Гибридные атомные реакторы
возможности и проблемы.
Добрый день, уважаемые камрады. Предоставляю Вам для изучения собственные размышления по теме развития атомной энергетики. Уже как несколько лет меня очень занимал один вопрос связанный с термоядерными реакторами, но к сожалению не был связан с атомной энергетикой и наукой никак. Сам же вопрос у меня был такой: можно ли с помощью термоядерного (или псевдотермоядерного по версии уважаемого И.Н.Острецова) реактора производить трансмутацию( или другими словами обогащение) урана238 и тория232 в плутоний239 и уран233 для дальнейшего использования в стандартных тепловых реакторах типа ВВЭР или РБМК(которые еще работают) и возможно в других типах реакторов. Почему имелись в виду стандартные тепловые реакторы ВВЭР , именно данные реакторы активно поставляются за рубеж нашей корпорацией Росатом и топливо к ним поставляется тоже из России компанией ТВЭЛ. До некоторого момента этот вопрос(про обогащение урана238 и тория232) был чисто академический, вроде того – есть ли жизнь на Марсе?)) А на выходных в очередной раз появился уважаемый И.Н.Острецов со своей статьей, ну и я в виде некоторого офтопа в комментах решил его поспрашивать. Ниже наша небольшая беседа от 06.02.2015г. :
Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(19:24:41 / 06-02-2016 Хотел Вас спросить об одной технической детали, связанной с искусственными термоядерными реакторами любых типов. Вопрос заключается в следующем: Возможна ли искусственная( предположительно нейтронная, но возможно и какая-либо другая) трансмутация урана 238 и тория 232 в другие менее стабильные элементы (типа урана 233(235) и плутония 239(241) в процессе поглощения излучения (ураном238 или торием232) от термоядерной реакции при нахождении в непосредственной близости(условно говоря в радиационно прозрачном окне камеры реакции) от камеры где происходит управляемая термоядерная реакция? Заранее спасибо и прошу прощения за возможные терминологические или технические ляпы.
Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(19:47:34 / 06-02-2016)В бридерах плутоний-239 нарабатывается из урана-238, а уран-233 из тория. С помощью термоядерных нейтронов наработка возможна тоже и урана и плутония.
Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(20:35:09 / 06-02-2016)Большое спасибо за ответ. Небольшое уточнение, чисто для себя, таким образом если грубо говоря сделать стенки рабочих камер (где непосредственно идет термоядерная реакция) термоядерный реакторов из нейтронопрозрачных материалов и эти камеры обложить условно говоря брусками из урана238 или тория232, то в результате после некоторого времени горения термоядерного(или псевдотермоядерного) сгустка плазмы эти бруски частично будут преобразованы в плутоний239 и уран233(235) и разного рода промежуточных актинидов. Я само понятие этого преобразования правильно изложил? Меня просто этот вопрос уже несколько лет можно сказать мучает)) Еще раз спасибо за ответ.
Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(20:45:51 / 06-02-2016)Так и делают. Только уран-235 так не получают. Его только из урановой руд. но её очень мало.
Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(21:15:36 / 06-02-2016)Еще раз спасибо. Меня интересовала именно техническая возможность использовать искусственную камерную термоядерную реакцию в качестве мощного регулируемого источника нейтронов для облучения-трансмутации урана238 и тория232 в пригодные для использования на обычных атомных станциях условно говоря урана233 и плутония239. Таким образом даже если термоядерные реакторы в ближайшем обозримом будущем не смогут быть использованы в качестве источников энергии, то их можно будет использовать в качестве своего рода реакторов-бридеров.
Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(21:22:53 / 06-02-2016)Ни в коем случае. Термоядерная реакция в магнитных ловушках в принципе невозможна. Я писал здесь об этом. Только ЯРТ, абсолютно безальтернативна.
Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(21:37:15 / 06-02-2016)Тогда с Вашего позволения уточняющий вопрос, а что тогда периодически зажигают в стеллараторах, токамаках, либо импульсных(с лазерной или условноренгеновской инициацией) системах?
Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(21:44:31 / 06-02-2016)Создают плазму со слишком низкой для термоядерной реакции температурой с помощью внешних источников энергии. Я уже писал здесь, что направил статью "О критерии Лоусона в термоядерных исследованиях" в УФН. Вовик Фортов думает. Но Саров меня полностью поддержал, поскольку там знают, что такое термояд.
Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(22:20:02 / 06-02-2016) Я Вашу статью на АШ про это читал, понятно что сейчас ни один стелларатор, токамак или другой апппарат зажигающий плазменный шнур (условно говоря из смеси дейтерий-трития, дейтерий-дейтерия, гелий-лития, дейтерий-лития) не достигает температуры синтеза и вы здесь абсолютно правы термоядерной реакцией там только пахнет(если так можно выразиться), вы там как помню писали, что там просто разогреваются молекулы водорода.
Меня же интересовало немного другое, цитата "...Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на JET , наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания реактора..." и также вот это цитата "...Только около 20 % энергии выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны)..."
Т.е. использовать данное устройство токамак или стелларатор как грубо говоря своего рода нейтронный прожектор(лампа).И "освещать" облучать нейтронами необходимый нам для преобразования в другое вещество, материал - в данном случае уран238 или торий232 или может быть какой-либо еще более простой элемент, если излучаемая наведенная радиоактивность столь велика.Еще раз спасибо за ответы.
Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(07:50:56 / 07-02-2016)Все магнитные ловушки являются по сути очень плохими ускорителями, в которых накачка производится с помощью циклотронного излучения. Детально не могу здесь расписывать, но суть в том, что идея нарабатывать плутоний с помощью ускорителей стара, как мир. Это делали ещё в тридцатые годы, когда нарабатывали первый плутоний. Но такой способ получения плутония крайне малоэффективен с точки зрения затрат энергии. Тратишь гораздо больше, чем получишь за счёт деления плутония.
Конец беседы.
Еще раз выражаю свою благодарность И.Н.Острецову за его статьи на АШ и за беседу со мной в частности.
Однако после этого разговора у меня появилось еще больше вопросов по термоядерным установкам и их применению. Полез в интернет за знаниями о том сколько же все таки нейтронов и какой мощности излучают термоядерные реакторы.
Первое и самое близкое, оказалось про европейский токамак JET. Данный токамак является исследовательским реактором и построен на территории Великобритании в январе 1982 г, его мощность составляет примерно 10-20 МВт(в пике около 35 МВт), а стоимость JET составляла примерно 1,5 млрд.долл США, в 2009-10г. JET был остановлен на профилактический ремонт для установки 5000 защитных плиток из беррилия, сама работа по установка плиток продолжалась 15 месяцев с помощью дистанционно-управляемых машин из-за сильной наведенной радиоактивности.
Дальше интереснее, оказывается порядка 80% процентов излучения от плазмы это нейтроны с энергиями порядка 14,6 МэВ, т.е. быстрые нейтроны которые могут эффективно преобразовывать уран238 и торий 232 в необходимые для классических реакторов уран233 и плутоний239. Для справки нейтроны деления в классических реакторах в основном имеют мощность ~2МэВ, тепловые нейтроны имеют мощность 0,025 эВ, т.е. нейтронный поток от термоядерного реактора чудовищен. Он превосходит поток быстрых реакторов в ~сто раз при том же энерговыделении, а главное - нейтроны с энергией 14,6 МэВ на много разрушительнее нейтронов быстрых реакторов с энергией 0,5-1 МэВ. Для честности надо добавить, что такое мощное излучение происходит при реакции дейтерий-тритиевой плазмы, если использовать дейтерий-дейтериевую плазму то излучение нейтронов снижается примерно на 2 порядка.
Таким образом получается, что термоядерные(или псевдотермоядерные) установки на дейтерий-тритиевой плазме(с внешней инициацией термоядерной реакции) могут вполне использоваться в качестве промышленного источника нейтронов для трансмутации урана238 и тория232 в подкритичных реакторах-размножителях(бридерах) . В статье «Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор» на стр. 13-14,после расчетов эффективности размножения топлива, приводится резюме итог –
Цитата: «…При мощности термоядерной реакции 1 ГВт число нейтронов, рождающихся в системе, составит ~3*10в21степени за 0.1сек. При этом потенциальная наработка плутония в такой системе может достигать 32 т/год, правда без учета сгорания материалов в ядерных реакциях деления.
Для оценки той части наработки плутония, которая может пойти на расширенное воспроизводство топлива, указанное значение 32 т/год надо разделить на величину коэффициента умножения числа нейтронов в бланкете, равную ~2,5, что дает 12,8 т плутония в год. Полагая, что для подпитки промышленных ядерных реакторов на тепловых нейтронах требуется плутония примерно 400 кг/(год*ГВт(эл.)) на один реактор, можно ожидать, что один гибридный реактор (мощностью 1 ГВт) способен обеспечить топливом 32 ядерных реактора. И наоборот, ТЯР мощностью всего 32 мегаватта способен возместить расходы топлива энергетического ядерного реактора на тепловых нейтронах мощностью 1 ГВт (эл.) …»
Таким образом на сегодняшний день созданы и вполне надежно функционируют Т.Я.Р. необходимого уровня мощности в России Т-15, европейский JET, корейский K STAR, американский TFTR, японский JT-60.
«…Стоимость термоядерного источника нейтронов на основе токамаков, то по результатам разработок TFTR,JET,JT-60SA и ITER, при мощности 5-19 МВт может составлять не менее 500 млн.долл.США .Хотя предполагаемая в гибридном реакторе подкритическая активная зона по своим параметрам близка к традиционной активной зоне реактора деления, понадобятся дополнительные затраты на ее доработку, включая оптимизацию используемой топливной композии и топливного цикла в целом, и на обеспечение ее связи с нейтронным источником. При мощности 5 МВт ТИН производит топлива на 3.34 млн.долл.США в год. При термоядерной мощности более 50 МВт Термоядерный Источник Нейтронов за счет топлива окупает затраты на сооружение (до 1 млрд.долл.США)…» цитата из статьи Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор и еще одна цитата из другой статьи:
«…Численные расчѐты и анализ трѐх направлений исследований возможностей использования компактного токамака в качестве термоядерного источника нейтронов показал, что:
— использование ТИН на базе токамака с тѐплыми обмотками и А = 2, R = 2 м позволяет трансмутировать минорные актиниды с 10—15 реакторов типа ВВЭР-1000;
— переход к недорогим демонстрационным вариантам ТИН, где из-за уменьшенных размеров реакция синтеза идѐт при взаимодействии пучка с плазмой и сс-частицы не удерживаются, существенно упрощает требования к параметрам плазмы и конструкции установки;
— демонстрационный вариант реактора-токамака уменьшенных размеров (R = 1,5 м) с тѐплыми обмотками позволит продемонстрировать возможность работы установки в непрерывном режиме и продемонстрировать возможность переработки ОЯТ или наработки топлива для реакторов типа ВВЭР-1000. …» статья «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики».
Таким образом разговор шедший на АШ, который поднял проблемы исчерпания доступного топлива для массовых реакторов и показывавший отсутствие перспективы закрытия будущей нехватки ядерного топлива для обычных АЭС при таких темпах строительства реакторов-размножителей БН-800 потом БН-1200 и опытного реактора БРЕСТ, оказывается немного не законченным в силу вновь как говорится открывшихся обстоятельств. Как видно из предложенного мной выше размещенного материала, есть еще одно весьма интересное направление, которое при большой необходимости позволит достаточно быстро и за короткий срок произвести необходимое количество ядерного топлива для классических АЭС. Понятно, что это не Жигули с Камазом сделать и даже не Т-50 запустить в производство, все намного сложнее, но и одновременно это позволяет стране вообще потом не думать о проблеме исчерпания энергетических ресурсов для развития страны.
Так же данные Гибридые Атомные Реакторы позволят с высокой степенью эффективности произвести дожигание так называемых минорных актинидов, которые в большом количестве накапливаются при использовании ядерного топлива на АЭС и которые являются одной из серьезных проблем переработки и утилизации. Так же их очень тяжело и неприятно дожигать даже на реакторах БН из-за своеобразного «неправильного» поведения, то нейтронные ямы, то наоборот излишние выбросы. Зато на глубоко подкритических реакторах с инициацией реакции с помощью ТИН дожигание минорных актинидов будет происходит в хорошем управляемом режиме и большой скоростью выжигания (своего рода утилизационная печь для хим.оружия).
Уважаемы камрады, я сознательно не стал загромождать статью разного рода графиками, расчетами и иллюстрациями для уменьшения размеров статьи до удобочитаемой. Все исходные материалы по которым я сделал эту статью я выложил ниже со ссылками. В этих статьях вполне серьезные ученые(доктора физ.-тех.наук, профессора и академики) дают и графики и расчеты мощностей с эффективностями , а также сопровождают все это рисунками. Сходите почитайте, не пожалеете:
1.форум Атоминфо ссылка: http://forum.atominfo.ru ;
2. Вопросы атомной науки и техники сборники с 2009 по 2015гг. http://vant.iterru.ru/archivevant.html ; 3.Статья в журнале ВАНТ №1 за 2009 г. «Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор» ссылка http://vant.iterru.ru/vant_2009_1.htm ;
4. Статья в журнале ВАНТ №2 за 2012 г. «О пределах компактности нейтронных источников на основе токамака» http://vant.iterru.ru/vant_2012_2.htm ;
5.Статья в журнале Успехи физических наук от ноября 2014 г. «Гибридные системы для дожигания трансурановых отходов атомных энергетических установок: состояние исследований и перспективы» ссылка http://ufn.ru/ru/articles/2014/11/f/ ;
6.Статья в журнале ВАНТ №4 за 2014г. «Гибридный термоядерный реактор для производства ядерного горючего с минимальным радиоактивным зягрязнением топливного цикла» ссылкаhttp://vant.iterru.ru/vant_2014_4.htm
7. на сайте РИА Новости от марта 2012 г. «Ученые планируют построить в РФ гибридный реактор» http://ria.ru/science/20120306/586155106.html?ria=u1o8fsfa897a98jfkh7p5p8sdnmquoc7
8. статья на сайте АтомИнфо.ру от 05.03.2014 г. «Гибридные системы для термоядерной стратегии России» http://www.atominfo.ru/newsh/o0312.htm
9. Статья в ЖЖ «Физика токамаков на пальцах» http://tnenergy.livejournal.com/3917.html
10. Статья в журнале ВАНТ №3 за 2009 г. «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики» http://vant.iterru.ru/vant_2009_3.htm
С большим удовольствием приму конструктивную критику, предложения и уточнения.
Данная статья написана для сообщества Aftershock.news , ссылка при перепечатке обязательна.
П.С. Осталось за границей этой статьи еще много очень интересного, как-то например гибридные реакторы с нейтронным запалом на ускорителях, так называемые Ядерные Релятивистские Технологии. Проблемы технических решений размещения бланкетов обогащаемого топлива в ТЯР, проблемы нестабильного горения плазмы в ТЯР, проблемы преобразования трития из лития-6, проблемы нестабильности линейных ускорителей и очень много другого. Хотелось донести основное, то что возможно достаточно быстро сделать такой реактор и что как это не удивительно, но такие шаги уже делаются у нас в стране,хоть и не быстро .
Технология позволит альтернативно замыкать цикл. Вполне возможно будет достойной альтернативе реакторам БН.
Комментарии
А что тут обсуждать? "Нет тела - нет дела"(с)
Нет самоподерживающийся термоядерной реакции - нет гибридного реактора.
Сегодня не только лишь все могут видеть управляемые термоядерный синтез в завтрашнем дне. Мало кто может это видеть.
Гибридные атомные реакторы возможны даже при отсутствии самоподдерживающейся термоядерной реакции синтеза, даже при разгоне ТЯР начинают излучаться быстрые нейтроны, смотрите в статье про набор радиоактивности реактором JET. Именно про это и говорится в моей заметке.
А разве JET не нахватался радиации из-за инжекции в зону всякого дерьма? Вам любой атомщик объяснит, что такое наведённая радиация.
Примеси посторонних материалов,и испарение поверхностных слоев стенок реакторной камеры имеет место быть, но основное нейтронное излучение идет непосредственно от дейтерий-тритиевой плазмы.
Но вот и нахватался по самое не могу. А поток нейтронов вы можете сделать даже молотком! Не смейтесь! Заморозьте безопасную и не радиоактивную дейтериевую воду, а потом начните по ней долбить молотком - детектор нейтронов будет фиксировать каждый Ваш удар. Второй вариант - высокочастотный разряд в дейтерии - приводит к вылету нейтронов - известный факт! А тритий - сам-по себе радиоактивен, даже без плазмы.
Токамаки работают очень короткое время, плазма нестабильна.
Для наработки плутония необходима годами непрерывно горящая устойчивая плазма.
Проблема нестабильности существует и для гибридного атомного энергетического реактора наработчика это является весьма серьезной проблемой. Для чистого ГАР наработчика ядерного топлива или дожигателя минорных актинидов это скорее плюс.
Да. Возможны. Но для промышленной эксплуатации нейтроны получаемые на реакторе должны иметь весьма небольшую энергетическую стоимость, а это условие достижимо лишь при честном термояде. В общем EROI всего процесса наработка->переработка->сжигание изотопа должно быть хотя бы 5-10. ИН поэтому и пишет, что токомаки - всего лишь неэффективные ускорители.
На один термоядерный нейтрон 3-4 ядра плутония и одно (1,5 ядра трития из лития). Процитирую еще раз : "...в наиболее сложном типе реактора наработчика энергии(плутония239) одновременно происходит как образование плутония так и его сгорание. При этом на один исходный нейтрон реакции синтеза образуется примерно одно ядро трития и выделяется до 1000 МэВ тепловой энергии. Коэффициент усиления термоядерной мощности в таком варианте ГТР(ГАР) достигает 60, хотя размножение числа нейтронов остается достаточно низким, с коэффициентом на уровне 5..." стр.8 ; "... максимальный коэффициент усиления при коэффициенте энерговыхода =1 будет составлять около 14...." стр.9 , "... В том случае, если в подкритической активной зоне бланкета поддерживается состояние с отрицательной рективностью p-масштаба доли запаздывающих нейтронов betta, т.е. когда p~ -betta, коэффициент "усиления" (размножения числа нейтронов источника) может достигать 150-300 в зависимости от типа делящегося материала, так ка для урана betta~0,0064. а для смеси изотопов урана и плутония betta~0,0035..." стр.10 статья "Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор"
Не морочьте мне голову, - что у вас за каша в каменте, - разобраться совершенно невозможно. Ни ссылок,ни внятного изложения, кроме произвольно надерганных цитаток.... Безобразие!
Кроме того вы жестко офтопите, или троллите, - разбираться мне неохота. Я вам говорю про EROI всего цикла, а вы мне поете про какие "то коэффициенты усиления термоядерной мощности" (неведомо как считаные), которые вероятно вообще к EROI никакого отношения не имеют.
К примеру, коэффициент усиления по мощности аудио усилителя, который у вас дома музыку играет - многие тысячи, а EROI намного меньше единицы.
гражданин Homo 2.0, а вы статью вообще читали.
Там же прямым текстом сказано, что
«…При мощности термоядерной реакции 1 ГВт число нейтронов, рождающихся в системе, составит ~3*10в21степени за 0.1сек. При этом потенциальная наработка плутония в такой системе может достигать 32 т/год, правда без учета сгорания материалов в ядерных реакциях деления.
Для оценки той части наработки плутония, которая может пойти на расширенное воспроизводство топлива, указанное значение 32 т/год надо разделить на величину коэффициента умножения числа нейтронов в бланкете, равную ~2,5, что дает 12,8 т плутония в год. Полагая, что для подпитки промышленных ядерных реакторов на тепловых нейтронах требуется плутония примерно 400 кг/(год*ГВт(эл.)) на один реактор, можно ожидать, что один гибридный реактор (мощностью 1 ГВт) способен обеспечить топливом 32 ядерных реактора. И наоборот, ТЯР мощностью всего 32 мегаватта способен возместить расходы топлива энергетического ядерного реактора на тепловых нейтронах мощностью 1 ГВт (эл.) …»
Или вот это "...При мощности 5 МВт ТИН производит топлива на 3.34 млн.долл.США в год. При термоядерной мощности более 50 МВт Термоядерный Источник Нейтронов за счет топлива окупает затраты на сооружение (до 1 млрд.долл.США).
Вообще вся статья про то, что Термоядерный источник нейтронов энергетически выгоден в качестве наработчика топлива для атомных станций. Если совсем грубо и на пальцах, то при затратах эл.энергии на токамак-наработчик уран238-плутоний239 в размере 150 МВт мы получаем топлива в виде плутония239 на 1000 Мвт электроэнергии.
Еще раз говорю вся статья именно про то, что Гибридный Атомный Реактор намного энергетически выгоднее по наработке ядерного топлива, чем классические бридеры типа французского Феникс и российского БН-1200. И выгоден именно тем, что для начала реакции трансмутации урана238 или тория232 не нужно запального урана235 или плутония239. Нужна просто напросто электроэнергия и некоторое весьма небольшое количество изотопов водорода (Дейтерия и Трития). Да есть технические проблемы воплощения всего этого комбинированного реактора в металле, но именно,что это решаемые проблемы (решаемые именно на нашем уроне развития всех технологий)
Я не просто так дал ссылки на статьи внизу своей заметки, в этих статьях все описывается весьма подробно с расчетами и комментариями. Не пожалейте времени почитайте.
П.С. И просто пожелание - побольше доброжелательности.
Вы напрасно обижаетесь на мои интонации. Они обусловлены тем что вы вместо простого и прямого ответа в который раз тень на плетень наводите.Повторяю: Меня не интересует, ни цена произведенного топлива, ни количество нейтронов, ни количество тонн изотопов. Кроме того, так как нету и пока не предвидится работающего в режиме самозапита термоядерного реактора, меня не интересуют рассуждения сколько мог бы дать плутония термоядерный реактор любой мощности, - ибо это дело бессмысленное.
Далее мои рассуждения просты, - имеющиеся на практике установки, (с точки зрения темы статьи) суть очень сложные и архидорогие изготовители нейтронов из электричества, каковые нейтроны в свою очередь используются для производства изотопов, из которых вы планируете опять производить электричество.
Вот я вам (как человеку разобравшемуся в материале, который он публикует) и задаю вполне законный и очень простой вопрос, - а какой сквозной EROI имеет предлагаемый вами процесс в целом?. Т.е. я прошу вместо множества не относящихся к делу цитат всего одну - одну! цифру.
Пусть даже и примерную. Но желательно основанную на ваших же ссылках и материалах.
Уважаемый Homo 2.0 если вам интересно именно EROI всего процесса, то она составит в среднем 6(от 3 до 8) . Один киловатт электроэнергии вкладываем - получаем Шесть киловатт электроэнергии.
во-первых, термоядерный реактор в гибридном реакторе ("термоядерная часть" в гибридном реакторе) не обязана работать, как вы выразились, "в режиме замозапита" (или, выражаясь в общепринятой терминологии, в режиме самоподдерживающейся реакции). Он даже не обязан работать, выражаясь в общепринятых в данное теме, терминах, при Q>1, т.е. выдавать "на гора" больше энергии, чем в него вкачали.
Достаточно лишь, чтобы была система ввода энергии в термоядерный реактор (1), и весь гибридер в целом с учетом "коэффициента усиления", КПД преобразования энергии с гибридера, и КПД ввода энергии в термоядерную часть, был "энергоположительным" (2).
Т.е. теромядерная часть тут может быть просто такой вот "нейтронной "лампочкой"" с внешним питанием, а не "лапочкой, питающей себя после включения". Главное, чтобы система с этой лампочкой была энергоположительна, главный производитель энергии тут не "лампочка", а то, что лампочка питает/ инициирует производить энергию.
____
Что касается лютой сложности термоядерных реакторов - токамаков - тут я соглашусь с вами на все сто процентов!
Но, хвала небесам, у нас есть открытые ловушки (далее - ОЛ) (1) , и с 2014 года есть эксперимент, с 2015-го о нем рассказали всему миру, одних уже результатов которого достаточно для изменения ситуации (2), но все еще лучше - есть еще 2 крутые идеи, способные сделать ОЛ еще более привлекательными.
И вот они-то - очень, очень просты, и потому - дёшевы. И - гибридные реакторы на них дёшевы.
Вот вам с августовской конференции OS 2016 слайды с ИЯФовским (ИЯФ им. Будкера) аванпроектом такого гибридера:
с комментарием Валентина (tnenergy):
( источник )
Главное, что можно использовать состояние термоядерной(условно называю) плазмы для инициирования нейтронного потока необходимой мощности и длительности для последующего облучения -трансмутации подкритических сборок урана-238 и тория-232 из которых далее уже можно извлекать энергию с помощью классического атомного реактора типа ВВЭР или дожигать минорные актиниды. Если это получится не в системе типа Токамак, а в открытых ловушках на базе ГДМЛ значит так тому и быть. Главное чтобы не плясать танцы с бубном вокруг будущего реактора ITER, а использовать все наработки Курчатника и других институтов для замыкания ядерного топливного цикла и форсированного выжигания высоактивных остатков ядерного топлива(как бонус с получением дополнительного количества энергии).
А сам выбор за реакцией D-T был именно из-за того, что она во первых самая "холодная"(если я не ошибаюсь) из известных нам термоядерных реакций, а во вторых именно из-за большого потока высокоэнергетических нейтронов(которые смогут разбивать-выжигать минорные актиниды). Ну и дополнительно, токамаки наиболее отработанные системы инициации термоядерных реакций.
- я понял позицию, и разделяю ее. С той оговоркой, кто предельная цель все-таки - это термояд, и термояд дешевый (так что ITER-way термояд отпадает), и желательно - термояд в скором времени.
И, о чудо, вот эта цель, до недавнего времени казавшаяся недостижимой, оказалась, после августовской 11th International Conference on Open Magnetic Systems for Plasma Confinement, 2016, выглядящей очень, очень реальной (в том числе, в одном из двух путей - в ИЯФ им. Будкера, Новосибирск). "Это просто праздник какой-то". И пока есть этот шанс, в него безусловно надо вкладываться, к тому же вложения там смешные, в масштабах даже БН-проекта, и, как видим в примере с открытоловушечным D+D гибридером, прекрасно сочетаются с путем "сделаем гибридеры".
- для зажигания она самая простая, все верно. Зато в использовании, в эксплуатации - жутко проблемная. Кому нужен гибридер, конструкцию которого нужно менять каждые 5 (или, реальнее, 3) года? К тому же - тритий - это еще один гигантский головняк. И в обращении(1), и в наработке (2).
То, что открытые ловушки позволяют то, что не позволяют токамаки - а именно, жечь D+D - это огромнейший плюс в пользу их выбора для гибридера.
Другой плюс - колоссальная их простота (читай - дешевизна) в сравнении с токамаками.
А наработками, конечно же, всеми надо пользоваться. Только - именно для этой цели (этих двух целей), а не "чисто токамаки поддержать", и прочие ITER-way (хотя не такие уж и большие там деньги, чтобы "или/или" устраивать, но если надо будет выбирать - то именно так).
По самой конструкции ITER возникают вопросы, а именно получается система запредельной сложности и критичности(в плане работы материалов и напряженности разных полей и токов. Одновременное сочетание невообразимых температур как в плюс так и в минус.
По вопросу реакции D-D и D-T, сама идея заключается в том, что не надо загоняться с непременным поджигом термоядерной реакции, а работать с подкритичной плазмой хоть D-D( ее плюс что топлива для нее просто море(в море-окияне и более мягкий энергетический спектр нейтронов)), хоть с D-T(ее плюс в огромном потоке высокоэнергетичных нейтронов и огромной энергопередаче в сам нейтронный поток( до 80% энергии в некоторые моменты)). Таким образом в одном подкритичном гибридном реакторе при необходимости можно использовать и дейтерий-тритиевую плазму и дейтерий-дейтериевую. В одном случае для развала-разрушения нейтронным потоком( по типу плазменных печей для уничтожения боевых отравляющих веществ) и утилизации высокорадиоактивных остатков атомного топлива, а в другом случае для синтез-реакции трансмутаций урана, тория и других необходимых веществ.То есть создается своего рода нейтронный прожектор(по аналогии с ренгеновской лампой)
В таком случае возникает техническая задача минимизировать размеры установки(условного термоядерного реактора) и упростить ее начинку. По токамак системам уже было заявлено, что если мы не стремимся поджечь полноценную реакцию, то сам реактор можно несколько уменьшить и использовать для рабочих магнитов либо "теплые" сверхпроводники, либо вообще "классические" проводники. Данные "упрощения" токамак систем весьма интересны как в инженерном плане, так и в экономическом. В ссылках есть статьи где говориться, что такие реакторы могут быть размещены в достаточно компактных объемах(условно говоря в помещении размерами 4*4 метра). Открытые магнитные ловушки по своим показателям идут немного позади токамак-систем, в силу того, что ими просто меньше занимались. Что я вижу на сегодняший момент, так это, то что они несколько проигрывают по своим размерам(т.е. они просто больше чем токамак системы), хотя это не является критичным показателем.
Здесь надо просто смотреть на общую инженерную сложность с одной стороны, на энергетический выход в сочетании с экономикой всего процесса с другой стороны. Попросту говоря, если Открытые Магнитные Ловушки делать и эксплуатировать легче и дешевле чем Токамак-системы, при одинаковом выходе материала-энергии, то надо строить ОМЛ.
Вот где-то так.
я сейчас очень кратко отпишусь, времени нет.
Если мы можем жечь D+D, то в гибридерах следует жечь именно его, у D+T в эксплутатации нет никаких плюсов перед D+D, одни сплошные, огромные, ОГРОМНЫЕ, колоссальные минусы. Это геморрой с топливом - оно радиоактивное и везде сочащаеся/ накапливающееся, его надо нарабатывать (а если у вас балансы по Q не сходятся - то вообще х.з. как это делать, в CANDU что ли?), это "развал" и "вспухание" всей облучаемой конструкции настолько, что вам раз в три года менять ее надо будет (ну, может для потоков поменьше, как в гибридере - раз в пять лет). Т.е. каждые три, или пять лет - вам надо покупать новый реактор, и где-то хоронить радиоактивный старый, при чем его как раз - практически навечно.
Поэтому если у нас есть простой (читай - дешевый!) (1) реактор, который может жечь D+D - то это уже два преимущества перед токамаками, при чем - лютых преимущества.
Токамаки (если это, конечно, не низкоаспектные токамаки, известные так же как сферические токамаки (не путать со сферомаками!), типа "Глобус-М", но там пока все грустно) могут жечь лишь D+T.
ОЛ (так общепринято сокращают открытые ловушки) - могут жечь и D+D.
Про размеры - посмотрите на слайд с OS 2016, там, в гибридере по их аван-проекту, ОЛ длинной 10 метров. Это смешные (или нормальные, если хотите) размеры для энергоустановки.
10 метров простой трубы, диаметром (в части, которая через реакторную зону проходит) 0,6 метра (прописью: шестьдесят сантиметров).
Гибридер на токамаке заведомо проигрывает такой няшке.
P.S. тот слайд:
В будущем я бы в таких гибридерах жидкосолевой реактор хотел бы видеть, но это - мечты и дело будущего, конечно.
Но в целом, я не против, если государство потратиться и на те, и на те гибридеры.
Но как по мне, так приоритет - именно вложения в термояд на ОЛ, который ИЯФ потенциально может выкатить на-гора за очень малое время. Ага, если деньги наконец им давать на это начнут адекватно, и вообще цель себе поставят такую (что еще могло бы привести к изменению организации на подом той к крутой, ускоряющей работу в 10-20 раз, организации в Tri Alpha Energy).
Там и будет жидкосолевой раствор урана238, или тория232 или актинидов. Причем этот раствор еще и качаться будет с очень хорошей скоростью и практически на 50% замещаться свежим подмесом раствора иначе большой бада бум.
я говорил "мне хотелось бы жидкосолевой там видеть" о гибридере на ОЛ; посмотрите, в ИЯФовском аванпроекте - ТВЭЛэ, см. слайд в комменте выше.
Пардон муа, чуть недописал. В гибридных атомных реакторах на основе токамак-систем и планируется применять расплав солей урана. Велихов сам про это пишет в одной из статей посвященных токамакам как источникам нейтронов. И температура носителя нормальная и замена бланкетов в условиях большого нейтронного потока производится оперативно(до достижения критмассы).То же скорей всего можно отнести и к реакторам на основе открытых ловушек.
[да, я все это знаю, не и стоило стараться дописывать)].
Не "скорее всего", а точно, вы верно предполагаете - это все монохренсственно по отношению к гибридеру на ловушке какого типа мы это рассматриваем.
Кроме расплава солей урана можно использовать расплав солей тория, или их, с солями урана, смесь.
На солях тория можно нарабатывать U233 (тем более это проще, НЯП, сделать в гибридере [на D+D] с менее быстрыми нейтронами, чем у D+T), который можно использовать в обычных реакторах на тепловых нейтронах.
В любом случае хочу пожелать нашим ученым из ИЯФ удачи в продвижении-изучении систем ОЛ. Главное чтобы это суметь сделать и успеть развернуть всю систему до начала завала традиционной углеводородной энергетики.
Так термояд не идет долее доли секунд, не могут удержать плазму. как что то нарабатывать, если реакция как надо не может запуститься? Значит, тепло и энергия уходит в стенки, тепла затрачивается больше чем выделяется.
Изотопы водорода не менее редки чем уран 235. Иначе зачем возникли проекты добычи на Луне?
Самоподдерживающаяся реакция слияния Дейтерия с Тритием сейчас идет действительно доли секунд и секунды, Но идея именно в том, чтобы не рвать пупок на самоподерживающуюся реакцию с выделением энергии, а держать плазму в относительно стабильном состоянии и периодически извне возбуждать Дейтерий-Тритиевые реакции слияния. В таком режиме главное не выделяющаяся энергия от термоядерной реакции, а высокоэнергетичный нейтронный поток от дейтерий-тритиевой плазмы, с помощью которого можно нарабатывать ядерного горючее из урана238. Примечание: Дейтерий вполне распространен на Земле, так называемая тяжелая вода. Тритий на сейчас добывают с помощью трансмутации Лития-6 которого тоже вполне хватает.
если вы про удержание плазмы в реакторе, то ее научились часами удерживать (в тех же токамаках, например) еще годы назад. Другое дело, всем интересны критические, граничные режимы, там все самое вкусное для продвижения, лежит.
- "слышал звон". Луна - это не про изотопы водорода, это про Гелий-3.
Дейтерия полно в воде, в морской настолько полно, что воду, очищенную на осмотических мембранах (а не дистиляцией) не рекомендуют пить. Тритий модно ранабатыват из лития в бланкете, под потоком нейтронов (обычно бериллий-литиевый бланкет используют, бериллий - как размножитель нейтронов).
У реакции с D+He3 (тот самый, с мурзилок про Луну, которые вы назвали "собираются") нет особых преимуществ по гамбургскому счету, перед другими альтернативными D+T реакциями.
Два самых перспективных современных проекта по созданию термоядерного реактора (от Tri Alpha Energy и от ИЯФ им. Будкера) вообще бор-протон реакцию жечь собираются. Еще раз, бор с обычным водородом. Очень уж много плюсов у нее.
Тем не менее, токамаки продолжают строить и совершенствовать. Китайцы недавно достигли температуры жгута 50 миллионов градусов (для начала реакции нужно 150). http://en.people.cn/n3/2016/0205/c90000-9014123.html
Это не рекорд для токамаков.
http://www.pppl.gov/Tokamak%20Fusion%20Test%20Reactor
А по так называемому "triple product" (плотность * температура * время удержания) японскому реактору JT-60 осталось улучшить характеристики всего в два раза для успешной реакции D+T: https://en.wikipedia.org/wiki/JT-60
Рекорд китайцев заключался не в достигнутой температуре плазмы, а во времени удержания больше 100 секунд http://iteranet.ru/it-novosti/2016/02/08/kitajskim-uchenym-udalos-ustano.... В несколько раз больше предыдущего рекорда.
Прогресс огромный, и это на существующих установках!!! Что же даст ITER!
100 секунд не менее, чем на порядок меньше, чем рекорды по времени удержания плазмы в стационаре на токамаках. Японцев что ли спросите (у них был известный (в том числе - своей формой) трехчасовой доклад, состоявший _только_лишь_ из видео от камеры, пырившейся на плазму в их токамаке). Так что в такой формулировке ваше утверждение не соответствует истине.
А что взять с физиков, которые не могут объяснить, почему температура поверхности Солнца всего 6000К, а короны более миллиона?
Э-э-э-э, "поверхность Солнца"??! Может, перед тем как "наезжать" на физиков, лучше в физике самому разобраться? Хотя бы на уровне терминологии - ну там, что такое температура? и где у Солнца "поверхность"?
поверхность Солнца - это фотосфера.
Ну как бы не совсем "поверхность". Мы же не говорим, что ионосфера - это поверхность Земли?
ионосфера весьма расплывчатое понятие в отличие от фотосферы солнца.
Фотосфера и есть поверхность - чёткая граница есть. А чтобы Вы не передёргивали и не отводили в сторону мой вопрос - Вам раздракон! Не отвечайте вопросом на вопрос! Отвечайте нормально, раз-уж дохрена знаете, Япест твою Весту через Щель Кассини!(простите погорячился)
В отношениях двух сторон ошибки могут возникнуть у обоих сторон. Если кто-то кому-то что то объясняет, то либо объясняющий может ошибаться, либо понимающий может не понять в силу своих особенностей
А почему температура на поверхности Земли 20 градусов, а на высоте 70+ км около 2000?
Температутра опрделяется скоростью движения молекул/атомов. Вот и все. На поверхности двига.тся медленнее, при выбросе в корону двишаются гораздо быстрее.
Да только 2000 это температура возбужденная Солнцем, а кто возбуждает температуру у Солнца?
Корона заряжена, поля сильные, длина свободного пробега - велика. Достаточно?
Нет, недостаточно, пока не решен вопрос почему Солнце имеет темные пятна, смысла говорить о короне вообще нет.
Я конечно в этой теме устарел лет на 20, но вроде в свое время все решено было.
Может вы просто чего-то не знаете? Да и связи между температурой короны и пятнами - как-то плохо улавливаю, можете пояснить?
Да ни хрена эти физики-шизики не понимают и сами вводят других в заблуждение... ответ-то по Солнцу на поверхности лежит! Даже в природе есть примеры, подтверждающие этот ответ и их достаточно много!
И что это за ответ по вашему? Очень интересно.
Представьте себе систему:
1) Мощное поле тяготения, которое притягивает вещество.
2) Сильнейшее магнитное поле, заставляющее заряженные частицы двигаться по определённой траектории.
3)Огромный электростатический заряд.
Сильное гравитационное поле притягивает межзвёздный водород, его полно в галактике! Думаете космический вакуум пустой? Да ни хрена! Этим объясняются ошибки при просчёте траекторий межпланетных аппаратов - их чутка притормаживает(не верите? Спросите у тех, кто этим занимается профессионально - они подтвердят). Вокруг солнца вращается множество ионизированных частиц, голых ядер в сильном магнитном поле, ускоряясь и приближаясь к определённому радиусу, а нейтральные частицы начинают ионизироваться под действием ударной ионизации и излучений и так-же вовлекаются в этот круговорот. По-поводу радиуса - наступает кульминация - на определённом, небольшом расстоянии от Солнца скорость частиц настолько велика, что начинаются реакции p+p и прочие, уж скорости там огромнейшие, рождающие дейтерий - оцените спектр солнечной короны... Далее объяснять не нужно? Это-же классический ускоритель частиц! А тяжёлые элементы тупо падают на фотосферу, которая кипит и плюётся плазмой, так тяжёлые элементы "тонут", а более лёгкие могут быть так-же вовлечены в процесс синтеза. А магнитное поле Солнца в свою очередь медленно дрейфует, пылесося систему на предмет "чего-бы пожрать", порою дуркует и дёргается, вот-вам и выбросы плазмы, когда вдруг поток частиц летит не по касательной, а направляется к поверхности - образуется пятно поглощения, т.к. происходит ускорение с поглощением энергии, разбалансировка СИСТЕМЫ и вспышка, для компенсации, а-то и просто "отрыжка" звёздным веществом,т.н. "выброс". Да сами оцените, сколько массы должно терять Солнце, чтобы светить? Много. ОЧЕНЬ. Подсчитайте, каков должен быть его радиус миллион лет назад - такой, что на земле температура-бы была под 350К, даже видимый радиус был-бы больше почти на треть! Но... вроде ничего не менялось. Где деньги Зин?(с) Да Солнышко подзаправляется межзвёздным водородом на полную, а кроме него этим-же занимается Юпитер, Сатурн, Уран, Нептун... у Юпитера сильнейшие радиационные поля, он фонит очень сильно... почти-что солнце, только не хватает массы и силы магнитного поля для зажигания высокоэнгергетических ядерных реакций, да и водорода там полно, он ни разу не израсходован, да и странно другое - направильное распределение масс элементов в солнечной системе, слишком неравномерное... Задумайтесь.
Получается, что Солнце само-по себе не такое и горячее, хуже, что оно копит на дне тяжёлые элементы, которые в конце-концов приведут к чему-нибудь нехорошему.
В электростатику не верю данных недостаточно.
Аккреционная теория Канта исправленная и дополненная ;). Есть такая.
Вообще я кое-что моделировал, чтобы понять и разобраться - получалось, что в такой системе Сонце обязательно должно иметь электрический заряд, иначе не сработает - тяжёлые ядра сыплются туда, а электроны просто "сдувает", кроме прочего в недрах Солнца идёт медленный, но уверенный бетта-распад с генерацией позитронов, несущих положительный заряд...
"Притормаживание" одного (одного единственного, имеющего такие аномалии), вполне конкретного аппарата, было прекрасно объяснено до того, как вы писали этот ваш коммент.
РИТЭГ + зеркало антенны представляли собой "маленький фотонный звездолет", работающий с фотонами ИК-спектра, произведенных радиатором РИТЭГа. Все цифры, с учетом этого, сходятся.
Дальнейшие ваши построения не читал, исходя из взгляда по диагонали, и видя предыдущие ваши комменты, шансы найти там что-то, отличное от полного фричества, в точности равны нулю.
Расскажите, что было решено, мне интересно, может я действительно чего-то не знаю.
Только имейте в виду, что по современным представлениям температура ядра Солнца что-то около 15000000K. Объясните пожалуйста, каким образом солнечные пятна могут быть холоднее солнечной поверхности, учитывая то, что это по сути вихри вещества пришедшие из глубин Солнца и почему вспышки рентгена всегда коронарные.
З.Ы.
Я сторонник теории холодного Солнца, мне она кажется более логичной, чем термоядерная.
Корона - просто большой ускоритель, числа не помню - но вроде как все нормально объяснялось, ничего иного нет необходимости привлекать
Пятна - никакие не вихри, это просто окна прозрачности - конвекционная зона смещается(за "поверхность" Солнца) и заменяется зоной лучистого переноса - как понимаете из теплового спектра чем-то отфильтрованного температура вообще не следует прямо))))))) - это скорее всего устарело, впрочем для меня как не специалиста это не важно.
Вспышки потому и коронарные что верхняя зона лучистого переноса - только лишь на фотосфере и начинается)))))
А что есть такая теория? Оооо)))))))))
Страницы