[image]

Термоядерный оптимизм

 
1 24 25 26 27 28 29 30
+
+1
-
edit
 

Naib

аксакал

Bredonosec> ты лучше скажи, как собираются эти нейтроны, эту плазму использовать для снятия энергии.
Bredonosec> Размыкать пучок и направлять его в воду? Катушками снимать вч индуктивность? Иил как?
Bredonosec> Без этого спорить о чем-то нет смысла.

Бланкетом с жидким литием за стенкой плазменной камеры. Литий поглощает нейтроны, нагреваясь и параллельно давая тритий для реакции. Дальше теплообменники и пар.
   95.0.4638.6995.0.4638.69
+
-
edit
 
Naib> Бланкетом с жидким литием за стенкой плазменной камеры. Литий поглощает нейтроны, нагреваясь и параллельно давая тритий для реакции. Дальше теплообменники и пар.
Бланкет находится где?
Где-то за разомкнутой петлей? Просто по периметру стенок? Как выглядит конфигурация этого?
   91.091.0
+
+1
-
edit
 

Naib

аксакал

Bredonosec> Бланкет находится где?
Bredonosec> Где-то за разомкнутой петлей? Просто по периметру стенок? Как выглядит конфигурация этого?

ИТЭР - это вакуумный бублик. Внутренняя облицовка - металлическая (не скажу что стальная, так как там ещё магнитные поля увязывать, а у ферромагнетиков с этим приключения) За ней - каналы или полости, заполненные литием. За ними - теплоизоляция и криогенные магниты.
   95.0.4638.6995.0.4638.69
+
-
edit
 

OAS

опытный

Bredonosec> ээ... ты имеешь в виду с учетом числа лодочных реакторов? Так это не аэс, это гэу. Ниже Гвт АЭС энергия становится слишком дорогой.
Надо учитывать потребность в энергии в пересчёте на душу населения с учётом промышленности, транспорта, электроснабжения, отопления в зимний период, будущим переходом на электротранспорт.
Цифра получается пусть в среднем от 0.01-0.03 МВт на единицу населения.
России как и Германии для кратности нужно тогда примерно от 2 ТВт мощностей.
Если плюс/минус посчитать площадь солнечных батарей для обеспечения Европы. Получится, что-то на уровне больше площади, чем Австрия. :D
ЗЫ. А Саше тогда ориентировочно надо от 6-8 ТВт.
   94.094.0
Это сообщение редактировалось 18.11.2021 в 22:45
+
-
edit
 
Naib> ИТЭР - это вакуумный бублик. Внутренняя облицовка - металлическая (не скажу что стальная, так как там ещё магнитные поля увязывать, а у ферромагнетиков с этим приключения) За ней - каналы или полости, заполненные литием. За ними - теплоизоляция и криогенные магниты.
То есть, НЕ размыкается пучок, литий фактически образует "жидкую рубашку" вокруг оболочки. Понятно. Фигово тогда. Рубашку толстой не сделать.. Да и криогеника рядом с нагреваемым - потери..
А не знаешь, можно-ли сделать жгут прямым? Типа, с одной стороны поступает материал (водород, тритий, Не3), лазером накачивают, поля зажимают в жгут до старта реакции, плазма реагирует, отходы через прямой тонкий экран шарахают в глубокую камеру пусть того же лития, в котором с гарантией вязнут, бо его больше, чем длина свободного пробега у самого горячего.
мм?
навроде системы "непрерывной плавки", но с плазмой.
   88.088.0
+
+1
-
edit
 

Naib

аксакал

Bredonosec> А не знаешь, можно-ли сделать жгут прямым? Типа, с одной стороны поступает материал (водород, тритий, Не3), лазером накачивают, поля зажимают в жгут до старта реакции, плазма реагирует, отходы через прямой тонкий экран шарахают в глубокую камеру пусть того же лития, в котором с гарантией вязнут, бо его больше, чем длина свободного пробега у самого горячего.

Это ты фактически модель "вивернджета" описал. :D
Усё придумано до нас. ;)
   95.0.4638.6995.0.4638.69
+
-
edit
 
Naib> Это ты фактически модель "вивернджета" описал. :D
может быть. Простые идеи наверняка по сотням раз в воздух вылетают.. Не запоминал.
Но оно реализуемо? Или потери слишком высоки и не окупается?
   88.088.0
+
-
edit
 

Naib

аксакал

Bredonosec> Но оно реализуемо? Или потери слишком высоки и не окупается?

Тихий термоядерный переворот

Наверное нет ни одного поля человеческой деятельности, столь полной разочарований и отвергнутых героев, как попытки создать термоядерную энергетику. Сотня концепций реакторов, десятки команд, которые... //  habr.com
 

Тут интересно описано
   95.0.4638.6995.0.4638.69
+
-
edit
 
Naib> Тут интересно описано
спасибо
хоть когда-то читал, но детали забылись
В общем, понял, что слишком много неочевидных зависимостей по неустойчивостям, чтоб на уровне "нос к пальцу" хоть какая-то идеямогла б разбираться..
в частности, я не подумал, что в месте реакции "горит" только очень малая часть атомов, а остальное ходит по кругу, "стукаясь" о стенки магнитной ловушки. Если как-то повысить процент сгорания, то процесс мог бы стать осмысленным, а так - нет.
Ну или если за счет "тонкого понимания физики плазмы" можно было б выпускать уже отработанные атомы гелия в каком-то направлении, можно было б аналогичный продольный ток изобразить, а заодно и вместо просто "мишени" был бы "паровозный котёл".
Но до этого, походу, надо гораздо больше тонкостей отработать..
   88.088.0
+
-
edit
 

Naib

аксакал

Bredonosec> в частности, я не подумал, что в месте реакции "горит" только очень малая часть атомов, а остальное ходит по кругу, "стукаясь" о стенки магнитной ловушки. Если как-то повысить процент сгорания, то процесс мог бы стать осмысленным, а так - нет.

Потому и возникла идея гибридных реакторов, где термоядерными нейтронами щепят уран. Энерговыход радикально выше. Ну и оттуда, разумеется, подкритические сборки на внешнем нейтронном источнике.

Bredonosec> Ну или если за счет "тонкого понимания физики плазмы" можно было б выпускать уже отработанные атомы гелия в каком-то направлении, можно было б аналогичный продольный ток изобразить, а заодно и вместо просто "мишени" был бы "паровозный котёл".

Не забывай, что и у гелия тут несколько МэВ-ов. И реакции альфа->n тоже идут
   95.0.4638.6995.0.4638.69
+
+1
-
edit
 
Naib> Потому и возникла идея гибридных реакторов, где термоядерными нейтронами щепят уран. Энерговыход радикально выше. Ну и оттуда, разумеется, подкритические сборки на внешнем нейтронном источнике.
ПО сути это и будут сборки на внешнем нейтронном источнике.
То есть, повторюсь, вместо ловушки плюс теплообменник и турбина, у нас вырастает полноценная АЭС
- с чем-то ввэроподобным, со всеми его сложностями и системами.
- С контайнментом вокруг. Способным выдержать удар 60-тонного боинга на скорости в 500 кмч.
- С троекратным дублированием систем охлаждения на внешних источниках,
- плюс естественного, с минимум 2 контурами для исключения заражения турбин высокоактивными отходами,
- с организацией герметичности "грязной зоны"
- с организацией работы через ежедневно сжигаемую одежду, дозиметры, мойки, "голые коридоры" и т.д.
- с хоят внутри, рядом, на кладбище ( это три разных)
- с системой вооруженной охраны, контролиующей большую зону, чтоб исключить все возможности попадания оят в не те руки
- возможно, с персональной пво, чтоб терр не мог заразить всё вокруг, упав на самолете
- с организацией спецсистемы работы, спецмеднорм по облучению, спецсанаториев, спец.. спец.. спец..
Короче, по мясокомбинату всё, что делает АЭС штукой, финансово доступной только очень богатым странам.

По факту получаем пресловутую "кашу из топора". Где в роли "топора" - сам ТЯР, который вносит совершенно мизерную часть цены.

Naib> Не забывай, что и у гелия тут несколько МэВ-ов. И реакции альфа->n тоже идут
вообще да.. это ж по факту альфачастицы.. Но с другой стороны, они пока без электронов - заряженные, то есть, их можно направлять. И, возможно, можно как-то селектить, чтоб более легкие протоны полем отшивались назад, а это - проскакивало в "топку" большой глубины, чтоб с гарантией срабатывалось в тепло вместе с вторичными и третичными частицами.. Уж не знаю, сколько метров глубины воды надо иметь "топке" для полного срабатывания МэВов с альфы, но при таком конфиге это хоть принципиально возможно, в отличие от рубашки.
   88.088.0

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Bredonosec>> Чего-то активного в значимых обьемах там не наработать. ОЯТ как проблема - не возникают.
Naib> Ещё как возникают!
Naib> На каждый джоуль энергии термоядерного синтеза выделяется в 3 (ТРИ!) раза больше нейтронов, чем на ядерное деление. И это очень злые нейтроны на 14 мяу. С большой проникающей способностью и возможностью генерировать вторичные нейтроны практически из любого элемента. Причём из тяжёлых больше, чем из лёгких, на чём и строился расчёт бланкетов из урана, который увеличивал выход энергии более чем на порядок просто задаром.
Naib> Все конструкции камеры с термоядерным жгутом получают офигенную наведёнку и защиты от неё нет. Из-за этого есть куча вопросов о времени работоспособности металла в этих условиях и это время и близко не дотягивает до сроков службы корпусов тех же ВВЭР-ов.

Проблема радиационной прочности первой стенки - да, есть. И похоже, что через 3-6 лет надо будет менять. Именно первую стенку. Что, впрочем, вполне сравнимо со сроками замены ТВЭЛов, хотя, возможно, и в чём-то более муторно.
А проблемы ОЯТ - нету. Нарабатываемая активность на порядки меньше и не такая гадостная, особенно по долгоживущим изотопам.
   56.056.0

Naib

аксакал

Fakir> Проблема радиационной прочности первой стенки - да, есть. И похоже, что через 3-6 лет надо будет менять. Именно первую стенку. Что, впрочем, вполне сравнимо со сроками замены ТВЭЛов, хотя, возможно, и в чём-то более муторно.

ИМХА мне подсказывает, что быстрее. На 200 МВт (тепловых) реакторе на первую стенку будет прилетать столько нейтронов, что каждые 2,5 часа будет раздалбываться 50 г железа. За год накрошит 160-170 кг и активирует ещё раза в 3 больше. Изменение объёма материала стенки - от 100 л/год

Fakir> А проблемы ОЯТ - нету. Нарабатываемая активность на порядки меньше и не такая гадостная, особенно по долгоживущим изотопам.

Ну, я бы делил ОЯТ по классам распада. ОЯТ-300 - стронций и цезий (300 лет). ОЯТ-300000 - минорные актиниды и плутоний (300 000 лет).
У термояда будет очень много ОЯТ-100, небольшое количество ОЯТ-300 и практически не будет более долгоживущих.

В сравнении, ЗЯТЦ в теории - много ОЯТ-300.
   96.0.4664.4596.0.4664.45

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Fakir>> Проблема радиационной прочности первой стенки - да, есть. И похоже, что через 3-6 лет надо будет менять. Именно первую стенку. Что, впрочем, вполне сравнимо со сроками замены ТВЭЛов, хотя, возможно, и в чём-то более муторно.
Naib> ИМХА мне подсказывает, что быстрее.

А мне знание - что столько ;)


Да причём тут нафиг железо вообще? Для первой стенки принимается типа хром-ванадий-титан. Может кремний, здорово если вместо титана.

Проблема радиационной прочности есть, и приходится кувыркаться с выбором специальных материалов. Что не позволяет минимизировать наведенную активность - оптимизацию приходится делать именно по параметру прочности.
Но на 3-6 лет выйти можно.

Первая стенка вовсе не обязана поглощать все нейтроны - она отн. тонкая, у неё в основном другие функции. Основная часть нейтронов особенно в реакторе застрянет не в ней.

Naib> У термояда будет очень много ОЯТ-100, небольшое количество ОЯТ-300 и практически не будет более долгоживущих.

Очень много и таких не будет. При правильном подборе там уже за пару месяцев активность большей части наведенных падает порядков на 6-7, и всё только бета-активное. Ну с титаном только проблемки, его изотопы медленно распадаются, за те же два месяца активность снижается менее чем вдвое, поэтому от него бы желательно уйти, даже если его в сплаве всего 5%.

Есть принципиальное отличие с реакторами деления при подборе материалов - внутри реакторов деления можно использовать только материалы с малым поглощением нейтронов, а у термояда нет таких ограничений.

Итог такой: при нормальной эксплуатации радиационный уровень термояда в 300 раз меньше, чем у АЭС, в радиусе километра, в 6000 раз в целом. При особо тяжёлой аварии с полным разрушением (и это еще умудриться надо! сам он так не сумеет, придётся чем-то снаружи бахнуть) - раз в 10 ниже на площадке, и до 30 - в целом.
   56.056.0

Naib

аксакал

Naib>> ИМХА мне подсказывает, что быстрее.
Fakir> А мне знание - что столько ;)

"Твоё кунфу сильнее моего!" :D Ну или "знание - сила" если по нашенски.

Fakir> Да причём тут нафиг железо вообще? Для первой стенки принимается типа хром-ванадий-титан. Может кремний, здорово если вместо титана.

Чисто для расчёта.

Fakir> Очень много и таких не будет. При правильном подборе там уже за пару месяцев активность большей части наведенных падает порядков на 6-7, и всё только бета-активное. Ну с титаном только проблемки, его изотопы медленно распадаются, за те же два месяца активность снижается менее чем вдвое, поэтому от него бы желательно уйти, даже если его в сплаве всего 5%.

А тритий? Его утечки это как раз ОЯТ-100 и будет.

Fakir> Итог такой: при нормальной эксплуатации радиационный уровень термояда в 300 раз меньше, чем у АЭС, в радиусе километра, в 6000 раз в целом. При особо тяжёлой аварии с полным разрушением (и это еще умудриться надо! сам он так не сумеет, придётся чем-то снаружи бахнуть) - раз в 10 ниже на площадке, и до 30 - в целом.

Факир, это всё прекрасно (как и всегда в теории). А на практике - у тебя в три раза больше нейтронов на выходе. И если мы их так чудесно ловим и утилизируем на ТЯР, то почему этого не получается сделать на ЯР?

Про аварию - без возражений, конечно. Реакция мгновенно потухнет и самозапуститься не сможет. Ну, тритий улетит, конечно. Что-то 10-100 МКи, в зависимости от оперативных запасов и утечки из литиевого бланкета.
   96.0.4664.4596.0.4664.45

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Naib> Потому и возникла идея гибридных реакторов, где термоядерными нейтронами щепят уран. Энерговыход радикально выше.

Она потому возникла, что резко ниже требования к Q термоядерной части, всё на порядок проще-меньше-дешевле. Как бы.
Но преимуществ по ср. с обычной АЭС уже не так много.

Naib> Не забывай, что и у гелия тут несколько МэВ-ов. И реакции альфа->n тоже идут

Пренебрежимо абсолютно. Он заряженный, а вокруг поле (это намёк, да).
   56.056.0

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Naib> А тритий? Его утечки это как раз ОЯТ-100 и будет.

Его сравнительно немного, он распределён по всей здоровенной установке, и целиком ему утечь сверхпроблематично. Это нужно просто всю электростанцию в пыль разнести, заложив сто тонн взрывчатки грамотным сапёром.

Naib> Факир, это всё прекрасно (как и всегда в теории). А на практике - у тебя в три раза больше нейтронов на выходе. И если мы их так чудесно ловим и утилизируем на ТЯР, то почему этого не получается сделать на ЯР?

Ы? Они куда-то деваются из ЯР???
   56.056.0

Naib

аксакал

Fakir> Его сравнительно немного, он распределён по всей здоровенной установке, и целиком ему утечь сверхпроблематично. Это нужно просто всю электростанцию в пыль разнести, заложив сто тонн взрывчатки грамотным сапёром.

Килограмм трития - 10 МКи. В установке (плюс запасы) его от 3 до 10 кг + ещё неведомо сколько в литиевом бланкете. Если бланкет пробьёт до утечки металла + контакт с атмосферой - считай что весь тритий оттуда ушёл. А это вовсе не 100 тонн ВВ.

Fakir> Ы? Они куда-то деваются из ЯР???

Да в теории - нет. Разве что опосредованно, через некие продукты активации, типа того же трития. А так, цитирую - "Итог такой: при нормальной эксплуатации радиационный уровень термояда в 300 раз меньше, чем у АЭС, в радиусе километра, в 6000 раз в целом."

Не гамма же создаёт такую разницу в фоне?
   96.0.4664.4596.0.4664.45

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Naib> Килограмм трития - 10 МКи. В установке (плюс запасы) его от 3 до 10 кг + ещё неведомо сколько в литиевом бланкете. Если бланкет пробьёт до утечки металла + контакт с атмосферой - считай что весь тритий оттуда ушёл. А это вовсе не 100 тонн ВВ.

За год реактор будет расходовать порядка нескольких сот кг трития. За год! Единовременно в реакторе будет во всех видах находиться едва ли больше десятка-другого кг (точных данных не помню, искать лень, но всё это считалось и в оценках радиационной безопасности учтено).
Пробить бланкет - задача тоже достаточно нетривиальная. И полная утечка лития из него - тоже.

Naib> Не гамма же создаёт такую разницу в фоне?

Вещества разные - те, в которых нейтроны вязнут. Одно дело бахнуть в уран, в железо - и другое в ванадий, хром, литий.
   56.056.0
+
+1
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Pu239> Не знаю, я в группу конструкторов DEMO не вхожу. Могу предположить, что первая стенка и катушки достаточно тонкие и сильно не греются. Или наоборот, катушки снаружи бланкета.

Снаружи, ессно.

Pu239> Примерно то же, что от деления 238U, плюс-минус лапоть.

Не совсем, т.к. спектр нейтронов другой, и нет требования "самосогласованности" по нейтронам - так можно кой-чего наиграть, чего нельзя сделать на обычном реакторе деления (например, дожигать некоторые отходы).
Но в целом по накоплению отходов и вообще радиационной (без)опасности получается не очень большой выигрыш по ср. с АЭС. Хотя возможности Чернобыля и Фукусимы исключаются.
И тем не менее конструкция получается ни в городе Иван, ни в селе Селифан - что-то вроде мотокомпрессорного реактивного двигателя.
Опять же, от ограничений по топливу полностью не уходим.
   56.056.0
US Fakir #28.11.2021 20:22  @Татарин#08.12.2018 20:35
+
+1
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Опс, забыл в своё время ответить, или ответ где-то завалялся.



Fakir>> Так твой реактор-наработчик и будет сопоставимых размеров, понимаешь? :)))
Татарин> Если он будет таких размеров, то у него и наработка будет соотвествующая. Опять же возникает вопрос: откуда неподъёмное потребление лития-то тогда?

Татарин> С фига ли "принципиально более низкой"? Нейтроны у тебя в гелий-3+дейтерий оттуда же, откуда в дейтерий+дейтерий. То есть, от дейтерий+дейтерий. Разница только количественная. В штуках. А спектр, пропорции - всё ровно то же.

Забыл ту ветвь D-D, в которой тритий получается. И некоторая его часть будет сгорать, давая 14-МэВ нейтроны.
В D-3He это практически пренебрежимо, в D-D - уже нет.
Ну и общее количественное по "чисто дейтериевым" нейтронам соотношение сильно не в пользу D-D.

Fakir>> Да, безусловно, не на те же порядки. Но в разы запросто. А место внутри магнитной системы - дорого.
Татарин> Дорого, да. Но не дороже же добычи на луне. :)

Добыча дорога только поначалу :) Сделай потребность массовой - "и вы приятно удивитесь результату".

В очередной раз напоминаю, как в 2006 ядерщики и космонавты кивали друг на друга.
"Накопать и привезти с Луны мы можем, но как вы его жечь будете?" © "космонавты"
"Жечь-то его мы научимся, но как его оттудова добыть?" © атомщики
:D :D :D


Fakir>> Нет. Точно так же самодостаточен тритиевый, при том, что он гораздо, ГОРАЗДО проще.
Татарин> Реактор - да. А энергетика - нет. Тритий для введения в оборот нового тритиевого реактора нужно где-то наработать, а у тритиевого реактора коэффициент воспроизведения топлива (по тритию) около единицы.

Она всё равно самодостаточна. Да, несколько ограничена скорость введения. Но на первых порах это будет далеко не самым узким местом.
И ограничения эти далеко не так жестки! Ты ж не забывай, тебе для запуска нужно иметь трития на первую заправку, а дальше как та астролябия - "сама меряет", выходит на самообеспечение. Тебе вовсе не обязательно иметь те сотни кг трития на год работы АЭС, даже не десятки на месяц. Достаточно его заправить, чтобы пошла реакция, полетели нейтроны, и в бланкете стал нарабатываться тритий. Т.е. необходимое для запуска "самоподдерживающейся" тритиевой ТЯЭС количество трития будет определяться в первую очередь характерными временами выделения трития из бланкета - т.е. по большей части радиохимией. И едва ли это будет больше месяца. А дальше - стационарный режим.

Fakir>> Ты не избавляешься почти ни от одного гемора тритиевого реактора, но наваливаешь себе на шею СТОЛЬКО новых, что так и хочется спросить - это мазозхизм? :)
Татарин> А сколько я себе наваливаю новых-то? и каких именно? Ну, кроме чуть больших параметров плазмы в парке наработчиков?

Ну блин! Всё ж вроде выше было, не? Одна температура чего стоит. Один нейтронный поток чего стоит. Плотность энерговыделения (=габариты). И т.д. и т.п. Практически по каждому параметру, какой ни возьми - конструкция хуже И тритиевого, И гелиевого. По каждому, Карл!!

В гелиевом реакторе ты, получив некоторые неприятные усложнения, по крайней мере от некоторых технических и экономических проблем трития избавляешься. И получаешь некоторые выигрыши (например, можно поднимать суммарный КПД реактора до 70%, т.к. продукты заряженные, и возможно прямое преобразование, минуя ограничения Карно - у D-D такое уже фиг, ты всё так же упираешься в кипятильник).
А на дейтерии ты и не избавляешься почти ни от чего, и не получаешь почти ничего. Собраны почти все минусы обоих концептов и отсутствуют почти все плюсы. Один-единственный плюс - это упрощение топливной составляющей. И всё!!! Других - нет.

Fakir>> Так этого добра от любого т.-я. источника при желании - ...
Fakir>> А если нет разницы - зачем платить больше?
Татарин> Нет. От гелия нейтронов сильно меньше, от бороводорода нет почти совсем. Тритиевый даёт как бы много, но все нейтроны пожирает сам же.

Бороводород - фантастика, обсуждать нет смысла.
Нейтроны от гелия (или, если угодно, из реактора, способного жечь гелий) получить ПРИ ЖЕЛАНИИ можно, другой вопрос, что кого бы посетили такие извращённые желания? :) Когда хочется прямо противоположного - минимизировать.
Тритий вовсе не обязательно жрёт прямо вот всё сам.
   56.056.0

ZA Татарин #29.11.2021 12:21  @Pu239#15.11.2021 14:37
+
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Pu239> Хотя, я наверное слишком оптимистичен. Для трансмутации медленные нейтроны нужны, а быстрые только поделят.
Поделят - это хорошо. Кроме того, замедлить нейтроны всегда можно. Не всегда нужно. :)
   96.0.4664.4596.0.4664.45

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Naib> Тихий термоядерный переворот / Хабр
Naib> Тут интересно описано

Не без косячков. Не фатальных в принципе, но. Вроде кажется, какие-то когда-то даже разбирал.

Хотя нет зуда без добра - кажется, мелькнула мысль, как бороться с низкой электронной температурой в ОЛ.
   56.056.0
EE Татарин #30.11.2021 16:41  @Fakir#28.11.2021 20:22
+
+1
-
edit
 

Татарин

координатор
★★★★★
Fakir> Ну и общее количественное по "чисто дейтериевым" нейтронам соотношение сильно не в пользу D-D.
Ну конечно. Тут важно не это, а принципиальное наличие нейтронов в гелиевом цикле, в количествах сравнимых с ректорами деления. То есть, все радиационные замороки сохраняются - с биозащитой, с утилизацией отходов, со сложностями обуслуживания.

Fakir> Она всё равно самодостаточна. Да, несколько ограничена скорость введения. Но на первых порах это будет далеко не самым узким местом.
Fakir> И ограничения эти далеко не так жестки! Ты ж не забывай, тебе для запуска нужно иметь трития на первую заправку,
А первая заправка - это количество трития, которое необходимо для работы реактора, пока радиохимия не выйдет на режим. То есть, пока не будут достигнуты равновесные количества трития в системе.

Fakir> Ну блин! Всё ж вроде выше было, не? Одна температура чего стоит. Один нейтронный поток чего стоит. Плотность энерговыделения (=габариты). И т.д. и т.п. Практически по каждому параметру, какой ни возьми - конструкция хуже И тритиевого, И гелиевого. По каждому, Карл!!
Нет. Например, количество избыточных нейтронов выше, которые можно пустить на наработку топлива (хоть трития, хоть гелия-3, хоть урана-233, хоть плутония).

Fakir> В гелиевом реакторе ты, получив некоторые неприятные усложнения
Не просто усложнения, но радикальное изменение качества - зависимость от поставок крайне дорогого топлива.

Fakir> А на дейтерии ты и не избавляешься почти ни от чего, и не получаешь почти ничего. Собраны почти все минусы обоих концептов и отсутствуют почти все плюсы. Один-единственный плюс - это упрощение топливной составляющей. И всё!!! Других - нет.

Во-первых, упрощение топливной составляющей - это очень важно, особенно, на начальном этапе, когда наработка топлива любого (термо-)ядерного цикла ограничена. Например, для быстрых реакторов и плутония время удвоения порядка 20 лет. С тритием - принципиально та же фигня, только КВ~=1. С ядерным бланкетом будет чуть получше, но там добавляется куча других заморок. И переходим к...

Во-вторых, возможность сверхбыстрой наработки топлива на сторону - это тоже очень важно. Это само по себе товарное производство, которое может быть и самоцелью. Тот же гелий-3 - это, как ты уверяешь, востребованый товарный продукт, который можно получить либо от Д+Д реактора, либо с Луны. Если реакторы на Не3 так востребованы, как ты говоришь, это автоматически означает востребованность топлива для них с реакторов на Д+Д.
Ну а с каждой реакции Д+Д получается минимум 0.5 ядра Не3 (если нейтроны пускаем налево), либо 1.5 ядра Не3, если нейтроны пускаем на наработку трития с последующим его "отстоем".

Тут нужно добавить пункт 2.а ещё: сейчас нейтроны уходят почти только на наработку топливных изотопов, и их вообще очень мало. С появлением Д+Д реакторов (и ТОЛЬКО их!) радикальнео упрощается наработка всех других изотопов. А цена - как раз то самое, где количественное снижение часто переходит в качественно новую доступность и резкое расширение рынка. Нейтроны - сами по себе товар. Очень дорогой.

В-третьих, в дейтериевом реакторе как таковом могут быть радикально меньше равновесные количества трития в системе, чем в тритиевом, радиационная опасность же не сильно выше, чем в гелиевом.

Fakir> Нейтроны от гелия (или, если угодно, из реактора, способного жечь гелий) получить ПРИ ЖЕЛАНИИ можно, другой вопрос, что кого бы посетили такие извращённые желания? :) Когда хочется прямо противоположного - минимизировать.
Fakir> Тритий вовсе не обязательно жрёт прямо вот всё сам.
Нет и нет.

Если от гелий-3 реактора "получать нейтроны", он плавным движением как раз получается дейтериевым.
Тритий (без ядерного бланкета, что очень отдельный вопрос) жрёт сам всё обязательно. Неоткуда там брать лишнее, кроме как от побочных Д+Д. Редких Д+Д, замечу, иначе это уже не "простой тритиевый", а опять же "сложный дейтериевый" реактор.
   96.0.4664.4596.0.4664.45
Это сообщение редактировалось 30.11.2021 в 16:49
US Fakir #30.11.2021 19:55  @Татарин#30.11.2021 16:41
+
-
edit
 

Fakir

BlueSkyDreamer
★★★★☆
Татарин> Ну конечно. Тут важно не это, а принципиальное наличие нейтронов в гелиевом цикле, в количествах сравнимых с ректорами деления. То есть, все радиационные замороки сохраняются - с биозащитой, с утилизацией отходов, со сложностями обуслуживания.

Да не все. Ну всё сразу на другом уровне.
Хотя бы начать с того, что в р. деления ты очень сильно связан по рукам в плане того, что же ты подставляешь под нейтроны (и от чего зависит в итоге характер и проблемность ОЯТ, опасность и экономика переработки и захоронения). В ТЯ-реакторе у тебя существенно больше свободы. В итоге - вышеприведенные цифири по радиационной (без)опасности. Ну всё ж посчитано, о чём тут еще говорить?


И да, В ПРИНЦИПЕ снизить количество нейтронов в гелиевом ТЯ по ср. с реактором деления - МОЖНО. Разными способами. И снизить сильно - в разы и даже на порядки. Другой вопрос, что совершенно не факт, что овчинка стоит выделки. Скорее нет чем да. Но это уже вопрос довольно сложной оптимизации, технико-экономической, для которой сейчас не хватает данных - причём и технических, и даже в большей степени экономических. Хотя основные зависимости примерно понятны.


Татарин> А первая заправка - это количество трития, которое необходимо для работы реактора, пока радиохимия не выйдет на режим.

Да.

Татарин> То есть, пока не будут достигнуты равновесные количества трития в системе.

А вот это, вообще говоря, не так обязательно.

Татарин> Нет. Например, количество избыточных нейтронов выше, которые можно пустить на наработку топлива (хоть трития, хоть гелия-3, хоть урана-233, хоть плутония).

Это не преимущество. Это геморрой.

Fakir>> В гелиевом реакторе ты, получив некоторые неприятные усложнения
Татарин> Не просто усложнения, но радикальное изменение качества - зависимость от поставок крайне дорогого топлива.

Да вовсе не крайне дорогое оно - за счёт того, что нужно-то не особо много. Ну, скажем осторожнее - есть все предпосылки для того, чтобы оно имело вполне разумную цену, особенно - при массовой добыче. Ну блин, это ж тот самый спрос на массовое выведение, который оправдывает многоразовые средства (и делает их дешёвыми), или как минимум обеспечивает серийность одноразовых и делает их экономику привлекательной.

То есть это всё, конечно, непросто. Но на фоне той "непростоты", к-я связана с сжиганием чистого дейтерия, и которую ты никак не желаешь увидеть и прочувствовать - ...
Уж который раз говорю, что дейтеривый реактор есть машина, чуть ли не на порядок (а может быть и более, чем на порядок!!) монструознее гелиевой (даже чисто по габаритам при равных технологических возможностях), но ты почему-то упорно не желаешь этого воспринимать ЖР

По-моему, одного этого более чем достаточно пусть даже не для того, чтобы полностью поставить на этой теме крест (что в сущности все и сделали лет 40+ как, и совершенно справедливо), но как минимум отложить даже рассмотрение до весьма отдалённых времён. Как минимум - до первых гелиевых реакторов или хотя бы гелиевых и дейтериевых сессий на DEMO (да, не на ИТЭРе даже).
Ряд гипотетических вариантов, позволяющих существенно упростить гелиевый реактор и улучшить его технико-экономические показатели - для D-D неприменимы В ПРИНЦИПЕ. Это машина мало того, что очень сложная, но и очень "зажатая", с очень небольшим потенциалом к совершенствованию даже в теории, даже при самом смелом полёте фантазии.

Татарин> Во-первых, упрощение топливной составляющей - это очень важно, особенно, на начальном этапе, когда наработка топлива любого (термо-)ядерного цикла ограничена.

Это упрощение очень относительно, и совершенно не факт, что топливная составляющая является реально узким местом для ввода мощностей даже для трития.

А для гелия это вообще отдельно, потому что та топливная система масштабируется независимо.

Татарин> Во-вторых, возможность сверхбыстрой наработки топлива на сторону - это тоже очень важно. Это само по себе товарное производство, которое может быть и самоцелью. Тот же гелий-3 - это, как ты уверяешь, востребованый товарный продукт, который можно получить либо от Д+Д реактора, либо с Луны. Если реакторы на Не3 так востребованы, как ты говоришь, это автоматически означает востребованность топлива для них с реакторов на Д+Д.

Ну опять за рыбу деньги! 40-летней давности оценки, как выглядит система из дейтериевых реакторов и гелиевых реакторов-сателлитов я еще лет пять назад приводил.
Напоминаю: выглядит извращённо, весь смысл практически обнуляется.


Татарин> Нейтроны - сами по себе товар. Очень дорогой.

Для этого нет нужды делать именно реактор, с положительным и притом большим Q. Это отдельная ниша генераторов нейтронов, и почти наверняка делать надо иначе.
Может быть, потом привязываться к реакторам как кусочек потребления их нейтронов.

Но в первую очередь при масштабной энергетике нейтроны - это ПРОБЛЕМА. Не товар, а антиблаго.
Потому что от них тонна проблем - радиационная прочность, отходы, опасность при аварии. Если бы можно сделать ТЯЭС без нейтронов вовсе - это гораздо привлекательнее, чем ТЯЭС с дармовыми нейтронами, несмотря на потери денег от изотопов.

Татарин> В-третьих, в дейтериевом реакторе как таковом могут быть радикально меньше равновесные количества трития в системе, чем в тритиевом, радиационная опасность же не сильно выше, чем в гелиевом.

Меньше. Но это очень слабое преимущество, совершенно не окупающее головняка.
А по сравнению с гелиевым его и вовсе нет.
   56.056.0
1 24 25 26 27 28 29 30

в начало страницы | новое
 
Поиск
Поддержка
Поддержи форум!
ЯндексЯндекс. ДеньгиХочу такую же кнопку
Настройки
Твиттер сайта
Статистика
Рейтинг@Mail.ru