Термояд и альтернативы энергетики

 
1 2 3 4 5 6

pokos

аксакал

S.I.> А скока .... прецезионных мишеней ...
Можете уточнить допуски? Просто оч. интересно.
 
MD Serg Ivanov #14.09.2005 15:57  @pokos#14.09.2005 13:14
+
-
edit
 

Serg Ivanov

аксакал
★☆
S.I.>> А скока .... прецезионных мишеней ...
pokos> Можете уточнить допуски? Просто оч. интересно. [»]

Это Вам к специальной литературе надо обратиться...
 

pokos

аксакал

S.I.> Это Вам к специальной литературе надо обратиться...
Я бы с удовольствием, да и обращался уже к доступной не раз.... вот только с числами не очень там было.
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
С мишенями для ин. УТС - зависит от многих особенностей. От того, какой драйвер, если лазер - то облучение прямое или через хольраум (что более вероятно). И т.д. Тоже не совсем просто - почему мне инерциальный термояд и не очень нравится (ну, плюс еще ударные нагрузки - один микровзрыв эквивалентен тонне-другой тротила). Но в принципе решаемо, вроде их уже сейчас могли бы на поток штамповать, если бы был заказ. На Звенигородских конференциях практически каждый год есть минимум один доклад по мишеням (у нас в основном в Питере этим занимаются).
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Вот еще статейка по КВС из "Науки и жизни":

Взрывная энергетика > Технология > «Всякая всячина» — Библиотечка разных статей

Некоторые пассажи руководителя проекта по созданию КВС-электростанции, доктора физико-математических наук Г. А. Иванова практически вгоняют в ступор. Например:

— В бомбах выполнения условия термоядерного горения достигли за пятилетку. Это породило, по-моему, иллюзию, что миллиграмм дейтерия можно зажечь так же, как килограмм. „Фотографируя“ горящий термояд, мы поняли, что это не так. 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. Может быть, когда-то кто-нибудь и научится это делать, но всё равно экономичность „микро-КВС“, скорее всего, фантастика. Так что практический прогресс в этой области пока отсутствует, во всяком случае он слишком медленный, чтобы успеть заменить заканчивающиеся нефть и газ.

То, что Геннадий Алексеевич игнорирует существование магнитного УТС, и говорит только об инерциальном - это бы еще ладно, простительная инерция мышления (хотя это его и не красит). Удивляет и огорчает другое: наши ядерщики фактически расписались в непрофессионализме! :o Ведь американцы еще в 80-х годах в ходе подземных ядерных взрывов испытали множество вариантов мишеней для инерциального УТС (не исключено, что в том числе с D-He3 смесью). В общем, огорчили снежинцы...
 
+
-
edit
 

Mathieus

втянувшийся

просто интересно. Fakir, вы же умный человек , гораздо лучше остальных здесь присутствующих понимаете сложность термоядерных проблем, а с таким легкомысленным энтузиазмом пиарите гелий-3 . Критерий Лоусона для D-He3 порядка на полтора больше чем для D-T, в разы выше температура зажигания. А термоядерный реактор - это ведь не паровоз, его особенно не помашстабируешь. Если можно сделать токамак с полем в 10 тесла , то с полем в 50 тесла сделать уже нельзя, никакой материал физически такого давления не выдержит. И таких проблем сотни, и каждая требует не количественного, а качественног решения. Новый реактор должен быть качественно иным, и мне по правде говоря не встречались еще мало мальски обоснованные проекты , имеющие хотя бы какую-то перспективу реализации. И прежде чем не будет надежной теоретической базы , экспериментальных установок с претензиями на достижимость рабочего режима, поднимать кипеж о добыче He3 просто глупо.
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Да какой же пиар? Всего лишь стараюсь донести добытую из труднодоступных для общественности источников и по возможности объективную информацию :)

Mathieus
Если можно сделать токамак с полем в 10 тесла , то с полем в 50 тесла сделать уже нельзя
 


а) Гелиевый реактор с вероятностью 95% будет не токамаком, следовательно
б) Поля в 10 Тл (вследствие высокой беты) будет вполне достаточно и для гелиевого реактора. Больше того - в принципе, хватит и поля в 5 Тл при хорошей бете и решении проблем концевых и поперечных потерь (т.е. при организации грамотного удержания).

А поле в 50 Тл... да если бы мы могли его создать и удерживать в больших объёмах, то плотность энерговыделения в плазме получалась бы просто чудовищной - порядка гигаватт на кубометр, такого никакая стенка не вытерпит и никакой преобразователь :) Но если бы вытерпела - реактор бы получался - мечта :rolleyes:

И таких проблем сотни, и каждая требует не количественного, а качественног решения.
 


В том-то и главный смак, что гелий-3 буквально меняет ключевые проблемы. Так, исчезает проблема (очень неслабая проблема, целая проблемища!) радиационной прочности. Исчезают проблемы с бланкетом, экранировкой сверхпроводящих катушек, резко растет КПД и т.п.

Новый реактор должен быть качественно иным,
 


Естественно.

и мне по правде говоря не встречались еще мало мальски обоснованные проекты , имеющие хотя бы какую-то перспективу реализации.
 


Ну отчего же, есть многочисленные прикидки таких реакторов.

И прежде чем не будет надежной теоретической базы ,
 


Больше половины уже есть, недостающее активно создается :)

экспериментальных установок с претензиями на достижимость рабочего режима,
 


Будет финансирование - будут установки.

поднимать кипеж о добыче He3 просто глупо
 


Кипеж разного масштаба бывает. Если речь о том, что вот прямо завтра, или там даже через 10 лет нам нужно побольше гелия-3 - то да, глупо. А если речь о том, что подумать стоит заранее, бо оба проекта имеют длительность одного порядка, так что в ближайшие 10-15 лет стоит провести предварительные исследования - то ничего глупого здесь нет, всё вполне разумно. Даже с точки зрения строгой экономики, по всей видимости ;) Впрочем, в топике на форуме НК об этом говорено.
 
+
-
edit
 

Mathieus

втянувшийся

ну вот я же говорю : никакой конкретики, одни дифирамбы . "исчезает проблема ... радиационной прочности. ... с бланкетом, экранировкой сверхпроводящих катушек, резко растет КПД и т.п. " Чукча не тупой , чукча понимает, но его больше интересует какие проблемы придется решать. А тут никто и не чесался еще. Тип реактора и близко не ясен, хотя уже известно (!) , что "с вероятностью 95% (!!) будет не токамаком", причем сразу с высокой бетой. Прям теряюсь в догадках. Не иначе сферомак. А мобыть какой продвинутый стелларатор ?
Можете честно написать температуру зажигания , критерий лоусона и прочее для Dhe3 в сравнении для DT,DD и сделать выводы о потребных параметрах установки ? Какое там поле надо, какой объем , какие особенности. Без этого будет один флуд.

А поле в 50 Тл... да если бы мы могли его создать и удерживать в больших объёмах, то плотность энерговыделения в плазме получалась бы просто чудовищной
 

а чего стесняться? ну не 50 конечно , а 20-30 без необратимых деформаций установки можно на короткое время создать. Капица-отец такое почти 100 лет назад делал. Один хрен нынче время удержания (не считая продвинутых моделей) всего десяток-другой миллисекунд, так хоть внешним полем дожмем до нужной плотности, там как раз в 10 не хватает.
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Mathieus
ну вот я же говорю : никакой конкретики, одни дифирамбы . "исчезает проблема ... радиационной прочности. ... с бланкетом, экранировкой сверхпроводящих катушек, резко растет КПД и т.п. " Чукча не тупой , чукча понимает, но его больше интересует какие проблемы придется решать. А тут никто и не чесался еще.
 


Если в ответе на данный пост я не выписал всё, что мне известно по данной теме (а мне известно, разумеется, ну очень далеко не всё), то это еще совсем не значит, что тут еще никто не чесался ;)
Придётся решать в первую очередь проблемы энергетического времени жизни плазмы. Как решать - принципиально завист от типа ловушки, у всех свои характерные особенности.
Потом - прямое преобразование энергии. Очень многое уже есть. "Конвертеры" энергии заряженных частиц испытывались, получен КПД 90%. По ректеннам для преобразования СВЧ-излучения тоже много работали, вроде ожидается КПД от 80% (правда, не помню, что получено на эксперименте).
А проблема радиационной прочности - это очень важно. ИТЭР вон на пределе...

Тип реактора и близко не ясен, хотя уже известно (!) , что "с вероятностью 95% (!!) будет не токамаком",
 


Один из минимум 4 вариантов.
1. Открытые ловушки, в первую очередь амбиполярные, может быть, ловушки Волосова с центробежным запиранием (особенно привлекательны для сжигание гелия из-за высоких достижимых бета).
2. Ловушки с левитирующими кольцами (тоже достижимы высокие бета).
3. Т.н. "драконы" - две длинные прямые ловушки, концы которых соединены при помощи т.н. КРЭЛов (Криволинейных Равновесных Элементов).
4. Классические стеллараторы (у них, правда, бета того же порядка, что и у токамаков).
5, 6, 7 ...

причем сразу с высокой бетой
 
.

Ну, установок с высокой бетой вообще-то куча. Это не что-то необычное.

Прям теряюсь в догадках. Не иначе сферомак.
 


Сферомак от токамака, вообще-то, непринципиально отличается. Сферомак - это же сокращение от "сферический токамак". Так что его шансы довольно малы, хотя и отличны от нуля.

А мобыть какой продвинутый стелларатор ?
 


У стеллараторов беты тоже не очень - того же порядка, что и у токамаков. Правда, "дракон" иногда называют стелларатором, что в какой-то степени верно. "Дракон" - да, может быть. На мой взгляд - весьма перспективный вариант, хотя ему в последнее время недостаточно внимания уделяется.

Можете честно написать температуру зажигания , критерий лоусона и прочее для Dhe3 в сравнении для DT,DD и сделать выводы о потребных параметрах установки ? Какое там поле надо, какой объем , какие особенности. Без этого будет один флуд.
 


Млин, ну так есть же такие прикидки:) Завтра набью табличку из параметров трёх гипотетических гелиевых реакторов (на самом деле их куда больше, конечно, только всё в кучу вломы собирать).
По уму, конечно, хорошо бы выложить и графики энерговыхода, излучательных потерь и т.п., но своего сканера нет, а где-то на стороне ковыряться пока нет времени и желания.

а чего стесняться?
 


Стенок :) Во всех современных оценках принимается, что поток энергии на стенку не должен превышать 1 МВт/м2. Отсюда обычно берут плотность энерговыделения порядка 1 МВт/м3. Если сильно поднимем напряженность поля (а плотность энерговыделения пропорциональна B4), стенки такого потока энергии не вытерпят.

Один хрен нынче время удержания (не считая продвинутых моделей) всего десяток-другой миллисекунд
 


Мнээ... Что вы, собственно, имели в виду, не совсем понял?
 
+
-
edit
 

Wyvern-2

координатор
★★★★★
Во всем Мире непрекращаясь идут споры о будущем энергетики Земли. На А_Базе, как месте особой концентрации интеллекта :) эти споры приобрели уже характер холодной войны :D
Предлагаю один из самых трезвых взглядов на проблему:
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ: ТЕРМОЯДЕРНАЯ, ДЕЛИТЕЛЬНАЯ СРАВНЕНИЕ.
Л.П. ФЕОКТИСТОВ
Как известно, полезная ядерная энергия может быть извлечена посредством двух процессов:
ядерных реакций синтеза и нейтронно—цепных реакций деления.
Однако, из большого числа реакций на легких ядрах, фактически пригодными для энергетики могут служить лишь реакции синтеза на изотопах водорода, т.к. кулоновское расталкивание для ядер с большим порядковым номером и радиационные потери делают их использование практически
недоступным.
Прямое использование ускорителей ионов для возбуждения реакции нерентабельно ввиду того, что выход реакции невелик, масштаба 10—6 ядерных реакций на один разогнанный ион: ионы преимущественно замедляются на холодных электронах мишени. Поэтому фактически единственный способ возбудить реакцию синтеза с положительным выхо-
дом энергии состоит в разогреве вещества до температуры масштаба 100 млн. градусов (10 кэВ). При этом, естественно, чем меньше атомный номер, тем ниже требуемая температура, или, что то же самое, при заданной температуре выше скорость термоядерной реакции. Более того, наряду с соображениями общего порядка есть свои особенности по отношению к различным реакциям. Так, широко известная реакция Д + Т = +n имеет резонанс составного ядра He5 в области энергии налетающих частиц 100 Кэв. При усреднении по распределению Максвелла водородной плазмы, скорость этой реакции в рабочем диапазоне температуры 520 кэВ оказывается примерно в 100 раз выше, чем для внешне «похожей» Д+Д реакции. Это преимущество (ДТ)−реакции настолько сильно по сравнению со всеми другими термоядерными реакциями, что только она в настоящее время всерьез рассматривается применительно к энергетическим термоядерным реакторам.
Но даже для дейтериево — тритиевого топлива на сегодня нет прямого доказательства энергетической целесообразности ядерного реактора, т.к. не существует действующего прототипа (стенда, лабораторного образца), технически полноценного и убедительного. Высказанные положения в равной степени относятся как к стационарным установкам типа «Токамак», так и к импульсным с концентрацией энергии от лазеров или ускорителей тяжелых ионов.
С другой стороны, нет и принципиальных запретов — общефизических, теоретических. Более того, в отношении импульсных систем имеется непосредственное подтверждение, следующее из области очень далекой экстраполяции испытаний ядерного оружия. Имеются ввиду эксперименты, в которых внешним энергетическим источником служит атомный взрыв, посредством которого приводится в действие термоядерное устройство, не содержащее поддерживающих делительных реакций. Сюда относятся специализированные опыты, типа американского «Центарион» или ВНИИП, когда камера с расположенными в ней разнородными термоядерными мишенями запитывалась рентгеновским излучением атомного взрыва. Сюда же относятся и так называемые «чистые» водородные заряды с минимумом осколочной радиоактивности, предназначенные для использования в хозяйственных целях.
Таким образом, вопрос сводится к очень важной технической стороне масштабам установки, ее стоимости, преимуществам и конкурентноспособности по отношению к значительно более освоенной за десятилетия и более понятной делительной энергетике. Например, изображаемая по нынешним понятиям стационарная международная установка «Интор», как предшественник термоядерного квазинепрерывного реактора на дейтерий тритиевой смеси, не обещает пока существенного положительного выхода энергии, но достигает уже весьма значительных размеров (20 м в высоту) и находится на границе разумного.
По подсчетам, для того, чтобы задействовать мишень на дейтерии (без трития) энергия от внешнего импульсного источника составляет величину около 20 МДж. Чтобы далее замкнуть энергетику коэффициент термоядерного усиления должен быть примерно 50—100. Значит, при каждом импульсе будет выделяться энергия эквивалентная сотням килограмм тротила, причем ежесекундно. Стоимость одного выстрела — мишень, амортизация оборудования — не должна превосходить нескольких долларов. По современной оценке стоимость собственно лазера, разжигающего дейтериевую мишень, составляет десятки млрд. долларов. Картина в целом фантастическая.Чтобы не углубляться в слишком отдаленную область далее сосредоточимся на реакторе, в основе которого единственная реакция:
Д+Т =+ n + 17,5 МэВ.
Справа указан энергетический выход реакции, который распределяется между продуктами реакции в соотношении 1:4 ((3,5 МэВ) + n (14 МэВ)). Укажем, между прочим, что в энергетическом балансе непосредственно при горении 14 МэВ — нейтроны не участвуют, потому что оптическая толщина сжатой мишени ( ~ 1 г/см2) намного меньше пробега нейтрона (~ 10 г/ см2). Чем меньше масса вещества, способного к горению, тем меньше первичные энергозатраты.
Несмотря на очевидные различия, присущие реакциям синтеза и деления, реакторы этих двух типов удивительным образом обнаруживают немало сходных черт, пригодных для сравнения.
1. Топливо
И тот и другой реакторы используют искусственное топливо: тритий и плутоний. Мы отвлекаемся от энергетики на U−235, она пригодна лишь для запуска. Полностью замкнутый цикл, имеющий практически неисчерпаемую сырьевую базу, возможен при широком использовании основного изотопа U−238 и превращении его в плутоний.
Тритий и плутоний получают на нейтронах деления в реакторах: первый в результате реакции Li6 + n = T + , второй — путем подхвата нейтрона ураном U−238 и последующими затем двумя короткоживущими (период полураспада — дни) −распадами с образованием плутония в конце.
Pu—239 обладает отличными делительными свойствами, он заметно превосходит в этом отношении U—235 и действительно может служить основой атомной (делительной) энергетики. Мимоходом отметим, что без плутония немыслимо современное ядерное оружие.
Плутоний по земным меркам имеет очень большой, можно сказать беспредельный, период полураспада (24000 лет), что позволяет накапливать его с произвольным темпом.
Иное положение с тритием: его период полураспада короток (12,3 года). Это означает, что весь цикл обращения с тритием — его накопление в термоядерном реакторе, извлечение и переработка литиевых блочков на специальных предприятиях, фабрикация тритиевых мишеней и их использование в реакторе — с необходимостью скоротечен. Всего несколько лет, иначе станет невозможной процедура самообеспечения тритием, резко возрастает стоимость топливной составляющей, и термоядерный реактор станет неконкурентным по этой причине.
Необходимо иметь в виду, что на производство одного атома трития, также как и одного атома плутония, затрачивается один нейтрон, так что стоимость атома трития и плутония примерно одинакова, несмотря на различия в процедуре извлечения того и другого. Однако, энергетическая стоимость плутония в десять раз меньше, чем трития: в реакции деления выделяется около 200 МэВ, в реакции синтеза (Д+Т) — 17,5 МэВ. Другими словами, расход трития по атомам в десять раз больше, чем плутония при заданной мощности реактора.

Далее
Жизнь коротка, путь искусства долог, удобный случай мимолетен, опыт обманчив.... Ἱπποκράτης  
+
-
edit
 

Wyvern-2

координатор
★★★★★
2. Воспроизводство топлива
В атомной энергетике определено понятие коэффициента воспроизводства. Суть его сводится к следующему. Наряду с горением (исчезновением активных атомов U−235, Pu−239), одновременно возникают новые атомы плутония. Последних может быть как больше, так и меньше выгоревших.
Их соотношение — рожденных к погибшим и есть коэффициент воспроизводства (КВ) (в акте деления возникает нейтронов, один из них уходит, чтобы вызвать деление, если (−1)> 1, то КВ может быть, в принципе, больше единицы). Конкретная величина КВ зависит от устройства реактора (не производительных потерь) и, прежде всего, от спектра нейтронов. Для тепловых реакторов (спектр нейтронов для них из—за замедления имеет распределение Максвелла с температурой окружающей среды) КВ ~0,5, для быстрых реакторов (нейтроны спектра деления) может достигать КВ ~1,5—1,8.
Именно быстрые реакторы, как работающие с накоплением активной компоненты топлива и вовлечением в энергопроизводство дешевого U−238, несомненно в будущем определят облик ядерно —делительной энергетики. Добытого в России урана хватит на тысячеления, а произведенного актив-
ного U−235 и Pu−239 для одновременного запуска электростанций суммарной мощности в 100 ГВт.
Иное, более напряженное положение возникает с производством трития в термоядерных реакторах.
Известно, что реактор деления с мощностью 1 ГВт сжигает примерно одну тонну активного материала в год. Для термоядерной станции той же мощности ежегодный расход трития составляет 1125 кг ( по атомам в 10 раз больше, по весу в 8 раз меньше). Теперь попробуем представить себе работу такой электростанции ( на примере лазерного термоядерного синтеза). Внутрь камеры сгорания периодически поступают мишени с тритием. После воз-
действия лазера происходит вспышка и тритий сгорает, скажем, на 10 %. 14 МэВ нейтроны вылетают из камеры сгорания в окружающий бланкет, где реализуют свою энергию, превращают ее в тепло и поглощаются в литии. Продукты реакции, в которых помимо прочего содержится 90% несгорев-
шего трития, эвакуируются из камеры горения и поступают на регенерацию. Поскольку на один атом трития нужен один нейтрон, надежд на самообеспечение, вроде бы, нет. На самом деле положение несколько лучше. Нейтрон ДТ−реакции надпороговый, и он способен не только к (n)−реакции, но также (n, 2n) реакции, т.е. к некоторому размножению в подходящей среде (Д2О, Be). В чистом бесконечном веществе коэффициент размножения ( на один 14 МэВ нейтрон число вторичных, замедлившихся) может достичь двух раз.
Никакой процесс не идет без потерь и, если потери будут превосходить 10 %, то коэффициент воспроизводства станет меньше единицы. Путей для потерь множество: при эвакуации горячих продуктов горения, при паразитном захвате нейтронов на конструктивных материалах и теплоносителе,
при регенерации и вследствие распада.
Примем компромиссную оценку и будем считать коэффициент воспроизводства трития по совокупности причин близким к единице. Но тогда возникает новая проблема: обеспечение тритием первоначального запуска.
3. Запуск
Возвращение трития происходит по двум путям. Большая часть возвращается непосредственно из камеры сгорания реактора. Время регенерации для него t1. Другая — из—за накопления трития в периферийных литиевых блочках с харакреным временем извлечения t2.
Первоначальный запас трития, необходимый для запуска реактора, зависит от соотношения t1/выг < t2. (выг ~ 0,1 КПД горения трития). Поскольку t2 ~1 год — обычная для реакторов величина, необходимая для начала работы количество трития лежит в пределах от M~125кг (t1→0 — годовое выго-
рание) до M ~1250 кг (при t1 ~ t2 — годовое выгорание).
Оценка t2 ~1 год не представляется завышенной, если учесть масштабы производства и его рентабельность. Цифры, как видим, впечатляющие. Достаточно напомнить, что все производство трития в специализированных реакторах для военных нужд составляет несколько килограмм в год. Для
осуществления запуска термоядерного реактора, таким образом, потребуется работа обычных реакторов суммарной мощностью в десятки Гвт в продолжении года. Всегда будет дилемма, куда потратить нейтрон — на тритий или на десятикратно более энергичный плутоний количеством в несколько десятков тонн для оговоренных выше масштабов.
Как говорилось ранее, аналогичных проблем для запуска реактора деления не существует, равно как в воспроизводстве топлива для реакторов БН.
4. Безопасность реактора
Итак, из приведенных выше рассуждений, никак не следует преимущество термоядерных реакторов по сравнению с делительными. Наоборот, отчетливо ощущаются почти непреодолимые трудности. Все же, может быть есть у термоядерного синтеза свои специфические черты, благоприятст-
вующие их внедрению в общую энергетику? Понятно, что общие соображения на тему новой, совершенно особенной, энергетики до конца неизведанной и потому, возможно, многообещающей — не являются решающими при сопоставлении. Из более конкретных распространен аргумент в пользу термоядерной станции в такой формулировке. Для того чтобы достигнуть стационарного энерговыделения в делительном реакторе нужна
сложная система его регулировки. Многочисленные стержни — поглотители нейтронов, перемещающиеся в активной зоне реактора автоматически или по воле оператора служат одной цели. Они поддерживают реактор в критическом состоянии. Всяческие отклонения в ту или другую сторону
ведут либо к затуханию цепной реакции, либо к ее экспоненциальному развитию. В конечном счете, все аварии на атомных электростанциях произошли из—за технических сбоев и по вине эксплуатационного персонала, включая печально известную Чернобыльскую.
Термоядерные реакторы не менее сложны по содержанию и эксплуатационным требованиям, но непосредственно отмеченным выше недостатком не обладают. В них реакция протекает в навязанном, а не в самоподдерживающимся, режиме. Так, например, в импульсном режиме ЛТС достаточно отключить лазер, как реакция немедленно прекращается. Вообще темп энерговыделения полностью регулируется лазером, так что ночью, в соответствие с потребностью, он может быть ниже, чем днем. Такая маневренность, безусловно, их положительная черта, она отсутствует, или крайне затруднена, в реакторах АЭС, ныне эксплуатируемых. С другой стороны, мы не в состоянии сегодня оценить мыслимые опасности, сопровождающие термоядерные станции, по той простой причине, что их нет даже в стендовом (лабораторном) исполнении, хотя бы отдаленно воспроизводящем промышленную установку.
Не вдаваясь в тонкости, укажем всего лишь на один пример. При испытании мишеней сжимаемых световым потоком лазера наблюдается значительное снижение, до 1000 раз, выхода нейтронов термоядерной реакции по сравнению с расчетом. Объясняется снижение тем, что невозможно достиг-
нуть идеальной симметрии облучения лазером, дефектами мишени. В результате возникшей несимметрии снижаются плотность и температура расположенного в центральной области водорода, скорость реакции замедляется. Однако, это положение, верное в среднем, имеет разброс. На станции, работающей в нормальном режиме, производятся десятки миллионов импульсов в год. Происходит как бы эксперимент с огромной статистикой, в котором проявятся и отказы, и резко повышенная энергетика при случайном, благоприятном стечении факторов симметрии. Поэтому либо надо сво-
дить разброс к нулю, совершенствуя лазер и мишень, либо закладывать прочностной запас по концевой камере в десятки раз (при среднем КПД сгорания — проценты).
5. Гибридный реактор
Работа реактора АЭС в стационарном (критическом) режиме не является, вообще говоря, обязательной. Реактор может работать и в вынужденном режиме, что широко используется в исследовательских, так называемых подкритических сборках. В них размножающая система не доводится до
критического состояния, но близка к нему. Нейтрон создает цепь делительных реакций тем более длинную, чем ближе к критсостоянию находится реактор.
Общее энерговыделение (мощность) E' такого реактора пропорционально числу нейтронов, поставляемых внутрь активной зоны от внешнего источника в единицу времени (N') и уровню подкритичности 1/(1−X), где X — отношение реальной массы реактора к ее критическому значению.
При X = 0,95, что можно считать приемлемым по технике безопасности, один внешний нейтрон производит 20 делений (для быстрого реактора−БН). Какого происхождения нейтроны источника —значения не имеет. Они могут быть на основе лазеров, ускорителей и т.д., важно их доставить внутрь реактора. Из этих соображений возникла концепция гибридного реактора, сочетающая в себе термоядерные реакции, как источника первичных нейтронов и реакций деления, основного энергопроизводителя. В приведенном выше примере доля термоядерной энергии в 200 раз меньше делительной.
Гибридный реактор, таким образом, по маневренности и управляемости такой же, как чисто термоядерный импульсный, но с преобладающей энергией деления. Его преимущество по сравнению с термоядерным состоит в том, что он намного более экономичен в части термоядерной энергии, которая имеет пока неясную перспективу и по оценкам существенно дороже, тогда как часть делительная, основная энергоемкая — стандартная, освоенная, с резко упрощенной автоматикой.
Более того, как теперь ясно, можно достигнуть еще более существенного усиления (в десятки раз) делительной энергии над термоядерной, воплощая идею односторонних потоков и сохраняя, что чрезвычайно важно, прежний уровень безопасности (подкритичности). Для пояснения представим
себе два подкритических куска активного материала «А» и «Б», (XA ~ XB = 0,95) разделенных некоторой полупроницаемой для нейтронов оболочкой, так что нейтроны из А достигают Б, а из Б все поглощаются в оболочке и А не достигают. Тогда нейтроны, спровоцировавшие реакцию в А свободно попадают в Б, но система А наличие Б никак не ощущает и ведет себя изолированно. Нейтроны, поступившие в Б размножаются как от внешнего источника. По нашей схеме на один нейтрон внешнего источника в А произойдет 20 делений и вылетит 20 нейтронов, а в Б уже 400 делений.
Суммарный энергетический коэффициент — отношение энергии деления к термоядерной составит: K = Eдел/(Eтя (1—X)2) ~ 4000.
Весь вопрос сводится к тому, как конкретно реализовать нашу хитроумную перегородку. Ниже приводится сферический разрез двухкаскадного бланкета.
0 Rтя R1 ∆R2 R3 →∞ Rтя — радиус т. я. камеры с мишенью, куда подводятся лучи лазера (Rтя ~30 см)
R1 — радиус первого (быстрого) бланкета усилителя R1 — Rтя ~ 20см
R1 R2 — пустое пространство ~ 3м
∆— небольшой слой поглотителя (B10, Gd и т.п.) тепловых нейтронов, ∆~ 1см
R2 R3 — основной, тепловой бланкет (~1 м)
R3 и далее, вообще говоря, отражатель нейтронов
14 МэВ нейтроны, возникающие под действием лазера, на мишень попадают в первый бланкет, аналог быстрого реактора, где размножаются и вылетают за границу R1. Все они достигают внешней оболочки (R2 R3), которая является аналогом теплового реактора (лучше всего тяжеловодного на
природном уране), где нейтроны замедляются и делят уран. Обратный поток внутрь, пересекающий R1, сильно подавлен по двум причинам:
а) из−за сильного поглощения тепловых нейтронов поглотителем ∆, не влияющим на выход быстрых нейтронов, летящих из центра наружу
б) из−за геометрии. Наличие полости R1 R2 приводит к тому, что внутренний бланкет R1 плохо виден под малым телесным углом для тепловых нейтронов наружного бланкета (примерно в отношении R12 / 4R2 2).
Количественная сторона осуществления одностороннего потока, очевидно, должна строится следующим образом. Поскольку на один нейтрон т.я. источника возникает в конечном счете по предположению 400, то и эффективное ослабление обратного потока должно быть примерно той же величины, т.е. составлять доли процента. Несмотря на эти жесткие требования, техническое их осуществление вполне реально. Возникающее большое число энергетического усиления (до 104 по отношению энергии термоядерного акта) происходит, однако, не за счет риска повышения уровня подкритичности, а исключительно вследствие конструктивных мер.
Распорядиться этим сильным коэффициентом можно двояко:
1. Либо снижая поток первичных нейтронов до уровня 1015 н/сек, что расширяет круг мыслимых нейтронных источников, помимо лазера, для станции суммарной мощности в десятки u1052 Мегаватт.
2. Либо сохраняя поток нейтронов от источника 1017 н/сек, выходить на стандартную АЭС мощностью в несколько Гигаватт. При этом потребная энергетика лазера составит 300 кдж (1гц), что не сильно, будем надеяться, отразится на общей стоимости станции. Попутно заметим, что для
ЛТС в чистом виде минимальная мощность лазера по теоретическим оценкам 3—5 Мдж (1 гц) и стоимость лазерной установки не менее нескольких миллиардов долларов

Далее
Жизнь коротка, путь искусства долог, удобный случай мимолетен, опыт обманчив.... Ἱπποκράτης  
Это сообщение редактировалось 05.12.2005 в 00:55
+
-
edit
 

Wyvern-2

координатор
★★★★★
6. Усовершенствованный быстрый реактор (БН)
Привычные всем атомные станции при мощной государственной поддержке развивались десятки лет в научном, конструктивном технологическом плане, обеспечили военную программу, оказывают заметное влияние на электроэнергетику, внедряются в транспорт ледокольный, подводный, прони-
кают в космос. Вместе с тем, поиск продолжается. Выясняется, что традиционная атомная энергетика имеет немало стимулов и возможностей для усовершенствования. Особо важное значение имеет внедрение реакторов на быстрых нейтронах, как полностью обеспечивающих сырьевую базу на дол-
голетия. «Задержка» происходит из—за теплоносителя: на смену простейшего — воды (в тепловых реакторах) требуется жидкометаллический (натрий, висмут, свинец), что ведет к удорожанию конструкции. Но и польза немалая, в том числе эксплуатационная.
Высказываются наряду с этим многочисленные соображения по поводу усиления безопасности реакторов. Возникла даже своеобразная терминология относительно реакторов с так называемой «внутренней безопасностью», которые держат критическое состояние автоматически, а не в резуль-
тате действий оператора. Быстрые реакторы с точки зрения подавления неконтролируемой цепной реакции обладают свойственной именно им дополнительной возможностью. О ней чуть подробнее.
Быстрый реактор в нынешнем исполнении состоит из двух зон: активной (А.З.) и воспроизводства (З.В.). В активной зоне, сильно обогащенной по плутонию (смесь U−238 + 25% Pu−239) происходит основное энерговыделение. Она сравнительно компактна и окружена урановым бланкетом — зоной
воспроизводства, где накапливается плутоний при поглощении нейтронов, поступающих из центра.
Такая схема построения реактора оптимизирована по суммарному коэффициенту воспроизводства (КВ) плутония, но предполагает постоянное химическое извлечение плутония из З.В. и возвращение его в замкнутом цикле в тот же реактор или какой—то другой (тепловой и быстрый). Помимо того, что такой цикл предполагает большой объем радиохимических работ, он приводит к появлению в большом количестве чистого плутония, который может быть использован не только в мирных целях. Последнее обстоятельство в особенности формирует негативное отношение к БН, как к трудно контролируемого процесса распространения ядерного оружия. Но является ли рассматриваемая схема БН строго обязательной? Является ли погоня за высоким КВ с учетом уже накопленного плутония и высокообогащенного урана, задачей актуальной? Ответ: определенно, нет. Б.Н. как реактор,
сжигает, в отличие от теплового, уран—238 с его практически неисчерпаемой базой, может быть модифицирован в нужную для нас сторону, ему можно придать свойство внутренней безопасности.
Соображения таковы. Смесь урана−238 и плутония−239, образующих активную зону (АЗ) и зону воспроизводства (ЗВ) реактора, по мере горения изменяет состав компонент. Там где есть уран−238, происходит накопле-
ние плутония при поглощении нейтронов деления, там где много плутония происходит его исчезновение. Отсюда ясно, что есть такая концентрация урана и плутония, при которой эти два процесса — поглощение на уране и деление на плутонии — компенсируют друг друга. Такая концентрация плу-
тония называется равновесной (реально она равна примерно 10 %). Нетрудно показать, что если система обладает КВ > 1, то существует такая область концентрации плутония, ниже равновесной, которая одновременно является «критической» (она простирается от 4,5 до 10 %). Именно такую ак-
тивную зону мы далее будем рассматривать. В ней как бы произошло смешение ЗВ и АЗ в нужной пропорции. Слово «критический» не случайно взято в кавычки. Дело в том, что такая система, предоставленная самой себе, все же развивается. В ней идет медленное нарастание нейтронного потока
и мощности за недели, даже месяцы (это зависит от конкретной конфигурации активной зоны и критической концентрации плутония). Размерная величина, определяющая временной масштаб, возникает сразу, если вспомнить, что появление плутония при захвате нейтрона ураном происходит после
двух −распадов не мгновенно, а спустя дни. Временная характеристика, сопровождающая −распад, совершенно не сопоставима со временем развития нейтронной цепи при случайном надкритическом выбросе («ядерное» время для быстрых реакторов — микросекунды). Вялое нарастание нейтронного потока не опасно, т.к. легко фиксируется и при необходимости ликвидируется медленным дозированным добавлением урана−238 в активную зону, который к тому же всего лишь, можно ска-
зать, заимствует нейтроны с тем, чтобы потом их вернуть в виде плутония. Такая разбавленная АЗ обладает рядом преимуществ:
Реактор отвечает критерию внутренней безопасности, т.к. в нем события развиваются медленно, контролируемым образом.
В нем наилучший нейтронный баланс. Отсутствуют стержни — поглотители нейтронов (кроме урана—238), система управления реактором предельно упрощена.
Ввиду накопления плутония непосредственно в АЗ, реактор допускает по физическим (критическим) характеристикам глубокое выгорание топлива (до 30—50% по урану−238). Реактор теряет свои размножающие свойства главным образом из−за выгорания урана−238, поставщика плутония,
тогда как накопление осколков проявляет себя слабо — сечение поглощения нейтронов на осколках примерно такое же u1080 и у урана−238.
Разбавленная АЗ, в отличие от концентрированной, требует большего первоначального расхода плутония (или урана−235). По оценкам, если принять среднюю плотность по тяжелому металлу (U+Pu), равной 5г/см3, то АЗ должно иметь массу около 100 тонн, из них 6 тонн плутония. Такого
количества материала, при указанном выше КПД выгорания, хватит на десятки лет, вплоть до всего срока эксплуатации станции без смены твэлов, если проблема радиационной стойкости тепловыделяющих элементов будет решена. Ясно, что возникает тогда еще одна принципиальная предпосылка,
резко усиливающая эксплуатационные показатели станции и облегчающая весь перерабатывающий цикл в конце: нет «отстойника» твэлов внутри станции, многие короткоживущие радиоактивные изотопы исчезают внутри активной зоны при горении.Поскольку содержание плутония за все время работы реактора находится вблизи равновесной концентрации, т.е. она одинакова в начале и в конце горения, пропадает необходимость в извлечении плутония (и прочих трансуранов) в чистом виде. После отделения тяжелых компонент от осколков и введения на их место урана, последние могут использоваться как таковые, для твэлов следующего
поколения. Подчеркнем, что обросшее трансуранами топливо по своим ядерно−физическим свойствам не хуже исходного. Вопрос перерастает в плоскость изготовления новых твэлов, на основе сильно радиоактивного материала. Но проблема военного использования плутония при надлежащем контроле исчезает, т. к. ни на какой стадии плутоний, пригодной для атомного оружия, впрямую не возникает.
Приведенные рассуждения по поводу быстрого реактора призваны подчеркнуть одну мысль:
в реакторах на быстрых нейтронах много полезного потенциала, не до конца раскрытого и используемого.
Все это значит только одно. Когда мы говорим, что термоядерные реакторы не сейчас, а в будущем обладают той−то и такой−то перспективой, то и в отношении АЭС можно предполагать глубокие, пока неисчерпаемые возможности.
Проблема радиоактивности
Любая авария на ядерном объекте опасно прежде всего выбросом радиоактивности. Как отмечалось, термоядерная станция имеет интегральный поток нейтронов в 10 раз больший, чем на АЭС. Если 10% этих нейтронов вызовут ядерные реакции с образованием радиоактивных изотопов, то ин-
тегральное количество распадов за время полураспада при воздействии на человека будет таким же, как на АЭС той же мощности. Конкретная ситуация будет определяться размером аварии, конструкцией реактора, его расположением и т.п., но видимых преимуществ термоядерной станции по срав-
нению с АЭС в этом отношении не видно. К тому же положение усугубляется наличием на термоядерной станции трития в большом количестве. Допустим, весь непрогоревший тритий немедленно эвакуируется за пределы станции. Но и тогда его много. Тритий образуется в литиевых блочках и нужно время, некоторый минимальный нейтронный флюенс прежде чем вводить его в химическое производство. Если срок выдержки составляет год(ы) (примерное время для промышленных реакторов), то общее содержание трития будет равно миллиарду кюри, типичному значению для АЭС по суммарной осколочной радиоактивности (для реакторов мощностью в 1 ГВт).
Аварии на АЭС возникают не только вследствие перехода по случайным причинам активной зоны из критического в надкритическое состояние с неуправляемым темпом энерговыделения. Так, одной из самых опасных аварий считается отказ системы теплосъема. Обратные связи таковы, что
цепная реакция затухает. Но тепло, обязанное радиоактивному распаду осколков, продолжает поступать и оно, в отсутствие теплосъема, может расплавить тепловыделяющий элемент и выпустить радиоактивность наружу. Является ли подобная опасность типичной и для термоядерной станции?
Ядерная энергия: Термоядерная, делительная сравнение
Судить об этом трудно, не имея детальной конструкции и данных об остаточной удельной мощности (Вт/м3), материалах, их теплопроводности. Одно можно повторить — общее энерговыделение сопутствующих распадов и в том, и в другом случае близки.
Различны будут скорее всего и приемы, направленные на ослабление, ликвидацию этого типа аварии. Один из них таков, применительно к АЭС: снижая в несколько раз удельную (на единицу объема) рабочую мощность, которой прямо пропорциональна остаточная, можно уменьшить тепло-
вой поток до такой степени, чтобы радиоактивное тепло успевало рассасываться посредством теплопроводности. При этом естественным образом при сохранении мощности увеличится размер реактора и расход активных материалов.
Наконец, еще один возможный аргумент в пользу реактора синтеза, который при определенных условиях действительно может оказаться сильным при выборе. Радиоактивные продукты деления, захват нейтронов с образованием трансуранов в значительной степени предопределены для АЭС фи-
зической сущностью явления. Используется ли реактор тепловой или быстрый, это обстоятельство почти никак не отражается на выходе вредоносных осколков. «Хвост» трансуранов, среди которых немало долгожителей, «подарок» внукам — потомкам, фактически зависит от срока компании, которая, в свою очередь, диктуется экономическими требованиями.
Иное положение для термоядерных реакций. Основной энергоноситель 14МэВ — нейтрон, нелокализован в отличие от осколков деления и трансуранов. Он реализует свою энергию в нами выбранном материале, в котором по нашему усмотрению достигается минимум наведенной радиоак-
тивности и совсем нет долгоживущей компоненты. В дополнительной степени свободы выбора заключено возможное в принципе преимущество реакторов синтеза. Однако, окончательное суждение об этой стороне вопроса может возникнуть только при детальном сравнении. Так ли велика свобода?
Ранее отмечалось, что для термоядерной станции предъявляется жесткое требование: восстановление в полном объеме u1080 израсходованного трития. Значит в конструкции с необходимостью предусмотрены слои для размножения термоядерных нейтронов, герметические литиевые блочки, заключенные внутри определенных материалов. То же самое относится и к первой стенке, воспринимающей импульс и энергию локальных продуктов термоядерной реакции в системах ЛТС или мощного потока нейтронов, обрушивающегося на сверхпроводники «Токамака», выбор материалов для которых весьма невелик.
Вместе с тем не следует преувеличивать радиоактивную опасность АЭС. Несомненно, со временем будет усовершенствоваться не только сам реактор, но и весь цикл обращения с радиоактивными отходами. Рано или поздно, но будут найдены способы эффективного отделения легкой фракции от-
ходов (осколков, металлов конструкции) от тяжелой (урана, плутония и др.), захоронения первой из них (легкой) в земле, и возвращением в цикл второй. Захоронение на сотни лет приведет к исчезновению из—за распада всех опасных осколков, хотя не следует исключать, что некоторые из них бу-
дут извлечены с пользой для техники (изотопные источники), а по отношению небольшого числа других окажется выгодной процедура ядерной трансмутации на ускорителях или реакторах.
Временные рамки
Ядерная энергетика, как всякое любое другое сложное производство, инерционна. Прошло 50 лет с начала ее промышленного освоения, а она продолжает развиваться и совершенствоваться, ее потенциал не исчерпан. Пройдет еще не менее 50 лет, прежде чем она займет преобладающее положение в общем энергобалансе страны и придет на смену органическому топливу, которое к тому времени исчерпает свой ресурс.
Термоядерная энергетика не менее сложна, чем делительная. Следовательно, сроки ее освоения не могут быть меньше чем для АЭС. При самых благоприятных предположениях следует фиксировать отставание, таким образом, термоядерных реакторов по отношению к делительным на многие десятки лет, более пятидесяти. Если и появится рентабельная энергия синтеза в значительных масштабах, то не в следующем столетии. Поэтому она не подменит исчезающие нефть, газ, ее перспектива отдалена и туманна.
Заключение
Затруднительно произвести детальное сравнение термоядерной энергетики и делительной, т. к. нет не только действующих первых термоядерных реакторов, но также лабораторных стендов, приближенных к реальной станции. Сравнение на теоретическом уровне, из общих соображений, также не обнаруживает явных преимуществ ни по безопасности эксплуатации реактора, ни по радиоактивности и ее влиянию на окружающую среду, ни по сырьевой базе. Приведенные соображения не должны трактоваться слишком прямолинейно: там плохо, а тут все хорошо. АЭС заполняет энергетическую нишу только в случае их развития. В частности, при широком внедрении АЭС на быстрых нейтронах, при совершенствовании всего топливного цикла и воз-
вращения в горение экологически опасных траснуранов, при появлении реакторов с «внутренней безопасностью», с упрощенной автоматикой управления, реакторов, не допускающих расплавление твэлов при отказе контура теплосъема и т. п. Задача и конкретные шаги к конечной цели, можно сказать, очерчены, но это касается лишь привычной атомной энергетики деления.
__

Мнения?
Жизнь коротка, путь искусства долог, удобный случай мимолетен, опыт обманчив.... Ἱπποκράτης  
Это сообщение редактировалось 05.12.2005 в 00:57

TEvg

аксакал

админ. бан
Мнения такие - тритий - это кака и бяка, а надо лететь на Луну за Не-3. Деление же тяжелых ядер - тупик. Обычные АЭС чудовищно энергозатратны если смотреть полный цикл - добываем руду, получаем топливо, строим АЭС, перерабатываем и захораниваем отходы включая саму отработавшую АЭС.
Сейчас говоря о дешивизне атомной энергии, считают лишь одну эксплуатацию, а все остальное, включая тот же металл и бетон фактически дотируется за счет угля, нефти, газа, воды.
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
При всём уважении к покойному Феоктистову - на "самый трезвый взгляд" статья никак не тянет.

Во-первых, она, судя по всему, весьма старая (сам Феоктистов уже несколько лет как умер, к тому же в тексте упоминается "Интор" - вообще седая древность, "предок ИТЭР-а").

Во-вторых, имеет место специфический перекос вследствии профессиональных интересов оружейника - магнитный термояд пролетаем на скаку, всё внимание инерциальному. Так вот, у инерциального подхода как раз пока шансов мало (для создания энергетического реактора).

У лазерного их нет вообще.

КПД лазеров на стекле (неодимовом?) того же NIF - не выше 4% (т.е. Q нужны просто чудовищные, чтобы замкнуть цикл по энергии). За время жизни он может выдать до 1 млн. импульсов - с учётом того, что в реакторе нужно обеспечить порядка сотни микровзрывов в секунду, реактор проработает всего 3 часа до замены лазеров! Поэтому инерциальный реактор если и возможен, то никак не лазерный, а на пучках тяжёлых ионов (вероятнее всего - ионов свинца). КПД сильноточных ускорителей порядка 25%, работать могут длительное время. Но и то реактор выглядит сложнее и хуже магнитного.

Дальше. Феоктистов пишет о проблемах, возникающих из-за неравномернымерного облучения мишени лазерным светом:

При испытании мишеней сжимаемых световым потоком лазера наблюдается значительное снижение, до 1000 раз, выхода нейтронов термоядерной реакции по сравнению с расчетом. Объясняется снижение тем, что невозможно достигнуть идеальной симметрии облучения лазером, дефектами мишени.
 


Это еще больше усиливает ощущение, что статья совершенно древняя - потому что я не могу поверить, чтобы Феоктистов не знал, что такое хольраум.

Ник, признавайтесь - какой год издания? 85-й?

Любая авария на ядерном объекте опасно прежде всего выбросом радиоактивности. Как отмечалось, термоядерная станция имеет интегральный поток нейтронов в 10 раз больший, чем на АЭС. Если 10% этих нейтронов вызовут ядерные реакции с образованием радиоактивных изотопов, то ин-
тегральное количество распадов за время полураспада при воздействии на человека будет таким же, как на АЭС той же мощности. Конкретная ситуация будет определяться размером аварии, конструкцией реактора, его расположением и т.п., но видимых преимуществ термоядерной станции по срав-
нению с АЭС в этом отношении не видно. К тому же положение усугубляется наличием на термоядерной станции трития в большом количестве.
 


Это - ерунда. Особенно предположение "Если 10% этих нейтронов вызовут ядерные реакции с образованием радиоактивных изотопов" Нейтроны ведь взаимодействуют не абы с чем, а с первой стенкой и бланкетом, состав которых, между прочим, можно заранее задать таким, чтобы наведенная активность была минимальной, чтобы долгоживущих изотопов образовывалось как можно меньше (в тритиевых реакторах, правда, это непросто, т.к. неизвестны одновременно радиационно-прочные и слабоактивирующиеся материалы, а вот в гелиевых - легко).


Чтобы закрыть вопрос о преимуществах ТЯЭС в экологическом отношении - приведу данные о сравнительной радиационной опасности термоядерных электростанций и АЭС. К сожалению, таблицу в топике нарисовать не получится, поэтому будет суррогат.


Радиационная опасность от термоядерных реакторов (по J.F.Holdren, 1987)

Приведенные цифры показывают, во сколько раз радиационная опасность от термоядерных реакторов меньше, чем от ядерных реакторов той же тепловой мощности

_________________________________________DT_____D3He
Нормальная эксплуатация:
_______в_радиусе_1_км____________________300__6000-5000
для_населения_за_пределами_радиуса_10_км_6000____105-106

Особо тяжёлая авария:
_______в_радиусе_1_км____________________6-10____230-1700
для_населения_за_пределами_радиуса_10_км__2-30____1000



Так что видимых преимуществ очень даже видно :)
А трития в тритиевом реакторе единовременно находится не так уж много - порядка килограммов; причём большая часть распределена в бланкете, и попадание всего трития в окружающую среду маловероятно, при аварии выброс составит максимум сотни граммов.

"Как отмечалось, термоядерная станция имеет интегральный поток нейтронов в 10 раз больший, чем на АЭС" - только тритиевая электростанция.

Это означает, что весь цикл обращения с тритием — его накопление в термоядерном реакторе, извлечение и переработка литиевых блочков на специальных предприятиях, фабрикация тритиевых мишеней и их использование в реакторе — с необходимостью скоротечен. Всего несколько лет, иначе станет невозможной процедура самообеспечения тритием,
 


Ну и что? Это не проблема.

Все это значит только одно. Когда мы говорим, что термоядерные реакторы не сейчас, а в будущем обладают той−то и такой−то перспективой, то и в отношении АЭС можно предполагать глубокие, пока неисчерпаемые возможности.
 


Такого снижения количества радиоактивных отходов на АЭС добиться в принципе невозможно, увы.
Конечно, у АЭС есть возможности, и немало, и это направление с необходимостью будет развиваться. Но всю мировую энергетику (особенно с учетом отдаленной перспективы) на АЭС не переведешь.

Так что статья на "самый трезвый взгляд на термояд" никак не тянет, увы.
Эдак можно и на Тяпкина сослаться :D
Или на того долбодятла, который утверждает, что плазма в токамаке удерживается стенкой, а не полем :D:D:D
 
Это сообщение редактировалось 05.12.2005 в 12:20

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Информация к размышлению:


Начиная с 50-х годов по настоящее время годов на магнитный термояд в США истрачено в сумме 9,5 млрд.$ (это не то что суммарные затраты, а еще и в пересчете на нынешний доллар!).

После этого кто-то еще удивляется, что реактора до сих пор нет?
Для сравнения: Манхэттенский проект (3 года) стоил 25 млрд.$ (в пересчете к нынешнему доллару), программа "Аполлон" - 27 млрд.

Подмечена интересная закономерность:

Финансирование американцами термоядерных исследований коррелирует с ценами на нефть.

После роста цен на нефть на следующий год увеличиваются расходы на термояд (т.е. на следующий же финансовый год, на бюджет которого можно повлиять).

Последняя война в Заливе хорошо коррелирует с возвращение Штатов в проект ИТЭР.


Случайность? Может быть, конечно...
 
+
-
edit
 

Wyvern-2

координатор
★★★★★
Вы не обратили внимание на тот тип реакторов, который предлагает Феоктистов - монофазный бриддер. Если достичь 50% использования U238 то урана хватит на тысячи лет! При этом никаких отходов! Реактор после 30-50 лет эксплуатации, просто оставляют в шахте на 100 лет. А управление реактором сделать ускорительным термоядерным источником нейтронов - при помощи рубильника. ИДЕАЛ!

Ник
Жизнь коротка, путь искусства долог, удобный случай мимолетен, опыт обманчив.... Ἱπποκράτης  
EE Татарин #05.12.2005 20:30
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
Wyvern-2> Предлагаю один из самых трезвых взглядов на проблему:
Ну, насчет трезвости это Вы погорячились...

Wyvern-2> Но даже для дейтериево — тритиевого топлива на сегодня нет прямого доказательства энергетической целесообразности ядерного реактора, т.к. не существует действующего прототипа (стенда, лабораторного образца), технически полноценного и убедительного. Высказанные положения в равной степени относятся как к стационарным установкам типа «Токамак», так и к импульсным с концентрацией энергии от лазеров или ускорителей тяжелых ионов.
Однако, утверждать "установки на данный момент нет, поэтому строить ее не стоит и для энергетики она не канает" - это, знаете ли, финт ушами. :) Выверт логики. :)

Wyvern-2> Например, изображаемая по нынешним понятиям стационарная международная установка «Интор», как предшественник термоядерного квазинепрерывного реактора на дейтерий тритиевой смеси, не обещает пока существенного положительного выхода энергии, но достигает уже весьма значительных размеров (20 м в высоту) и находится на границе разумного.
ITER - 15м и вполне обещает. :)

Wyvern-2> Иное положение с тритием: его период полураспада короток (12,3 года). Это означает, что весь цикл обращения с тритием — его накопление в термоядерном реакторе, извлечение и переработка литиевых блочков на специальных предприятиях, фабрикация тритиевых мишеней и их использование в реакторе — с необходимостью скоротечен. Всего несколько лет, иначе станет невозможной процедура самообеспечения тритием, резко возрастает стоимость топливной составляющей, и термоядерный реактор станет неконкурентным по этой причине.
К чему это выделение?

Wyvern-2>2. Воспроизводство топлива
Wyvern-2>Именно быстрые реакторы, как работающие с накоплением активной компоненты топлива и вовлечением в энергопроизводство дешевого U−238, несомненно в будущем определят облик ядерно —делительной энергетики.
Однако, пока воз и ныне там. :\

Wyvern-2>Добытого в России урана хватит на тысячеления, а произведенного актив-
ного U−235 и Pu−239 для одновременного запуска электростанций суммарной мощности в 100 ГВт.
Wyvern-2>Иное, более напряженное положение возникает с производством трития в термоядерных реакторах.
...
Wyvern-2>Примем компромиссную оценку и будем считать коэффициент воспроизводства трития по совокупности причин близким к единице. Но тогда возникает новая проблема: обеспечение тритием первоначального запуска.
Хм. Забавный ход мысли. :) Коэффициент воспроизводство теоретически может быть числом от нуля до двойки, но мы примем единицу и - опа! - у нас есть проблема. :)
А если примем, например, 1.2, то проблем никаких нет - за пять лет новый реактор, но мы это принимать не будем, бо неинтересно...

"Известно, что коэффициент запаздывающих нейтронов при делении плутония-239 меньше, чем для урана-235, что дает меньший коридор для органов управления. Примем компромиссную оценку, и будем считать, что органы управления нейтронным полем еле-еле успевают обеспечивать заданную оператором реактивность. Тогда возникает новая проблема: обеспечение безопасности в быстрых реакторах и исключение тяжелых аварий с неконтролируемым разгоном и выходом активности из конфаймента." :D

Wyvern-2>Возвращение трития происходит по двум путям. Большая часть возвращается непосредственно из камеры сгорания реактора. Время регенерации для него t1. Другая — из—за накопления трития в периферийных литиевых блочках с харакреным временем извлечения t2. Первоначальный запас трития, необходимый для запуска реактора, зависит от соотношения t1/выг < t2. (выг ~ 0,1 КПД горения трития). Поскольку t2 ~1 год — обычная для реакторов величина, необходимая для начала работы количество трития лежит в пределах от M~125кг (t1→0 — годовое выгорание) до M ~1250 кг (при t1 ~ t2 — годовое выгорание).
Тю! Ну, это уже прямая подтасовка. Это для каких это реакторов срок облучения год? Для реакторов деления, у которых выход нейтронов на мегаватт, равно как и потоки, на порядок-полтора меньше (как минимум на порядок-полтора)?
А если все же не засовывать голову в тумбочку и предположить, что горючее для термояда мы в нормальном режиме функционирования делаем на термоядерном же реакторе?
Что, сроки упали до недели-двух, а равновесное количество до десятков килограмм?
А, ну вот то-то же.


Wyvern-2>Оценка t2 ~1 год не представляется завышенной, если учесть масштабы производства и его рентабельность.
Которую мы взяли, предполагая накопление трития в реакторах деления (со многими вытекающими для отношения литий/тритий).

Wyvern-2>Цифры, как видим, впечатляющие.
А если взять срок облучения в 10 или 50 лет, то эти цифры можно довести до 10 и 50 тонн соотвественно. Что будет, несомненно, впечатлять еще более. :)

Wyvern-2>Достаточно напомнить, что все производство трития в специализированных реакторах для военных нужд составляет несколько килограмм в год. Для осуществления запуска термоядерного реактора, таким образом, потребуется работа обычных реакторов суммарной мощностью в десятки Гвт в продолжении года.
Давайте нарисуем 100ГВт и 1000лет. Это, ИМХО, смотрится более кругло. :D

Wyvern-2>Всегда будет дилемма, куда потратить нейтрон — на тритий или на десятикратно более энергичный плутоний количеством в несколько десятков тонн для оговоренных выше масштабов.
Интересно, что до сих пор этой дилеммы как-то не было: плутоний (уже готовый, чистый, нечетный плутоний) лежит на складах тоннами и никто вовсе не торопится его употребить.
Более того, его "употребление" считается отдельной проблемой, на которую выделяются большие деньги. Не коммерческое сжигание, подчеркнем, а просто - хоть куда-нить деть.

Wyvern-2>Как говорилось ранее, аналогичных проблем для запуска реактора деления не существует, равно как в воспроизводстве топлива для реакторов БН.
Как уже говорилось ранее, из пальца при желании можно высосать и не такие проблемы. В том числе, и для реакторов БН. :)

Wyvern-2>Итак, из приведенных выше рассуждений, никак не следует преимущество термоядерных реакторов по сравнению с делительными.
Действительно. :) Казалось бы - почему? :)

Wyvern-2>Наоборот, отчетливо ощущаются почти непреодолимые трудности.
...которые мы сами же с удовольствием нарисовали. :)

Wyvern-2>Все же, может быть есть у термоядерного синтеза свои специфические черты, благоприятствующие их внедрению в общую энергетику?
...теперь будем играть в объективность.

Wyvern-2>Гибридный реактор, таким образом, по маневренности и управляемости такой же, как чисто термоядерный импульсный, но с преобладающей энергией деления. Его преимущество по сравнению с термоядерным состоит в том, что он намного более экономичен в части термоядерной энергии, которая имеет пока неясную перспективу и по оценкам существенно дороже, тогда как часть делительная, основная энергоемкая — стандартная, освоенная, с резко упрощенной автоматикой.
Интересно, что в этом случае автор сознательно запихивает голову под грунт и не выясняет вопрос: а откуда при таком раскладе берется необходимый для ТЯ-источника нейтронов тритий?
Ладно, ну фиг с ним, с тритием... но ради подкритичности мы идем на резкое усложнение АЗ, системы автоматики, управления, строим отдельное радиохимическое производство...
И имеем после этого - реактор деления, со всеми прелестями в виде радиоактивных отходов. Интересно.


Wyvern-2> 6. Усовершенствованный быстрый реактор (БН)
Wyvern-2> ...Именно такую активную зону мы далее будем рассматривать. В ней как бы произошло смешение ЗВ и АЗ в нужной пропорции. Слово «критический» не случайно взято в кавычки. Дело в том, что такая система, предоставленная самой себе, все же развивается. В ней идет медленное нарастание нейтронного потока и мощности за недели, даже месяцы (это зависит от конкретной конфигурации активной зоны и критической концентрации плутония). Размерная величина, определяющая временной масштаб, возникает сразу, если вспомнить, что появление плутония при захвате нейтрона ураном происходит после
двух −распадов не мгновенно, а спустя дни. Временная характеристика, сопровождающая −распад, совершенно не сопоставима со временем развития нейтронной цепи при случайном надкритическом выбросе («ядерное» время для быстрых реакторов — микросекунды). Вялое нарастание нейтронного потока не опасно, т.к. легко фиксируется и при необходимости ликвидируется медленным дозированным добавлением урана−238 в активную зону, который к тому же всего лишь, можно сказать, заимствует нейтроны с тем, чтобы потом их вернуть в виде плутония. Такая разбавленная АЗ обладает рядом преимуществ: Реактор отвечает критерию внутренней безопасности, т.к. в нем события развиваются медленно, контролируемым образом.
Отвлекаясь от возможности такого реактора чисто ядерно-физически...
Маневренность такого реактора и его отклик на запросы диспетчера энергосистемы... Единыжды сбросив мощность, такой реактор будет ме-едленно и пла-авно планировать в ксеноновую яму, со дна которой затем ме-едленно выбираться на номинальную мощность за дни и месяцы. Ведь запаса реактивности-то нет, верно? А если есть, и есть нормальные органы управления, то что мешает персоналу ошибиться с их выводом-вводом? чем это отличается от обычного реактора?

Да, действительно, у нас в Эстонии хотели как-то строить АЭС, но, ИМХО, народ не это имел в виду...

Wyvern-2> В нем наилучший нейтронный баланс. Отсутствуют стержни — поглотители нейтронов (кроме урана—238), система управления реактором предельно упрощена.
Романтика!
Значит - никакого запаса реактивности и никакой возможности регулировать.
Интересно, какова пространственная устойчивость нейтронного поля в таком реакторе и как его - поле - можно регулировать хотя бы в этом отношении?

Wyvern-2> Ввиду накопления плутония непосредственно в АЗ, реактор допускает по физическим (критическим) характеристикам глубокое выгорание топлива (до 30—50% по урану−238).
Накопление осколков мы упорно игнорируем.

Wyvern-2> Реактор теряет свои размножающие свойства главным образом из−за выгорания урана−238, поставщика плутония, тогда как накопление осколков проявляет себя слабо — сечение поглощения нейтронов на осколках примерно такое же u1080 и у урана−238.
И если осколков 1%, то это значит, что 1% нейтронов выводится из оборота. Чем предлагается компенсировать уменьшение реактивности?
Или, наоборот, чем предлагается компенсировать чудовищный избыток реактивности на старте?
Управляющие ограны? :)

Wyvern-2> Все это значит только одно. Когда мы говорим, что термоядерные реакторы не сейчас, а в будущем обладают той−то и такой−то перспективой, то и в отношении АЭС можно предполагать глубокие, пока неисчерпаемые возможности.
А обосновать?

Wyvern-2> Любая авария на ядерном объекте опасно прежде всего выбросом радиоактивности. Как отмечалось, термоядерная станция имеет интегральный поток нейтронов в 10 раз больший, чем на АЭС. Если 10% этих нейтронов вызовут ядерные реакции с образованием радиоактивных изотопов, то интегральное количество распадов за время полураспада при воздействии на человека будет таким же, как на АЭС той же мощности.
Абсолютно неверно.
Игнорируется время прошедшее от образования изотопов до момента воздействия на человека. Если изотопы короткоживущие, то отличие может состалять десятки порядков, не говоря уже о более тонких по сравнению с этим, но все еще очень толстых эффектах. Как-то, например, способность изотопов к миграции в окружающей среде. Нельзя сравнивать железо-59 накопленное в гайке конструкции и йод-128 в нагретом до тысячи градусов ТВЭЛе.

Wyvern-2> Конкретная ситуация будет определяться размером аварии, конструкцией реактора, его расположением и т.п., но видимых преимуществ термоядерной станции по сравнению с АЭС в этом отношении не видно. К тому же положение усугубляется наличием на термоядерной станции трития в большом количестве. Допустим, весь непрогоревший тритий немедленно эвакуируется за пределы станции. Но и тогда его много. Тритий образуется в литиевых блочках и нужно время, некоторый минимальный нейтронный флюенс прежде чем вводить его в химическое производство. Если срок выдержки составляет год(ы) (примерное время для промышленных реакторов),
Опять год(и даже -ы)? :)

Wyvern-2> то общее содержание трития будет равно миллиарду кюри, типичному значению для АЭС по суммарной осколочной радиоактивности (для реакторов мощностью в 1 ГВт).
...а если на ТЯ-станции поставить дополнительно хранилище ОЯТ, бочки с сибирской язвой, списанные межконтинентальные ракеты, цистерну с ипритом и два состава с взрывчаткой, то ущерб от аварии на ТЯЭС будет значительно превосходить Чернобыль.
Что и требовалось доказать. :)

Wyvern-2> ...Но тепло, обязанное радиоактивному распаду осколков, продолжает поступать и оно, в отсутствие теплосъема, может расплавить тепловыделяющий элемент и выпустить радиоактивность наружу. Является ли подобная опасность типичной и для термоядерной станции? Судить об этом трудно, не имея детальной конструкции и данных об остаточной удельной мощности (Вт/м3), материалах, их теплопроводности. Одно можно повторить — общее энерговыделение сопутствующих распадов и в том, и в другом случае близки.
Ы?!
ГДЕ?
Где такой запас активности?


Wyvern-2> Затруднительно произвести детальное сравнение термоядерной энергетики и делительной, т. к. нет не только действующих первых термоядерных реакторов, но также лабораторных стендов, приближенных к реальной станции.
Wyvern-2> Сравнение на теоретическом уровне, из общих соображений, также не обнаруживает явных преимуществ ни по безопасности эксплуатации реактора, ни по радиоактивности и ее влиянию на окружающую среду, ни по сырьевой базе.
Если брать допущения в духе этой статьи... Хм, я берусь показать еще и не такое, аж дух захватывает от перспектив... :)

Wyvern-2> Приведенные соображения не должны трактоваться слишком прямолинейно: там плохо, а тут все хорошо.
Это верно. :)
...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  
Это сообщение редактировалось 06.12.2005 в 02:52
+
-
edit
 

digger

аксакал

Или я ничегo не пoнимaю, нo плутoний из энергетическиx реaктoрoв не извлекaется : oн зaxoрaнивaется с выгoревшим тoпливoм. Плутoний делaют нa специaльныx реaктoрax и тoлькo для oружия.
 
EE Татарин #05.12.2005 20:51  @digger#05.12.2005 20:42
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
digger> Или я ничегo не пoнимaю, нo плутoний из энергетическиx реaктoрoв не извлекaется : oн зaxoрaнивaется с выгoревшим тoпливoм. Плутoний делaют нa специaльныx реaктoрax и тoлькo для oружия. [»]
Где как.
В Штатах - хоронят. У нас, частично в Англии, во Франции и в Японии - извлекают.
...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  
EE Татарин #05.12.2005 22:41
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
Тема "Трезвый взгляд на ТЯЭ" подклеена к данной.
Тема переименована из "Гелиевый термояд и альтернативы энергетики" в "Термояд и альтернативы энергетики".

Впредь обсуждения вопросов связанных с термоядом, текущим положением дел в области, перспективами, альтернативами, и пр. вести тут.

Иначе кое-где обсуждения начинают повторяться. Чего хотелось бы избежать.
...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Wyvern-2
Вы не обратили внимание на тот тип реакторов, который предлагает Феоктистов - монофазный бриддер.
 


Ну млин! :) Сначала рекламируется "взгляд на термояд", потом оказывается, что вся соль в бридере :D

А так - Татарин уже откомментировал. Подождём еще, что yuu2 скажет... Почему-то мне кажется, что полетит много перьев ;)

А управление реактором сделать ускорительным термоядерным источником нейтронов - при помощи рубильника. ИДЕАЛ!
 


Бридеры такого рода (а также электроядерные бридеры) успешно сочетают отрицательные качества как реакторов деления, так и термоядерных реакторов.
Такие кентавры появляются "от безысходности", точнее - от неверия в возможность создания нормальных реакторов синтеза. Отсюда и этот лазерно-плутониевый бридер, и бридинг с использованием мю-катализа, и т.д.



То Татарин:
ИМХО, зря ты темы склеил. Всё-таки направленность была несколько разная.
 
+
-
edit
 

valture

опытный

вот у меня такой вопрос : если взять лазер с рабочей средой D\T - то в импульсном режиме ,если время импульса будет очень мало(одна миллионная\миллиардная сек.) - в газе\плазме раб.среды самого лазера будет сконцентрирована огромная мощность - так может там начатся синтез или нет ? :blink:
 
EE Татарин #06.12.2005 02:08
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
Wyvern-2> Вы не обратили внимание на тот тип реакторов, который предлагает Феоктистов - монофазный бриддер. Если достичь 50% использования U238 то урана хватит на тысячи лет! При этом никаких отходов!
Ник, а куда при этом денутся отходы?

Wyvern-2> Реактор после 30-50 лет эксплуатации, просто оставляют в шахте на 100 лет.
ЗдОрово. А после ста лет?
После - тоже просто оставляют, на следующие сто лет? :)
Вот выждали сто лет, что дальше?

Wyvern-2> А управление реактором сделать ускорительным термоядерным источником нейтронов - при помощи рубильника. ИДЕАЛ!
...производителя ускорителей? :)
Даже глубоко подкритичный реактор не застрахован от тяжелой аварии с расплавлением АЗ при потере теплоносителя от остаточного тепловыделения и выходом активности. Но, допустим, все сделано по уму.

Но и тогда остается воопрос с отходами. Которых, в пересчете на 1МВт*сут, будет больше, чем в любом нынешнем критичном реакторе.

...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  
EE Татарин #06.12.2005 02:09  @Fakir#06.12.2005 01:00
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
Fakir> То Татарин:
Fakir> ИМХО, зря ты темы склеил. Всё-таки направленность была несколько разная. [»]
Нну... возможно. Просто термояд стал неимоверно расползаться по куче тем, причем многое повторяется. Хорошо бы собрать в кучу, выделить ЧаВо, решил начать.
...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  
EE Татарин #06.12.2005 02:10  @valture#06.12.2005 01:40
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★☆
valture> вот у меня такой вопрос : если взять лазер с рабочей средой D\T - то в импульсном режиме ,если время импульса будет очень мало(одна миллионная\миллиардная сек.) - в газе\плазме раб.среды самого лазера будет сконцентрирована огромная мощность - так может там начатся синтез или нет ? :blink: [»]
С чего бы?
...А неубитые медведи делили чьи-то шкуры с шумом. Боюсь, мы поздно осознали, к чему всё это приведёт.  
1 2 3 4 5 6

в начало страницы | новое
 
Поиск
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru