Вход на сайт

МЕДИАМЕТРИКА

Облако тегов

ITER: Инжектор нейтрального луча

Аватар пользователя Лектор

Если посмотреть на проект Iter с точки зрения того, какие из его составляющих требуют больше всего научных и инженерных усилий, то одной из первых мест займет подсистема нагрева плазмы, известная как инжекторы нейтральных частиц ( или луча - Neutral Beam Injector - NBI). На мой взгляд, наряду с радиочастотным нагревом плазмы, первой стенкой, магнитной системой, кривакуумной и робототехнической системами эти устройства потребуют самого значительного напряжения сил высококвалифицированных специалистов для успешного воплощения в металле. В этом посте я расскажу подробнее о том, что  представляет из себя инжектор нейтральных атомов, зачем он нужен и постараюсь раскрыть инженерную новизну данного устройства.


Рис. 1. Изображение инжектора нейтрального луча Iter. 

Итак, как мы знаем, в токамаке главных задач ровно 3 - нагреть плазму, удержать ее от разлета и отвести тепло. После пробоя плазмы, и возникновения в ней разряда, в ней возникает кольцевой ток огромной мощности - начинается режим оммического нагрева. Однако выше температуры в 2 кЭв таким режимом плазму не нагреть - ее сопротивление падает, тепла выделяется все меньше, а излучает плазма все больше. Дальше нагревать можно радиочастотными методами - на определенных частотах плазма активно поглощает радиоволны. Однако и здесь есть предел по мощности - радиочастотный нагрев создает коллективные движения и волны, в какой-то момент приводящие к неустойчивостям. Тогда в дело вступает третий метод - инжекция быстрых нейтральных частиц. Аналогией его является нагрев воздуха горелкой внутри телповых воздушных шаров - при температуре плазмы 5-15 кЭв в нее врезается луч быстрых частиц с энергией в 1000 кЭв.


Рис. 2. Принципиальная схема нагрева плазмы токамака.

Рис. 3. Схема NBI. 


Ускорять частицы до энергии 1 МЭв человечество умеет легко и непринужденно. Однако есть одна проблема - ускорять мы можем только заряженные частицы (например положительные ионы - атомы с оторванными электронами), а они в свою очередь не могут попасть внутрь магнитного конфаймента ровно по той же причине, почему оттуда не может вырваться плазма. Решением этого конфликта стала идея ускорения заряженных частиц, и затем их нейтрализаций. На всех предыдущих поколениях токамаков это реализовывалось путем ускорения обычных (положительных, с одним оторванным электроном) ионов, и затем их нетрализации путем пролета через обычный водород или дейтерий - при этом происходит обмен электронами и часть ионов успешно превращаются в нейтральные атомы, летящие дальше с той же скоростью. Правда, максимальная мощность таких инжекторов не превышает 1 мегаватт, при энергии инжектируемого потока 40-100 кЭв и токе 10-25 ампер. А для iter нужно минимум 40 мегаватт. Увеличение мощности единичного инжектора в лоб, например через рост энергии с 100 кЭв до 1000 уперлость в такой момент, что положительно заряженные ионы перестают нейтрализоваться об газ, будучи разогнанные до таких энергий. А поднимать ток пучка невозможно - летящие рядом ионы расталкиваются кулоновскими силами и пучок расходится.


Решением вставших проблем стал переход с положительно заряженных ионов на отрицательно заряженные. Т.е. ионы, на которые налип лишний электрон. Как раз процедура “обирки” лишних электронов с быстро летящих атомов в ускорительной технике отработана хорошо и не вызывает особых затруднений даже для разогнанных до 1 мегаэлектронвольта ионов летящих сумасшедшим для ускорителей током в 40 ампер. Таким образом, концепт NBI стал понятен разработчикам, оставалось дело за малым - разработать устройство, которое будет способно производить отрицательные ионы.


В ходе исследования выяснилось, что наилучшим источником атомов с прилипшими “лишними” электронами является индуктивно-связанная плазма водорода или дейтерия с допированием атомами цезия. При этом “индуктивно-связанная” означает, что вокруг плазмы намотана катушка через которую пропускается высокочастотный ток, а плазма индуктивно эту энергию поглощает. Далее электростатический потенциал на специальной сетке вытягивает электроны и отрицательные ионы вперед. Электроны отклоняются специальными магнитами, а ионы пролетают вперед и ускоряются электростатическим полем до энергии 1 МэВ. Для того, что бы ускорить до 1 МэВ, необходимо создать потенциал на сетках в +1 Мегавольт. 1 миллион вольт - весьма серьезная величина, которая усложняет жизнь в разработке множества элементов этого ускорителя, и является практически предельной для сегодняшнего состояния техники. При этом планируемый ток ионов - 47 ампер, т.е. мощность “ионного прожектора” составит почти 47 мегаватт.


Рис. 4. Этапы разработки источника отрицательных ионов на индуктивно-связанной плазме. Видны "ведра" индуктивных полостей, сетки экстракции ионов, охлаждение.


Итак, вытянутые и ускоренные на 5 сетках с разницей потенциалов по 200 киловоль до 1 мегаэлектронвольта ионы попадают в нейтрализатор - объем, в который накачивается газ при давлении в сто раз выше, чем в области ионизации (но все равно это довольно глубокий вакуум). Здесь ионы H- или D- сталкиваются с молекулами H2 или D2 по реакции H- + H2 = H + H*. Однако КПД нейтрализации далеко не 100% (а скорее 50 процентов). Теперь пучок надо очистить от оставшихся заряженных частиц, которые все равно не смогут проникнуть внутрь плазмы. Дальше на пути стоит гаситель остаточных ионов - медная водоохлаждаемая мишень, на которую, вновь электростатически отклоняется все, что сохраняет заряд. При этом энергия, которую вынужден поглощать гаситель - чуть больше 20 мегаватт.


Рис. 5. Нейтрализатор и его характеристики.


После гашения возникает еще одна проблема - “лишние” ионы, нейтрализовавшись, превращаются в газ, довольно много газа, который необходимо откачивать из полости NBI. Вроде только что накачивали, а до и после нейтрализатора нам наоборот нужен вакуум получше. В дело вступают расположенные по бокам криособционные насосы переодического действия. Вообще, криособционные помпы - одна из тем, которая в рамках разработок УТС была сильно двинута вперед. Дело в том, что любой ловушки термоядерной плазмы необходимо в больших объемах откачивать смесь гелия, дейтерия и трития. При этом откачивать механически (например турбомолекулярными помпами) такую смесь нельзя из-за того, что тритий проходит сквозь вращающиеся уплотнения. А альтернативная технология - криоконденсационные помпы не очень хорошо работают из-за гелия, который остается газообразным при низких давлениях до минимальных разумных температур, до которых можно охладить конденсатор такой помпы. Оставалась одна технология - осаждать газовую смесь на охлажденном до 4,7К древесном угле - при этом происходит сорбция газа на поверхность. Потом поверхность можно разогреть, и дерсорбировавшиеся газы направить на разделительную систему, которая отправит опасный тритий в хранилище.


Одна из самых крупнейшних в мире помп такого типа разрабатывается для ИТЭРовский NBI, и расположена она по бокам от системы гашения ионов. Она состоит из многих лепестков, которые переодически меняют конфигурацию, прогреваются до 80К, и сбрасывают накопленный газ в приемник, потом снова охлаждаются и открывают для дальнейшей сорбции.


Рис. 6. Крисорбционные помпы нейтрализатора.


Кстати, надо заметить, что 8 гигантских помп, работающих по такому же переодическому принципу будут установлены в самом токамаке ITER по нижнему поясу вокруг дивертора. Их переодическое зарытие-открытие гигантских тарельчатых клапанов (метр диаметром) для прогрева, десорбции и обратного захолаживания чем-то напоминает мне стимпанковские машины в духе 19 века :)


Рис. 7. Одна из 8 основных криопомп периодического действия диверторного региона.


Ну а тем временем в NBI уже практически сформированный луч из нейтральных атомов водорода или дейтерия, мощностью 20 с небольшим мегаватт проходит через последнее устройство - калориметр/очиститель пучка. Это устройство выполняет задачи поглотщения нейтральных атомов, которые слишком отклонились от оси тоннеля (“очистки пучка”) по которому они попадают к плазме и точного измерения энергии нейтральных атомов, для понимания вклада NBI в нагрев плазмы. На этом задача NBI может считаться выполненной!


Однако для ITER было бы слишком просто сделать машину в 20 раз мощнее аналогов, используя технологии, которых не было на момент старта разработки. Как обычно, окружение токамака накладывает свои жесткие условия.


Первое вся эта система электростатического ускорения/отклонения/гашения очень чувствительна к магнитным полям. Т.е. размещать ее рядом с самыми большими магнитами в мире - ужасно плохая идея. Для подавления этих полей будет использоваться комбинация активных противомагнитных полей, создаваемых “теплыми” катушками мощностью 400 киловатт и пермаллоевых экранов. Тем не менее остаточные возмущения - один из предметов плотной работы над проектов.



Рис. 8. Помещение NBI в здании токамака. Видны желтые плиты пермалоевой экранировки и серые квадраты катушек активной компенсации.


Вторая проблема - это тритий, который неизбежно будет залетать сквозь тунель подачи пучка и оседать внутри NBI. Что автоматически делает его необслуживаемым людьми. Поэтому одна из роботизированных систем обслуживания ИТЭР будет располагаться в камере NBI и обслуживать 2 ускорителя энергетических пучков по 17 мегаватт (да-да, при потреблении от розетки больше 50 мегаватт, система доставляет в плазму только 17 - такой вот поганый кпд), и один диагностический (взаимодействие такого пучка с плазмой дает массу информации для понимания ситуации в ней) на 100 киловатт.  


Рис. 9. Энергобалланс NBI.


Третей проблемой является уровень в 1 мегавольт. В сам NBI приходят линии запитки источников плазмы, разнообразных экстракционных и экранирующих сеток, 5 ускорительных потенциалов (каждый отличается от соседа на 200 киловольт, между ними течет ток порядка 45 ампер), линии подачи газа и воды. Все эти системы необходимо ввести внутрь устройства изолировав относительно земли на 1 мегавольт. При этом изоляция в 1 мегавольт в воздухе означает защитные от пробоя радиусы в ~1 метр, что мало реально выполнить при наличии ~20 линий, которые надо изолировать друг от друга в одном вводе электрически. Реализована эта задача через разнос высоковольтных источников по большой площади и ввод через тоннель, наполненный SF6 под давлением. Критичными теперь, правда, становятся проходные вводы воздух-SF6/ SF6 - вакуум в этот тонель - короче масса задач для инженеров по высоковольтной технике при параметрах, которые не встречаются серийно в этой индустрии.


Рис. 10. Здание высоковольтных источников NBI. Справа - вспомогательные источники, левее - 2 группы по 5 высоковольтных источников акселератора, в здании изолированные источники 1 МВ. Слева ячейка в здании токамака, где расположены 3 NBI + диагностический луч.





Рис. 11. Разрез NBI в ITER. Слева от NBI зеленый быстродействуюзий вакуумный затвор, отсекающий NBI от токамака в случае необходимости. Хорошо виден циллиндрический проходной изолятор на 1 мегавольт и его размеры.


В камере NBI оставлено место для третего энергетического модуля, для возможного апгрейда ИТЭР по энергетике. Сейчас система нагрева плазмы планируется мощностью 74 мегаватта - 34 NBI, 20 МВт высокочастотной радионагрев и 20 МВт низкочастотный, а в перспективе - до 120 мегаватт, что позволит удлинить длительность горения плазмы до часа при мощность 750 мегаватт.

Рис. 12. Стендовый комплекс MITICA + SPIDER 


Изготавливает энергетические NBI Европа, контракты уже розданы. Часть высоковольтных источников постоянного тока изготовит Япония. Поскольку устройство NBI по комплексности и объему работы может посоперничать с токомаками 80х целиком, в Европе, в Падуе сооружается стендовый комплекс MITICA, где будет воспроизведен 1 модуль NBI и еще предварительно отдельно источник отрицательных ионов SPIDER в полный размер (до этого его половинка заработала на еще одном стенде в 2010 году в немецком институте IPP). Этот комплекс сейчас вводится в строй, и к концу следующего года на нем уже начнутся первые эксперементы, а к 2020 на нем надеются отработать все аспекты работы системы NBI.  

Фонд поддержки авторов AfterShock

Комментарии

Аватар пользователя Кейз-Ол
Кейз-Ол(3 года 4 месяца)(01:28:21 / 16-12-2014)

Спасибо за развернутую статью. Хотя ИМХО ITER мертворожденный проект.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(01:25:50 / 16-12-2014)

Спасибо, я сам у себя выиграл пари, что первый коммент будет "Iter не взлетит".

Аватар пользователя Кейз-Ол
Кейз-Ол(3 года 4 месяца)(01:40:44 / 16-12-2014)

Кроме чисто технических проблем у УТС еще одна грань. Если бы вероятность положительного результата была высока, то каждый игрок попробовал бы в индивидуальном порядке, добиться управляемого синтеза. Ибо первенство в этой сфере влечет за собой такой профит, что все саудовские аравии со своими месторождениями, показались бы (и оказались бы) мелкими торговцами вонючей жижей.

Аватар пользователя elfwired
elfwired(5 лет 2 месяца)(04:43:10 / 16-12-2014)

Весь предполагаемый профит уж очень сильно в будущем, большинство управленцев не смотрят настолько далеко в завтрашний день, не говоря уж про инвесторов.

Даже быстрые реакторы мало кто строит, хотя уж там-то почти все технологии испытаны.

Аватар пользователя Maximus
Maximus(5 лет 3 недели)(14:28:12 / 16-12-2014)

>Если бы вероятность положительного результата была высока, то каждый игрок попробовал бы в индивидуальном порядке, добиться управляемого синтеза.

Заблуждение. Из разряда, если тематикой (в бизнесе) никто не занимается, значит, невыгодно.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:30:39 / 16-12-2014)

>Если бы вероятность положительного результата была высока


Вы просто неправильно трактуете "положительный результат". Если положительный результат - море дешевой энергии - то да, УТС тут ничем помочь не может. Если же результат - просто море энергии - то уже может. Только, пока есть нефть и газ, эта альтернатива - дороговата.

Аватар пользователя Вован Толяныч

А что будет с тритием, не попавшим в плазму? Это весьма и весьма дорогой и редкий материал, чтобы его просто "накапливать" пока не выдохнется.

Аватар пользователя roman.kuvaldin
roman.kuvaldin(5 лет 11 месяцев)(03:32:58 / 16-12-2014)

Ну не то чтобы редок, и не то чтобы уж баснословно дорог...

Военные очень любят часы, компасы, прицелы и источники света на тритии. Гражданским тоже достается - поищите на Ебее, там немало.

Аватар пользователя Вован Толяныч

Штаты за 40 лет холодной войны произвели 225кг трития. В 2007 амы построили завод за полмиллиарда поддержания боеготовности ядерного оружия -- это даст до 3кг в год, но этого мало, и производство хотят утроить. Это вам рамочные знания, чтобы не тратить время на часы и ебай. А теперь с калькулятором в руках задумайтесь о том что вы мне написали:

> Ну не то чтобы редок, и не то чтобы уж баснословно дорог...

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(10:13:06 / 16-12-2014)

В ИТЭР довольно навороченная система оборота трития, откачки, сбора, разделения, подготовки его и обратной подачи в тор.

Аватар пользователя Вован Толяныч

Ткните пожалуйста носом в ссылку на эту систему. Хочется посмотреть как это устроено, учитывая что у амов получился такой дорогой завод (не считая АЭС) ради такого малого количества.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:20:05 / 16-12-2014)

Ссылок довольно много, сходу в голову приходит описание в базовом дизайне 2006 года  и вот эта презентация

Аватар пользователя Вован Толяныч

Читаю и не отпускает мысль о том как пришли к ИТЭРу.

1. Есть простая, элегантная схема -- токамак!

2. Есть самая лёгкая реакция на удобных изотопах -- D-T!

3. С тритием, нейтронами и прочими тривиальными мелочами пусть инженеры разбираются.

И вот инженеры разобрались. Всё что вы показываете, плюс эти документы, напоминают мне конструкцию с размерностью (dimensionality) более 3. Смотришь -- да, сложно, но вроде не запредельно. Потом переворачиваешь страницу -- а там опять "сложно, но вроде не запредельно". И так с каждой подсистемой, на каждом уровне, и всё зависит от всего -- мощные магнитные поля в камере, и рядом чувствительный к полям нейтральный инжектор, который экранируют своими магнитными полями... В общем вывод получается неприятный: ключевые решения принимали на не совсем трезвую голову люди, которые не знали и не догадывались что они делают. А теперь поздно отступать -- на успех поставлены тысячи научных карьер и десятки тысяч репутаций.

Одно можно заключить с высокой уверенностью: из этого не получится электростанция. Научный эксперимент получится шикарный, может даже все цели будут достигнуты, но к энергетике это не имеет прямого отношения. Чтобы проиллюстрировать тезис, перепишу это для обычного ядерного реактора:

1. Есть простая, элегантная схема -- реактор деления!

2. Есть лёгкая реакция на удобном изотопе -- Cf-251!

3. С Cf-251 и прочими мелочами пусть инженеры разбираются.

Идея отличная, изотоп отличный, но вот с ним неминуемо обнаружится небольшая проблема, и это может несколько затормозить проект, а потом и похоронить его.

Если бы сразу решились делать D-D, постепенно достигнув условий для этого, сразу смотрели на "вспомогательные системы" и прочие "инженерные мелочи", можно было бы смотреть со сдержанным оптимизмом на роль синтеза в энергетике. А пока это получается замечательный научно-технический эксперимент, как LHC, но не более того.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:48:32 / 16-12-2014)

Вот еще презенташка хорошая, лучше с нее наверное начинать. http://tritium.nifs.ac.jp/project/20/pdf/t2.pdf

Аватар пользователя Вован Толяныч

Это прекрасно...

> 56 kg tritium is required per GW(thermal) year of DT fusion power

Комментарий выше был написан до прочтения этой презентации. Я ещё не знал... 56кг -- на порядок больше, чем амы делают для своих военных. И это лишь один гигаватт тепловой, а электростанция должна быть порядка 3ГВт электрической, то есть полтонны трития в год... Какие подобрать слова для этого? %)

з.ы. Всё посмотрел. Значимый вывод: авторы проекта абсолютно не понимают что за сложность всегда приходится платить. Судя по сложности одной лишь тритиевой подсистемы, они думают что сложность ничего не стоит. И так в каждой подсистеме -- ИТЭР прост только на самом макро уровне, каким был в своё время Т-3. Это яркая иллюстрация достижения третьей части логистической кривой, а до электространции ещё очень далеко. Поэтому эксперимент будет замечательным, но останется научным.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:28:07 / 18-12-2014)

>а электростанция должна быть порядка 3ГВт электрической, то есть полтонны трития в год


Ну там будет бридинг трития на литии в бланкете. В итере будут испытываться аж 11 прототипов такого бланкета.


>Значимый вывод: авторы проекта абсолютно не понимают что за сложность всегда приходится платить. Судя по сложности одной лишь тритиевой подсистемы, они думают что сложность ничего не стоит. И так в каждой подсистеме -- ИТЭР прост только на самом макро уровне, каким был в своё время Т-3. Это яркая иллюстрация достижения третьей части логистической кривой, а до электространции ещё очень далеко. Поэтому эксперимент будет замечательным, но останется научным.


Я думаю, логика слегка другая: еще в начале 80х стало понятно, что ТЯЭС получается слишком сложной для того, что бы быть электростанцией. Окупаемость может наступить, если сделать очень очень большой реактор, и желательно приличной серией, тогда за счет снижения удельных расходов - оно может быть сравняется с текущими источниками э/э. Однако помня, что углеводороды могут когда-нибудь и закончится, а для разработки этих очень больших ТЯР нужна не только бездна денег и довольно много времени (при неограниченном финансировании - лет 20...30), решено было продолжить работы в максимальном масштабе. Да, ИТЭР - это не электростанция, это действующий макет в натуральную величину, инженерный и научный стенд. Но если его не сделать сегодня, то в 2050х может оказаться что из выбора "Строить сверхдорогие ТЯЭС или сдохнуть" останется только вторая половина. Ровно так же вкладываются и в альтернативы - в России в ЗЯТЦ, в Европе, где атомные технологии сложнее продать избирателю - в ВИЭ и ADS/минорно свинцовый ЗЯТЦ (как два из 6 вариантов программы Gen IV).

Аватар пользователя roman.kuvaldin
roman.kuvaldin(5 лет 11 месяцев)(01:10:12 / 17-12-2014)

Ой, памятуя о стоимости программ Bradley, Raptor и Lightning II - я ваще не удивлен тому факту, что завод получился "дорогой".

Аватар пользователя elfwired
elfwired(5 лет 2 месяца)(04:04:19 / 16-12-2014)

Ух ты, спасибо за подробный рассказ.

А вы можете что-то сказать (аргументированно) по поводу поднимавшейся недавно на ресурсе темы "синтеза в пучке" как альтернативы токамакам?

Ведь и правда, если уж всё равно приходится строить сложнейшие ускорители ионов, может сфокусировать два пучка да столкнуть? Возможно ли таким образом получить значимые КПД?

Если у вас будет время на объяснения, то следующий вопрос про "ускоритель на обратной волне" - возможно ли такое, действительно ли его можно сделать компактным и эффективным по КПД?

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(10:27:34 / 16-12-2014)

>А вы можете что-то сказать (аргументированно) по поводу поднимавшейся недавно на ресурсе темы "синтеза в пучке" как альтернативы токамакам?


Знаете, там ситуация такая, какая была для УТС в 1956 году - есть концепция, красивая, и есть слова о том, что "освоим за 10 лет!". В реальности ЯРТ имеет массу даже концептуальных проблем - начиная от сложностей с положительным энерговыходом, продолжная крайней неравномерностью энергораспределения в такой схеме, заканчивая тем, что любая вообразимая гетерогенная мишенная зона долго в таких условиях не простоит. А псевдогомогенная (с шаровыми твэлами, как предлагается) газоохлаждаемая на сегодняшний день никак не проходит по ядерной безопасности (очень уязвима к разрывам контура теплоносителя - потеря давления и хана). При этом остаточное тепловыделение на уровне обычных ядерных реакторов и охлаждать надо так же.


>Ведь и правда, если уж всё равно приходится строить сложнейшие ускорители ионов, может сфокусировать два пучка да столкнуть? Возможно ли таким образом получить значимые КПД?


Проблема именно в КПД. Плотности атомов в пучках - мизерные. А когда начинаешь искать способы повышения кпд, то приходишь к идее токамака :)


>Если у вас будет время на объяснения, то следующий вопрос про "ускоритель на обратной волне" - возможно ли такое, действительно ли его можно сделать компактным и эффективным по КПД?


Вот здесь я совсем далек от темы. Могу только по радиочастотному драйверу сказать, что общий кпд выше 65-67% от розетки до радиочастотной энергии в полости ускорителя не достижим. Наверное при мегаваттных уровнях вспомогательное потребление ускорителя (магниты, вакуум, охлаждение, управление) сожрут еще процентов 10 кпд - можно ли из оставшихся 55% получить 50% в виде кинетической энергии протонов - я не знаю.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

>по поводу поднимавшейся недавно на ресурсе темы "синтеза в пучке" как альтернативы токамакам?

- "ссылки, сестра!"(c)

Аватар пользователя Ещё не решил.
Ещё не решил.(3 года 8 месяцев)(05:44:17 / 16-12-2014)

Как, уже разработали материалы, которые могут выдерживать постоянные нейтронные бомбардировки, только про магнитную ловушку и прочие "карманы" не рассказывайте- понимаю суть, но вопрос открыт?

Порадую автора- не взлетит!

Стоимость аппарата, работ и замена рем.комплекта превышает стоимость произведённой энергии!

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(10:15:26 / 16-12-2014)

Материалы разработаны. Вообще у итер будут очень небольшие суммарные нейтронные нагрузки (0.5 сна для первой стенки), но большие пиковые. В быстрых реакторах пиковые меньше, но суммарные - в десятки раз выше.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(10:57:39 / 16-12-2014)

Смотрите, что означает "большие пиковые, но небольшие суммарные" ? А это означает, что серьезный нейтронный поток ожидается только очень небольшое время... в остальное время реакции не будет. А это означает, что радиационную проблему просто засунули куда подальше... 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(07:49:19 / 16-12-2014)

Вот как раз с этими инжекторами и всё не так гладко... Это теперь рассказывают, будто всё так и планировали заранее. Типа - до таких-то температур греет радиочастотный метод, а до таких-то - инжекторы...

На самом же деле - "дело не шло". И когда попробовали впрыск - получили резкий, и на тот момент не объяснимый рост нейтронов... Ну, потом объяснили, конечно...  Так вот, если эти нейтроны имеют термоядерную природу - то мы получили положительный выход энергии. По расчётам. А вот если никакого распределения скоростей в плазме не было - и реакция является следствием бомбардировки потоком ускоренных ионов - то очень рано пить шампанское...  Такие нейтроны от D+T легко можно получить в лаборатории...

p.s. Помню, когда я был на 3-м курсе, открыли "высокотемпературную проводимость". У нас профессор с кафедры придумал теорию, её объясняющую... А потом я узнал, что на тот момент в мире уже существовало что-то около 200 (двухсот) разных теорий, её объясняющих. На меня, студента, это произвело впечатление...  Так что я не "падаю ниц" читая такие красивые теории - "объяснялки"  Почему-то снежинцы:

1. Не смогли "зажечь" смесь D+T в малых объемах ядерным взрывом

2. Не смогли объяснить это


"На одной из конференций в 2001 году мы рассказали о своих безуспешных попытках зажечь малые количества смеси дейтерия и трития (эту смесь зажечь намного легче, чем чистый дейтерий), используя энергию ядерного взрыва."

http://www.nkj.ru/archive/articles/4460/

Сразу скажу - я не сторонник их идеи ВДЭ 
Но подумайте - так ли уж хороша сегодняшняя теория термоядерных реакций ?

Аватар пользователя Ещё не решил.

Но подумайте - так ли уж хороша сегодняшняя теория термоядерных реакций ?

Верно. Из этой же области, почему не делают из водорода дейтерий? Где эта реакция p+n?

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(10:29:42 / 16-12-2014)

А какой в этом смысл? Энергетически дешевле из воды дейтерий добыть. В оборотной воде электролизных производств его до 0.5%

Аватар пользователя Ещё не решил.

А что, из водорода можно дейтерий получить, есть под это теория, сколько при этом энергии затрачено-получено? 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(11:01:00 / 16-12-2014)

Здесь больше засада не с дейтерием, а с тритием. Дело в том, что для получения его из лития нужен один нейтрон. А при реакции D+T выделяется как раз ровно один нейтрон ;) Но, в ИТЕРе всё это считается "технической мелочью" ... Типа, гоняем на тритии, который канадцы привезут... 

Аватар пользователя Ещё не решил.

Да там у них всё мелочь, что мешает и не укладывается, но вундервафля баско выглядит, недаром заявленно у автора: "...потребуют самого значительного напряжения сил высококвалифицированных специалистов..." )))

Нее, про дейтерий мне интересно, есть ли какая наука и опыты по его не извлечению из воды, а именно производству из водорода, вот как то так.

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(11:16:54 / 16-12-2014)

Ну, если знать про то, что один 14,7 МЭвный нейтрон в Бериллии размножается на 2 по 6 МЭвных - то это действительно не проблема. А можно и еще размножить.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(11:34:07 / 16-12-2014)

Мы знаем, знаем ! А ещё мы знаем объемы мировой добычи бериллия, скорость, с которой он будет "выходить из строя", а также необходимость создания промышленности для его очистки и рециклинга...

http://vant.iterru.ru/vant_2013_4/1.pdf

При этом не рассматривается вопрос - как же мы будем снимать полезную энергию с нейтрона-то. Дело в том, что это нейтрон уносит примерно 80% энергии реакции D+T... 

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(12:42:50 / 16-12-2014)

>необходимость создания промышленности для его очистки и рециклинга...


Не самого большого масштаба проблема в рамках УТС. Дело оно, конечно, не упрощает.

>Дело в том, что это нейтрон уносит примерно 80% энергии реакции D+T... 


Он ее переносит от плазмы в стенку. Эти 80% мучают только теоретиков, которые хотят энергию с плазмы снимать электрически, а не через тепловую энергию. Реально утечка нейтронов за пределы вакуумной камеры - 1% от флюенса, и наверное одна тысячная по энергии, все остальное поглощается бланкетом, вакуумной камерой и 2 тысячами тонн воды внутри них. 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(13:23:53 / 16-12-2014)

"Не самого большого масштаба проблема в рамках УТС" - не знаю, как это расценивать... С одной стороны, если почитать ссылочку, становится понятно, что проблемы весьма не слабые. Что реально термоядерная энергетика обеспечена беррилием гораздо хуже, чем обычная атомная - ураном 235. Что пока не разработаны даже технологии рециклинга... а ведь они будут с потерями ! Кста, сам бериллий будет "расходоваться" в реакторе - но по сравнению с потерями с рециклинге - это будет мелочью...


Всего в мире - 80 тыс. тонн. На один реактор надо 0,5 тыс. тонн. Итого - всего мирового бериллия - на 160 ИТЕРов. Это при стопроцентной добычи, при отказе от бериллия в электронике, авиации и ракетостроении. Военные откажутся от бериллия ради энергетики, ну да, на да 


Но через 5 лет весь бериллий надо менять. Предположим, что чудо-технология будет разработана (а там очень большие проблемы с радиоактивностью и т.д.). Предположим, что потери составят всего 10% (обычно больше). Ну, считаем, когда наши реакторы остануться без бериллия...


Что, недостача бериллия на планете Земля - это проблема "маленькая" ? Про экономику всего этого кошмара я уже и не говорю. Главный вывод - нет здесь бесконечного источника энергии. И не пахнет.


Кстати, там с литием - похожие проблемы. Нам же нужен не весь литий, а конкретный изотоп... 

А с другой стороны я согласен с Вашей фразой, что "Не самого большого масштаба проблема в рамках УТС". В том смысле, что есть там проблемы и покруче... 

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:27:42 / 16-12-2014)

>Всего в мире - 80 тыс. тонн. На один реактор надо 0,5 тыс. тонн. Итого - всего мирового бериллия - на 160 ИТЕРов. 

На 160 энергетических многогигаваттных реакторов, а не ИТЭРов, в нем всего 12,5 тонн бериллия. 


>Предположим, что чудо-технология будет разработана (а там очень большие проблемы с радиоактивностью и т.д.)


Обычный радпроцессинг. И проблемы с радиоактивность - они у ОЯТ, а здесь так, мелочи :)


Другое дело, что это опять же, непросто и не дешево с точки зрения сложности и экономики газотурбинных ТЭС.


>Главный вывод - нет здесь бесконечного источника энергии. И не пахнет.

Я думаю, что проблема слишком большой сложности УТС - большее ограничение, чем бериллий/литий. Если бы можно было просто и дешево получать э/э из термоядерных реакторов, то во-1 их бы уже была масса построенна, а во-2 это решало бы ограничение по бедности руд.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(14:37:44 / 16-12-2014)

Ну что же, пожалуй согласен. Я, правда, пытался в этом обсуждении гладко провести вывод о том, что любые реакторы на D+T - это и "не термоядерные реакторы вовсе", а просто драйверы для сжигания урана 238. Хотя бы на основании вот этого утверждения:

"Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше,

чем в чистом термоядерном реакторе"

http://profbeckman.narod.ru/DisAjizhan.files/Gl1.pdf

А для этого токамаки

1. Слишком дороги

2. И близко не масштабируемы

Но Вы так и не произнесли слово "уран", хотя я и пытался Вас туда завлечь 

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(14:55:54 / 16-12-2014)

Да проблемы ровно те же самые - сверхсложная машина (мало нам ИТЭРа, мы еще его целиком погрузим в гигантский ядерный реактор деления) = дорогая энергия = окупается только на сверхбольших машинах, типа 5...10 гигаватт электрических. Кстати, в СССР был проект турбины на 20 гигаватт, на парах калия со сверхпроводящим генератором, вот где инженеру-то разгулятся!

Кроме того между УТС и БР лежит непрерывный спектр возможных решений - тут тебе и нейтронный драйвер на основе открытых ловушек, и Острецовский ЯРТ, и более классический ADS. Т.е. говорить что какое-то решение из них самое правильное - пока рановато. Главное что понятно - необходимо доделать ИТЭР (и еще IFMIF и MIRRHA) , что бы получить понимания о том, как будет выглядеть энергетика будущего. 

Аватар пользователя kokunov
kokunov(5 лет 8 месяцев)(09:02:24 / 16-12-2014)

Это стоило затевать только ради разработки теории и технологии управления всем этим.

какая разница, будет выхлоп или нет.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(09:56:55 / 16-12-2014)

Дык и у меня только одна претензия. Называется "Ля-ля не надо"  Не надо говорить населению (и политикам) что создаётся действующий макет ТЯЭ. Что с точки зрения физики - "проблем нет", вот только "инженеры должны чуть-чуть посуетиться"...

Вот, например:

"Ещё в 3 февраля 1976 года было сообщено, что в Курчатовском институте на "Токамаке-10" впервые в мире получена мощная термоядерная реакция. То есть была достигнута температура термоядерного синтеза. И, собственно говоря, мы, учёные, тогда своё дело сделали. Мы продемонстрировали реакцию, продемонстрировали технологию, сверхпроводящие катушки. И станцию мы спроектировали. В Сосновом Бору под Петербургом должна была стоять. Словом, всё можно было сделать. Но нужно ли? Ведь это означало построить новую промышленность, новую энергетику. Это сотни, тысячи гигаватт, это огромные затраты."

http://www.ras.ru/digest/showdnews.aspx?id=a347ef9e-0962-4881-ad2b-e3626184a440


Правда, интересные слова ? 

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(10:56:19 / 16-12-2014)

Кстати, вопрос комментаторам - мои статьи понятны? Не надо больше разжевывать, картинок больше? Есть масса подробностей, которые тоже хочется рассказать, но они за собой тянут такие объемы введений, если оставаться на том же уровне, что текст становится неподьемным. Если же уменьшить количество упрощений, то можно рассказать более интересные вещи.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(4 года 1 месяц)(11:02:22 / 16-12-2014)

Тексты хорошие и понятные. Не думаю, что нужно больше подробностей. По крайней мере, пока никто не спросит.

Аватар пользователя Ещё не решил.

Понятны!

Аватар пользователя SeaJey
SeaJey(5 лет 3 недели)(11:17:11 / 16-12-2014)

Текущий формат хорош. Главное, чтобы серия статей была продолжена.

Аватар пользователя Mocus
Mocus(5 лет 10 месяцев)(21:35:32 / 21-12-2014)

На текущем этапе всё вполне понятно и вполне достаточно для неискушённого читателя.

Остался вопрос - кто Вы в этом проекте ? :)

Аватар пользователя Лектор
Лектор(3 года 5 месяцев)(21:39:25 / 21-12-2014)

Никакого отношения к ИТЭР я не имею, все по открытым источникам. 

Аватар пользователя Mocus
Mocus(5 лет 10 месяцев)(09:53:33 / 22-12-2014)

Жму руку !!!

Лидеры обсуждений

за 4 часаза суткиза неделю

Лидеры просмотров

за неделюза месяцза год

СМИ

Загрузка...