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.

[Didro]

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]

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.

[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

[asv363]

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.

[asv363]

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.

[asv363]

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

[asv363]

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)

[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

[Didro]

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.

[VBVB]

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.

[Didro]

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.

[VBVB]

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?

[Didro]

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.

[asv363]

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

[Didro]

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.

[VBVB]

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.

[armadillo]

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.

[Didro]

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

[asv363]

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.