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Titolo: Autofertilizzazione nei reattori nucleari

Vorrei capire qual'è limite max che si può (realisticamente) ottenere nei
rapporti di conversione in reattori alimentati al solo uranio
arricchito,piccolo o grande che sia tale arricchimento.In un ng in lingua
inglese avevo già formulato una domanda del tipo che,se permettete,si
incollo (perdonate il mio inglese)
Giusto per non ripetere cose già dette o note,vi dico che sono già al
corrente del fatto che si può realizzare l'autofertilizzazione (cioè la
produzione di più fissile di quello che si consuma) con neutroni termici con
il ciclo uranio-torio o in campo veloce con quello uranio-plutonio.La mia
domanda verte invece sui cicli al solo uranio,debolmente o altamente
arricchito
Incollo di seguito la domanda (la mail in allegato è valida per qualsiasi
risposta):
Extract from wikipedia: 
http://en.wikipedia.org/wiki/Breeder_reactor
" All commercial Light Water Reactors breed fuel, they just have breeding
ratios that are very low compared to machines traditionally considered
"breeders." In recent years, the commercial power industry has been
emphasizing high-burnup fuels, which are typically enriched to higher
percentages of U235 than standard reactor fuels so that they last longer in
the reactor core. As burnup increases, a higher percentage of the total
power produced in a reactor is due to the fuel bred inside the reactor.
At a burnup of 30,000 Gigawatt days/ton heavy metal, about thirty percent of
the total energy released comes from bred plutonium. At 40,000 Gigawatt
days/ton heavy metal, that percentage increases to about forty percent. This
corresponds to a breeding ratio for these reactors of about 0.4 to 0.5.
Namely, about half of the fissile fuel in these reactors is bred there. [5]
This is of interest largely due to the fact that next-generation reactors
such as the European Pressurized Reactor and AP-1000 are designed to achieve
very high burnup.[6] This directly translates to higher breeding ratios.
Current commercial power reactors have achieved breeding ratios of roughly
0.55, and next-generation designs like the AP-1000 and EPR should have
breeding ratios of 0.7 to 0.8, meaning that they produce 70 to 80 percent as
much fuel as they consume..."
If I understood correctly,we can achieve with LEU  in LWR higher conversion
factors with higher burn-ups,although perhaps not breeding
Now,I know it is possible to achieve breeding in thermal spectrum with
thorium as fertile element and with uranium 238 only in a fast spectrum;my
question is: is it possible to achieve breeding or at least high conversion
factors (near breeding) with enriched uranium in high burn-up thermal
reactors (no thorium blanket)?
This is an important feature,given the fact that not only new generation of
LWR like AP-1000 or EPR use more enriched uranium (so higher burn-ups),but
for example PBMR achieves burn-ups in the order of 100 GWd per HM tonne.In
that case,which could be a typical conversion factor?
Clearly,I supposed that in conversion factor definition we include plutonium
fissile isotopes generated and fissionated in situ,not only that present in
the fuel at discharge

 the fuel at discharge
e' sempre cosi'.
ciao
-- 
Nevermore 04/12/2006 1.41.40
Gli uomini causano problemi: eliminato l'uomo, eliminato il problema.
Josif Stalin

 tutto sta a quante pellet fessurate si considerano "accettabili"..
Intendi 50 mila o 500 mila MWd/tonn?Dagli studi che ho letto negli anni '70
si era arrivati a bruciare combustibili TRISO al plutonio o all'uranio
fortemente arricchito fino a valori superiori ai 700 MWd/tonn senza rilasci
signicativi,addirittura inferiori ai reattori ad acqua
Qui ad es. ci sono alcune foto di kernel al plutonio per tassi di
bruciamento prossimi ai 750 MWd/tonn *perfettamente integri*!
http://www.iaea.org/inis/aws/htgr/fulltext/htr2002_207.pdf
Senza arrivare però a tali livelli (raggiungibili solo in casi particolari
di combustibili al plutonio o soluzioni "fertile free",cioè senza uranio),mi
domandavo quali rapporti di conversione si possono realizzare per tali
reattori nel caso di uranio solo debolmente arricchito e burn-up oggi
realizzabili,ovvero nell'ordine di 100/200 MWd/kg HM
(ammesso che sia possibile realizzare un processo economico di ritrattamento
che permetta di estrarne i fissili prodotti,a tutt'oggi non disponibile)

 che permetta di estrarne i fissili prodotti,a tutt'oggi non disponibile)
gia'..il problema vero e' il ritrattamento, al momento attuale la
tecnologia disponibile e' molto arraffazzonata..
non mi piace per nulla..
-- 
Nevermore 04/12/2006 14.27.02


 tonda ha enoooormi vantaggi..
I buconi non vogliono dire nulla,c'è una grossa letteratura che conferma che
quelle prestazioni sono possibili con perdite trascurabili,come ho citato
sopra
Non era cmq questa la domanda di partenza.Non mi interessa sapere se quei
burn-up sono possibili (perchè i pebble bed sono progettati e costruiti già
oggi per quei arricchimenti/burn-up - ovvero: LEU 9,6%,95 MWg/t),ma cosa
accade
ai rapporti di conversione in quei reattori con le caratteristiche che ho
sopra citato (no elementi metallici,no acqua,basse catture parassite,alti
burn-up,ecc..).D'altra parte mi rendo conto che la questione non è proprio
di facile
soluzione....

Il Tue, 5 Dec 2006 12:13:19 +0100, Alessio ha scritto:
tutti i dati che ho sottomano risalgono agli anni 70, non ho piu' cercato
aggiornamenti..mi sa che e' ora di farlo :D
-- 
Nevermore 05/12/2006 19.11.28
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 aggiornamenti..mi sa che e' ora di farlo :D
Non pretendevo certo di riscrivere un manuale di nucleare o
energetica.Verosimilmente però tali reattori si avvicineranno di più ai
limiti max di conversione

 limiti max di conversione
stavo leggendo le nuove specifiche del triso
indubbiamente l'avere interposto un layer in carburo di silicio aumenta, e
di molto, la resistenza delle pellet..
tuttavia, a quanto pare, c'e' un problema con i volumi interni, in quanto
l'eventuale Xe sviluppato potrebbe creare abbastanza pressione da rompere
il guscio, molto poco resistente alla pressione interna, a questo si
potrebbe facilmente ovviare, facendo come col cemento precompresso, ma non
ho idea di una facile soluzione in geometria sferica..
indubbiamente molto interessanti, assieme ai candu sarebbero una bella
ventata di aria fresca nel panorama nucleare..
non che il candu sia nuovo, pero' il suo progetto e' geniale, io sono stato
in canada a vederli, la macchina per il caricamento a baionetta e' GENIALE,
fattori di carico prossimi al 100%, sicurezza molto elevata, possibilita'
di ispezione del core DURANTE il funzionamento, peccato per il rendimento..
il pebble bed e' altrettanto geniale, tuttavia secondo me e' molto piu'
prono ad incidenti LOFA visto lo scarso cp dell'elio..per asportare
sufficente calore serve una portata enorme, e nel pebble bed non si puo'
ancora installare un sistema soffiante di emergenza-shutdown..
in ogni caso, molto interessante...
servirebbe un reattore misto U Th, ad altissimo bup, meno plutonio negli
scarti, e sopratutto piu' u233 e quindi meno prodotti ad alto numero
neutronico.
intanto che l'iter langue...
-- 
Nevermore 05/12/2006 20.44.04
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