Состоят такие системы из источника термоядерных нейтронов и активной зоны (так называемого бланкета), в которой протекает деление тяжелых ядер. Топливом служит смесь тория и оружейного плутония. Торий, по словам ученых, сам по себе не может быть источником энергии, зато из него образуется уран-233, накопление которого в активной зоне увеличивает длительность топливного цикла. Замена торием урана-238, применяющегося в обычных реакторах деления, позволяет резко снизить объем радиоактивных отходов.
В отличие от реакторов деления, управление которыми основано на использовании поглотителей нейтронов, состояние бланкета гибридной системы регулируется, напротив, добавкой нейтронов из термоядерного источника. В проекте ученых ТПУ им служит газодинамическая магнитная ловушка, в которой дейтерий и тритий удерживаются в состоянии высокотемпературной плазмы.
В плазме ионы дейтерия и трития, сталкиваясь друг с другом, объединяются в ядра гелия с выделением высокоэнергетических нейтронов. Те поступают из вакуумной камеры в бланкет в импульсном режиме, поддерживая деление тяжелых ядер, которое и дает основную энергию. Ключевое отличие гибридной системы в том, что ядерный материал находится не в строго критическом состоянии, как в традиционном реакторе, а в состоянии, близком к критическому, что исключает возможность развития неконтролируемой цепной реакции",
— объяснил доцент отделения ядерно-топливного цикла ТПУ Сергей Беденко.
По словам ученых, энергия, выделяемая при делении, отводится гелиевым теплоносителем. Разогретый до примерно 730 градусов Цельсия гелий при подключении газотурбинной установки и электрогенератора можно использовать для производства не только электроэнергии, но и водорода методом паровой конверсии метана.
Разрабатываемый гибридный реактор будет отличаться компактными размерами, мощностью около 60-100 мегаватт и способностью работать без перезагрузки топлива более восьми лет. По мнению ученых, его можно применять в труднодоступных регионах и получать электроэнергию, тепло и экологически чистое водородное топливо.
Газодинамическая магнитная ловушка, отмечают авторы исследования, позволяет удерживать высокотемпературную плазму значительно дольше других существующих систем. Это поможет лучше исследовать как процесс термоядерного синтеза, так и работу различных элементов реактора в условиях жесткого нейтронного облучения. Все это должно существенно ускорить развитие термоядерной энергетики, подчеркивают ученые.
В ходе проведенных исследований мы определили оптимальные параметры термоядерного источника нейтронов для постоянного поддержания бланкета гибридной системы в контролируемом околокритическом состоянии, а также изучили эффект "волны делений ядер", возникающей после однократного импульса термоядерного горения",
— рассказал Сергей Беденко.
Концепцию ториевого гибридного реактора предложил в 2019 году коллектив ученых Томского политехнического университета, Всероссийского научно-исследовательского института технической физики имени академика Е. И. Забабахина и Института ядерной физики имени Г. И. Будкера Сибирского отделения РАН. Исследования проводятся в рамках гранта Российского фонда фундаментальных исследований.
Комментарии
Грета, не плачь...
Вна свиноферме всё по-прежнему.
Ядрëно-термо-колонка.!
Стабильность.
Привет, старожил, помнишь меня, я вернулся после бана.
Вас, кхмм... ментальных много, я не помню уже, много вас, кого я выпилил.
Назовись.
Ты не ввпиливал мну, ты меня, как новичка прописать пытался. Ладно забудь.)
Выдыхай, чюмазый. По всем направлениям.
Если есть гундос - добро пожаловать в личку.
Да нет никакого гундоса.
Вот и ладушки. А то я сам аж испугался со своей смелости.
!
Так может и себестоимость кВата упадёт! Вроде тория, как грязи, на планете!
Хорошая новость! Удачи, физикам!
Упадет? Это безотносительно предмета топика - едва ли! Главное, чтобы для нас, россиян, не улетела :о))
Перспективный чат детектед! Сим повелеваю - внести запись в реестр самых обсуждаемых за последние 4 часа.
Из статьи непонятно какие преследуются цели, кроме как плавного продвижения в сторону термояда. Правильно выше написано, что самый главный посыл "экономическая составляющая" такого реактора не раскрыт, т е чем он по стоимости кВт и прочим плюшкам лучше обычного реактора.
Просто мобильные реакторы вроде и раньше были, опять же непонятно чем он лучше их.
Насколько можно судить - как минимум - это увеличение продолжительности топливной компании.
Для обычного реактора:
и это не считая того, что тория вокруг, якобы, много - как грязи :о)
Не якобы, а много. Под Челябинском, то ли в бочках, то ли в мешках на складе чуть ли не под открытым небом тысячи тонн монацитового песка, наши деды и отцы предусмотрительно собирали - сами использовать не умели, но понимали потенциал. Знаменитые бразильские пляжи - монацит, черный песок на Азовских пляжах - монацит. Плюс, оказывается на Донбассе его дофига...
Конкретно то, о чём вы пишете, уже продали китайцам на переработку. Была даже статья на АШ. Но вообще месторождений в стране ещё хватает.
Грустно, однако... Деды были умнее. Но это из серии, зачем нам в Космос, на Земле проблем невпроворот...
Деды как раз ошиблись: столько усилия ради монацита, который в итоге оказался не нужен, ни тогда, ни сейчас... ни даже в обозримом будущем.
Вопрос в выработанной за 8 лет энергии. :) Нет никаких проблем сделать и зоны, работующую 40 лет (см. Тошибу 4S). Но вот размеры и прочие характеристики будут неудобоваримы.
Скажем, чисто по ядерной физике в быстрых реакторах можно было бы достигать 30-50% выгорания. Реально получают 8-10 и хотят 11.
Проблема в ядерном распухании топлива, и она объяснима даже на школьном уровне: когда тяжёлое ядро делится на две части, два получившихся атома занимают... ну не прямо вдвое бОльший, но заметно бОльший объём. Топливо пухнет. Несмотря на все принимаемые меры (спекание керамики с порами, центральное отверстие в таблетках), сильно большого выгорания в твёрдых ТВЭЛах не достичь по сугубо механическим причинам: перекосит, поломает и порвёт.
И это лишь одна из проблем. А ещё есть проблема радиационной устойчивости материалов (которая в ТЯ-реакторе будет стоЯть остро, прям-таки ребром). В общем, всё непросто.
Там, сейчас два варианта играют: 1.Жидкосолевой раствор-расплав; 2. Загрузка активной зоны шарообразным топливом(с размерами шариков до сантиметра-полтора)
На стадии R&D думают еще не об экономике, а о науке. Точнее - думают, но за это не бьют, главное найти технологию и отработать принципиально реализуемость.
Экономика начинается при переходе к промышленному внедрению.
Зеленые, правда, попытались это нарушить, форсируя внедрение на сырых и экономически ущербных технологиях, но это ничего и не надо кроме ускоренного роста долговых пирамид в странах-жертвах.
Обращаю ваше внимание на то, что это первая информация о реальном использовании тория в реакторах. Индусы уже пол века пилят реактор на тории, а толку нет.
Если такой реактор сумеют довести до работоспособного состояния, то даже если себестоимость энергии повысится в моменте, мы получим овер дофига энергии на ближайшие пару тысяч лет. В перспективе эта штука будет покруче, чем реактора на быстрых нейтронах.
?!
Во-первых, торий крутили американцы ещё в 40-х. Операция "Teapot" (в 52-м, что ли?), одно из испытаний - устройство на гидриде урана-233, а тот ещё нужно наработать. На тяжеловодниках его кто только не пробовал (даже Курчатов думал было, но вовремя опомнился).
Во-вторых, тут и близко ничего реального пока.
В-третьих, торий можно использовать в абсолютно любом реакторе (вместо урана-238). Это дороже, и переработка имеет нюансы. Индусы возились не на д "реактором на тории"(С), а над ториевым циклом в целом. Дело в том, что на тории/уране-233 можно сделать бридер на тепловых нейтронах, без заморок с быстрыми (собссно, тяжеловодник - Канду, или унаследованный от него PHWR и есть такой бридер автоматически)... но это требует сложной возни с ториевым циклом: переработка, производство топлива из ОЯТ и всё такое. Это довольно сложно, из-за урана-232 и таллия в его цепочке распада это топливо сильно светится очень жёсткой гаммой от которой очень сложно защищать людей, так что вся переработка и производство топлива должны быть полностью автоматизированы.
В 60-е индусы это не потянули по понятным причинам. Сейчас тоже по понятным. :) Даже России пришлось сильно потрудиться, чтобы построить маленькую линию для работы с куда более простым плутонием. И то в процессе пуска людей успели заразить плутонием/облучить. И там, хотя бы, можно устроить смотровые окна и допустить какие-то ручные операции (через окна с манипуляторами), если что вдруг. Ториевое топливо куда более гемморойно.
Я, если честно, вообще не читал о успешных попытках добавлять торий в реактора в качестве топлива, а не наполнителя. Вот вы верно сказали "...но вовремя опомнился". Повторюсь: успешных попыток не было. Пример буржуев меня не впечатляет на фоне их провала с реакторами на быстрых нейтронах.
Собственно надо ждать реальных результатов в железе. Но новость, имхо, знАчимая.
Что значит "наполнителя"? Торий в реакторе неизбежно будет частично гореть, частично (бОльшая часть) - превращаться в уран-233 и гореть. Все такие попытки "успешны" в этом смысле по определению. Непонятно, зачем "повторяться", повторяя ерунду? У индусов часть реакторов работало с уран-ториевым топливом.
Вы не там видите проблему с торием. Проблема не затолкать его в реактор какой-то особо хитрой палкой. Поместить торий в реактор и наработать-сжечь уран-233 - не проблема совершенно, на любом этапе развития техники, начиная с той самой "Чикагской поленницы".
Беда в том, чтобы замкнуть цикл - что-то сделать с ториевым ОЯТ, извлечь и запустить наработанный уран-233 обратно в реактор. Это, в силу наличия урана-232, - большая заморока. И требует новых технологий радиохимии + полностью автоматизированные линии обращения с топливом по всей цепочке. Даже перевезти и загрузить свежее топливо в реактор становится сложной операцией, куда сложнее, чем с МОКС (или СНУП, по вкусу).
...
То, что торий можно куда-то засунуть, и таких мест много - это вообще не новость. :)
Ну как минимум использованием более доступного тория вместо u235.
Ну чего непонятного?
Тот же ЗЯТЦ (те же яйца, только в профиль). С ТЯ синтезом сбоку.
И дожигать, и уран и торий - всё годится! И на выходе - тепло и свет!
Это другое. (с) Их все же различают ...
Ну да. Как масти в картах -типа буби, пики. А смысл - карты.
Осталось только Острецова вспомнить , идея -то таже . , а ведь че только писали
У Острецова ускорители играют, прямые или кольцевые вопрос второй.
Здесь вариант с магнитным удержанием плазмы, но только не в кольцевом-сферическом объёме, а линейный с двойным магнитным замком.
Невзлетит. Вариант Острецова лучше . Первый вопрос , который нам задал лектор - характерный признак ТЯ-реакции
Идея вообще другая. :)
Просто схема значительно реальнее ТОКАМАКов, технологически бесконечно далеких от реализации в качестве коммерчески обоснованного проекта.
И при этом использованы наработки по термояду, созданные совсем неглупыми людьми за полвека.
Угу. И начинать нарабатывать опыт реальных промышленных машин на открытых ловушках можно и на таких, компромиссных машинах.
Нет не начинают . Проект очень далек от осмысленности
Ожидается, что структурно будет проще, если так можно выразиться о реакторах.
Идея иметь отдельный источник нейтронов не нова, думается и на Буревестнике установка имеет подобное устройство. При этом сама активная зона - просто кусок топлива с системой теплоотвода. Никаких там замедлителей, механизации и прочих геморроев. Что на порядки дешевле, компактнее и безопаснее. Кроме того имеет перспективу увеличить рабочую температуру, что скажется не только на КПД станций, но и на возможности применять тепло непосредственно в технологических процесса - металлургии, хим. синтезе и пр.
Загвоздка лишь одна - управляемый источник нейтронов. Так вот статья об этом. Промышленная технология производства таких экономически оправдана в любом случае, поскольку при наличии источника нейтронов топливом можно сделать почти всё.
Нифига-се, "проще". :)
ТЯР - одна из самых "структурно" (да и вообще по-любому) сложных машин, которую только можно представить: сверхпроводящая криогенная магнитная система, глубокий вакуум, инжекторы нейтралов с напряжением в мегавольты, бланкет под бешеными потоками сверхбыстрых нейтронов (спектр в 10 раз жёстче, чем в быстром реакторе)... к этому добавляем ещё и ТВЭЛы с делящимися материалами и бешеной радиацией от осколков, всё это скомпонуем в компактную установку и заставим работать без человеческого вмешательства десятилетиями (потому что ремонтникам туда в принципе не подлезть).
Про "дешевле" я уж и вообще молчу. :)
Если Вы недопоняли, я активную ядерного реактора зону имел в виду. А ТЯР- всего лишь одна из реализаций источника нейтронов. О простоте этого решения я ничего и не высказывал. Очевидно, что оно не примитивно, однако, лиха беда начало...
А вот тут я не согласен. ТВЭЛы могут быть хоть жидкими, могут масштабироваться, чего в классическом реакторе реализовать проблематично. Особенно, когда ТВЭЛы разжижаются, стаёт немного обидно. Да и о десятилетиях, вроде, никто пока не сообщал.
Так что ядерная часть реактора обещает быть однозначно дешевле и практичнее, а вот с источником нейтронов имеются затруднения. Ну так и алюминий некогда дороже золота был, пережили же как-то.
В гибридных реакторах от сверх проводящих систем вроде как отказываются, так по крайней мере извещали открытые новости из Курчатовского института. Для гибридного реактора в источние нейтронов, можно снизить все уровни и все равно выхлоп нейтронного потока будет вполне рабочим, что по спектру(быстрые), что по количеству. Для трансмутации и поддержания ядерной реакции в бланкетах, уровни нейтронного потока соответствующие загоранию термоядерной реакции слишком запредельны.
Ну что Вы... никто не отказывается. В Курчатнике бюджет на магнитную систему урезали по большой бедности, и в итоге установка может работать по 5 секунд раз в несколько десятков минут, и при не сильно-то большом поле.
Серьезно?
Миллионы вольт?
Да. Не всегда, но... Идеально было бы десятки-сотни тысяч, но требуется большая мощность, а разгонное напряжение увеличивать легче, чем "ток" нейтралов.
Вопрос с отдельным источником нейтронов, что к нему будет саму первую энергию подводить. Когда система выйдет на режим, то все понятно с собственным питанием станции, а вот момент до режима и после???
Смотря для какой конфигурации. Сравните стационарную сетевую энергоустановку и энергоустановку мобильного автономного устройства и, вероятно, получите взаимоисключающие варианты.
Между ними промежуток в 8 лет, как обещают. Так что для такого случая можно подогнать атомоход-стартёр))
А если вдруг нештатная ситуация и надо погасить и провести внеплановое обслуживание. Эта проблема пнрвым делом должна быть решена.
Тем и хорош внешний источник нейтронов, что им можно управлять независимо от основного реактора, тут нет цепной реакции. И опять же какую конфигурацию Вы имеете в виду? Для установки в 10 ГВт одной только тепловой инерции хватит надолго, гаси - не хочу, обслуживай и снова запускай.
Это новая тема, однозначных решений пока, я так понимаю, нет. Потому и ведутся исследования. Притом не только по собственно генерации нейтронного потока, но и методам управления оным. Тут работы на десятилетия вперёд. А когда будут найдены варианты, компоновки, годные к промышленному употреблению, то станет возможным и считать стоимость, надёжность системы - это не первым делом отнюдь.
Первым делом при проектировании ЭлектроСтанции, насколько я знаю - потеря внутреннего энергопитания эл.станции это тяжёлая авария с непрогнозируемыми последствиями.
Страницы