|
Навигация |
|
|
|
Журнал |
|
|
|
Атомные Блоги |
|
|
|
PRo IT |
|
|
|
Подписка |
|
|
|
Задать вопрос |
|
|
|
Наши партнеры |
|
|
|
PRo-движение |
|
|
|
PRo Погоду |
|
|
|
Сотрудничество |
|
|
|
Время и Судьбы |
|
|
| |
Re: КАТТА-НИ ХАМАТТО ХИТО (Всего: 0) от 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.
|
|
|