероятно, то его можно исключить из рассмотрения.

Фукусима внесла поправки:

Если событие маловероятно, но имеет тяжёлые последствия, то оно должно быть учтено.

Это отразилось в планах реконструкции и повышения безопасности, в руководствах по проведению ВАБ, а также в интенсификации деятельности по разработке новых типов реакторов.

Авария на Фукусиме означает конец эры водо-водяных реакторов

Разработка новых типов реакторов, основанных на не водных технологиях, ведётся в рамках программы МАГАТЭ «Generation IV». В ней участвуют Аргентина, Канада, Франция, Япония, Южная Корея, Южная Африка, Великобритания, США, Швейцария, Китай, Россия, Австралия, Евроатом. В рамках этой программы ведутся работы по 6 технологиям:

  • Газоохлаждаемые быстрые реакторы;
  • Реакторы со свинцовым теплоносителем;
  • Реакторы на расплавленных солях;
  • Натриевые реакторы;
  • Высокотемпературные газовые реакторы;
  • Реакторы на сверхкритических параметрах.

Именно в кулуарах этого форума и родился тезис о конце эры водо-водяных ректоров, как итоге катастрофы на Фукусиме.

Опыт России по натриевым реакторам показывает, что уважаемые эксперты форума «Generation IV» погорячились. Уже очевидно, что экономически выгодным будет путь развития двухкомпонентной ядерной энергетики.

Авария на Фукусиме – конец Японского мифа

Это уже утверждение не из МАГАТЭ, а из блогосферы. Представление о Японии, как о передовой технологической стране, у нас сильно преувеличено. Если в области микроэлектроники её приоритет неоспорим, то в атомной энергетике уже давно системный кризис.  Об этом говорят аварии на АЭС Михама, инцидент Токай-Мура, скандал с подделкой документов на АЭС Кашивасаки – Карива, да и статистика отказов. Изучая уроки аварии на Фукусиме по итогам, например, одной из 6 комиссий по расследованию-правительственной, можно видеть, что они касаются фундаментальных сфер-проект, эксплуатация, реагирование на аварийные ситуации.



Да и самое значимое действие, предпринятое японцами-реформирование государственной системы управления отраслью-создание независимого регулирующего органа, говорит о том же.

По горячим следам атомное сообщество провело стресс-тесты АЭС на устойчивость к факторам японской аварии. Результаты определили направление повышения уровня безопасности. Но кое-что всё-таки ускользнуло от внимания экспертов.

Например, не был рассмотрен вопрос реагирования в случае аварий одновременно на нескольких АЭС в стране (в марте 2011, кроме Фукусимы Дайичи, стихия ударила ещё по трём станциям - Фукусима Дай-ини, Онагава, Токай).

Также не было оценено влияние на безопасность наличие общих для нескольких блоков систем (взрыв водорода на блоке 4 произошёл из-за связи вентсистем блоков 3 и 4).

Фукусима vs Чернобыль – нужен новый взгляд

В 2011 году, по горячим следам, были оценены выбросы для определения уровня по шкале INES.И Чернобыль и Фукусима получили 7 уровень.

По истечении 10 лет уже ясно, что выброс значительно превышает Чернобыльский. Объём тритий содержащих вод около 600 000т.






Примечания:

1. В выше представленном графике для приблизительной оценки радиационного выброса используется Иод-131. Другие изотопы (особенно цезий и плутоний) также значительны. Иод-131 используется для упрощения, как простое отдельное измерение величины радиационного выброса.

2. Оценки коллективной эффективной эквивалентной дозы взяты из соответствующих, официальных, «окончательных» отчетов (Kemeny, NRPB, МАГАТЭ)

3. Используя коэффициент риска МКРЗ 5Е-02/чел-Зв, были получены следующие предварительные расчеты смертности от рака вследствие аварий:АЭС Три Майл Айленд с.1Уиндскейл с.100Чернобыльская АЕС с.10000

4. В отчете за июнь 2011 года японское правительство оценило выбросы, переносимые воздушным путем, после аварии на АЭС Фукусима в 1,5Е+5 ТБк Иода-131. Оценка КЭЭД пока не представлены. Авария на АЭС Фукусима также привела к существенным выбросам, переносимым водным путем.

5. Если эмпирическое соотношение первых трех крупных аварий (прямая линия на диаграмме) также применить к аварии на АЭС Фукусима, то вероятно, что полученная оценка смертности от рака за длительный период составит порядка 1000.






Баки для хранения радиоактивной воды хранятся на территории АЭС. Проблема заражения грунтовых вод не решена до сих пор.

В ОВОС (Оценка Воздействия на Окружающую Среду) АЭС не оценивается воздействие на окружающую среду экстремальных воздействий в послеаварийный период. Например, 28 мая и 18 июля 2011 г. Через площадку Фукусимы прошли 2 тайфуна Songda и Ma-on.

Обильные дожди, принесённые тайфунами, смыли в море радиоактивные загрязнения. Фактически выполнили дезактивацию территории АЭС, существенно уменьшили гамма-фон и значительно облегчили аварийные работы

При этом нужно учесть, что от восточного побережья Японии идёт океанское течение Куросио до берегов Калифорнии и Аляски. Вся эта радиоактивность вместе с 2 млн тонн мусора, смытого цунами, дрейфовала в сторону Америки. «Бдительные» СМИ эту тему не освещали, до тех пор, пока береговая охрана США не обнаружила 05.04.2012 рыбацкую шхуну «Реу Ун Мару» (Рыбацкая удача). Она была унесена в море цунами (Люди не пострадали). Чтобы корабль-призрак не смущал экипажи проходящих мимо судов, он был уничтожен с вертолётов.



Вопрос оценки радиационного воздействия аварии требует дополнительного изучения

Что дальше?

«Дорожная карта» (план действий) была утверждена постановлением министра экономики, торговли и промышленности Юкии Едано и министра окружающей среды Госи Хосоно от 9 ноября 2011 года. Проект плана подготовили три организации – TEPCO (оператор аварийной АЭС), Агентство по природным ресурсам и энергетике (ANRE) и Агентство ядерной и промышленной безопасности (NISA). Предполагается следующее распределение полномочий между этими организациями: TEPCO будет осуществлять выполнение программы собственными предприятиями, основываясь на директиве «Обеспечение среднесрочной безопасности»», подготовленной NISA. В свою очередь, NISA будет проводить обзор и оценку отчетов TEPCO, базируясь на своих собственных оценочных стандартах, гарантируя таким образом безопасность и независимый надзор.

Об основных моментах реализации плана компания ТЕРСО заявляла также следующее:

«Поскольку мы столкнулись со многими проблемами развития, которые являются необычайно сложными даже в глобальной перспективе, мы будем работать рука об руку с нашими отечественными и зарубежными партнерами, и собирать опыт и знания со всего мира, чтобы двигаться вперед.

Что касается локальных работ, TEPCO будет в целом сохранять существующую структуру. В реализации проекта будет участвовать около 400 компаний-партнеров. В перспективе возможно создание специализированной организации для реализации работ дорожной карты. Улучшение условий труда и систематической подготовки персонала позволит обеспечить наилучшую эффективность.»

О содержании плана и ходе работ нужно рассказывать отдельно. Одно понятно, что не только Японские коллеги, но и все мы столкнулись с беспрецедентным вызовом нашей технической цивилизации. Чтобы достойно ответить на это вызов, нужно многое понять, исследовать и поменять.

На площадке, без лишнего героизма и пафоса, японцы делают своё дело. И надо отметить, многого добились и внесли свой вклад в науку.

Например, состояние активных зон (см. схему выше) было впервые исследовано с помощью мюонного сканирования.

Детекторы были размещены по осям реактора с севера и северо-восточной сторон.



В течение 4 дней велась регистрация мю-мезонов. После компьютерной обработки данных определено месторасположение ядерного топлива.



Фактически была сделана «флюорография» целого огромного здания!

Requiem aeternam dona eis…(Вечный покой даруй им…)

Будет не гуманно увлечься проблемами безопасности и забыть про людей. Выражаем соболезнования семьям погибших в этих ужасных событиях.   

Авторы, будучи сами эксплуатационниками с огромным опытом, выражают уважение своим японским коллегам, в тот день несших вахту, и всем участникам работ на Фукусиме.
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Безопасность и чрезвычайные ситуации
· Новость от proatom


Самая читаемая статья: Безопасность и чрезвычайные ситуации:
О предупреждении аварий на сложном объекте

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4
Ответов: 20


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 29 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 11/03/2021
жидобандеровцы какие-то


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
жидобандеровцы какие-то



=======


Почему?


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 11/03/2021
Благодарю авторов за интересную статью. Неплохо бы для читателей совсем кратко описать трудовой путь авторов до Аккую и РАСУ 


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 12/03/2021
Критика концепции BWR не во всём справедливая.Правда в том, что это очень сильный конкурент, по многим пунктам превосходящий российских ВВЭРов: как по достигнутым параметрам, так и по сохраняющемуся потенциалу совершенствования. Именно за это отечественный официоз десятилетиями стремится BWR оболгать.
СССР/Россия делали канальные водо-графитовые BWR известные под названием РБМК, и не могли развивать корпусные BWR. Так как в транспортабельный по железной дороге массо-габарит влезают, скажем, максимум 300 МВт в случае BWR. Большие расстояния, низкая плотность населения и тяжёлые природно-климатические условия обуславливали, что в России нет ни автлмобильных дорог ни водных путей транспорта, только железная дорога. Да и делать большие корпуса могли во всей стране пара предприятий, это же не США и Европа которые клепали башни линкоров пачками а затем перешли на корпуса реакторов с такой же стальной стенкой по 20, по 30 сантиметров толщиной.
При этом, BWR имеют преимущества перед PWR и для мирных и для военных дел. Вкратце:1)Если надо, могут производить в полтора раза больше плутония;2)Они одноконтурные, не требуется дорогущий парогенератор с вечно текущими трубками, пар вырабатывается в самом реакторе, одно это снижает капзатраты на установленный киловатт на 10%;3)Достаточно меньшее обогащение урана в свежем топливе, экономится работа центрифуг обогащения изотопов;4)Возможна безопасная схема с естественной циркуляцией теплоносителя в первом контуре;5)Вдвое меньшее давление пара в первом контуре, при этом на турбину подаётся пар более высоких параметров чем в ВВЭР за счёт исключения, так сказать, потерь температуры и давления при переносе тепла от первого контура ко второму с которым работает турбина;
Всё это и многое другое приводит к тому, что BWR очень сильный конкурент для циркониево-сплавных ВВЭРов, объективно выигрывающий по многим пунктам особенно по экономике в целом. С которым невозможно бороться если не оболгать. 


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 12/03/2021
*...если не оболгать...* – отличный комментарий. 
Да, оболгать – в этом наши большие мастера.


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 12/03/2021
Эти персонажи просто Оболгали другую технологию по причине собственной некомпетенции и возраста.


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 12/03/2021
Дело не в возрасте а в том, что не могут с BWR честно конкурировать. В стиле: покажите Ваши показатели а я покажу свои и выберем кто лучше.
Спасает одно: Запад, монополист в корпусных BWR, не стремится их везде экспортировать из соображений нераспространения, учитывая что эффективность BWR по наработке плутония на каждый ГВт*год в полтора раза выше, чем имеют PWR. 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
//BWR очень сильный конкурент для циркониево-сплавных ВВЭРов, объективно выигрывающий по многим пунктам особенно по экономике в целом. С которым невозможно бороться если не оболгать // -Тенденциозно и неверно. По всем пунктам "преимуществ" BWR против ВВЭР есть категорические возражения и опровержения. В спор вступать не собираюсь, но укажу явные ошибки и основные (некоторые) недостатки BWR. 1)Наработка "плохого" плутония (много 241). 2)Низкое обогащение  BWR - 2.4% -не преимущество. На ВВЭРах от 2 до 4.69. 3)BWR - мощная проблема расхолаживания (отвод остаточного тепла). 4)Радиационная коррозия ВКУ и корпуса. 5)Радиационная грязь в трубопроводах и турбине. 6)Большая пожарная опасность -гидролизное образование водорода.   ВП


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
 В пользу BWR можно сказать:1)
Плутоний через десятки лет становится хорошим, когда Pu241 распадётся. В изотопном составе становится (2/3) изотопа 239 и (1/3) изотопа 240, материал годен в оружие.2)
Низкое обогащение экономит работу центрифуг, учитывая что BWR даже при низком стартовом обогащении выжигают основную часть стартовой загрузки делящегося материала - недостатком оно не является. Всё равно мал процент U235, нужный для достижения критичности, по сравнению с начальным обогащением, в котором основная часть цифры обеспечивает запас реактивности на выгорание. 
Нагляднее говоря, сравните стартовое обогащение и выгорание в ГВт*сутках на тонну для ВВЭР, PWR и BWR. Классический ВВЭР-1000 имеет 4,4% U235 и 40.000 МВт*суток на тонну. Масса осколков деления чуть меньше массы массы загруженного делящегося материала в свежем топливе. У Западных аналогов наоборот: масса осколков чуть больше массы U235 в свежем топливе. Разница процентов 10-15 в пользу иностранных легководных аналогов.
Вдобавок, меньшее стартовое обогащение требует меньшей радиационной стойкости от топлива, оболочек ТВЭЛ и ТВС в случае BWR. Снижает процент разгерметизировавшихся ТВЭЛов и в конечном итоге позволяет ставить турбину в первый контур.
Чтобы всё не разбирать, отметим пункт 5 возражений: активация сплавов и отложения материала разгерметизировавшихся ТВЭЛов в паровой турбине есть и в случае РБМК.
Тот факт, что на турбину подаётся радиоактивный пар первого контура, предъявляет более высокие /по сравнению с ВВЭР/ требования к качеству изготовления ТВЭЛов и ТВС в случае BWR. Промышленность Запада быстро справилась с этой задачей. Для советской в первые десятилетия оказалось сложно свести к околонулевым отметкам процент разгерметизировавшихся ТВЭЛов. Это было связано с технологическим отставанием в методах контроля качества продукции на первом этапе. Данный факт дополнительно подтолкнул отечественную промышленную традицию к выбору PWR: просто разделить на первый и второй контуры и не мучиться. Запад достиг что у них чистый пар в первом контуре и прицепленную на него турбину можно ремонтировать по мере надобности. 



[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
1)//Плутоний через десятки лет становится хорошим, когда Pu241 распадётся.// - C распадом Pu-241 накапливается Am-241 (альфа-активный), что приводит к огромному  тепловыделению (более 100 Вт/кг). Старение оружейного плутония связано именно с накоплением америция. Плутоний с большим содержанием Am-241 не пригоден в качестве оружейного. Также не пригоден он и в качестве реакторного, т.к. большое содержание        Am-241 приведет к сильному ухудшению кинетики реактора, т.е. к уменьшению периода реактора из-за малого времени жизни предшественников (при делении америция) запаздывающих нейтронов. Поэтому плутоний с большим содержанием америция подвергают химической очистки (сложный и трудоемкий процесс).2)//Вдобавок, меньшее стартовое обогащение требует меньшей радиационной стойкости от топлива, оболочек ТВЭЛ и ТВС в случае BWR.// - Радиационная стойкость внутрикорпусных элементов определяется не степенью обогащения топлива, а величиной флюенса нейтронов и спектральным составом. При одинаковой мощности ВВЭР и BWR флюенсы приблизительно равны. Но спектр в BWR  значительно жестче, чем у ВВЭР. Отсюда проблемы с рад стойкостью, выбором конструкционных материалов и надежностью. 3) У BWR серьезные проблемы с управлением и регулированием, связанные с большими нелинейными изменениями реактивности от положения регулирующих стержней. 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
Согласен целиком и полностью. Иногда стоит умерить амбиции и посмотреть правде в глаза. Делал в 1971 году курсовой проект BWR-500. После ВУЗ-а работал на АЭС с АДЭ, РБМК-1000 и !500. Эти аппапаты уступают BWR во многом. Это несмотря на то, что на BWR Фукусимы, судя по всему,  внесены были изменения в проект по емкости аккумуляторных батарей, расположению резервных дизель-генераторов и трассировке шинопроводов от ДГ до электродвигателей оборудования систем безопасности и аварийного охлаждения, что оказалось фатальным в сложившейся ситуации. Не думаю, что персонал эксплуатирующей организации не видел этого, да видно как с РБМК-1000 думал, что пронесет. Хотя ситуация была аховой. 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 12/03/2021
"Фактически это значит, что при повышении давления в гермозоне оператор может сбросить радиоактивное содержание контайнмента в окружающую среду через вентрубу. Ни на каком другом проекте реакторов этого нет."

============


В РБМК есть, в БРЕСТе есть


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 13/03/2021
Картинку покажите, хотя бы такую простую, как в статье.А потом поговорим.


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 14/03/2021
Цитата:
"
C распадом Pu-241 накапливается Am-241 (альфа-активный), что приводит к огромному  тепловыделению (более 100 Вт/кг). Старение оружейного плутония связано именно с накоплением америция.

С накоплением гелия и дефектов кристаллической решётки оно связано.  Если за 35 лет одна тысячная материала Pu239 распадётся в уран-235, это конечно повлияет на сплав. Если америция мало - его вклад мал. Достигается это предварительной выдержкой реакторного плутония в десятки лет. И никакое разделение изотопов не требуется, так как плутоний-241 распадается в америций в составе ОЯТ, отделяется химически и дальше в изделии только плутонии 239 и 240.

Плутоний с большим содержанием Am-241 не пригоден в качестве оружейного."

Из реакторного плутония едва-ли кто-то будет сразу делать боеприпас. Сделают выдержку десятки лет перед переработкой ОЯТ. После которой плутоний нормальный.

В крайнем случае, если нужно быстро - ради такого дела сделают малую выдержку свежего топлива в реакторе, которому даже меньшее чем обычно обогащение достаточным окажется.

Цитата:
"Также не пригоден он и в качестве реакторного, т.к. большое содержание        Am-241 приведет к сильному ухудшению кинетики реактора, т.е. к уменьшению периода реактора из-за малого времени жизни предшественников (при делении америция) запаздывающих нейтронов. Поэтому плутоний с большим содержанием америция подвергают химической очистки (сложный и трудоемкий процесс).

Равновесная масса минорных актинидов, в том числе америция, в равновесном цикле совсем мала. Единицы процентов. В разы меньше величины, начиная с которой этот эффект мог бы начинать сказываться.

Цитата:
"Радиационная стойкость внутрикорпусных элементов определяется не степенью обогащения топлива, а величиной флюенса нейтронов и спектральным составом. При одинаковой мощности ВВЭР и BWR флюенсы приблизительно равны. Но спектр в BWR  значительно жестче, чем у ВВЭР. Отсюда проблемы с рад стойкостью, выбором конструкционных материалов и надежностью. "

При этом BWR имеет в 3 раза больший объём активной зоны. Соответственно, в них меньший флюенс.

Цитата:
"3) У BWR серьезные проблемы с управлением и регулированием, связанные с большими нелинейными изменениями реактивности от положения регулирующих стержней."

По сравнению с РБМК, характеристики их физически больших /с малой утечкой нейтронов/ активных зон очень хорошие. И паровой коэффициент реактивности у них отрицательный, как и должно быть, благодаря отсутствию графита.




[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 15/03/2021
В части безопасности этот проект с BWR действительно уродец.По поводу счета денег - сразу надо закладывать большую сумму на ликвидацию аварий, начиная с возможного сброса  радиоактивного содержания контайнмента в окружающую среду через вентрубу.Не имеют права на жизнь подобные проекты, слишком дорого они стоят для людей.Что касается соотношения безопасность-экономичность, надо подумать о технологии и не экономить на безопасности. Тогда это будет долгосрочный проект. Выражаю уважение автору! 


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 15/03/2021
//Из реакторного плутония едва-ли кто-то будет сразу делать боеприпас. Сделают выдержку десятки лет перед переработкой ОЯТ. После которой плутоний нормальный.// - Нормальным он будет нескоро. Pu-241 сам по себе имеет небольшой нейтронный фон и невысокую тепловую мощность и потому непосредственно не влияет на качество топлива (заряда). Однако, распадаясь с периодом 14 лет, переходит в Am-241, который плохо делится и обладает большой тепловой мощностью, ухудшая качество оружейного плутония. Поэтому выдержка в 10 лет в этом отношении только ухудшает качество топлива – плутоний надо перерабатывать, Америций извлекать.  Из плутония, извлеченного из ОЯТ энергетических реакторов,  заряд сделать действительно нельзя, потому что МА с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон (из-за спонтанного деления), затрудняющего конструирование эффективных ядерных боеприпасов, кроме того, Pu240 и Pu241 имеют существенно меньший период полураспада, чем Pu239, а Am 241 , большое тепловыделение, из-за чего плутониевые детали нагреваются, и в конструкцию ядерного боеприпаса приходится дополнительно вводить элементы теплоотвода. Заряды изготавливаются из плутония, полученного на специальных реакторах, на которых, благодаря мягкому спектру, образуется минимальное кол-во МА. Как правило – на уран-графитовых. //Равновесная масса минорных актинидов, в том числе америция, в равновесном цикле совсем мала.  Единицы процентов. В разы меньше величины, начиная с которой этот эффект мог бы начинать  сказываться.//  - У всех МА очень маленькая доля запаздывающих нейтронов . При содержании МА более 20-25% реактор неуправляем. При этом один только америций, накопившийся за несколько (7-10) лет выдержки, даст  уменьшение потока запаздывающих нейтронов около  5-7%. Именно поэтому при приготовлении МОКС топливо очищают от МА. //При этом BWR имеет в 3 раза больший объём активной зоны. Соответственно, в них меньший флюенс// -Не у всех, BWR – бывают разные. //По сравнению с РБМК, характеристики их физически больших /с малой утечкой нейтронов/ активных зон очень хорошие. И паровой коэффициент реактивности у них отрицательный, как и должно быть, благодаря отсутствию графита.// -  Отрицательный, но маленький. Правильней говорить о мощностном коэффициенте. Например, РБМК, как и BWR, - кипящий. Проблемы с  управляемостью  РБМК известны.  В разной степени эти проблемы присущи всем кипящим реакторам. Мощностной коэффициент у РБМК зависит от выгорания, бывает и положительным.  Точно не знаю, но наверное у BWR тоже.
По кипящим и водо-водяным реакторам. У тех и других свои достоинства и недостатки. Поэтому  трудно услышать от специалистов в реакторной физике  более неумного утверждения, что кипящие (BWR) реакторы  лучше водо-водяных.  Кажущаяся простота кипящих (BWR) – один контур,  ведет к большим проблемам – сложность управления, радиационная , ядерная, пожарная опасность. Водо-водяные (ВВЭР) просты и надежны как автомат Калашникова, при их высокой безопасности. А статья интересная. Авторам спасибо.


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 15/03/2021
  • "благодаря мягкому спектру"?
  • РБМК и ДУ пользуют для получения оружейного лишь потому, что можно работать на уране природного обогащения. Это самые дешевые варианты реакторов-накопителей. Обогащение изотопов урана не нужно - вот основное преимущество этих РУ. Плутониевый заряд был в 20 раз дешевле уранового в августе 1945. 
  • В БН и других быстрых реакторах сечения деления чет и нечет одного порядка, поэтому скорости выгорания 239 и 240 близки. Поэтому бланкит БР накапливает на порядок больше "нужного" плутония. Поэтому бланкит БР запрещен к использованию. 
  • Основная идея Ферми 1943 года - поднять выход оружейного плутония, с полкило до 5 кг/т урана за один цикл на МОКС (о массовом обогащении урана тогда речи не было). Если включить ЗЯТЦ - то 50 кг/т. Таким образом, из одной тонны дефицитного в то время урана можно получить в 10-100 раз больше оружейного плутония, чем в "мягком спектре". 

  • ВК и BWR, как и правильный PWR, имеют отрицательные коэффициенты до первого пика Pu-239 (0,3 эВ), примерно до 3500 К. Топливо сначала плавится, и при дальнейшем повышении температуры появляется положительная обратная связь. В РБМК всё наоборот - разгон на мгновенных нейтронах начинается на топливе в твердом агрегатном состоянии. 
  • С точки зрения ядерной безопасности, реактор не должен иметь положительные мощностные коэффициенты на неразрушенном топливе. 
  • Это правило было нарушено в РБМК. Это правило не выполняется в реакторах типа БН при средних и больших выгораниях МОКС, и не выполняется в БРЕСТ при максимальных выгораниях, даже на СНУП. 
  • В идеале, реактор не должен иметь положительные мощностные коэффициенты даже при расплавлении топлива (Китайский синдром). Тогда можно говорить о внутренне присущей безопасности реактора (inherent safety). 
  • Фукусима показала, что отсутствие взрыва ядерного типа не является достаточным для безопасности. Взрыв водорода на BWR также опасен, как и взрыв пара от воды, которую плеснули на раскаленный камень.  
  • РБМК-1000 - это пример одновременной опасности парового, паро-циркониевого, ядерного взрыва, и взрыва графитовой пыли в Чернобыле высоко в небе над реактором.
  •  
  • Pu-241, в отличие от Pu-239, имеет пик деления при 0,3 эВ втрое ниже. Pu-241 имеет 1,5% запаздывающих нейтронов, против 0,72% у Pu-239. [Физические величины, Энергоатомиздат, М, 1991, стр.1092]
  • Pu-241 - идеальный изотоп для быстрого реактора любого типа. Его дочерний Am-241 - поглотитель нейтронов. Накопление Am-241 приводит к увеличению мощностного коэффициента, вплоть до перехода с отрицательного на положительный. Поэтому сохранение Pu-241  и недопущение накопления Am-241 - наиглавнейшая задача советской радиохимии. Поэтому только скоростная пирохимия. 
  • Советская пирохимия ЗЯТЦ - это радиохимия Pu-241 из ОЯТ из реактора с темпом выгорания 20% в год, с в выдержкой 3 месяца. Современная радиохимия ЗЯТЦ в ПРОРЫВ - это америций и кюрий из реактора с темпом выгорания 4% в год, с выдержкой 10+лет. 
  • Дементий Башкиров 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 15/03/2021
  • Pu-241, в отличие от Pu-239, имеет пик деления при 0,3 эВ втрое ниже. Pu-241 имеет 1,5% запаздывающих нейтронов, против 0,72% у Pu-239. [Физические величины, Энергоатомиздат, М, 1991, стр.1092]
Необходимо обратить внимание на то, что в Справочнике приведены значения количества запаздывающих нейтронов на 100 ДЕЛЕНИЙ, а для "практического" применения (уравнения кинетики и пр.) необходима "нормировка"  на 100 НЕЙТРОНОВ ДЕЛЕНИЯ.
Поэтому ПРАВИЛЬНОЕ значение бэтты (239Pu) = 0,724 / 2,87  = 0,25 %
Более известно значение  бэтты (239Pu) = 0,22%  для деления именно тепловыми нейтронами 0,0253 эВ


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
  • Спасибо за дополнение насчет бетты. 
  • За счет увеличения общего количества нейтронов деления при повышении энергии нейтрона, примерно на 0,15 /МэВ, при делении на быстрых нейтронах, у плутония-239 в БРЕСТ бетта еще немного снижается. 
  • Нюанс еще в том, что доля запаздывающих нейтронов не есть строгая константа, спектр нейтронов постоянно волнообразно меняется за счет влияния продуктов деления, и реальную бетта, в реальный момент времени, трудно рассчитать. Очень важно знать коридор погрешности бетта. 
  • Для визуализации большой неопределенности расчетов, представьте себе двугорбую кривую выхода осколков деления, в которых есть радионуклиды, излучающие запаздывающие нейтроны. Постоянно происходит колебание всей кривой, особенно седловины - седловина то поднимается, то опускается. Кроме того, за счет утяжеления актинидов в процессе работы топлива, горбы постепенно смещаются вправо, тяжелый горб сильнее. Сравните кривые выхода осколков деления U-238 и Cm-245. Сдвиг на 7 а.м., плюс лишних 1,5 нейтрона на деление. 
  • Эти флуктуации в несколько раз выше бетты, поэтому единственный способ иметь устойчивую мощность - это отрицательные температурные коэффициенты. 
  • У Pu-241 в БР бетта примерно 0,6, что вторе выше бетты Pu-239. У U-235 0,64.
  • Необъяснимые эффекты наблюдались на реакторах Phenix на моксе. В свое время была дискуссия между японскими и французскими физиками, о том, что же вызвало скачки мощности. Никто ничего толкового не нашел. Решение правительства Франции категорично - закрыть все Фениксы. 
  • Поэтому с большим волнением ожидаем результаты перехода БН-800 с урана-235 на МОКС. В 2 раза упадет бета, и вероятность кратковременного выхода на положительные мощностные эффекты возрастет на порядки. 
  • Особенно опасно время после длительной остановки. Мое мнение - это влияние накопления Am-241 во время простоя.  
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


[Без темы] (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
  • Для визуализации большой неопределенности расчетов, представьте себе двугорбую кривую выхода осколков деления, в которых есть радионуклиды, излучающие запаздывающие нейтроны. Постоянно происходит колебание всей кривой, особенно седловины - седловина то поднимается, то опускается. Кроме того, за счет утяжеления актинидов в процессе работы топлива, горбы постепенно смещаются вправо, тяжелый горб сильнее. Сравните кривые выхода осколков деления U-238 и Cm-245. Сдвиг на 7 а.м., плюс лишних 1,5 нейтрона на деление. 
Альтернативное мнение: "постоянно происходит колебание всей кривой" - не вижу причин для этого. Кривая естественно зависит от изотопного состава топлива, который постоянно меняется, как и спектр, но это "легко" учитывается - изотопный состав более-менее считать умеют. Учитывая для "не быстрых реакторов" относительно медленное за кампанию изменение изотопного состава топлива - двугорбая кривая "двигается, а тем более колеблется" не очень.
Следующее, насчет "
седловина то поднимается, то опускается", тоже не вижу причин для этого. Даже, если сравнить вид двугорбой кривой для деления тепловыми и быстрыми (2 МэВ нейтронами), то выход в седле изменяется в несколько раз, а он (выход) в седле меньше, чем в горбах в 100 раз. А в контексте обсуждаемого вопроса - "Запаздывающие нейтроны" изменение выхода в седле практически не влияет на выход ядер-предшественников запаздывающих нейтронов (ЗН). ВСЕ основные предшественники ЗН  лежат либо в легком, либо в тяжелом горбе. Это видно из Рис.40.11, упомянутого Вами Справочника. В основном это Y -Br (85-97) в "легком" и Te, I -Cs (134-144 в "тяжелом". В "седле" предшественников ЗН практически нет - на упомянутом Рис. - ни одного.


И еще про " горбы постепенно смещаются вправо, тяжелый горб сильнее". . . С первым соглашусь, а вот с тем, что "тяжелый" сильнее пока не могу. Как раз смещается в основном "легкий" горб, что и можно увидеть на Рис.40.6. Наука объясняет это тем, что  осколки деления 
ядра  «тяжелого» горба формируются в «районе» дважды магического ядра 50Sn82 в окрестностях такого ядра выход «соседей» по А=n+p, стабилен и практически неподвижен. 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2021
Башкирову персональное спасибо за толковые комментарии. 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 16/03/2021
Человеку время от времени нужно напоминать о безопасности, т.к. у него короткая память, увы… Статья касается именно безопасноcти, в данном случае, РУ типа BWR. В статье есть много полезного для понимания и размышления даже обычному обывателю, околоатомщику, как я, и привлекает тем, что изложенная информация подтверждена ссылками на достоверные источники с указанием конкретных лиц, которые занимались этой темой или освещали ее. Разделяю с авторами обеспокоенность данной проблемой. Предполагаю, что им небезразлично результативное решение вопросов безопасности в атомной энергетике в целом. Благодарность им за это. Интересно было также почитать комменты, чтобы увидеть мнение других профи. Жаль, что больше контраргументов приведено в пользу экономии, экономики, количестве и качестве плутония, вырабатываемое BWR, а о безопасности как-то не очень. Повеселило появление здесь человека, которого интересует окончание фамилий авторов, а не контент)))


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
Цитата:"трудно услышать от специалистов в реакторной физике  более неумного утверждения, что кипящие (BWR) реакторы  лучше водо-водяных."
Между прочим, говорят что все реакторы АПЛ современных поколений - кипящие. В качестве стенда для их отладки использовался, в частности, ВК-50 в Димитровграде.
BWR могут при мощностях, менее предельной, работать на одной естественной циркуляции, включая ГЦН только для выхода на 100% мощности. При отсутствии ГЦН нет  его громыхания на весь океан, демаскирующего АПЛ.
Конструкция парогенераторов имеет общие черты с прямоточными. И много других прогрессивных решений применены, которые только недавно начали переносить в гражданские ВВЭРы и РБМК. В частности эрбиевый выгорающий поглотитель с чудесными свойствами. 
В корабельной практике PWR прижились только на надводных кораблях, атомных ледоколах, где скрытность не важна. В АПЛ ведущих стран, говорят, что именно BWR доминируют. 



[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
//
  • С точки зрения ядерной безопасности, реактор не должен иметь положительные мощностные коэффициенты на неразрушенном топливе. //
Достаточно поверхностное понимание физики реакторов. Большой отрицательный мощностной эффект может быть столь же опасным, как и положительный - в этом случае резкий сброс мощности даст всплеск реактивности, вплоть до разгона. В идеале реактивность не должна зависеть от мощности. На практике зависимость в известных пределах (неважно, положительная или отрицательная) допустима.    //
  • Pu-241, в отличие от Pu-239, имеет пик деления при 0,3 эВ втрое ниже. ...Его дочерний Am-241 - поглотитель нейтронов.//
Рассматривая отрицательную роль Am241, следует в первую очередь говорить не столько о сечении деления, сколько о сечении захвата на плутониях, учитывая, что Am241 образуется через двойной захват. У Pu240 гигантский резонанс в области 1-2 эВ с максимумом при Е около 2 эВ (~14000 барн), поэтому минимальное образование Am будет у реакторов либо с мягким спектром (напр.ВВЭР, макс ~0.03 эВ), либо у быстрых (у БН доля тепловых нейтронов небольшая). У BWR спектр жестче, чем у ВВЭР (т.е. спектр смещен вправо) из-за меньшей средней плотности теплоносителя. Что приводит к значительно более интенсивной наработке америция (в цепочке Pu9 ->Pu40 ->Pu41 -> Am41).


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2021
  • Интересное заявление насчёт большого мощностного минуса. Например, университетской реакторы, бакового типа, считаются в принципе безопасными, хотя у них на закипание минус 5 бетта. При быстром охлаждении возвращаются на проектную мощь, не более. Так что бояться минуса не нужно. Разве что не бросайте ДМ в жидкий азот, но там основной эффект на изменении отношения U/N. 
  • Ам-241 образуется не при втором захвате Pu-240, а при распаде Pu-241. Это продукт преступного бездействия владельца АЭС в отношении ОЯТ. Два захвата нужно америцию.
  • Для накопления макс америция нужен реактор-тихоход, работающий на минимальной мощности и с длительными остановками. В том числе БРЕСТ и БН на малой мощности есть накопители америция-241.
  • Советский бридер должен был иметь максимальную удельную мощность и нулевое время на перегрузку. Заметьте, не высокую температуру, а высокую мощность. Температура нужна для повышения электрического кпд. И ессно, бланкит вдвое-вчетвером массивней АЗ.
  • Дементий Башкиров 


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 19/03/2021
//Интересное заявление насчёт большого мощностного минуса. При быстром охлаждении возвращаются на проектную мощь, не более. // - Только при отрицательном коэффициенте в определенном диапазоне. В этом случае реализуется  т.н. эффект саморегулирования. Если же коэффициент выходит за некоторые пределы, то появляются серьезные проблемы с регулированием.  На уран-графитовых реакторах величина и знак мощностного эффекта - функция выгорания. Операторы РБМК хорошо знакомы с этой проблемой - в разных режимах и выгораниях реактор ведет себя по разному и это вызывало у них большую головную боль. Пораспрашивайте опытных операторов РБМК.  
//Так что бояться минуса не нужно.// - Если минус небольшой. Как, впрочем и положительного, если он тоже небольшой. 
//Ам-241 образуется не при втором захвате Pu-240, а при распаде Pu-241.// - Интересная новость. А откуда появляется Pu-241, не при двойном захвате (Pu-239+n->Pu240+n->Pu-241)?


[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
Цитата:
"Из плутония, извлеченного из ОЯТ энергетических реакторов,  заряд сделать действительно нельзя, потому что МА с массовыми числами 240 и 242 создают высокий нейтронный фон (из-за спонтанного деления), затрудняющего конструирование эффективных ядерных боеприпасов"

Много раз на здешнем сайте рассказывалось, что для второго и третьего поколений ядерных зарядов это не помеха. Рассказываем секрет ещё раз. Цифры приблизительные.

Предположим, в изделии сферической имплозии положены 8 килограмм 239-го и мощный источник спонтанного деления. Плотность дельта-фазы кристаллической решётки плутония 15,9 килограмм на литр, таким образом, сфера /либо КОЛЬЦО цилиндрической имплозии/ будет иметь стартовый диаметр 10 сантиметров. Радиус 5 см = 0,05 метра. При делении всех ядер выделяется 130 килотонн ТЭ.

Предположим, скорость звука в металлическом плутонии, чуть быстрее которой бежит ударная волна сжатия ускоряющаяся вдобавок в центре схождения, 8000 метров в секунду. Схлопывание за 6,25 микросекунды.

Далее, средняя скорость нейтронов спектра деления пусть 20.000 километров в секунду. При сечении 2 барна и номинальной плотности плутония 15,9 г/см3, длина свободного пробега нейтрона 12,5 сантиметров и время жизни поколения нейтронов 3,3 наносекунды.

Чтобы прореагировали в цепной реакции деления сотня килотонн, надо изначальный нейтрон чтобы в (ехр) раз умножился 60 раз. Даже в бесконечной среде чистого плутония номинальной плотности на это потребуется 0,2 микросекунды. Меньшие же сферы, чем бесконечность, "нарастают" менее быстро.

Теперь вспоминаем, что время схлопывания 6,25 микросекунд.
Нужно чтобы цепная реакция развилась не раньше и не позже максимальной компрессии. Разница в двух цифрах времени 31 раз. В действительности разница меньше, так как с высоким коэффициентом размножения критсборка нарастает не всё время после перехода в надкритичность.

Тем не менее, в данном примере поток нейтронов нарастает слишком быстро, если на нейтронах спонтанного деления реакция начнётся сразу в начале сжатия.

Поэтому вокруг плутония складывают замедляющий отражатель нейтронов. Вариант: оксид бериллия перемешанный с оксидом природного урана и спрессованный мощным прессом в нужную форму до плотности 5 грамм на куб.см. Отражатель вдобавок выравнивает поток нейтронов между центром и краем, улучшая глубину выгорания. Кроме того, снижает критмассу, достаточными могут оказаться 9 килограмм реакторного плутония в котором 3 килограмма 240-го изотопа.

Вместо 2 МэВ средней энергии спектра деления, нужно делать энергию 80 КэВ. Скорость нейтронов в 5 раз ниже чем спектре деления при этом. Нейтроны летят через плутоний до половины толщины урано-бериллиевого керамического отражателя, и с 5-кратно уменьшенной скоростью обратно в плутоний.

Нужно просто рассчитать несколько состояний критсборки на этапе сжатия, коэффициент размножения в зависимости от радиуса, и по результатам посчитать разгон цепной реакции. Подогнав оптимальную массу плутония имеющегося реакторного изотопного состава и величину наковальни-отражателя.

В результате можно получить радиационно-доминированное состояние вещества и несколько килотонн, ближние десятки если повезёт. Реакцию синтеза в дейтериде лития с этого не запустить. Поэтому надо выпускать рентгеновское излучение из первичного узла, которое приходит на второй шарик плутония который в объёме, просто лежит недалеко от первой критсборки. В небольшой оболочке из отражателя нейтронов, и всё это в эллипсоиде вращения из свинца или урана удерживающего

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 17/03/2021
Кстати, легко посчитать и удостовериться, что для второго на уране-235 узла, не требуется замедляющего отражателя: цепная реакция даже в чистом уране-235 едва успевает разогнаться. В этом случае наоборот в центр схождения складывают небольшое количество дейтерида лития, лития-6 если есть, чтобы реакцию начали нейтроны термоядерного происхождения, и не несколько десятков штук как в первом узле, а тысячи и тем самым уменьшили время разгона с 60 до предположим 50 экспонент.



[
Ответить на это ]


Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0)
от Гость на 26/03/2021
В предыдущем сообщении цифры взяты очень приблизительные: вместо 9 килограмм реакторного плутония возможно годятся и 7,5 в которых 2,5 кг плутония-240 и 5 кг 239-го изотопа дающие 80 килотонн при делении всех ядер. Это зависит от выбора масс отражателя и массы обычной взрывчатки узла цилиндрической имплозии.

На качественном уровне: при КПД 20% выделятся 16 килотонн которых достаточно для получения радиационно-доминированного состояния вещества, когда тепловая волна обгоняет ударную волну и с внешней поверхности второго куска делящегося материала - сферы 40 килограмм урана-235 с небольшим отражателем - начинается "огневая полировка" дающая давление на уран-235 по формуле ракетного движения.

В предыдущем примере взята скорость 8000 метров в секунду для движения 8 килограмм плутония-239 в центр сферы. Это несколько завышенная цифра: кинетическая энергия движения 8 кг плутония эквивалентна 60 килограммам ТЭ.

Между тем, весь первичный узел должен размещаться в эллипсоиде вращения из свинца или урана-238 или другого тяжелоатомного материала, вольфрамового сплава и тд, объём которого желательно сохранять умеренным.

Предположим, первичный узел выдаёт 16 килотонн как предположено выше и имеет внутренний объём 200 литров, при этом 40 килограмм урана-235 имеют стартовый объём 2 литра. В первом приближении, на сжатие урана-235 пойдёт 1% энергии первичной зажигалки, то есть 160 тонн ТЭ, средняя скорость схлопывания сферы урана-235 может достигать 180 километров в секунду и начальный радиус 9 сантиметров будет пройден за 0,47 микросекунды. Время удвоения мощности в ехр раз в бесконечной среде урана-235 номинальной плотности пусть 5,5 наносекунд. Чтобы реакция разогналась до сгорания в реакции деления 40 килограмм, нужны при старте с одного нейтрона 60 поколений: 330 наносекунд.

Коэффициент размножения нейтронов не всё время максимален, поэтому, чтобы реакция успела разогнаться - складывают немного 6LiD в центр сферы: начинаясь с миллионов нейтронов, достаточны 40 поколений экспонент вместо 60. Как раз, только-только разогнаться успевает. 

Таким образом, на качественном уровне конструкция ядерного заряда довольно легко просчитывается если заранее знать ответ: что и как в нём сделано. Разумеется, в предыдущем сообщении 8000 м/сек для плутония относятся к оценке скорости фронта волны сжатия, а не массовой скорости вещества за фронтом волны /которая в разы меньше и имеет порядок одного километра в секунду/.  В отличие от урана-235, для сжатия которого требуются как в центре Земли 4 миллиона атмосфер для повыения плотности в два раза - в плутонии ударная волна амплитуды 200 - 300 тысяч атмосфер переводит металл из дельта-фазы (15,9) в альфа-фазу (19,8 г/см3), в связи с чем в плутониевых зарядах для первичного узла нужно немного обычной взрывчатки и он получается компактным. Всё это сейчас можно утверждать на основе сведений интернета.

Денис Владимирович



[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.15 секунды
Рейтинг@Mail.ru