1074 R TREE ARCHIVE (109.174.115.100) _J0ker (
СИ, ликбез)
( 2013-05-16 11:17:20 ) "Обедненный уран - нормальные отходы процесса обогащения."
В простых терминах, что бы гуманитарю было понятно.
U235 + тепловой нейтрон -> распад с выделением энергии.
Это традиционный реактор с замедлителем, замедлитель это собственно охладитель нейтронов.
Ядру 235ому что бы разложиться на члены надо захватить именно тепловой нейтрон(грубо говоря с комнатной температурой - температура это усреднённая кинетическая энергия частицы).
Основной изотоп урана - U238, 99,3% урана в руде(235ый 0,7%). На тепловые нейтроны ему насрать вообще, а вот более горячие(с той энегрией с которой они вылетают из распавшегося ядра) любит, захватывает превращаясь за две трансмутации в оружейный плутоний, Pu239.
Как плутоний получают, в урановой руде он в следовых количествах только - вынимают из отгоревших ТВЭЛов, 235 выгорел в реакторе, но из части 238го плутоний получился в результате облучения горячими нейтронами(которые в него попали раньше чем в замедлитель).
Проблема в том что водо-водяные реакторы выгодно делать под уран с концентрацией 235 до 2%.
Поэтому обогащают, часть 238го вытаскивают увеличивая процент 235го - вынутый 238ой это и есть "обеднённый уран".
Но под забором он не валяется отнюдь - все ядерные материалы по цене за грамм подороже платины.
Зачем его копят - есть вариант реактора без замедлителя вообще, "на быстрых нейтронах". Выхлоп там из распада плутония который постоянно рождается из 238 урана под облучением распада. Технологической проблемой является охладитель который нейтроны не будет замедлять, в первом приходится использовать натрий или смесь висмута со свинцом разогретые выше точки плавления. Т.е. остановка такого реактора полная - это Полный П конструкции.
Но.
Выжигает такой реактор 238 уран и выжигает до самого "не могу больше", а не 2% 235го, которые ещё нужно получить обогащением.
В СССР таких реакторов было множество, промышленные работают до сих пор, большая часть на АПЛ была. 775 проект, "Жар Птица" в фольклоре, подводный торпедный истребитель с невероятными характеристиками - реакторы эти ещё и массо-габаритные параметры имеют запредельные.
Так что запомните - 238 уран это материал крайне ценный и дорогой, стратегический ресурс.
Надо быть американцами что бы использовать его в сердечниках бронебойных снарядов(есть подозрение что под сердечником подразумевается кумулятивная воронка) - плотность урана... СИ я вам даже не знаю как на пальцах кумулятивные эффекты раскладывать - просто чем выше плотность струи или сердечника тем больше толщина пробитой стали.
Плюс баллистика, чем выше поперечная нагрузка(масса/ сечение) - тем дальше снаряд летит и медленне энергию теряет.
Мало того - уран 238 в композитную броню "Абрамса" входит по тем же причинам. Чем выше плотность брони, тем меньшую толщину кумулятивная струя протачивает.
Но что бы так уран 238 использовать надо быть американцами.
Что бы использовать у238 в оболочках обычных бомб надо быть законченным долбоёбом - практического смысла в этом нет вообще. Ну да, осколки полетят чуть дальше - но зачем это надо, поражение в основном фугасное, осколок это же не балистическое тело, один хуй далеко не улетит.
А учитывая количество авиабомб бросаемых современной авиацией - стратегические запасы 238 проебёшь в два счёта если оболочки из него делать.
...
Почему американцы начали использовать в боеприпасах 238 - потому что слились по программам реакторов на "быстрых нейтронах", промышленных работающих нет вообще.
РБН:
С ртутным теплоносителем
Россия/СССР
БР-2 ФЭИ, г.Обнинск, 1956
Реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая коррозийная активность. За пять месяцев ртуть буквально растворила первый контур реактора, постоянно возникали течи. Другими недостатками ртути являются токсичность, дороговизна, большие затраты энергии на перекачку. В результате ртуть была признана бесперспективным теплоносителем.
C натриевым теплоносителем
Россия/СССР
БР-5 ФЭИ, г.Обнинск, 1959—2002 годы.
БОР-60 НИИАР, г. Димитровград, действует с 1968 года.
БН-350 Мангистауский Атомно-Энергетический Комбинат, Казахстан, г. Шевченко, 1973—1999 годы.
БН-600 Белоярская АЭС, действует c 1980 года.
БН-800 Белоярская АЭС, строится, ввод в строй 4-го энергоблока с реактором БН-800 намечен на 2014 год!.
БН-К (проект).
ИБР-2, исследовательский реактор в ОИЯИ, г.Дубна.
Китай
CEFR, 25 МВт, запущен в 2011 году в CEFR в Китайском институте атомной энергии (технология Росатома)
США
EBR I (англ. Experimental Breeder Reactor I);
EBR II (англ. Experimental Breeder Reactor II);
Fermi (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station);
FFTF (англ. Fast Flux Test Facility);
SEFOR (англ. SEFOR);
Все остановлены и выведены из эксплуатации.
Великобритания
Dounreay Fast Reactor
Prototype Fast Reactor мощностью 250 МВт был запущен в 1970-е годы и закрыт в 1994
Франция
Rapsodie (фр. Rapsodie);
Phénix, в эксплуатации 1973—2009
Superphénix (фр. Superphénix) имел мощность 1,2 ГВт, в эксплуатации 1984—1997
Япония
Мондзю, реактор мощностью 280 МВт в Цуруга работал в 1994—1995
Индия
реактор PFBR-500 мощностью 500 МВт (эл.) строится в Калпаккаме, пуск намечен на март 2012 года!
Германия
SNR-300 был смонтирован в Калкаре (Северный Рейн — Вестфалия) в 1985, однако так и не был запущен.
C жидкометаллическим (свинцово-висмутовым или свинцовым) теплоносителем.
Россия
СВБР — (Свинцово-висмутовый быстрый реактор) — проект
БРЕСТ — (Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) — проект
Ангстрем (АТЭЦ) — проект передвижной АТЭЦ
Серия реакторов для атомных подводных лодок
США
MSBR-1000, проект гомогенного реактора на расплавах солей
С газовым теплоносителем
Россия / СССР
ВТГР-300 (проект) — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах