Принципиальные особенности подхода неплохо в этом документе изложены.
http://permalink.lanl.gov/object/tr?what=i.../LA-UR-14-29078

а гелий-3 с луны возят?

Есть один пунктик: им требуется типичный spallation (ну нет хорошего русского термина) источник нейтронов. Человечество давно выяснило, что оптимальная энергия уcкоренных протонов для производства максимального числа нейтронов --- это около 1 ГэВ = 1000 МэВ. Прооизводство и гелия-3 и трития из развалоd собственно ядра протонами смехотворно мало и можно о нем забыть.

Кило трития в год = 330 чисел Авогадро. Они говорят о 40 ядрах трития на один ускоренный протон. Врут, конечно, но я готов поверить. Врут, так как им надо сожрать все произведенные нейтроны в гелии-3, а у них столько гелия-3 в стране, чтобы окружить всю мишень, нетути. Кстати, весь гелий-3 исключительно из бета-распадов трития, который когда-то был наработан в реакторах --- где же еще?

Но я добрый и поверю на слово. Т.е., надо ускорить примерно 10 чисел Авогадро протонов. Одно число Авогадро --- зто 10^5 кулонов, т.е., речь о СРЕДНЕМ токе в

1 млн кулонов/Пи*10 млн сек = 30 милиапм.

Т.е., СРЕДНЯЯ мощность, высаживаемая на мишени, это 30 Мегаватт.

Это я посчитал на кило трития в год. Если же хочу, как в заявке нагло утверждается, три кило в год, то вынь да положь непрерывный ток в 100 милиампов и мощность на мишени в 100 Мегаватт.

Есть опыт эксплуатации SNS в Oк-Ридже. Который говорит, что ускоритель можно гонять от трети до половины времени года, но не непрерывно весь год. Чтобы не быть голословным, за последние 6 лет сравнительно стабильной работы на мишень высажено около 25 тыс Мегаватт-часов, и это за 52 тыс часов, т.е., среднегодовая мощность на мишени около 0.5 Мегавтт. Их же опыт, когда ускоритель работает непрерывно разумно долгое время, говорит, что мишень терпит 1 Мегаватт, в рекорде они имеют 1.5 Мегаватта.

Т.е., авторы проекта на эту половинку точно смухлевали --- плакать что ль по волосам?

В чем отличие ускорительной фабрики трития от SNS? Потребители SNS хотят высокие потоки нейтронов, поэтому воленс-неволенс надо пучок высаживать на мишень минимальных размеров, но не настолько маленькую, чтобы она испарилось --- проблема охлаждения мишени самая страшная. В фабрике трития пучок можно искусственно расфокусировать и сделать огромную мишень, чтобы отводить в сто раз больше тепла. Но огромная мишень требует вставить ее в огромный презерватив, надутый гелием-3, которого мало.

Поэтому цифири представляются из разряда маниловщины. Конечно же, у меня придирки, авторы должны продавать свой ппроект именно столь агрессивно.

Сообщение отредактировал Dobryak - 27.1.2016, 9:12

Что примерно в 6-7 раз меньше потребности перспективного термояда на производство данной энергии.
Это по сколковски-роснановски - нанотермояд!!!

Если смотреть на разные проекты ADS, то скорее стоит ожидать 11-12 нейтронов от разбиваемой свинцовой мишени, умноженных максимум в 2-2.2 раза в бериллий-размножающем бланкете, которого у них нету. Т.е. скорее можно предельно ожидать 22-25 нейтронов на один ускоренный протон, и не все эти нейтроны будут достаточно термализованы, чтобы в тритий-генерирующей зоне бланкета превратиться в тритий.

Трития за годы работы тяжеловодных реакторов в Саванна-Ривер было более сотни килограмм произведено. И гелий-3 - продукт распада трития американцы всегда хранили и выделяли при перезарядке старых нейтронных генераторов.
Американцы в документах для конгресса 2010 года сами писали, что запас гелия-3 на складах DOE Office of Isotope Production and Research в 1990 году составлял около 18.75 кг, а к 2001 из-за массивной разборки нейтронных боезарядов и питов старых водородных бомб подошел к 31,5 кг.

После 2001 года, когда была отвергнута программа ускорительной наработки трития из гелия-3, началось масштабное производство датчиков нейтронной радиации на основе гелия-3, которые устававливались на всех стратегических пунктах проверки безопасности и контроля. В результате столь массивных расходов гелия-3 его запас в США подошел к 2010 году к величине 6.7 кг.

Рассматривали разные варианты получения гелия-3: покупка в РФ, покупка в Канаде, выделение из запасов гелия-4, ранее выделенного из природного газа.

В этом главная проблема и главная странность с производством трития из гелия-3. Гелий-3 тупо дороже трития, хотя продполагается быть исходным сырьём, над которым ещё нефигово поработать надо.

В то время как "в ту же цену" (в нейтронах) тритий замечательно нарабатывается из лития. Единственное, что тут может быть не так - тепло в литиевой мишени настолько мешает (это же экзотермическая реакция же), что выгоднее заморочиться с гелием-3 (газом!) ради эндотермической реакции, чем отводить тепло.
Но это всё равно диковато.

Или это просто прожект для отвода глаз, и реально тритий они собираются нарабатывать каким-нить разумным способом (допустим, переработкой управляющих стержней).

На какой-то ветке я писал, как в жилетку плакался физик из не фигли-мигли, а Массачузеттского технологического. Для некого эксперимента с поляризованными ультрахолодными нейтронами в Ок-Ридже, кстати, им был нужен также поляризованный жидкий гелий-3 как комагнитометр, причем десятки литров. Именно из-за того, что весь гелий-3 был пущен на нейтронные детекторы, которыми ощетинились Штаты против ядерных террористов, купить гелий-3 можно было только после визы Госдепа. Не было еще ни одного правительства в США, где кто-нибудь из МТИ не был бы минимум советником президента --- сегодня Эрни Мониз в министрах энергетики. Несмотря на все это, они еле-еле получили свой гелий-3. И это при том, что в их эксперименте он вообще не тратится и они его вернут взад до последнего атома.

Отмечу, что я был прав в подозрениях на вранье и по числу произвеленного на протон гелия-3 и, естественно, и в нехватке трития на этот сумасшедший проект.

В СССР прорабатывался вариант лунной базы, а тритий получать посредством использования его в качестве теплоностителя ВТГР.
Но там на 1 ГВт чуть больше 1 кг в год, надо примерно 60 ГВт ВТГР для обеспечения 1 ГВт термояда.
Тем не менее была программа массового внедрения ВТГР для химиков, включая нефть и газ, а также для дальнего теплоснабжения с метановым циклом.

Реакция скалывания?



там же жидкая мишень (хотя и с ней есть сер'езные проблемы)

Мы переводим именно так, другого варианта не нашли.

Интересно добавить, что потом видели переводы других, там использовалось это слово со ссылкой на нас как авторитетных источников.

АтомИнфо - безусловно авторитетный источник

Возвращаясь к ЖСР, возник некий вопрос. Как я понимаю конструкцию, расплав солей работает и как топливо, и как промежуточный теплоноситель, при этом есть необходимость его циркуляции (в том числе для подпитки и для очистки, собственно этим и объясняется сложность всей затеи), что при этом будет происходить с продуктами деления и всякими прочими изотопами, которые не вписываются в солевую композицию? С газообразными как бы понятно, а вот прочие, будут расти кристаллы?

и где будет происходить теплообмен. в выделенной части петли насыщенной бором?

Циркуляция теплоносителя в ЖСР нужна для того чтобы топливная смесь в зоне полости активной зоны (если реактор быстрый) или в области каналов (если тепловой) не закипела и не расплавила корпус и внутрикорпусные устройства на которых остов графитовый монтируется.

Т.е. смесь жидкосолевая топливная в пространсвенной области достижения критичности (полость с отражателем или каналы в графитовом остове) при делении урана/плутония выделяет много тепла за короткий промежуток времени, и чтобы не произошел ее перегрев и последующие нежелательные процессы разрушения конструкции ЖСР, ее насосами и порцией холодной топливной смеси выводят за пределы зоны критичности в район парогенераторов. Горячая жидкосолевая смесь отдает свою тепловую энергию вторичному теплоносителю. Далее жидкосолевая топливная смесь идет в байпасный бак на выдержку для выхода ГПД РБГ и иода (зачем повторно в зону деления гнать паразитные нейтронные поглотители типа изотопов ксенона, криптона и иода).

Репроцессинг жидкосолевой топливной смеси для удаления продуктов деления может производится периодически (раз в месяц-полтора) или непрерывно с помощью пирохимических и/или электропирохимических технологий.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.1.2016, 5:08

Сложный по химии ЖСРа вопрос.
Процессы радиолиза и химии комплексной в смесях топливно-солевых уж очень разнообразные.
Смотря какой ЖСР, на хлоридных или фторидных солевых композициях, такие и химические формы продуктов деления должны быть.

Кратко постараюсь по продуктам деления картину химии в ЖСР дать.

Летучие продукты деления (Xe, Kr, тритий, I, Br) могут удаляться из горячей топливной смеси. Но часть иода и брома в виде солей с цезием, рубидием и стронцием останется в солевой среде.
Теллур и селен также будет отгоняться в газовую фазу из горячей топливной смеси в виде гексафторидов или тетрахлоридов.
Сурьма также будет уходить в газовую фазу в виде летучего трихлорида или пентафторида.
Олово в горячих хлоридных смесях будет частично уходить в газовую фазу в виде тетрахлорида, а во фторидных смесях будет растворяться в топливной матрице образуя комплексные фториды.
Cd, Zn, Zr, Nb, Mo будут связаны в соотвествующие фторо- и хлорокомплексы в солевой матрице.
Редкоземельные элементы (La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Y) в виде высших комплексов на основе трифторидов и трихлоридов металлов будут смешиваться с солевой матрицей.
Платиноиды (Ru, Rh, Pd) и Tc во фторидных смесях будут окислены до гексафторидов (палладий до тетрафторида) и будут образовывать фторокомплексы в солевой матрице, а в хлоридных смесях будут окислены до ди- и трихлоридов и также образуют хлорокомплексы в солевой матрице.
Серебро будет связано в солевой матрице в виде соответствующих дигалидных комплексов.
Младшие актиниды (Np, Am, Cm) будут в растворенной форме в виде высших комплексов на основе тетра- и трифторидов и хлоридов в топливной солевой матрице.

Сообщение отредактировал VBVB - 28.1.2016, 5:10

Не на столько силён в химии, а знаний по высокотемпературным хим процессам вообще не много, но по логике вещей более тугоплавкие соединения будут выпадать "в осадок", т.е. грубо говоря будет образовываться "песочек", естественно с абразивными свойствами
Такие вещества, как кремний, углерод, в ЖСР появляться не могут?
Ещё вопрос, а что будет с легкокипящими хлоридами/фторидами? Например, хлорид тантала уже при +300*С должен летать, т.е. будет выводится вместе с газовыми ПД, но оседать на трубопроводах?
Если реактор канальный, то ПД будут отделятся в соответствующем месте, и соответственно подобные легкокипящие там тоже будут выводится из расплава. Суммарный объём будет значителен, т.е. для энергетических установок такой цикл будет представлять серьёзное препятствие.

Нет, вот чего нет - того нет.

??? А продукты деления? Я понимаю, что это мизер, но посмотрев на процесс эксплуатации в -цать лет, думаю, и в эту сторону смотреть надо.

Углерод и кремний в ПД?!

Вероятности распада в продукты с АМ около 70 уже около нуля. А чтоб углерод... такие события вообще были зафиксированы?

Кто ж заставляет плутоний в углерод превращать? Могут же накапливаться некоторые продукты деления, которые будут способны в столь экзотических условиях быть расщеплены. Сами же бериллий предлагаете делить, почему бы какой нибудь кадмий не будет активироваться и рассыпаться?

Не... Не до углерода и кремния.
Тут придётся затратить десятки эВ на ядро для такого деления. Это вряд ли.