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
Ни разу не специалист, потому и комментировать не стану.
Где-то с год назад, если не больше, по мотивам одной статьи на АШ решил посмотреть - реально ли использовать что-то кроме токамаков для продуцирования нейтронного потока, достаточного для трансмутации. Статья была про "любительские" термоядерные реакторы. Посчитали примерный энерговыход - на три порядка меньше, в плане энергоокупаемости. Т.е. продуцировать плутоний получится - но толку с этого будет ноль.
А ещё где-то в инете есть статья 1990-го года, кажется. Там автор рассматривал глюонный реактор в качестве трансмутатора урана 238. По энергетике у него всё хорошо выходило, а создание реактора автор считал делом ближайших лет. Так что даже странно как-то.
Блин, не глюонный - мюонный! Дятел. Вот ссылка на работу, от 1990-го года. Там, кстати, именно на использование в бридинге упор делается.
Очень интересно, только насколько я понял идея такой вот электростанции - это некислый объект с размерностями в километрах и персоналом уровня института какого исследовательского. В конце концов 10 ГэВ ускорители у нас пока не очень в промышленности применяются))))))) Это даже если забыть что их во всем мире пальцев наверно хватит(с ногами))))))
upd
еще вот это немного смущает
Если "зажигание" это именно ignition - то сравнение идет с полноценным коммерческим ТЯР, который уже как минимум на 50 лет уходит - как научпоп наверно интересно
Как это не парадоксально, но размерность токамака Т-15 или JET вполне себе в размерах среднего коттеджа, вот данные из википедии:
Т.е. сам токамак вполне себе может быть вписан в любую стандартную АЭС с некоторой модификацией. Лучше всего конечно токамак располагать в центре гибридного реактора, чтобы излучаемые нейтроны могли облучать перерабатываемое в топливо сырье по всей окружности токамака.
синхрофазотрон с кольцом в километр забыли))))))))
В Протвино вон кольцо вообще 20 км, правда не доделали. Я же говорю о реальных машинах. Вон в Москве в Курчатовском институте стоит Т-15, Тот же японский JT-60 больший радиус 3.6 метра; высота тоже примерно 14-16 м . Здесь не нужно ничего разгонять по кругу. Сама плазма разогревается просто токами, как в транформаторе первичная катушка у нас подведенное электричество, а вторичная катушка - это коротко замкнутое кольцо плазмы в электромагнитном коконе. Подаешь мощу на первую обмотку и плазма выполняющая роль второй обмотки начинает кипятится.
Это все-таки в продолжении о мюонном катализе - о таких вариантах в физике элементарных частиц я не слышал)))))))))))
Предложенный вами вариант наверно интересен, только в токомаках плазма удерживается полями - увеличите силы на плазму - начнут расти затраты на удержание. Без расчетов - не актуально короче.
Дейтерий-дейтерий поджечь на два порядка сложнее чем дейтерий-тритий. Коль скоро не могкт поджечь второй, о первом забудьте.
Не совсем понял вопрос про комментарий, что в том выражении надо прокомментировать-разъяснить.Уточните пожалуйста.
Порядок образующихся энергий 14,6 МэВ. Меня терзают смутные сомнения: откуда такие энергии?
Неоднократно подтвержденные опытами с измерениями и у нас и за рубежом.
Получается, что уровня излучаемой энергии хватит для (пардон за дилетантство) превращения U238 и Тория?
Для меня принципиально важно понимать техническую возможность. Экономическая целесообразность отходит на второй план, на данном этапе.
Обычная термоядерная реакция))))) сто лет в обед. Идет вообще везде - в куче токомаков, исследовательских реакторах и ускорителях на мишенях, даже на Новой Земле))))))) Ну и Солнце таким ограниченно балуется - просто оченно маловероятно что в солнечных условиях именно такая реакция пройдет. В искусственных условиях - до других пока не доросли в индустриальных масштабах
Вопрос не экономический, так как описано - это просто замкнутый цикл со своими потерями, соответственно как только потери превысят первоначальное внешнее поступление энергии - усе встанет.
Да нейтронов от излучения плазмы в токамаке достаточно для преобразования урана238 в плутоний239 и тория232 в уран233.
Вот цитата из сопроводительной статьи "Современный взгляд на Гибридный Термояденый Реактор" стр.3, Введение, строки 10-18: "...Нейтроны высокой энергии, рождающиеся в реакции D+T, должны были в глубоко подкритическом гибридном бланкете (k эф<<1), содержащем сырьевой изотоп 238U, размножиться в 4-5 раз и произвести энергию ~200 МэВ на одно деление ядра урана. С учетом затрат чуть более одного нейтрона, необходимого для воспроизводства трития, в гибридном бланкете предполагалось наработать также 3-4 ядра плутония на один исходный термоядерный нейтрон. Отсюда следовало, что главная роль гибридного реактора в глобальной энергетике должна состоять в максимально возможной наработке делящихся изотопов для последующего эффективного их использования в качестве искуственного топлива в промышленных ядерных реакторах...."
детальный анализ гибридных термоядерных реакторов был выполнен в 1970-хх года в СССР. ссылка http://vant.iterru.ru/vant_2009_1.htm
Уважаемый Сибирский турист, в конце статьи я дал ссылки на вполне компетентных в этом деле людей. Вам бы я порекомендовал прочитать статью по ссылке 10 одним из авторов этой статьи является академик Велихов. Там достаточно подробно расписано об источниках нейтронов для реакторов разработчиков или реакторов дожигателей.
За сим с уважением.
Давайте с 2 моментов начнем до ссылок на академиков:
1. Вы признаете что источником нейтронного потока являются термоядерные реакции?
2. Вы признаете что без положительного энерговыхода этих реакций деятельность по наработке и использованию делящихся материалов является энергетически убыточной?
Оба этих предположения вы явно оспариваете в своей статье вдобавок привлекая Острецова, а вовсе даже не в статьях академиков
В таком виде - это фричество как раз для JJ, если оно несознательно, и какая-то диверсия если сознательно
Касательно академиков - при всем к ним уважении один еще советский академик в достаточно узких кругах говорил - "Лучше делать вид чем ничего не делать". Возможно фраза не его, но это и не важно.
Так вот - в отношении того же Острецова/Фоменко и пр. - такой вот мотив я думаю вполне применим и даже осуждать не за что, тем более того же Острецова. Только вот руководствоваться итогами такого вот "изображения" в уже своей деятельности - я думаю академики не одобрят)))))))
По п.1 Источником потока нейтронов является разогретая и сжатая в магнитном поле реактора дейтерий-тритиевая плазма и реакция термоядерного синтеза (инициируемая внешней энергоподпиткой) периодически происходящие в этой плазме.
П.2 вы неккоректно ставите вопрос-утверждение. Я поясняю, в гибридном реакторе-размножителе урана и плутония токамак выполняет функцию промышленного источника нейтронов без выхода на полноценную самоподдерживающуюся термоядерного синтеза и положительный энергетический баланс мы получаем за счет трансмутации урана238 в плутоний239(или тория232 в уран233) который в последующем будет использован на классической атомной станции для выработки эл.энергии. Энергобаланс такой операции составляет примерно 150МВт затраченной мощности(на токамак и обслуживание) на 1000МВт выработанной мощности (на энергореакторе ВВЭР-1200).
Прокомментируйте тогда пожалуйста данные расхождения
По п.1 Источником потока нейтронов является разогретая и сжатая в магнитном поле реактора дейтерий-тритиевая плазма и реакция термоядерного синтеза (инициируемая внешней энергоподпиткой) периодически происходящие в этой плазме.
И второе
токамак выполняет функцию промышленного источника нейтронов без выхода на полноценную самоподдерживающуюся термоядерного синтеза и положительный энергетический баланс мы получаем за счет трансмутации урана238 в плутоний239(или тория232 в уран233) который в последующем будет использован на классической атомной станции для выработки эл.энергии
"Так ты не признаешь себя изобретателем вечного двигателя, еретик?!! Да еще именем инквизиции прикрываешься?!! Тащите паяльник и масло" - откуда-то из старых советских научпоп рассказов, точное совпадение не гарантирую)))))))
В приведенных вами цитатах нет противоречия. Разогретая дейтерий-тритиевая плазма - это разогретые молекулы изотопов водорода дейтерия и трития. Она сама уже начинает излучать нейтроны, а когда под воздействием внешней инициации в токамаке происходит реакция термоядерного синтеза,то нейтронный поток еще увеличивается.
Функция трансмутации урана,плутония и других трансуранов открыта вполне давно и в тех же реакторах бридерах(размножителях если по русски) она используется для наработки топлива. Если по простому в реактор закладывают тонну урана, а достают по окончании топливной компании тонну и сто килограм.
Господи, вы меня пугаете. С каких пор термоядерная реакция стала цепной ?
Помимо этих 14 МэВ улетающих с нейтронами остается еще +3-4 МэВ на цикл, компенсирующих потери в плазме - без этих "собственных нужд" все потери придется компенсировать внешним источников - соотношение запуск/поддержание совсем печальное будет - Острецов как раз в таком режиме и хочет работать)))))))
ITER - как раз цепная самоподдерживающаяся реакция. Теоретически))))))) Получится или нет - даст бог через 20 лет посмотрим)))))
upd
В ИТЕРе потери все равно есть компенсируемые за счет внешнего источника, но основное - это все-таки энергия продуктов реакции. Полностью на внутреннюю компенсацию хотят перейти только на DEMO - он еще больше. Даже ИТЕР если не ошибаюсь два раза размер камеры в ходе разработки увеличивать пришлось для удержания этих 3 МэВ, причем существенно - Размер имеет значение)))))))
Цепные реакции по определению - это реакции, в которых в цепи превращений участвуют промежуточные активные частицы. Хоть в химических цепных реакциях, хоть в ядерных. В ядерных реакциях, например - это нейтроны, образовавшиеся на предыдущих этапах и вызывающие следующие распады - урана или плутония.
В реакции синтеза таких промежуточных активных частиц нет. Поэтому реакция синтеза цепной - не является. Просто по определению. Наличие энерговыделения - не является отличительным признаком цепной реакции. При альфа- или бетараспаде также выделяется энергия, и причём очень иногда много - но цепными эти реакции не являются.
Ну сами посудите. Слились у вас ядра дейтерия и трития, образовалось ядро гелия и нейтрон. В дальнейших реакциях слияния дейтерия и трития ни этот нейтрон, ни ядро гелия - не участвуют. А вот например нейтроны, образовавшиеся при распаде ядер урана или плутония в последующих распадах других ядер урана или плутония - участвуют самым активным образом.
Не отрицаю что неправ в терминологии(все равно забыл больше чем знал))))))), только тогда непонятно:
альфачастица с 3,5 МэВ - передает свою кинетическую энергию d+t - иначе им скорости для синтеза не хватит - ее в этом случае нельзя активной считать? Даже если как в квантмехе начать функции считать
И как тогда с углеродным циклом быть - там вроде буквально ядра по кругу меняются
upd
грубо говоря переводит в состояние возбуждения - если с химреакцией сравнивать.
Хотя конечно да - не разу не помню что б где то видел применение термина цепной реакции - к термояду, все как-то самоподдерживающаяся.
С углеродным циклом просто - это реакция каталитическая, а не цепная. Так же как и гипотетический термоядерный мюонный катализ.
Передача энергии признаком цепной реакции не является. Ну, просто так уж терминологически принято.
Понял, спасибо
Так в Троицке будут строить демонстрационный гибридный реактор наработчик с токамаком в центре системы.
Вы не в ту сторону копаете. Уран можно добывать из морской воды. Там его 4 миллиарда тонн. В данный момент не добывают, т.к. добывать из воды в несколько раз дороже, чем на суше. Но в глобальном плане это не проблема, т.к. доля стоимости чистого урана в цене электроэнергии незначительна. Короче, нет проблемы дефицита урана на Земле.
Подробнее почитайте здесь: http://profbeckman.narod.ru/RH0.files/21_3.pdf
Если интересуетесь темой, рекомендую прочесть весь цикл лекций Бекмана.
Уважаемый камрад, если бы проблема добычи урана235 из морской воды решалась так просто, то Индия и Китай уже бы гребли вовсю уран235 из морской воды.
Зачем им это, если они могут покупать его в несколько раз дешевле?
Я так понимаю это мощность подведенная "к клеммам" реактора. А мощность, выделившаяся при термоядерной реакции внутри реактора, вероятнее всего на 1-2 порядка меньше чем та, которую в него вкачали. Если бы JET выдал энергию термоядерной реакции равную закачанной в него из вне энергии, то ITER бы не понадобился (собственно ради этого его и строят - достигнуть отношения между энергией требуемой на разогрев плазмы и энергией реакции более 1). Поэтому в Ваши расчеты следует ввести "КПД" реактора, как источника нейтронов. А он будет значительно меньше 1, если термоядерная реакция не самоподдерживающаяся.
Коэффициент обратной выработки эл.энергии у реактора-токамак JET составляет коэффициент 0,7. Т.е. кпд термоядерной реакции составляет то же примерно 0,7 или немного выше,т.к. есть потери при электрогенерации.
Чего это ради немного выше? Честные в 3 раза, т.е. итоговый тепловой КПД для установки(без электричества) - мимнимум 2,1. Вполне себе цепная ТЯР
Заметьте, это вы сами написали
Кпд термоядерного реактора на сейчас расчитывают по формуле из розетки взято 15МВт мощности эл.энергии, в розетку возвращено 15МВт - значит кпд термоядерного реактора 1. Возвращено 10МВт- значит кпд термоядерного реактора 0,7. Так понятнее.
Пожалуйста ссылку на документ с приведенными числами.
Уточните пожалуйста на какие документы вы хотите ссылки
а документ где говорится:
Параметры реактора
Цитата "...Так, на установке TFTR в Нью-Джерси в США была осуществлена термоядерная реакция с мощностью около десяти мегаватт с импульсом длительностью 0,3 секунды. На установке JET в Великобритании была получена мощность 17 мегаватт с Q=0,6...." ссылка http://fea.ru/FEA_news_3193.html
Цитата "...Официально JET был открыт в 1984 году королевой Елизаветой II. В 1997 году было произведено 16 мегаватт термоядерной энергии из входной мощности в 24 мегаватт. К этому значению не приблизился ни один из термоядерных реакторов, даже NIF..." ссылка http://hi-news.ru/space/termoyadernyj-reaktor-jet-gotovitsya-dostich-toc...
Q - это "немножко" не то))))) это и есть тепловой КПД, причем только из нагрева плазмы и тепловыделения. Удержание и пр. приблуды - не входят
любопытно, сколько в этом реального
Все это в общем реально, проблемы некоторые с техническим воплощением. Даже немного не так, проблемы с горизонтом планирования и ведомственными боданиями.
Для устойчивости размер имеет решающее значение из-за элементарной геометрии - объем тела растет как функция третьей степени, а площадь поверхности - как функция второй степени. Т.е. при увеличении объема вероятность того, что нейтрон внутри бублика плазмы в токамаке успеет попасть в атом, растет быстрее, чем вероятность того, что он вылетит за его пределы, не попав в атом, а значит уменьшается и потребная для работы температура, и плотность плазмы.
Вы говорите про устойчивую реакцию термоядерного синтеза, там да чем больше размер реакторной зоны(D-образного бублика) тем лучше для устойчивости термоядерной реакции синтеза. В статье же говориться про то,чтобы использовать нынешние токамаки(в которых реакция синтеза идет не постоянно и инициируется извне) в качестве рабочего источника нейтронов и в этом случае увеличения размера нам уже не надо, а в некоторых случаях можно даже уменьшить токамак для улучшения некоторых нужных нам эффектов дейтерий-тритиевой плазмы.
В статьях, ссылки на которые даны внизу заметки об этом говориться весьма подробно и с расчетами.
Вообще-то четный уран и торий быстрыми 14-МэВнами термоядерными нейтронами делится с бабахом. Т.е. ядро не глотает нейтрон с последующей бетой и переходом в следующий в таблице Менделеева элемент, ядро разваливается на осколки.
Сие давно испольуется в термоядерном оружии. В первой советской термоядерной бомбе РДС-6с за счет термоядерности выделилось всего порядка 70 килотонн. Остальные триста килотонн выделилось именно из-за облучения урана-238 термоядерными нейтронами. И никакого накопления плутония при этом не происходит. А происходит деление со всеми вытекающими.
В 3 или 4 ссылка, в статье приводится расчет трансмутации урана под воздействием нейтронов с энергией 14,6 МэВ как количественный, так и качественный. Сходите почитайте Вам будет интересно.
Простите, а можно узнать сферу Вашей деятельности? А то фразы типа:
напоминают пасквиль небезызвестного персонажа, которая не ракетчик, но точно знает, что к нам тут неподалёку не метеорит упал, а ракетные испытания проводились, прямиком с заднего дворика нашей маленькой раболатории.
в профиле написано.
Уточнение, переходить на личности не желательно. Здесь разбирается сама возможность Г.А.Р. , а не моральный облик писателя))
Я написал статью по материалам ссылки на которые дал в конце заметки и в плане цитаты "..Все это в общем реально, проблемы некоторые с техническим воплощением..". говорится несколько раз в этих статьях.
Кстати весьма рекомендую Вам прочитать, многие вопросы снимуться и вы увидите реальных авторов и вдохновителей этой заметки.
За сим с уважением.
Могу ошибаться, но по моему это хрень полная. 14 МэВ нейтроны будут чаще делить ядра U238 и тория, а не захватываться. Чаще чем это происходит с тепловыми и 1МэВ во всяком случае.
Острицов этот тот который собирался ускорителем частиц с самолета авианосцы уничтожать?
Небольшая поправка фамилия Острецов , что то похожее проскакивало, но я честно говоря не в теме.
да он самый
Страницы