Гибридные ядерные реакторы, Существует ли строгость в определении |
Здравствуйте, гость ( Вход | Регистрация )
Гибридные ядерные реакторы, Существует ли строгость в определении |
4.1.2013, 19:12
Сообщение
#1
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
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. |
|
|
4.1.2013, 20:55
Сообщение
#2
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Собственно все работы были по пункту 6.
Пилотный ТРОЛ должен был с 2 турбинами по 1200, на перспективу 1 на 2400. И серийный уже понятно, на порядок мощнее, тут ленинградцы обязались 20 ГВт в одном агрегате, но так даже проекта законченого не сделали. Сообщение отредактировал Didro - 4.1.2013, 20:57 -------------------- |
|
|
Nucon |
4.1.2013, 23:19
Сообщение
#3
|
Guests |
Собственно все работы были по пункту 6. Пилотный ТРОЛ должен был с 2 турбинами по 1200, на перспективу 1 на 2400. И серийный уже понятно, на порядок мощнее, тут ленинградцы обязались 20 ГВт в одном агрегате, но так даже проекта законченого не сделали. 10 лет назад мы этим занимались, но "время сточило ударный механизм"... хотя что-то и где-то возможно валяется, в коробках. |
|
|
5.1.2013, 1:14
Сообщение
#4
|
|
Завсегдатай Группа: Haunters Сообщений: 759 Регистрация: 28.9.2012 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 33 685 |
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 |
|
|
5.1.2013, 9:20
Сообщение
#5
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Didro, Nucon, KTN, Спасибо за доступные разъяснения. Интересует, кто таки инициировал процесс по токамакам? Ссылка на новости годовалые:
Ученые планируют построить в РФ гибридный реактор http://ria.ru/science/20120306/586155106.h...h7p5p8sdnmquoc7 - не он? Вниманию Atominfo.Ru - к расстрелу в чистом поле готов. Мне же младшему сыну рассказывать, а он так уже не младшего, скорее старшего школьного возраста. |
|
|
5.1.2013, 10:36
Сообщение
#6
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Добавлю, что пропало. Существовали работы по нейтронному транспорту, магнитным полям, etc. К большому сожалению, братья-энергетики из ЦАО г. Москвы, регулярно прерывали чтение и ответы. Работы около 1982-84 г.в., за авторством сотрудников МИФИ. Не хотят так - найду в бумаге. Или кто подскажет. Но это к токамакам относилось.
|
|
|
6.1.2013, 9:52
Сообщение
#7
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Добавлю, что пропало. Существовали работы по нейтронному транспорту, магнитным полям, etc. К большому сожалению, братья-энергетики из ЦАО г. Москвы, регулярно прерывали чтение и ответы. Работы около 1982-84 г.в., за авторством сотрудников МИФИ. Не хотят так - найду в бумаге. Или кто подскажет. Но это к токамакам относилось. Вот: 1. http://www.runiokr.info/niokr/razrabotka-e...ora-trol-2.html 2. http://www.runiokr.info/niokr/razrabotka-o...ktora-trol.html |
|
|
6.1.2013, 17:05
Сообщение
#8
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Вот: 1. http://www.runiokr.info/niokr/razrabotka-e...ora-trol-2.html 2. http://www.runiokr.info/niokr/razrabotka-o...ktora-trol.html Бесплатные версии будут, как только товарищи научатся получать деньги (скоро). И немного другие (деньги) |
|
|
10.1.2013, 2:07
Сообщение
#9
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
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 QUOTE 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 -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
10.1.2013, 19:52
Сообщение
#10
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Для БН рассматривался вариант с заменой натрия на Li-7, там упрощается, в холодных ловушках будет в основном тритит лития, в отводимых газах в на 99% гелий.
-------------------- |
|
|
11.1.2013, 15:53
Сообщение
#11
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Для БН рассматривался вариант с заменой натрия на Li-7, там упрощается, в холодных ловушках будет в основном тритит лития, в отводимых газах в на 99% гелий. Интересный вариант описан. А замена какой доли натрия подрузумевалась? Т.е. БН с литий-натриевой эвтектикой, или быстрый реактор с литиевым теплоносителем? Расскажите, пожалуйста, подробнее про такой вариант БНа. Интересует мощность и организация топливного цикла для него. Уж очень заинтриговал такой вариант БНа с учетом того, что перспективных термоядерных дел нехватка запасов трития реально существующая проблема. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
12.1.2013, 2:02
Сообщение
#12
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Рассматривали и эвтетику с природным литием, и полную замену на обогащенный литий 7.
В обоих вариантах тритий связывается металлом и отводится в холодных ловушках. Экономичнее получался вариант реактора на базе имеющегося БН с постепенной заменой натрия на литий. Спектр нейтронов сместится в среднем с 500 до 100 кэВ, соответвенно снизится необходимое обогащение и КВ, т.е. наработку Pu для АЗ осуществлять на термоядерной усновке, в экранах уже либо торий, либо с отказом его при последующем тиражировании, с выполнением литием функции отражателя, аналогичного воде в легководниках. -------------------- |
|
|
12.1.2013, 2:51
Сообщение
#13
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Рассматривали и эвтетику с природным литием, и полную замену на обогащенный литий 7. В обоих вариантах тритий связывается металлом и отводится в холодных ловушках. Экономичнее получался вариант реактора на базе имеющегося БН с постепенной заменой натрия на литий. Спектр нейтронов сместится в среднем с 500 до 100 кэВ, соответвенно снизится необходимое обогащение и КВ, т.е. наработку Pu для АЗ осуществлять на термоядерной установке, в экранах уже либо торий, либо с отказом его при последующем тиражировании, с выполнением литием функции отражателя, аналогичного воде в легководниках. Большое спасибо. Познавательно. А в каких годах эти варианты рассматривали? Интересный вариант полубыстровика-полутермоядерника описан. Так все таки в СССР расматривался как дополнительный торий-урановый ЯТЦ на основе БНов наработчиков и ВВЭРов потребителей урана-233? -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
12.1.2013, 9:43
Сообщение
#14
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
Этот вариант для типовой гибридной станции выполнен в 1988 году.
Торий предлагался для перспективных легководников на экспорт 2-2,5 ГВт с начальным обогащением по U233 2,0-2,2% и средней глубиной выгорания до 80 ГВт*сут/тн, КВ~1,03-1,05. Похоронили все в 90х. -------------------- |
|
|
12.1.2013, 17:08
Сообщение
#15
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
Этот вариант для типовой гибридной станции выполнен в 1988 году. Торий предлагался для перспективных легководников на экспорт 2-2,5 ГВт с начальным обогащением по U233 2,0-2,2% и средней глубиной выгорания до 80 ГВт*сут/тн, КВ~1,03-1,05. Похоронили все в 90х. Думаю раньше похоронили. Хотя...В любом случае спасибо Вам за наметки. Кто бы взялся за экспертизу пары статей по термоядерному смнтезу применительно к гибридным ядерным реакторам? Сообщение отредактировал asv363 - 12.1.2013, 17:16 |
|
|
12.1.2013, 19:59
Сообщение
#16
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
На счет трития был еще вариант высокотемпературного быстрого реактора с He-3/4 в качестве теплоносителя.
Но экономика совсем никакая, освоение луны, откуда хотели возить He3, проблемы с производством газовых турбин и компрессоров большой мощности... В общем на самую дальнюю перспективу. -------------------- |
|
|
13.1.2013, 1:58
Сообщение
#17
|
|
Постоянный участник Группа: Patrons Сообщений: 3 147 Регистрация: 16.3.2011 Из: Россия, Краснодар Пользователь №: 32 291 |
Этот вариант для типовой гибридной станции выполнен в 1988 году. Торий предлагался для перспективных легководников на экспорт 2-2,5 ГВт с начальным обогащением по U233 2,0-2,2% и средней глубиной выгорания до 80 ГВт*сут/тн, КВ~1,03-1,05. Похоронили все в 90х. Спасибо за интересную информацию. Плохо то, что нигде в современной научно-популярной печати об этом не пишут. Более-менее подробное и не пафосное только про 60-е и 70-года можно что нибудь почитать по проектам ядерных РУ разных и решениям относительно развития ЯТЦ. Все больше убеждаюсь, что до уровня проектов 80-х и 90-х нынешним кормчим Росатома еще много-много лет развиваться надо. Все таки в глобально-мощной стране по замыслам и реализации жили мы тогда, не то что нынешняя РФ. Обмельчало все, и помыслы и деяния. -------------------- "чтобы задать правильный вопрос, надо знать большую часть ответа" - Роберт Шекли
|
|
|
7.6.2013, 8:50
Сообщение
#18
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 510 Регистрация: 17.3.2011 Из: Russia, Moscow Пользователь №: 32 515 |
http://vant.iterru.ru/vant_2009_1/1.pdf
Довольно объемный ПДФ по теме. Но я так навскидку и не понял схемы таких реакторов. Одно дело, если там уран с вставками лития, другое - если плазма и теплосъем с нее. -------------------- Спор - это когда обе стороны пытаются сказать последнее слово первыми
|
|
|
7.6.2013, 10:45
Сообщение
#19
|
|
Ветеран форума Группа: Patrons Сообщений: 1 941 Регистрация: 26.8.2011 Пользователь №: 33 445 |
С плазмы основной съем от излучаемых ею потоков нейтронов и гамма-частиц.
Был вариант, когда основная плазма подмещивается к находящемуся в отдельном контуре гелию, в комплексе с МГД генератором и газовой турбиной. Варианты разные смотрели, но этому уже не суждено быть, т.к. работы по МГД практически потеряны, первый на 500 МВт похоронен вместе с Рязанской ГРЭС-2. Сообщение отредактировал Didro - 7.6.2013, 10:45 -------------------- |
|
|
8.3.2014, 5:11
Сообщение
#20
|
|
Участник-писатель Группа: Patrons Сообщений: 5 578 Регистрация: 20.8.2012 Из: Россия, Москва Пользователь №: 33 670 |
ТОКАМАКи, по-моему начали пропагандироваться еще в 70-х. Тут + свинец, + ЖСР, + минорные актиниды. Короче, статья уважаемого AtomInfo.Ru:
Гибридные системы для термоядерной стратегии России http://www.atominfo.ru/newsh/o0312.htm "Коррекция дорожной карты российской термоядерной стратегии" В конце указано на презентацию: "Коррекция дорожной карты российской термоядерной стратегии". Про ПГ, ТГ, интересно пообщаться с "физиками плазмы". Если, конечно, кто-нибудь понял. |
|
|
Текстовая версия | Сейчас: 13.6.2024, 6:25 |