Гибридные ядерные реакторы, Существует ли строгость в определении Опции

[asv363]

Недавно, столкнулся с данным термином, в одной заметке одной компании. Зорко заприметив бурное обсуждение КВ, КВа, КК предлагаю обглодать и этот термин, применительно к различным реакторам на быстрых нейтронах. Можно не энергетических.
Из реализуемого:
1. Повышать энергию нейтронов для большего "сгорания" топлива. Или большей всеядности. Для получения нейтронного спектра в среднем более 2Мэв. (за счет внешнего источника)
2. Тупое сжигание ОЯТ. (-//-)
3. ...
Из нереализуемого:
5. (Это не я писал на просторах интернета) Уничтожение ВРАО Термоядерным источником.
6. Величайшее предложение. Компонуется зона, в центре горячий термояд, вокруг U238. Энергетический реактор, причем, вот где сложности у эксплуатации будут.

Учитывая, что ускорители, тут рядом обсуждаются, по первому вопросу, яснее. Заранее Всем благодарен.

[KTN]

6. Величайшее предложение. Компонуется зона, в центре горячий термояд, вокруг U238. Энергетический реактор, причем, вот где сложности у эксплуатации будут.
Учитывая, что ускорители, тут рядом обсуждаются, по первому вопросу, яснее. Заранее Всем благодарен.

Замысел гибридных реакторов в том, чтобы использовать 14-Мэвные нейтроны DT реакции.
При делении тяжёлых ядер /в первом приближении любых/ с увеличением энергии делящего нейтрона,
число вторичных нейтронов растёт примерно как
nu(En)~= nu(E=0) + 0,13*En
где Е = энергия /в Мэвах/ нейтрона вызвавшего деление.
Для U238 при En=14 Mev, nu~=4,5.

В качестве источника нейтронов подпитки мыслится термоядерный реактор. Благодаря урановому бланкету, в котором заодно может производиться оружейный плутоний, снижаются трудности в создании системы удержания плазмы с малыми потерями.

Всё это известно давно. Ещё в 1950-е годы Курчатов рассекретил данную тематику во время своей знаменитой лекции в Англии, считая термоядерный реактор неосуществимым на тогдашнем уровне технологий. Он оказался прав: западные страны потратили на реализацию подаренных идей столько ресурсов, что несколько авианосцев могли построить, а действующего термоядерного реактора нет до сих пор.

Более того, строящийся "ИТЕР" не предполагает регулярную работу с тритием /а значит и на греющем уровне термоядерной мощности/, т.к. по совокупности причин к этому пока не видится реальной возможности.
Бланкета из обеднённого урана в ИТЕРе тоже нет: предполагается, каждая заинтересованная страна такую доработку сама в состоянии сделать для своих серийных термоядерных реакторов. Если таковые когда-нибудь удастся создать.

В 1950-е академик А.Д.Сахаров внёс блестящие идеи в проект советского секретного гибридного термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы /этот проект никогда и не пытались начать строить, остался на бумаге/. В частности, А.Д. Сахаров заметил простую вещь:
Токонесущие обмотки электромагнита, для удержания плазмы магнитным полем, можно делать из расплавленного лития!
Литий одновременно является нейтронным бланкетом для расширенного воспроизводства трития, а также теплоносителем первой стенки.
По бытовым меркам любой инженер возразит: "электросопротивление жидкого лития высокое, огромные омические потери будут."
Фокус в том что когда диаметр литиевого электропроводника - в виде трубы по которой течёт литиевый теплоноситель - превышает один метр, потери могут оказаться приемлемыми.

Стоимость такого аппарата была бы огромной. Технологические и, что важнее, физико-теоретические сложности с неустойчивостями горячёй плазмы - ещё больше.
В условиях "холодной войны" у Советского Союза не нашлось денег пытаться его строить.

Выше упоминалось про протонные ускорители на 1 Гэв как нейтронный источник для ADS установок.
Общее с гибридными реакторами у них то, что оба направления строятся на зыбкой почве работы с заряженными частицами.
Сам я специалист по физике плазмы, вещь это перспективная и многообещающая, ведь термоядерная бомба это и есть физика плазмы. Однако на пути создания любых аппаратов связанных с плазмой, лежит высокий порог технологического прогресса, который нужно преодолеть. В принципе это возможно, ведь электросварочный аппарат и лампы дневного света - тоже разновидности четвёртого состояния вещества, надёжно освоенные в технике.
Однако в отношении энергетики, по-видимому будет правильнее расчитывать глобальный энергобаланс 21-го века не надеясь на УТС.

Сообщение отредактировал KTN - 5.1.2013, 1:17

[VBVB]

Замысел гибридных реакторов в том, чтобы использовать 14-Мэвные нейтроны DT реакции.
При делении тяжёлых ядер /в первом приближении любых/ с увеличением энергии делящего нейтрона,
число вторичных нейтронов растёт примерно как
nu(En)~= nu(E=0) + 0,13*En
где Е = энергия /в Мэвах/ нейтрона вызвавшего деление.
Для U238 при En=14 Mev, nu~=4,5.

А почему бы вначале не попытаться использовать следующий подход. У В.А.Брача (известен как "Боцман") написано следущее

Действительно, если используемый литий обогащен стабильным изотопом 6Li ( можно использовать и природный литий, поскольку в нем содержится 7% 6Li), то под действием тепловых нейтронов атомного реактора пойдет следующая ядерная реакция:
n + 6Li -> 4He + T + 4,8 МэВ.
Сечение реакции зависит от скорости нейтрона v по закону Пѓ ~ 1 / v , достигает 940 барн для тепловых нейтронов, т.е. нейтронов имеющих энергию 0,0253 электрон-вольта. В результате этой реакции, возникают «горячие» ядра трития. Пробег ядра трития с энергией 3 МэВ в LiD равен 0,4 мм. Энергии ядра отдачи трития (порядка 3 МэВ) вполне достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в дейтериде лития дейтерием:
T + D -> 4He + n + 17,6 МэВ.

Исходя из этого, может стоит в каком либо экспериментальном натриевом быстром реакторе в районе зоны отражателя/блакета померить характеристики тепловыделения для случая твс дейтеридом лития-6? Насколько реально протекание D + T = n + 4He в бланкете БНа с 6LiD?
Или с дейтеридом урана UD3 аналогичный опыт попробывать, опираясь на перспективу протекания серии реакций:
n + D -> T,
D + T -> n + 4He + 17,6 МэВ (Smax = 5 барн; Emax=108 КэВ),
D + D -> n + 3He + 3,25 МэВ (Smax = 0,105 барн; Emax=1,9 МэВ),
D + D -> p + T + 4,03 МэВ (Smax= 0,09 барн; Emax = 2,0 МэВ)
Интенсивность реакций слияния наверняка будет малой. Но в случае даже их малой доли, помимо наработки полезного для нужд ЯОК трития, сможем и нейтронный баланс слегка улучшить.

Сообщение отредактировал VBVB - 10.1.2013, 2:09