Термояд от Локхида Опции

[AtomInfo.Ru]

http://www.ato.ru/content/skunk-works-rabo...ernym-reaktorom

[asv363]

я бы сказал, что скорее сферомак/дайномак/сферотокамак

В отличие от классических токамаков, это и есть дизайн для компактных машин, реактор в трейлере/контейнере, кяп

В отношении последнего пункта, есть у меня сомнения иного характера. В любезно приведенном уважаемым AtomInfo.Ru материале есть абзац (точнее, их несколько):

По оценкам Lockheed, менее 25 кг термоядерного топлива будет достаточно для одного года работы реактора. Недостатка в топливе тоже нет. Дейтерий добывается из морской воды, поэтому его запасы считаются неограниченными, а тритий можно вырабатывать из лития путем обработки нейтронами от ядерных реакторов. "У нас уже добыто достаточно лития, чтобы обеспечить парк реакторов по всему миру, так что недостатка в тритии тоже не будет - говорит Мак­Гвайр. -Требуется не так много, чтобы обеспечить топливом реактор, который в миллион раз мощнее химического".

Ровно на этом месте возникнут повизгивания нераспространенцев различного сорта. Кроме того, насколько я понимаю, стоимость дейтерия не слишком высока (условно примем $1000/л), то с тритием проблемы. Относительно недавно (лет 5 тому назад), приводились оценки около 50 млн. долл./кг (облучение специальных стржней TPBAR) на Уоттс Бар-1, без учета косвенных затрат. Недавно, уважаемый VBVB привел цену в 160-180 млн. долларов за кг.

Конечно, само по себе "ведро" дейтерия или трития,особой опасности не представляет, однако вопросы к физзащите при транспортировке и совместном хранении возникнут. Да и цена пока не слишком гуманная при абсолютно неясной конструкции.

Посмотрел на Вашу предыдущую ссылку на того же товарища (№114, "Атом в США"), не очень впечатляет, мнения участников, высказанные в октябре 2014 года весьма полезны. Также кое-что в наличии начиная с сообщения №49 темы про "Ещё один термояд".

На всякий случай, общий индекс сайта по тритию в США. Если я правильно понял, с военными потребностями (по разным оценкам от 1,7 до 3 кг в год не справляются).

P.S. Готова ли Локхид Мартин поставлять (в случае успеха конструкции) свои установки в такие демократические страны, как Ливия и Ирак, вместе с топливом, естественно?

[Татарин]

Ровно на этом месте возникнут повизгивания нераспространенцев различного сорта. Кроме того, насколько я понимаю, стоимость дейтерия не слишком высока (условно примем $1000/л), то с тритием проблемы.

Нормально работающая ТЯ-установка должна обеспечивать себя тритием полностью.

Из лития-6 при каждом захвате нейтрона получается тритий и из лития-7 (реакция пороговая) получается тритий + ещё один годный нейтрон уходит налево.

d+T даёт нейтрон, T+T даёт два нейтрона, так что с практической точки зрения на каждый потраченый тритий мы имеем один тритий вновь наработаный.
Плюс, на каждую реакцию d+d (они идут в "тритиевой плазме", просто их куда меньше) выходит по нейтрону (в половине случаев он выскочит сразу, в половине - чуть позже, через вновь образованый тритий).

"Коэффициент размножения" по тритию для тритиевых установок предполагается чуть выше единицы. Так что (почти как с быстрыми реакторами и плутонием ) существует только реальная проблема "пускового топлива" и скорости ввода новых мощностей.
На гигаватт(т) нужно от четверти грамма до полутора грамм стартового топлива (зависит от скорости оборота бланкета и специфики радиохимического производства).

Но поскольку самые-самые оптимисты считают что мы до 2030-го года введём этак гигаватта полтора, а одни только канадцы с "Канду" готовы отгружать тритий десятками грамм в год, проблем нет вообще. Собссно, поэтому даже радиохимия на первых этапах считается опциональной (типа, фига ли нам, чистым теоретикам в этой грязи руки пачкать?).

___
Нераспространенцы начнут по-настоящему визжать, когда всё это станет более менее реальным...
Как только до кое-кого дойдут цифири плотности нейтронных потоков (а нейтронов всё-таки некоторый избыток имеется) и следующие из этого скорость и качество наработки плутония, визгу будет ИМХО, НЕМЕРЯНО.
На 1ГВт тепла ТЯ даёт в 5-30 раз больше "лишних" нейтронов, причём поток высочайшего качества, а в реактор ДОЛЖНА быть встроена система замена первой стенки/бланкета (ну, мы же нарабатываем там тритий ). С системой теплоотвода по-взрослому, с имеющейся инфраструктурой для пристанционной работы с "горячим" материалом...
То есть, к наработке плутония технически всё готово. Ну, если и не всё, то не меньше, чем даже на канальном тяжеловоднике.

Сообщение отредактировал Татарин - 8.1.2015, 13:27

[Didro]

Нормально работающая ТЯ-установка должна обеспечивать себя тритием полностью.

Из лития-6 при каждом захвате нейтрона получается тритий и из лития-7 (реакция пороговая) получается тритий + ещё один годный нейтрон уходит налево.

Не получится, в чисто термоядных установках предусматривали размножение нейтронов на свинце (n, 2-3n), либо как вариант на обедненном уране (те же, плюс некоторое деление)