Вход на сайт

МЕДИАМЕТРИКА

Облако тегов

Энергия с гарантией. Гибридный реактор обеспечит человечество теплом и светом на тысячи лет.

Аватар пользователя valerkav

"Физики Запада разделены на два конкурирующих, можно даже сказать, враждующих лагеря, - Приверженцы термоядерного синтеза утверждают, что атомная энергетика опасная и “грязная”. Их противники, верные избранному пути, обвинения эти напрочь отрицают. По сути, такова главная причина разногласий. Замечу, что конкуренты не удовлетворяются обсуждениями на научных встречах, а ведут публичную полемику, обращаясь к правительственным структурам, в частности, ведающим финансированием научных проектов.
Примирить спорщиков, сблизив их точки зрения, по мнению физиков Курчатовского института, поможет гибридная энергетика. В гибридной схеме термоядерный реактор выступает в качестве источника нейтронов для наработки топлива в ядерном цикле и для дожигания продуктов деления топлива обычных ядерных реакторов.
Причем создать такую фабрику, по нашему мнению, можно лет на десять раньше международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР, строящегося сейчас на юге Франции... " - начал рассказ Евгений Павлович Велихов, президент Курчатовского института. 

ГИБРИДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО С МИНИМАЛЬНЫМ РАДИОАКТИВНЫМ ЗАГРЯЗНЕНИЕМ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Е.П. Велихов, М.В. Ковальчук, Э.А. Азизов, В.В. Игнатьев, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский

НИЦ «Курчатовский институт», Москва, Россия

13 октября 2014 г.

В статье представлены результаты системных исследований согласованного развития ядерной и термоядерной энергетики в текущем столетии. Учитывая нарастающие проблемы рынка в части ресурсообеспеченности, в том числе и ограниченные природные ресурсы урана,  представляется целесообразным использовать термоядерные реакторы в качестве нейтронных источников высокой мощности для наработки ядерного горючего в бланкете. Показано, что в такой структурной конфигурации энергетической системы доля термоядерных источников может быть относительно небольшой.
 Принципиально важным аспектом такого решения проблемы замыкания топливного цикла является возможность отказа от переработки высокоактивного отработавшего топлива из активной зоны ядерного реактора. Радиоактивность, высвобождаемая при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) бланкета гибридного реактора, будет как минимум на два порядка меньше, чем при получении того же количества делящихся изотопов после переработки ОЯТ быстрого реактора.


 Вне зависимости от степени оптимизма прогнозируемых сценариев развития глобальной экономики ключевой проблемой наступившего столетия будет обеспечение Кореляция мирового ВП и потребления энергиилюдей энергией в достаточном количестве, приемлемой по цене и экологическому качеству. Фактические наблюдения показывают,  что рост мирового валового продукта  связан с потреблением - первичной энергии (рис. 1) и даже с учётом повышения эффективности энергопотребления общую тенденцию роста потребления первичной энергии преодолеть в обозримой перспективе не удаётся.

   Энергии в природе предостаточно,  однако,  рассматривая энергообеспечение сквозь призму экономики,  приходится констатировать,  что затраты на первичную энергию составляют заметную часть валового продукта и они не должны и не могут быть очень большими. По статистическим данным для мира в целом расходы на первичную энергию обычно составляют менее 10% мирового валового продукта  (рис. 2). Доля первичной энергии в мировом валовом продуктеКогда это правило не выполняется и затраты на приобретение первичных источников энергии превосходят  10%-ный порог,  мировая экономика склонна ориентироваться на кризисный характер развития, что провоцирует рост социальной напряжённости.  В таких условиях усилия,  направленные на решение задач стратегического развития, отодвигаются на второй план,  ещё более усугубляя текущие

 Два обстоятельства  —  масштаб потребления энергии и цена,  которую приходится за неё платить,  являются доминирующими в решении проблемы энергообеспечения современной цивилизации.

  Конечно,  поиск приемлемого решения осложняют и экологические требования.  Одно из наиболее актуальных требований связано с сокращением эмиссии парниковых газов, а следовательно, и ограничением в масштабе потребления органических источников энергии.  Несмотря на большое разнообразие оценок о степени влияния антропогенных факторов на климат, люди убеждены, что основные неурядицы последних лет обусловлены, главным образом, неумеренным потреблением органического ископаемого топлива.  И в обществе всё более настойчиво звучат призывы ориентироваться в перспективе на развитие технологий с минимальным экологическим воздействием.

  В эпоху глобализации, когда выравнивание уровня технологического развития и потребления ресурсов между разными странами является преобладающим целевым ориентиром,  можно оценить необходимый масштаб первичной энергии, на который будет претендовать цивилизация к концу века. Сейчас в среднем на одного жителя планеты годовое потребление первичной энергии составляет около 1,8 т нефтяного эквивалента. Если предположить, что к концу столетия удельное потребление первичной энергии в развитых странах сравняется,  а эта тенденция чётко выдерживается уже в течение полувека  [1],  численность населения планеты увеличится примерно до 10—12 млрд человек, то можно ожидать рост потребления первичной энергии с современных 13 млрд тнэ до 40—50 млрд тнэ.
  Мало оснований полагать, что с таким ростом потребления можно будет справиться только за счёт традиционных источников  (нефть,  природный газ,  уголь,  гидроэнергетика).  К тому же обострение экологических проблем будет перманентно стимулировать сокращение потребления углеводородного сырья. Из набора технологий, которыми люди располагают в настоящее время, способных обеспечить указанный масштаб производства энергии, остаются две: ядерная энергия и возобновляемые источники (фотоэлектричество, энергия ветра, приливные станции и др.). Важен вопрос цены. Пока стоимость энергии от возобновляемых источников высока. Потребуется тратить около  20—25%  мирового валового продукта,  чтобы удовлетворить энергетические потребности людей исключительно за счёт возобновляемых источников.

  Цивилизации надо стать кратно богаче (примерно в 3—4 раза), чтобы позволить себе использовать преимущественно возобновляемую энергию.  Но чтобы достичь такого уровня мировой экономики,  нужно время и много энергии,  которая обеспечит её рост.  Это может предоставить только ядерная энергетика.

  Согласно такому варианту развития к концу века структура источников первичной энергии получается примерно следующая:  20%  —  традиционная энергетика,  около  40%  —  возобновляемая и  40%  —  ядерная энергетика.  С учётом ранее проведённых оценок развития глобального спроса на энергию, ядерная энергетика должна поставлять на рынок около  20  млрд тнэ,  что эквивалентно установленной электрической мощности около 10 000 ГВт.

  В рамках Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам(ИНПРО)  в МАГАТЭ были выполнены расчётные исследования для разных вариантов развития мировой ядерной энергетики [2], которые включали в рассмотрение и такой сценарий. В этих оценках были учтены ограничения ресурсной базы природного урана, неравномерность технологического развития разных регионов мира,  особенности и ограничения технологического характера (рис. 3).

   Ограниченные ресурсы природного урана побуждают интенсивное развитие технологий,  обеспечивающих масштабную наработку новых делящихся изотопов из сырьевых 238U и 232Th, вовлекая тем самым в топливный баланс ресурсы,  в сотни раз превышающие природные,  основанные на 235U. В указанном сценарии к концу века в мире начинают доминировать быстрые реакторы с высоким коэффициентом воспроизводства 1,5—1,6.  По отношению к освоенным в настоящее время атомным технологиям этот вариант выглядит крайне революционно.  Он предполагает разработку новых реакторов с очень высоким воспроизводством, освоение технологии обращения с высокоактивным отработавшим топливом в больших масштабах, большими транспортными потоками отработавшего и свежего смешанного уран-плутониевого топлива между регионами. В этом варианте быстрые реакторы в большом количестве работают практически во всех регионах мира.

  Если для такого роста атомной энергетики ограничиться исключительно тепловыми реакторами, то интегральное потребление природного урана придётся увеличить до 60 млн т, что потребует вовлечения в оборот месторождений со скудным содержанием урана. В результате существенно повысится стоимость сырья и, следовательно, энергии.

   Сложность инфраструктурного и институционального компонентов для сценария с быстрыми реакторами может оказаться очень большой, что не позволит реализовать его в полном объёме, тогда придётся сокращать темпы роста генерирующих мощностей, подыскивая им замену, скорее всего, снижать темпы экономического роста.

   Альтернативой столь масштабному развитию ядерной энергетики на основе быстрых реакторов может служить термоядерный синтез, ориентированный на производство нового топлива [3]. Сырьевая проблема всегда рассматривалась как абсолютно приоритетная, в том числе и основоположниками формирования атомной индустрии. Еще в 1951 г. в письме руководству страны И.В. Курчатов акцентирует внимание на «…возможности создания ядерных реакторов нового типа.   Если их разработку довести до промышленных масштабов, то для всей ядерной энергетики будет благоприятно разрешён вопрос о сырье и о получении большого количества делящихся веществ». Эти идеи получили свое последующее развитие в концепции гибридных термоядерных реакторов [4].

   Термоядерный нейтрон, который образуется в реакциях (d, d) или (d, t), можно использовать в бланкете гибридного реактора для получения нового топлива. Разместив в бланкете жидкосолевые композиции на основе фторидов металлов с сырьевыми изотопами 238U или 232Th и обеспечив быструю химическую переработку соли, облучённой термоядерными нейтронами, можно выделять новые делящиеся изотопы и в дальнейшем использовать их в ядерных реакторах [5].

   Расчёты показывают, что, если в бланкете термоядерного реактора присутствует топливная композиция с 238U, термоядерный нейтрон, попадая в бланкет, вступает в ядерные реакции (n, f), (n, 2n), (n, 3n) с ураном. В конечном итоге в среднем на один термоядерный нейтрон выделяется 143 МэВ энергии и образуются 3,3 нового делящегося ядра 239Pu в результате реакции захвата (n, ) на 238U. В среднем образование одного нового ядра сопровождается выделением 43 МэВ энергии. Если в бланкете термоядерного (гибридного) реактора размещена топливная композиция на основе 232Th, то при производстве одного нового делящегося ядра 233U будет выделено только 25 МэВ энергии. Существенно меньшее энерговыделение в ториевом цикле связано с тем, что сечение пороговой реакции деления (n, f) урана в 5 раз больше в сравнении с торием. Следует отметить, что наиболее эффективным решением задачи поддержания оптимального изотопного состава в бланкете термоядерного реактора является применение жидкосолевых композиций, которые позволяют с требуемой скоростью выводить наработанные делящиеся материалы и удалять продукты деления.

   При тепловой мощности быстрого реактора 2,5 ГВт за 1 эф. год (1 эф. год — год работы АЭС со средним коэффициентом нагрузки 0,8) в нём можно наработать максимум 250—300 кг избыточных делящихся изотопов (233U или 239Pu). При использовании термоядерного реактора как источника нейтронов той же тепловой мощности можно в течение того же года получить более 2000—2500 кг делящихся изотопов. Высокие параметры конверсии сырьевых изотопов в делящиеся позволяют преимущественно ориентироваться на ядерные реакторы малой и средней мощности, более безопасные в эксплуатации [6]. Дополнительная наработка трития производится в тепловых и быстрых реакторах, использующих новое
топливо деления, полученное из бланкетов термоядерного реактора.

   На рис. 4 показана структура ядерной энергетики для варианта наработки основного количества делящихся изотопов в бланкете термоядерного реактора. Доля быстрых реакторов, которые работают на плутонии, получаемом из отработавшего топлива тепловых реакторов, небольшая. Новые тепловые реакторы составляют большую часть генерирующих мощностей. К концу века их топливный цикл оптимизирован на минимальный расход делящихся изотопов. В то же время при таком масштабном развитии уместно говорить о расширении сферы применения атомной энергии. Важным является и то, что ядерные реакторы, в которых в качестве топлива используются композиции, где можно отделить сырьевые от делящихся изотопов, приобретают новые качества, облегчающие решение проблем современной ядерной энергетики.

    В первую очередь это касается безопасности. В настоящее время после тяжёлых аварий на АЭС становится ясно, что в случае катастрофических событий определяющую роль в негативных последствиях играет потеря способности отвода остаточного энерговыделения с последующей разгерметизацией твэлов.

   Исследования проблем безопасности реакторов малой мощности, выполненные в разных странах, в интегрированной форме убедительно подтверждают вывод, сделанный в докладе [6]: «Если уменьшить электрическую мощность реакторной установки с 1000 до 100 МВт, можно снизить величины риска в 1000 раз не только за счёт уменьшения числа компонентов, но и с помощью пассивных систем и уменьшения количества радиоактивных материалов». Для реакторов малой и средней мощности отвод остаточного тепловыделения может быть выполнен проще и надёжнее. В качестве такого примера можно привести высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР), в котором только за счёт механизма теплопроводности удаётся полностью отвести остаточное тепло от активной зоны без разгерметизации твэлов. Реакторы небольшой мощности имеют существенно более простую и надежную систему управления.

   Другая проблема — обращение с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). Для того чтобы выделить из ОЯТ вновь наработанные делящиеся изотопы, необходимо подвергнуть химической переработке высокоактивное топливо. Из него надо выделить и захоронить продукты деления, очистить делящиеся изо-топы от схожих по химии минорных актинидов и лантаноидов. По причине больших проблем работы с ОЯТ высокого выгорания длительность его пребывания во внешнем топливном цикле может оказаться неприемлемо большой, необходимо подождать несколько лет, чтобы естественным путём снизилась его активность. Однако в случае, если длительность пребывания ОЯТ во внешнем топливном цикле окажется больше 5 лет, перспективы использования быстрых реакторов для решения проблемы топливообеспечения будут практически нивелированы.

   Гибридный реактор, у которого наработка делящихся изотопов происходит в бланкете и в котором осуществляется быстрая очистка солевой композиции, в том числе и от небольшого количества продуктов деления, позволяет рассчитывать на минимальное высвобождение радиоактивности в процессе переработки. Высвобождаемая активность в расчёте на 1 г наработанного делящегося изотопа будет наименьшая в сравнении с другими способами конверсии сырьевых изотопов в делящихся. С использованием в качестве сырьевого материала 232Th последовательность получения делящегося изотопа выглядит следующим образом:

новый делящийся изотоп получается после небольшой задержки, что дополнительно снижает вероятность деления в бланкете и образования радиоактивных продуктов деления.

   На рис. 5 показана гистограмма активности, высвобождаемой при химической переработке облучённого материала из разных установок в расчёте на 1 г вновь наработанного делящегося изотопа. В этих расчётах учтена радиоактивность только от продуктов деления и вновь образовавшихся тяжёлых изотопов. Наведённая активность в конструкционных элементах и теплоносителе не учитывается. Представленные результаты получены в предположении, что ОЯТ активной зоны быстрого реактора перерабатывается через 3 года или 1 год после облучения, ОЯТ бланкета быстрого реактора перерабатывается через 2 года после выгрузки, ОЯТ активной зоны теплового реактора типа ВВЭР перерабатывается через 5 лет после облучения. В отличие от ядерных реакторов ОЯТ гибридного реактора (солевая топливная композиция) перерабатывается непрерывно таким образом, что в течение года перерабатывается весь объём бланкета.

   Как видно из этого сравнения, непрерывная переработка солевой композиции бланкета гибридного реактора позволяет максимально снизить высвобождаемую из облучённого топлива радиоактивность и обеспечить за счёт этого максимальную радиационную чистоту топливного цикла. По существу, использование гибридных термоядерных реакторов позволяет в максимально полной степени реализовать преимущества использования реакции синтеза в части, которая касается её существенно большей радиационной чистоты при производстве энергии в сравнении с реакцией деления. При интенсивной очистке бланкета в нём находится очень небольшое количество делящихся материалов, наработанных из 232Th, по причине непрерывной очистки солевой композиции бланкета число делений в нём очень мало, а следовательно, и количество продуктов деления также невелико.

   Полученный в гибридном реакторе делящийся изотоп разумно сжигать в обычном ядерном реакторе, при этом организовать топливный цикл так, чтобы максимально полно сжигать делящиеся изотопы, а ОЯТ в последующем не перерабатывать, а захоранивать наравне с продуктами деления. Расчёты показывают, что при эффективной организации топливного цикла теплового реактора можно сжигать более 90% исходного делящегося изотопа. (В качестве справки: в современных реакторах ВВЭР сжигается более 80% 235U исходного делящегося изотопа.)

   Развитие гибридных термоядерных реакторов с использованием их в качестве наработчиков нового ядерного горючего для реакторов деления позволяет не только эффективно и в больших масштабах производить ядерное топливо, но и организовать наиболее чистый с точки зрения радиоактивности процесс переработки облучённого топлива. Это очень важное обстоятельство может качественно повысить привлекательность развития атомной и термоядерной энергетики как единого взаимосогласованного направления использования ядерной энергии.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Велихов П.Е., Гагаринский А.Ю., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Эволюция энергетики в ХХI веке. — Энергия, 2009,
т. 11, с. 2—14.
2. Nuclear Energy Development in the 21st Century: Global Scenarios and Regional Trends. Techn. Rep. № NP-T-1.8, — Vienna:
IAEA, 2010.
3. Курчатов И.В. О возможности создания магнитных термоядерных реакторов. — В кн.: Собрание научных трудов. — М.:
Наука, 2012, т. 5, с. 78—81.
4. Велихов Е.П., Глухих В.А., Гурьев В.В. и др. Гибридный термоядерный реактор-токамак для производства делящегося
топлива и электроэнергии. — Атомная энергия, 1978, т. 45, вып. 1, с. 3—9.
5. Новиков В.М., Игнатьев В.В. Проблемы использования жидкосолевых теплоносителей в бланкетных зонах термоядерных
реакторов с магнитным полем. — Магнитная гидродинамика, 1980, № 4, с. 119—124.
6. Sadao Hattory. Energy source for the human demand. Eds. E.R. Marz, C.E. Walter. — In: Advanced Nuclear Systems Consuming
Excess Plutonium. — Netherlands: Kluwer Academic Publishers, 1997, p. 69—77.
7. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Азизов Э.А., Игнатьев В.В., Субботин С.А., Цибульский В.Ф. Термоядерный источник

Статья поступила в редакцию 13 октября 2014 г.
Вопросы атомной науки и техники.
Сер. Термоядерный синтез, 2014, т. 37, вып. 4, с. 5—10.

Источник

В качестве вступления использован абзац из газеты "Поиск" опубликованная 05.12.2014.

 

Термины используемые в статье:

ИТЭР - проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш на юге Франции, в 60 км от Марселя. Подготовка строительной площадки в Кадараш на юге Франции началась в январе 2007 года. Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, планировалось закончить в 2016 году, однако постепенно предполагаемая сумма расходов выросла до 19 миллиардов, и затем срок начала экспериментов сдвинулся к 2025 году.

Бланкет - наиболее напряжённая в тепловом и радиационном плане система токамака (наряду с дивертором). Назначение бланкета — улавливать высокоэнергичные нейтроны, образующиеся при термоядерной реакции. В бланкете нейтроны замедляются, выделяя тепло, которое отводится системой охлаждения. "Горячая стенка" бланкета, за счет охлаждения водой, не будет нагреваться выше 240 °С.

 

Фонд поддержки авторов AfterShock

Комментарии

Аватар пользователя Samarin
Samarin(2 года 9 месяцев)(15:01:44 / 28-03-2016)

А если такой персональный реактор взорвется, какой примерно силы будет взрыв. Меньше или больше Хиросимы. Или там не может пойти неуправляемая реакция.

Аватар пользователя vadim144
vadim144(5 лет 11 месяцев)(16:13:29 / 28-03-2016)

Гибридные атомные реакторы взорваться в виде как атомная бомба не могут, там система глубоко подкритичная и при выключении внешнего электропитания термоядерного источника нейтронов реакция распада начинает затухать и реактор автоматически глушится.

Почитайте :  https://aftershock.news/?q=node/371072

Аватар пользователя Сибирский турист

при выключении внешнего электропитания термоядерного источника нейтронов

Больше можно не читать - вы все сказали. Даже на статью полностью.

Как думаете, почему ХУЯС толкает только дипломированный мошенник Росси?

Комментарий администрации:  
*** Начинающий манипулятор ***
Аватар пользователя Андрей Гаврилов

И что вам не нравится? Глубокая подкритика именно так и работает. Без внешнего нейтронного потока цепной реакции в ней не идет (только затухающие каскады свое "долетают"), т.е. с практической точки зрения реакция мгновенно заканчивается.

ХУЯС тут ваш совершенно не при чем.



Другое дело, насколько глубокая подкритика возможна/ планируется в таких реакторах, etc. Но в целом - их не дураки делают (пока проекты).

 

Кстати, куда интереснее, чем реактор от курчатника, гибридер от ИЯФ им. Будкера, на открытой D+D ловушке. На OS 2016 в этом августе доклад от ИЯФовцев о таком аванпроекте был, в жж tnenergy есть слайд с реактором. Прикольный.  Преимущества - простота открытой ловушки, и дешивезна/ безопасность именно термоядерной части топлива (если я правильно помню, что оно там D+D), кроме того, не будет слишком сильного нейтронного потока быстрых, 14,3 МэВ, нейтронов, как было бы у D+T (которые только и тянут токамаки), т.е. не придется менять каждые три года (не выдержит больше) активированную, кстати, конструкцию. При том, повторюсь, конструкция и ОЛ, и гибридера на ОЛ радикально проще токамаковской. Вот просто таки несравнимо.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

а, вас часть про "электропитание термоядерного источника нейтронов" не устроила, видимо!

Ну так смотрим в слайд:

фото с OS 2016, с комментарием автора фото - Валентина (tnenergy):

 

Схема предлагаемого гибридного реактора. Открытая ловушка на базе ГДМЛ дает 2 мегаватта нейтронной мощности, которые умножаются в подкритичной сборке до 50-60 мегаватт тепловых. Возможно этот проект получит финансирование Правительства и тогда можно ожидать шага вперед в области термоядерных реакторов на базе открытых ловушек.

источник )

, ищем там бандурины NBI, вот как только у них вилку из розетки выдернуть, так махом весь балаган и остановится. Ра-зом.
В принципе, получается ровно то, над чем вы потешались тут.

Аватар пользователя vadim144
vadim144(5 лет 11 месяцев)(16:25:38 / 28-03-2016)

Тема интересная и нужная. Я некоторое время назад размещал свою статью-пост на АШ(Гибридные атомные реакторы возможности и проблемы. ссылка https://aftershock.news/?q=node/371072), но там много троллей и весельчаков набежало и тему зафлудили. У вас я смотрю похожая ситуация в реакции на статью намечается.

А сама идея очень и очень интересная. Интересная тем не только тем что можно на основе Токамака сделать глубоко подкритичный энергетический атомный реактор, но и то что на основе Токамака можно сделать достаточно компактные и мощные реакторы дожигатели минорных актинидов(т.н. нейтронный яд для обычных энергетических реакторов и высокорадиоактивные отходы). Плюс еще его можно использовать как реактор наработчик ядерного топлива из U238 и Tr232, да и других интересных изотопов.

И самое главное что в качестве топлива в Токамаке используется дейтерий и тритий в весьма весьма маленьких количествах.

Аватар пользователя valerkav
valerkav(5 лет 3 месяца)(16:51:24 / 28-03-2016)

Собаки лают, - караван идет. Ничего страшного, от флуда почищу.

Кстати эту статью нашел и сюда притащил благодаря наводке Кириенко, который тоже в СФ выступил 2го марта 2016.

Здесь сегодня размещали стенограмму этой речи, за что еще раз спасибо наводчику.

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(17:48:51 / 28-03-2016)

Основной продукт такого реактора плутоний. Массово он может быть использован только в быстрых реакторах. Но быстрые реаторы не нуждаются в дополнительном плутонии, они сами его нарабатывают (для себя). Актиниды, кстати, тоже неплохо выжигаются в быстрых реакторах. А этот гибридник АБСОЛЮТНО ЛИШНЕЕ ЗВЕНО.

Аватар пользователя O6OPOTEHb
O6OPOTEHb(4 года 8 месяцев)(18:50:32 / 28-03-2016)

Не совсем так.
"Традиционные" реакторы деления тяжёлых ядер тоже способны использовать энергию плутония в МОКС-топливе, что происходит, между прочим уже сейчас. Только коэффициент размножения плутония в них ниже, поэтому они "жгут" Pu больше, чем выдают. Ну, это же не бридеры, т.е. реакторы-размножители!
Авторы критикуют "быстрые реакторы" за то, что новое топливо в них долго "варится", его вынимают сильно радиоактивным, так что оно долго "остывает" при станциях, уменьшая свою активность до уровня, когда становится реальной возможность транспортировки на переработку. А в это время в Африке голодают… Концепция авторов состоит в том, что облучение термоядерными нейтронами среды, допускающей быструю переработку наработанного плутония, позволяет снизить деление плутония конкретно в этой среде, что снижает и радиоактивность нового топлива непосредственно на "термоядерном выходе", плюс то, что радиоактивность отходов не накапливается, а почти непрерывно удаляется, что позволяет быстрее удалять и пристанционные отходы.
А уж проблемы с продуктами деления плутония в конце топливного цикла должны оказаться практически общими, как в варианте с бридерами деления, так и в термоядерном варианте.

И Острецов своего слова не сказал…

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(23:35:58 / 28-03-2016)

Именно так.

МОКС-топливо для медленных реакторов содержит совсем немного плутония - 3-5%

Количество Мокс топлива в легководных реакторах не более 1/3.

Таким образом легководный реактор не может переварить больше 1/6 доли плутония относительно U235 (а в действительности много меньше). То есть то что производит гибридник скормить медленному реактору не получится. Связка гибридные реакторы + медленные реакторы проблемы с якобы нехваткой U235 не решают.

Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(06:31:43 / 29-03-2016)

Быстрая программа предполагает на каждый БН четыре медленных с перспективой выхода только на быстрые.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

"гибридник", как выразились вы, или гибридер, как больше нравится мне, может спокойно себе работать на тории в ядерной части, и нарабатывать U233, который прекрасно жгется в классический ЯР.

Кстати, вот вам новости гибридеростроения:



 




фото с августовской конференции OS 2016, слайд с ИЯФовским (ИЯФ им. Будкера) аванпроектом такого гибридера, с комментарием автора фото, Валентина (tnenergy):

 

Схема предлагаемого гибридного реактора. Открытая ловушка на базе ГДМЛ дает 2 мегаватта нейтронной мощности, которые умножаются в подкритичной сборке до 50-60 мегаватт тепловых. Возможно этот проект получит финансирование Правительства и тогда можно ожидать шага вперед в области термоядерных реакторов на базе открытых ловушек.

источник )

И да, ИЯФовцы могут попробовать это сделать, и у них с большой вероясностью это получится!

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

а вообще у ИЯФовцев сейчас есть потенциальная возможность (сейчас - после успеха эксперимента 2014-го года, результаты которого были опубликованы в 2015-м (по электронной температуре, которая в 80х годах прошлого века была заявлена как невозможная для открытых ловушек (далее - ОЛ), (точнее соотношение "электронная температура/ вкачиваемая в плазму энергия"), что практически похоронило тогда все направления); и в свете рассказанных на OS 2016, двух накрутейший (по всеобщему признанию) идей - "винтовое удержание" и "диамагнитный пузырь [плазмы в ловушке]"), возможность запилить честный простой и _дешевый_ (так как простой) энергетический термоядерный реактор.

А в свете доклада (там же) про пересмотр сечений реакции бор-протон, и "оказывается, она возможна", от Tri Alpha Energy (которые, кстати, ломят как сумасшедшие, "с таким настроем на Луну за десять лет летали"(цитата Валентина, aka tnenergy) - колоссальной силы команда, 150 ученых, колоссально эффективно организованная работа (работа по изменениям установок прод проверку новых идей - в 10-20 раз быстрее, чем "в институтах"(sic!), и планируют за 15 лет до коммерческого реактора свой FRC-термояд (при помощи ИЯФовцев, кстати) допилить(sic!); на бор-протоне, Карл!), еще раз, доклад, про то, что энергетически и экономически выгодная реакция на бор-протоне - ВОЗМОЖНА! ВОЗМОЖНА, КАРЛ! (это вообще - Чудо, улыбка Природы!) это вообще может быть реактор на бор-протоне, что сразу делает такую термоядерную энергетику очень, очень дешевой - топлива - не счесть, по бросовой цене, не радиоактивно само по себе (в отличие от D+T), сам реактор - ядерно-безопасный объект. так как реакция безнейтронная (на самом деле, слабый поток нейтронов будет от побочных реакций, но, еще раз - слабый, и нейтроны всего на 2 МэВ, а не злые нейтроны от D+T на 14,3 МэВ(!)).

В общем, нам светит чистая и дешевая термоядерная энергетика, и при том очень скоро. Пропагандируйте, пинайте депутатов и политиков, чтобы мы этот шанс не просрали! А то в ИЯФе уже устали лбом стену прошибать, и молодежь от "бесперспективняка" в тему не идет даже!


P.S. те две новые ИЯФовские идеи будут проверены в течении двух лет, на новых, сейчас собираемых установках. Вспомните про темпы хорошо ("плотно") финансируемой, мотивированной ("у них есть настрой "мы делаем [термоядерный] реактор", ни в одной [другой] команде мира, повторю, - ни в одной, нет такого, даже в ИТЕР (проект слишком большой и долгий для такого)" (Валентин, aka tnenergy, бывший на OS 2016, и общавшийся как с Tri Alpha Energy'-шавцами, так и с ИЯФовцами), - у них на работу по установкам уходит в 10-20 раз меньше времени! Если это применимо к данной ситуации, то мы могли бы у этом году уже результаты по данным экспериментам ИЯФ узнать, при таком (как у TAE) темпе работ!

P.P.S. подробнее - читать здесь: 
http://tnenergy.livejournal.com/75401.html,  "Чистая энергия за копейки"

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(19:09:51 / 03-09-2016)

В общем, нам светит чистая и дешевая термоядерная энергетика, и при том очень скоро.

Невозможно переоценить значение прямого термоядерного реактора. 

Мои замечания в этой теме относились к бесперспективности темы термоядерного бридера на текущие несколько десятилетий, а может и столетий по сравнению с направлением быстрых атомных реакторов. 

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

я вам ссылку дал, с материалами, в которых прямо говорится о возможности (даже целых двух) создать термоядерный реактор на бор-протоне за 15 лет (или, если не выйдет бор-протон - свалить на дейтерий-тритйи или дейтерий-дейтерий). Простой, дешевый. С этим никакие БН даже рядом не стояли.

Ровно то же самое касается и гибридера (как минимум - ИЯФовского), на само деле. Если у вас гибридер на открытой ловушке, глубоко подкритичный, при том - на дейтерий-дейтерии, то никакиех "бесперспективности темы термоядерного бридера на текущие несколько десятилетий, а может и столетий по сравнению с направлением быстрых атомных реакторов" нет.

БН - это вечный головняк (и опасность) присущая БН, связанная с проблемой соотношения вклада запаздывающих и мгновенных нейтронов в реакцию. 

Уже одного этого достаточно, простите.

Головняк, которого нет, принципиально нет, у глубоко подкритичного гибридера (sic!).

Т.е. полная, полнейшая защита от реактивностных аварий. Прибавьте туда еще и растущее из того же места простоту управления у гибридера, и БЕСПРОБЛЕМНЫЙ ГЛУБОКИЙ МАНЕВР МОЩНОСТЬЮ.

За одно последнее его у вас с руками вырвут. Это - бич АЭС, их ахиллесова пята (и место, по которому они не срастаются с энергосистемами, в которых есть большой кусок генерации мономодных ВИЭ).
Гибридер этой ахиллесовой пяты _лишен_, маневрируй - не хочу. Мгновенно, при чем. 

И одного этого тоже достаточно. Уже две киллфичи, я считаю!​

А ведь есть еще проблема с плутонием.

Гибридер же может просто жечь торий, нарабатывая U233 для реакторов на тепловых нейтронах, "для классики", в общем.

В общем по топливу гибридер тоже радикально выигрывает, и по побочному экономическому эффекту (U233 на выходе, при желании его использовать (если нет - дожигать там же)).

И да, вот тория-то надоооолго хватит. 

А вот и третья киллфича подоспела.

Впрочем, ровно так же гибридер ровно так же может жечь и уже накопленное ОЯТ.

А вот и четвертая киллфича.

В общем, все немного не так, как вы сказали.

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(23:13:13 / 05-09-2016)

Посмотрите на ситуацию глазами инвестора, именно эта точка зрения покажет РЕАЛЬНЫЕ перспективы реакторов в энергосистеме человечества

бор- протоновый реактор - возможно лучшее, что может быть, но только возможно зависит от деталей.

гибридер, сложность системы примерно в 2 раза выше, чем у БН, причем в БН проблемы с запаздывающими в целом решена - на текущий момент инвестиционый проигрыш относительно БН обеспечен

гибридер как маневровый источник конкурирует не с БН, а с газотурбинными электростанциями, у которых стоимость установленной мощности в 6 раз меньше, чем у реакторов на медленных нейтронах (РМН), газа пока МНОГО, заведомо хватит на много десятилетий, тем более в качестве горячего резерва.

проблема с плутонием - обогащать можно на любом реакторе было бы желание и обогащенный уран 

жечь торий - а нафига, если даже U235 пока ДОСТАТОЧНО. В этом смысле даже БН - это задел на будущее. Торий это не завтрашний день, а послезавтрашний. Может, за исключением, Индии.

БН тоже может жечь ОЯТ.

То есть гибридер, ПОКА, никому реально не нужен. Альтернативы экономичнее. И это ПОКА длительностью, как минимум, несколько десятилетий .

 

 

 

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

вы так говорите, будто все инвесторы устроены одинаково (уверен, что я даже знаю исходник лекала, это - вы). Меж тем это просто непонимание того, как на самом деле устроен мир. Люди - они разные. У них разные ценности, разные картины мира, разные ситуации. И инвестиционных компаний это тоже касается.

Есть соотношение выигрыш/риск. И прочие условия, которые на [решение/ оценку] каждого инвестора по-разному влияют.

Вот неполный  список тех, кто решил что овчинка (риск) выделки (выигрыш) стоит:
Билл Гейтс,

Пол Ален,

Компания Роснано (Чубайс - в совете директоров TAE c 2013 года).

_________

 

Не знаю, как вы оценивали сложность гибридера, но знаю что ни на секунды не сомневаюсь в том, что:

1) вы ценили ее не верно (завысив, вообще весь вывод о превосходящей сложности (начиная с того, что вы не фиксируете, какой, именно сложности: Инженерной? Эксплутационной? Констркуционной?)

2) она по многим срезам меньше сложности БН, и у гибридера есть ряд очень, очень сильных перимуществ

3) ваша компетенция в данном вопросе радикально ниже моей.
 

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

я тут, конечно, говорил о простых, и потому дешевых как по капитальным, так и по операционным расходам, гибридерах на открытых ловушках с D+D реакцией, a la ИЯФовский гибридер c OS 2016:
 



 

Аватар пользователя Подольский

Ерунду написал. Перечитай статью.

Аватар пользователя lataragan
lataragan(2 года 3 месяца)(17:26:45 / 28-03-2016)

любопытно, насколько это реально

Комментарий администрации:  
*** Клон nopasaran (почти дословные дубли комментов), блокирован ***
Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(17:27:28 / 28-03-2016)

Просто пытаются спасти умирающую в гигантизме идею токамаков.

Если это будет такая же сложная шняга, как и ИТЭР, а проще ей быть нет никаких оснований, практических перспектив у неё ноль целых ноль десятых.

Пилить БН и не распылять ресурсы на всякую фигню.

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(17:39:23 / 28-03-2016)

Опередил камрад. Именно так. Как источник энергии токамак не выходит, давайте хоть куда -нить его присобачим. А иначе столько уважемых людей без жирного пайка останутся. 

Аватар пользователя Игорь Д.
Игорь Д.(5 лет 3 недели)(19:08:07 / 28-03-2016)

Конечно.  Велихов загубил физику в России своим горячим термоядом, а теперь - после 70 лет неудач - тащит его во все дыры.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

теперь есть альтернативы, куда более интересные, чем оба обсуждаемых вами варианта: http://tnenergy.livejournal.com/75401.html

Реальный термояд на дешевых открытых ловушках, при том, - два варианта, от Tri Alpha Energy (сокращенно - TAE), и от ИЯФ им. Будкера (при том плазмист Беклемишев (работающий так же и по TAE, и заодно - автор минимум двух (а то и всех) прорывных концепций ИЯФ, которые это окно возможностей нам открывают) говорит, - "мне наш нравится больше"!!!! (и называет технические причины, почему так)).

При том этот термояд может быть на, внимание, реакции бор-протон (новые данные говорят о том, что она, оказывается энергетически (и экономически) выгодна!!!!!!).

В общем, это куда более многообещающее приложение сил, и срок проверки у него очень небольшой. В уж по скорости внедрения такой энергетики, в случае успеха, никакие БН с ней не сравнятся.

Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(23:07:02 / 03-09-2016)

Я тоже за всё хорошее против всего плохого. Только пока все эти установки работают на детских мощностях, с детскими параметрами, в чисто экспериментальном режиме, без необходимых защит преобразования в электроэнергию. Во что превратятся они приближаясь к промышленным реакторам сказать трудно... хотя нет.. легко!  в ИТЭР )))

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

Дражайший мой собеседник,

Главный вопрос рациональности - "что ты знаешь, и почему ты веришь в то, что ты знаешь". Я вот _подозреваю_, и вообще говоря, в подозрениях своих уверен, что вы его себе не задавали в данном случае, а если и задавали - в этом исчезающе маловероятном случае, ничего адекватного ответить на него не смогли.

 

Я вам приведу параметры энергетических реакторов на открытых ловушках ИЯФ, которые по расчетам достижимы (в случае если их две новые идеи подтвердятся на установках САТ и СМОЛА, она пройдет в ближайшие два года):

Гибридер на открытой ловушке с D+D, длинна - 10 метров.

D+T реактор - 30 метров.

D+D реактор, ЕМНИП, 60 метров.

Это - цилиндрическая труба небольшого (не более 2++ метра, в части этих реакторов - менее) диаметра, очень простые катушки.

ИТЕР'ом, "в плохом смысле этого слова", тут даже и не пахнет, это очень простой, инженерно простой и технологичный, а потом - предельно дешевый реактор.
____

Вы еще не забыли Главный Вопрос Рациональности? Это мой вам подарок, дарю, пользуйтесь часто!

Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(10:41:48 / 04-09-2016)

Я вам приведу параметры энергетических реакторов на открытых ловушках ИЯФ, которые по расчетам достижимы (в случае если их две новые идеи подтвердятся на установках САТ и СМОЛА, она пройдет в ближайшие два года)

 Вот через два года будет предметный, рациональный разговор, а в настоящий момент это декларации о намерениях.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

во-первых, вы так и не ответили вслух на главный вопрос рациональности - "что я знаю, и почему я верю в то, что я знаю" (применительно к телегам лютой туфты, которые вы толкали тут), и, судя по вашему поведению - даже и не удосужились задать его себе/ подумать над ответом на него. Т.е. вы предпочли остаться иррациональным болванчиком, где-то уровня "живу в лесу, молюсь колесу, что придумаю, то и правда". 

Замечу, про ваш предыдущий комментарий - вы, нишиша не разбираясь в теме, тем не менее считаете нормальным делать "заявления космических масштабов, и космической же глупости", и ЧСХ, вас это нисколько не смущает. Вот даже когда я вам это явно проговорил, вас ничто нисколечки в этой схеме не смущает? Волшебно!

Вы чушь несете, и вам даже не хватает знаний/ адекватности, чтобы осознать это. Эффект Даннинга-Крюгера (aka "пОциент настолько туп, что не в силах осознать собственной тупости").

Про _уже_ имеющийся реактор, ГДЛ, после успеха (электронная температура, сняли "запрет", имевшийся с 80х) можно использовать в гибридере, см. лекции Поступаева В.В. по физике плазмы, 2015 г.

Реактор на ОЛ получится, и получится радикально меньшим и дешевым, чем ИТЕР в любом случае, в любом раскладе по перечисленным экспериментам.
Не надо играть словами, трындя по "декларации о намерениях", указывая пальцами на физические оценки. RTFM.
Не надо трындеть о том, в чем разбираетесь, как свинья в апельсинах.

Еще раз - "что вы знаете, и почему вы верите в то, что вы это знаете?". Пока вы не научитесь отвечать (хотя бы себе) на рефлексивные вопросы (вот это был рефлексивный вопрос, если вы не поняли), вы мало чем от животного отличаться будете.

Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(06:30:39 / 05-09-2016)

Чувак, возможно ты пишешь в коментах в состоянии глубокого опьянения, не знаю, но твоим воспитателям я в любом случае сочувствую, они явно недоработали.. и это касается не только этого форума

Досвидос

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

спасибо за столь хорошую демонстрацию эффекта Даннинга-Крюгера на вашем примере!

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(17:33:37 / 28-03-2016)

Много слов. У меня один вопрос: когда появится работающий прототип?

Аватар пользователя Подольский

Когда государство его оплатит, тогда и появится. К сожалению, сегодня государство почти всю новую энергетику воспринимает, как обузу.

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(19:50:07 / 28-03-2016)

>>>Когда государство его оплатит, тогда и появится.

Тогда надо задуматься: если государство не выделяет на термояд деньги, то либо там сидят полные кретины, либо одно из двух. Я не думаю, что на принятии тех решений сидят кретины.

>>>К сожалению, сегодня государство почти всю новую энергетику воспринимает, как обузу.

Замыкание ядерного цикла и проект "Прорыв" с вами не согласны.

Аватар пользователя Подольский

Тогда надо задуматься: если государство не выделяет на термояд деньги, то либо там сидят полные кретины, либо одно из двух. Я не думаю, что на принятии тех решений сидят кретины.

Причем тут термояд? На него деньги выделяются, на гибриды - нет. 

Замыкание ядерного цикла и проект "Прорыв" с вами не согласны.

У Росатома есть свой бюджет науки, размером миллиардов 20-30 рублей в год. Он как может притягивает государство в партнерство, что бы сделать больше - за счет этого деньги примерно удваиваются. Вот вам и весь ЗЯТЦ с "Прорывом". На фоне каких-нибудь судостроителей и это подвиг, конечно, но на фоне общего бюджета государства - пыль. Вы же там 400 блоков БН-1200 прикидывали - ну вот эта программа будет где-нибудь в 100 раз масштабнее сегодняшних "Прорывов" и термоядов вместе взятых. Пока мы не увидим увеличения финансирования хоты бы в разы - то это означает просто консервацию ситуации, не более.

 

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(23:50:52 / 28-03-2016)

Когда государство его оплатит, тогда и появится.

 

Поржал. Конечно, если государство даст денег на сисмбиоз ДВУХ НЕОТЛАЖЕННЫХ технологий - токомак + солевой реактор, то конечно сразу все  и получится. Ничего, что термояд 70 лет обещают. Теперь можно будет гибридник 70 лет обещать.

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(10:24:54 / 29-03-2016)

Именно это я и имел ввиду. Грошей дайте. и будет вам щасте.

Аватар пользователя Подольский

Поржал. 

Конь что ли?

Конечно, если государство даст денег на сисмбиоз ДВУХ НЕОТЛАЖЕННЫХ технологий - токомак + солевой реактор, то конечно сразу все  и получится. 

Да, мечта всех эффективных менеджеров - давать деньги только на отлаженные технологии. На вопрос, где их брать, правда ответа нет (ну или еще бывает - "на западе"). 

Теперь можно будет гибридник 70 лет обещать.

Можно ничего не обещать, как скажите.

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(20:48:01 / 30-03-2016)

>>>Да, мечта всех эффективных менеджеров - давать деньги только на отлаженные технологии. На вопрос, где их брать, правда ответа нет (ну или еще бывает - "на западе"). 

Не надо утрировать.  Речь не про полностью отлаженные технологии, а про, хотя бы, наличие теоретической и технологической базы.

У термояда этого нет, вот и не выделяются средства.

Аватар пользователя Подольский

Речь не про полностью отлаженные технологии, а про, хотя бы, наличие теоретической и технологической базы.

У термояда этого нет, вот и не выделяются средства.

Ваши слова неплохо так противоречат действительности. И средства выделяются и с теоретической и технологической базой у термояда все нормально.

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(21:53:16 / 31-03-2016)

Покажите у нас в стране где и кем выделяются средства. Про аутсайдеров заграничных говорить смысла не вижу.

Аватар пользователя Подольский

Курчатовский институт, ТРИНИТИ, НИКИЭТ, ВНИИЭФ, ИПФ РАН, ФТИ им. Иоффе получают финансирование по линии управляемого термоядерного синтеза. Это только то, что я вспомнил, наверняка есть кто-то еще.

Аватар пользователя Tuktarov
Tuktarov(5 лет 3 месяца)(23:50:38 / 31-03-2016)

А ссылочка почитать имеется? Хочется сравнить цифру выделяемого финансирования с общим фондом, "Прорыва", к примеру. Чтоб оценить степень серьезности подхода.

Аватар пользователя Андрей Гаврилов

ага. А термояда нет, потому что средства не выделяются:

Аватар пользователя kwaier
kwaier(3 года 9 месяцев)(21:56:43 / 30-03-2016)

kwaier Конечно, если государство даст денег на сисмбиоз ДВУХ НЕОТЛАЖЕННЫХ технологий - токомак + солевой реактор, то конечно сразу все  и получится. 

Подольский Да, мечта всех эффективных менеджеров - давать деньги только на отлаженные технологии

Только клоунады не надо. Технологии для солевых реакторов нужно потихоньку копать. В частности, конструкционные материалы испытывать под нейтронными потоками в тех же БН. В термояд деньги и так вливают. Но на текущий момент  НИКАКИХ разумных доводов  вливать  деньги в гибридник нет и не будет еще лет 50.

Аватар пользователя Подольский

Только клоунады не надо. 

Как там надо отвечать без клоунады - "Поржал", да?

Технологии для солевых реакторов нужно потихоньку копать. В частности, конструкционные материалы испытывать под нейтронными потоками в тех же БН. В термояд деньги и так вливают. Но на текущий момент  НИКАКИХ разумных доводов  вливать  деньги в гибридник нет и не будет еще лет 50.

Что-то мне подсказывает, что если Велихов&Ковальчук выбьют финансирование на гибридник, то это и будет "потихоньку копать" термояд и ЖСР, т.к. технологической базы даже для НИОКР на тему гибридного реактора с ТИН все равно нет, и начинать надо издалека. Но тему гибридных реакторов я видел в ВАНТе еще в 90х, так что подозреваю, что ничего не будет. Да что уж там говорить, если спектральное регулирование зарубили, на СВБР-100 денег не нашли, а из комплексного финансируется только МФР БРЕСТ-300-ОД + бумажная работа всего остального (не стройка!) - какие тут вообще будут перспективы не ясно.

 

Аватар пользователя O6OPOTEHb
O6OPOTEHb(4 года 8 месяцев)(19:21:09 / 28-03-2016)

В общем, примерно так — дело швах.
Практически уже почти осуществлённая технология "быстрых натриевых реакторов" неспособна быстро масштабироваться на весь мир, "гибридная «токамаковская»" хороша теоретически, но пока на практике не существует, "ядерная релятивистская технология" инициированная И.Н. Острецовым, похоже, только вошла в стадию экспериментов, обещает заменить предидущие реакторные технологии.

Аватар пользователя Herz
Herz(5 лет 2 недели)(19:50:35 / 28-03-2016)

Технологию БН нет смысла масштабировать на весь мир прямо сейчас пока не замкнут пристанционный цикл рефабрикации топлива. Перевозка тысяч тонн высокорадиоактивных материалов в современном мире населенным дикими отморозками не выглядит разумным решением.

Кроме того, коэффициент воспроизводства топлива актуальных реакторов далек от оптимального kв=1.3..1.4.

Нужно ещё несколько итераций конструкций реакторов.

Хотелось бы обратить внимание на возможную долю атомной энергетики будущего предложенную авторами =40 процентов. И ещё 40 процентов отводится ВИЭ!!!

В этом свете очень любопытна следующая новость:

Toshiba запустила солнечно-водородную систему автономного энергообеспечения H2One http://www.energyland.info/news-show-mir-alternate-145889

В комбинации с ядрён батоном вполне работоспособная схема ИМХО

 

Аватар пользователя Ayatola
Ayatola(4 года 7 месяцев)(07:23:50 / 29-03-2016)

А можно простенько, как для военных, объяснить как будет добываться электричество из плазмы температурой 100 миллионов градусов, а то в этих ваших интернетах везде пишут как эту плазму удержать и всё.

Аватар пользователя Виктор Т.
Виктор Т.(3 года 4 месяца)(14:20:09 / 29-03-2016)

Хороший вопрос. Самый вразумительный ответ на него, который я слышал - будем снимать тепло с первой стенки и греть пар для турбины.

Комментарий администрации:  
*** Оранжевая рыбка, выглядывающая из унитаза ***
Аватар пользователя Андрей Гаврилов

спасибо за такую яркую демонстрацию эффекта Даннинга-Крюгера на вашем примере!

Лидеры обсуждений

за 4 часаза суткиза неделю

Лидеры просмотров

за неделюза месяцза год

СМИ

Загрузка...