С ускорителями он упирает на так называемые докритичные реакторы деления.
Более перспективны гибриды, которые не на энергию, а на наработку делящихся материалов, но тут я про это направление к сожалению не услышал.

Это ж Острецов в ролике.

Я так понимаю это надо читать =Петрик?

Нет, ну что Вы - товарищ Петрик велик и уникален

Этот по крайней мере не вор.
Конечно немного не туда его тянет, но он хоть как-то периодами заставляет порезано включать мозги.

ADS есть в проекте стратегии от Курчатника. Они не детализируют, что это могло бы быть - реакторы или бланкеты. Но с учётом того, что в той же стратегии предлагаются ТИНы, вариант с облучением бланкетов они не исключают.

Ну, настолько-то я в теме разбираюсь меня интересует, какие "положительные результаты" они получили на свинце Конечно, поделив ядро свинца, можно получить хоть не 200 МэВ, как при делении ядра урана, но что-то получить, ну, скажем 150-180. Но ведь они их мульти-ГЭВ-ными протонами облучают! А вторичных нейтронов из свинца вылетает около нуля. И эти нейтроны, может, и могли бы поделить уран, но вряд ли свинец...

Но ведь нужны и чисто энергетические установки? и их нужно гораздо больше, не так ли?

Я так понимаю, что из свинцовой мишени выделили что-то более тяжёлое (висмут или полоний?), только толку от таких результатов. Нужно ж испытывать не мишень, а супер-пупер компактный ускоритель. А потом посмотреть, как в качестве мишени в таком ускорителе работает ОЯТ, например. И что-то мне подсказывает, что с ускорительных энергий из ОЯТ в качестве мишени ничего значительного, в плане энергетики, выжать не получится, нужен куда более плотный поток.

Которые и должны работать на материалах от гибрида.
Один гибрид-наработчик может обеспечить до 30 энерергопроизводящих установок аналогичной тепловой мощности.

Именно в этом заключается одна из проблем в идее Острецова. Нужно теоретически рассчитать и экспериментально показать (причём проверяемо показать!), что схема даёт положительный выход по энергии. Что мы получаем больше энергии, чем тратим на создание налетающего пучка.
Нейтроны тут не помощники, т.к. Острецов, насколько я помню, упирал на облучение чистого свинца без урана -реактор без радиоактивности, если можно так сказать.

Само по себе утверждение о том, что заряженные частицы с ГэВными энергиями в состоянии развалить ядро свинца, у меня отторжения не вызывает. Хотя реакции при энергиях свыше 10,5 МэВ для меня тёмный лес, но представляю себе ГэВную частицу и тихо ёжусь. Всё снесёт и развалит
Но - энергобаланс схемы! Если увижу независимые результаты из нескольких лабораторий с цифирью, доказывающие, что выход по энергии может быть положительным - тогда другое дело.

Вторая проблема - как отвести получаемую энергию? Гэвные пучки будут разрушать не только свинец, но и всё остальное. Включая конструкционные материалы. Классический подход с движущимся через топливо рабочим телом здесь будет неприемлем, так как рабочее тело будет разрушаться. К стенкам за счёт теплопроводности? Такими проектами баловались космонавты, что понятно, но у них применялись больно уж специфические материалы топливных композиций, и уж точно не свинец.

Третья проблема - что будет получаться в виде продуктов реакции разрушения свинца? Не будут ли они радиоактивными, да ещё и с большими периодами? Это вполне возможно, так как продукты, подобно осколкам деления, будут перегружены нейтронами и нестабильны.
Иными словами, не получится ли так, что, облучая стабильный свинец и радуясь "нерадиоактивному реактору", мы внезапно превратим свинец в РАО?

P.S. Общественно-публичную деятельность т.Острецова я не комментирую.

Продолжая тему. У меня вполне устойчивое мнение, что такие вещи, как облучение сверхвысокоэнергетическими частицами, скорее внедрят военные, чем мирные энергетики. Собственно, всякие разные протонные пушки - нередкий атрибут фантастических романов.

Что до нас, мирных граждан... У любой ADS-системы (не только в том варианте, что предлагает Острецов), предназначенной для выработки энергии, есть слабое место - собственно ускоритель.

Спрашиваем мы разных людей на эту тему регулярно. К сожалению, в ответ слышим примерно одно и то же - малореально в обозримом будущем получить установку, дающую поток частиц с высокими энергиями, относительно недорогую и компактную и работающую стабильно и надёжно на протяжении многих месяцев без перерыва.
Энергетики не порадуются, если, например, у них раз в час из сети будет исчезать 1000 МВт.

А вот облучать бланкеты для наработки делящихся изотопов из сырьевых (e.g., облучать торий для наработки 233U) - более перспективно в этом плане. Если мы снимем с ADS-системы задачу производить энергию для выдачи в систему - то есть, вернёмся к идеологии классических промышленных реакторов - то требования по надёжности и стабильности работы ускорителя существенно снизятся. Останется, например, экономика вопроса. И я не сторонник сравнивать бумажные цифры с реальными, экономика должна быть подтверждена на живой установке.

Направление с использованием ускорителей или термояда в качестве источников нейтронов (в том числе, именно в плане наработки), насколько я знаю, поддерживают в Курчатнике. Больших подробностей я не знаю, но так, в кулуарах, иногда можно слышать новости на сей счёт.

Я где-то с год назад был на семинаре по ADS у Зарицкого в Курчатнике. Понимаете,то, от чего отталкивается Острейцов (ускоритель на обратной волне по схеме Богомолова) - вещь вполне реальная, его и планируют использовать при переходе к опытной установке, пока просто используют те ускорители, что есть в Дубне, если мне мой склероз не изменяет. Но выигрыш в размерах она даёт ровно в 2 раза, т.е. это всё равно маленький стадион. В отличие от Острейцова, мужики рассматривают всё-таки подкритичную размножающую среду, облучаемую ионами дейтерия с энергией порядка 10 ГэВ (они экспериментально показали, что это эффективнее), но там нерешённых инженерных проблем выше крыши.

Это не такая проблема, как Вам кажется, если сразу принять, что система обладает большой тепловой инерцией и сама по себе + её можно увеличивать искусственно (расплав солей, как делают с солнцем).
С солнцем получилось (на практике) запасать порядка сотен МВт*ч-единиц ГВт*ч на единицы часов без сколь-нить значимых потерь (это нужно чтоб перенести максимум полуденной выработки термальной СЭС на вечерний пик).
Систему это не удешевляет, но если припрёт (вот как с солнцем - иначе никак), экономически выходит вполне приемлимо.

Даже не стану спорить. Конечно, как-то можно решить проблему, но надо её решать.

По ADS-системам работают во многих странах, то есть это вполне живое направление. И в комбинации с торием проекты есть.
Бельгийцы делают демонстрационную установку MYRRHA с приличной мощностью - но, насколько знаю, они застряли. То есть, на бумаге красиво, а на практике ещё полно технических острых углов.

Я так понял, Острецов не предлагает реактор на свинце, а предлагает ускоритель и применить отвальный уран, которого достаточно. Но мне не понятно, каких мощностей при этом можно достигать с таким вот компактным ускорителем, и как эффективно будут сшибаться нейтроны с осколков, чтобы можно было говорить о экономичности и экологичности.

Реактор на свинце - была его идея некоторое время назад.

Если теперь он предлагает облучать отвальный уран, это уже ближе к практике. Но всё равно заданные вопросы остаются - скажем, по ускорителю, его надёжности и т.п.

Вариант, при котором ускоритель используется для наработки делящихся веществ (облучает бланкет с отвальным ураном или торием), а не для выработки энергии, мне представляется более перспективным для разработки. Другое дело, что я совершенно не оптимист в плане сроков - всё-таки, это вещь на будущее.

P.S. Собственно, и по термояду давно появились схожие идеи - ребята, давайте перестанем париться и мучиться с попытками создать термоядерный реактор. Используем термояд просто как источник нейтронов (ТИН) для чего-либо - например, для того же облучения бланкетов.

Зависит от того, какие энергии будут у получающихся нейтронов. Причём сильно зависит. Тут уже не ролик нужен, а статьи нужно смотреть с таблицами и графиками.

Чтобы не быть голословным, сделал очень (!!!!) грубые прикидки kэфф в среде из чистого урана-238 для двух диапазонов энергий нейтронов:
1) 6,5-10,5 МэВ
2) 1,4-2,5 МэВ (в этот диапазон попадает средняя энергия нейтронов деления урана)

Имеем результаты.

1) K = 0.9533039
2) K = 0.4596093

Грубый вывод. Если в первом случае имеем подкритику, достаточную с точки зрения безопасности, и не столь страшную для компенсации за счёт внешнего ускорителя, то во втором случае нам придётся вливать в систему за счёт ускорителя примерно половину нейтронов (читай - половину мощности). Конечно, во втором случае встанет очень неприятный вопрос - ну и как мы за счёт ускорителя создадим мощность, например, половину от 1000 МВт?

Расчёт был такой (данные по микросечениям из БНАБ-78):

Надо, но на фоне остальных проблем эта - малозначимая.
В конце-то концов у всех токамаков (уж если вспомнили термояд) та же самая проблема. Токамак - машина импульсная по самому принципу действия (тороидальный ток в плазме - это вторичная обмотка трансформатора, а поле не может расти бесконечно). 10 секунд, 60 или там 600 секунд (сколько там для ИТЕР длительность импульса заложена)... всё равно это импульс.

И да, это никого не беспокоит ни в малейшей степени. Хотя для плазмы куда важнее хотя бы с тех соображений, что потом же новую порцию плазмы заново греть.


Я не брался защищать именно эту идею по расфигариванию на составные части свинца.

Просто заметил, что если некая машина с ускорительной подсветкой нарисуется, и остальные проблемы решатся, то импульность действия никто даже не заметит.

Всё это, конечно, радует, но термоядерного реактора (именно реактора, т.е. энергообъекта) так до сих пор и нет.

ADS-системы - это не только и не столько "расфигаривание свинца"
В общем виде, это системы, в которых внешний ускоритель обеспечивает некоторую часть нейтронов. И это направление живое, хотя пока без практического внедрения.
Дают выигрыш в безопасности по сравнению с классическими реакторами (практически исключена реактивностная авария).

Не про импульсность я говорил, а про безотказность. Ускоритель должен уметь работать без остановок многие месяцы. И при этом быть дешёвым, компактным, выдающим нужные нам потоки и т.д. Что, якобы, и вызывает сомнения на данном этапе.

Опыта непрерывной в течение полутора лет между перезагрузками работы ускорителя на около 0.5 ГэВ (а еще лучше 1 ГэВ), что самое эффективное по числу нейтронов на вложенную энергию, сегодня попросту нет. Надо просто посмотреть, насколько непрерывно работает SNS (Spallation Neutron Source) в Ок-Ридже

http://status.sns.ornl.gov/CacheReader?ima...ower_energy.png

Если взять подкритичную АЗ, которой требуется лишь 0.5-1% нейтронов подсветки (остальное - нейтроны деления самой АЗ), то требования к мощности ускорителя резко падают.
И это (10МВт ускоритель на 1-2ГэВ) выглядит реальным.
И можно пережигать всякие кюрии (как американцы хотят).

Если ставить требованием "теоретическая невозможность реактивностной аварии", то да, конечно, сразу требуется иметь 10% мощности реактора в ускорителе.
А зачем?

Встречный вопрос - а зачем первый вариант? 0,5-1% - это ни то, ни сё. Уж тогда давайте обеспечивать подкритичность по нормативам - 2%, лучше 5%. А это плавно движется в сторону второго варианта.

Касаемо кюрия - проще тогда уж его просто расстрелять в ускорителе, не городя ADS-систему из первого варианта.

Обычно подкритичность таких систем мерят количеством запаздывающих, вернее его удвоенным значением.

Затем, что мы по лезвию ножа всё-таки ходим. Изменим реактивность всего на +0,007, и аппарат потеряет управление. Причём запасы реактивности в свежих зонах больше этого значения. Мы компенсируем запасы, но потенциально в уме должны быть готовы к худшему.
От того, что мы научились ходить по лезвию, сам факт хождения не исчезает.

Если АЭ остаётся в своей сегодняшней нише - сколько-то процентов баланса в небольшом количестве стран, то можно оставлять всё как есть, уповая на опыт эксплуатации и конструкторов.
Но если появляется желание перейти к крупномасштабной АЭ (а это может случиться, в т.ч., благодаря Китаю, Индии и т.д.), то было бы очень даже неплохо убрать хотя бы часть внутренне присущих нынешним реакторам рисков. Хотя бы из тех соображений, что 4000 реакторов это не 400 реакторов, и вероятность ошибок при большом парке АЭС будет большей и большой.

Естественно, там Kэфф, строго говоря, и не ввести математически, потому что он вводится для задачи без источника. Рассуждаю в терминах kэфф как более привычных, чтобы не загромождать тему излишней математикой.

Спасибо!

Поэтому и появляются мысли - а что, если ускоритель использовать для наработки топлива, а не как элемент системы, производящей энергию? В последнем случае мы работаем в том графике, который удобен нам, а не диспетчеру, останавливаемся тогда, когда нам надо и т.п. То есть, продукция - не киловатт-часы, а плутоний, уран-233 и т.п., которые далее уходят в обычный реактор.

Так это и есть вариант фрика из видео. Только вместо хорошего стабильного свинца - плохой, негодный кюрий.
Лупим по мишени из ускорителя, получаем энергию + осколки (правда, ещё большой вопрос, что осколки так уж полезнее здя здоровья, чем исходный кюрий).

А, ну да, конечно, пережигателю МА много меньшая мощность нужна - МА не так и много...
Можно и парой сотен кВт обойтись. "Топлива" - десятки кг в год, КПД не волнует (значит, можно обойтись низкими температурами в мишени/"топливе")...

Тоже вариант: чистый пережигатель. Если уж о "радиационном эквиваленте" беспокоиться...
И пусть хоть 100% на собственные нужды тратит.

Вот ключевой момент. Для того же кюрия, всего его объёма, понадобится, по сути, один... ну два каких-нибудь аппарата.
Кюрий на сегодняшний день не самая главная головная боль "отцов русской демократии"

В ADS системах производственный долг ускорителя (а 1 ГэВ это линейный ускоритель в 1 км длиной и короче никак... и это полтора лимарда долларов, дешевле сегодня никак) --- это производство нейтронов. "Хороший свинец" в spallation source не использует никто --- исключительно ртуть, чтобы ее качать в петле на охлаждение. Использовать ускорители для наработки топлива не годится --- ускоряемых протонов слишком мало. Если Гэвный ускоритель работатет на НЕПРЕРЫВНОМ токе в 10 миллиампер, то мощность в пучке 10 Мегаватт. При этом в секунду ускоритель гонит в активную зону 6Е16 протонов, каждый из которых выдаст 15 нейтронов (за двойками не слежу), т.е., 1Е18 нейтронов в секунду. Что нарабатывать-то будем и из чего? В припадке оптимизма запишу одно полезное топливоподобное ядро на десяток нейтронов, т.е., 6Е15 ядер ===> 1E-8 грамм-атомов в секунду. Помножаем на 3Е7 секунд в году ==> 0.3 грамматома, после помножения на 200 имеем 60 грамм чего-то топливоподобного.

О как! Это достойный результат, чего уж там

Тогда, конечно, нужно усиление нейтронного потока за счёт свойств самого бланкета.

Не подскажете, с какими энергиями будут получаться нейтроны от протонов?
У урана-238 в мэвных областях очень неплохо растёт nu, т.е. число нейтронов на акт деления. Собственно, у меня в расчёте выше по ветке это видно. Соответственно, при энергии нейтронов порядка 10 МэВ уран-238 становится уже почти топливом. Своими силами мы столь жёсткий спектр создать не можем (средняя энергия нейтронов деления 2 МэВ, и далее энергия нейтрона будет уменьшаться за счёт соударений).
Но если есть возможность подавать в систему извне нейтроны с высокими энергиями, то...

Я, конечно, ни разу не спец в ускорителях, но, НЯЗ, сейчас 5-20МэВ/м - скорее обыденность.
Вот это -
http://web.ihep.su/library/pubs/aconf96/ps/c96-107.pdf
- предлагалось именно под источник нейтронов. 40МэВ/м.


Ой. SNS брать за образец несколько нечестно. У него свои, очень отдельные требования и своя, очень отдельная экономика.
Но даже в SNS "очищенный" ускоряющий градиент - 16МВ/м.


Тут согласимся.


Тут тоже.

В этом и проблема: условные "ядерщики" ждут от ADS слишком многого. Простая замена запаздывающих нейтронов на нейтроны ускорителя (ради повышения управляемости на быстрых нейтронах, к примеру) их (вас) почему-то не устраивает. А 10% нейтронов от ускорителя - это уж слишком дорого, тут без вариантов.
Отсюда и следует, что из-за этого разрыва сверхожиданий с практикой, ADS в обозримом будущем ничего не светит.
Скорее уж термояд для подсветки присобачат.

Но дело тут не в надёжности, а тупо в цене этого развлечения.

И да, и нет.

С одной стороны, ADS даже в поколении IV упомянут как-то очень неубедительно. Может быть, они вообще переедут в гипотетическое пятое поколение реакторов, о котором сейчас ни у кого нет ни малейшего представления. Так что не особенно-то и ждём. По крайней мере, сегодня мы их не ждём.

С другой стороны, малое мы в состоянии сделать и своими силами. Привлекая смежников, да ещё с бандурами размером со стадион мы вправе ожидать многого. Нового качества, например, отсутствия реактивностной аварии. Или более простого вовлечения тория в топливный цикл - а его будет иметь смысл вовлекать, потому что это энергоноситель, на сегодняшний день практически не использующийся, что нерационально. Поэтому очень интересно читать, что можно с помощью ADS сделать, хотя бы в теории.

ну и в догонку, какие проблемы не дают работать долго на полной мощности

Oak Ridge officials are puzzled by failure of targets at Spallation Neutron Source

...

Although the calculated lifetime for each should be about 5000 megawatt hours, none of the 11 targets that the SNS has gone through since its 2006 debut have lasted that long. The two that failed in the fall went out after just 100 and 600 MWH.

http://scitation.aip.org/content/aip/magaz....1063/PT.5.1035

Хорошая ссылка.
Описание магатэшного бенчмарка ADS-системы с торием и результаты расчёта.
http://keldysh.ru/papers/2000/prep77/prep2000_77.html

Бланкет - торий и уран-233, мощность 1500 МВт (видимо, тепловых).
Для случая kэфф бланкета 0,98 имеем обогащение по урану-233 примерно 10%. Внешний источник нейтронов меняется по ходу кампании от 2e18 до 7e18 н/с. Спектр нейтронов источника тоже дан, хороший спектр.

По здравому размышлению возражу. Куда уйдут остальные девять нейтронов? Что-то потеряем в конструкции, что-то утечёт (а мы бланкет поставим дополнительный), что-то поделится (и даст ещё нейтроны!), а что-то захватится.

Очень грубо пройдёмся по БН-овскому балансу нейтронов. Родилось 2,7 нейтронов, 1 на поддержание СЦР, 1,3 на воспроизводство (грубая оценка!), значит, 2,7-(1+1,3)=0,4 на все паразитные потери. То есть, 0,4/2,7=15% нейтронов паразитно утеряно.
Чтобы не париться сейчас с делением в бланкете, всё-таки пока в припадке пессимизма предлагаю брать 8 топливных ядер на десяток нейтронов. А это уже почти полкило топлива за год. То же ещё не хлеб, конечно.

На паразитное там вдвое больше, спасает деление U238, составляющее по компании 15-20%

Что можно увидеть из модельного примера?
Понимаю, что сейчас скорее всего изобрету велосипед - трёхколёсный, с передним колесом перпендикулярно двум задним и перевёрнутым сидением, ну и пусть

1) Бланкет в нём по сути есть реактор. Топливо 233U, сырьё торий, обогащение по 233U 10%. Kэфф в одном из случаев 0,98. Почти как хочет Татарин, но всё-таки подкритичность 2%. Получаем новое качество - без ускорителя наш реактор пребывает в состоянии безопасного останова, как задано в нормативах. То есть, исчезает ускоритель - сразу получаем реактор, заглушенный до безопасного состояния, причём без всяких стержней. Можно даже говорить об исключении реактивностной аварии (на самом деле нет, см. ниже).

2) Мощность реактора 1500 МВт(т). Примем кпд равным трети, получим электрическую мощность 500 МВт(эл.). Нормальный энергообъект средней мощности. Да, плотности потоков нейтронов в нём должны соответствовать плотностям в классических реакторах. То есть, вполне можно говорить о 1e15, край о 1e14. То есть, торий будет захватывать нейтроны и рождать 233U значимыми темпами, не пренебрежимо малыми.

3) Обеспечивает работу на такой мощности внешний источник нейтронов мощностью 2e18 н/с. Его рождает пучок протонов с энергией 1 ГэВ. Здесь мы сходимся с Dobryak'ом.

4) Мощность источника только в момент пуска 2e18. Потом она будет расти и спустя 6 с лишним лет составит 7e18.
Это ещё одна милая особенность ADS-систем - ускорительной части придётся регулировать параметры своего пучка, чтобы обеспечивать нам подачу количества нейтронов в соответствии с тем графиком, который дадим мы.
Если ускоритель ошибётся и подаст меньше или больше нейтронов, то реактор либо встанет, либо, во втором случае, может случиться та самая реактивностная авария. Спасает то, что изменение графика подачи во времени будет медленным. Но всё равно в анализе безопасности появится авария с исходным событием "ускоритель сошёл с ума и выплеснул больше нейтронов, чем нужно".

5) Теперь можно пофантазировать. Источник 2e18 компенсирует недостачу 0,02 в kэфф. То есть, грубо 0,01 в kэфф соответствует 1e18 в источнике.
Проверим предположение. На сутки 2100 значение kэфф=0,9445, значение источника 6,84e18. Получим 6,84/(1-0,9445)/100 = 1,2e18/0,01kэфф.
Совпадение устраивает, для фантазий возьмём, что 0,01 в kэфф соответствует 1e18 в источнике.

6) Теперь вернёмся к среде из чистого урана-238. Предположим, что я не слишком ошибся в расчётах kэфф. Тогда при энергии нейтронов порядка 2 МэВ имеем kэфф=0,5 (грубо).
Соответственно, за счёт источника нам нужно скомпенсировать 0,5 в kэфф, чтобы сделать среду работающим реактором. То есть, нам потребуется источник 1e18*(0,5/0,01)=5e19 н/c.

Короче говоря, если среду из чистого урана-238 (ну или отвального урана) облучить потоком протонов с мощностью порядка 1e18 протонов в секунду, то такая среда внезапно превратится в реактор, будет давать энергию и нарабатывать плутоний А возможно ли получить такой пучок протонов?

7) Сказанное в п.6 касается энергий нейтронов порядка 2 МэВ. Но если энергию нейтронов увеличивать, то kэфф системы из 238U будет расти за счёт того, что растёт nu (число нейтронов на акт деления). При энергии нейтронов 10 МэВ у меня получился kэфф=0,95, а чтобы скомпенсировать такую недостачу, надо иметь всего лишь 5e18 пучок.
За значение 0,95 я совсем не уверен, расчёты даже хуже, чем на пальцах, но тенденция видна - растёт энергия нейтронов => требования к ускорителю снижаются.
Правда, после того, как нейтрон с энергией 10 МэВ поделит ядро 238U, родится nu нейтронов с энергией всего лишь 2 МэВ, и тут у меня ум за разум заходит.

P.S. Писание сие не претендует на серьёзность - так, аналог разгадывания кроссворда.

IMHO, в ближайшем будущем реальное применение ADS-систем - выжигание высокофонового энергетического плутония вкупе с америцием и кюрием в жидкосолевой среде и наработкой урана-233 из тория в бланкете. Т.е. классический подкритический выжигатель-утилизатор делящягося высокофонового го...на из ОЯТ высокого выгорания легководников.
Другие варианты ADS-систем по экономике не жизнесопособны.

Линак SNS очень даже правильная точка отсчета. Его штатный режим --- усредненная мощность в 2 Мегаватта --- это я позволил себе фантазию в 10 Мегаватт. Ускоряющие клистроны на нем в теплой части на 2.5 МэВ, а в сверхпроводящей на 5 МэВ. Но от клистрона к клистрону много пустоты, которую надо заполнять фокусирующими квадруполями, иначе к ускорителю подойти будет невозможно. Так что километр на ГэВ это не от гигантомании, а из невозможности сегодня сделать короче.

Одна проблема, которая уже была в дискуссии подчеркнута. Линак в Ок-Ридже пашет на частоте плевков в 60 Гц. Их ртутные мишени работают в предельном по охлаждению мишени режиме. В реакторе пучок надо высаживать в активной зоне без того, чтобы ее расплавить. Те 10 Мегаватт в пучке, что я заявил в энтузиазме, локально для реактора очень много.

Только он всё-таки не в саму зону попадает, а в некую мишень, к которой, соответственно, можно поставить отдельные требования по теплосъёму. Не исключено, что для мишени придётся делать свой контур охлаждения - это не совсем экзотика, такие решения есть на исследовательских реакторах.

Кстати, потеря охлаждения мишени будет новой аварией, которую придётся тоже считать.
В частности, поэтому я и говорю - столько хлопот появляется, что для оправдания внедрения ADS нужно, как минимум, получить новое качество, недостижимое в классических реакторах. Чтобы овчинка стоила выделки.

Пучок относительно легко расфокусируется (соотвественно, если мы захотим, мы можем понизить плотность мощности на мишени на несколько десятичных порядков).
Для науки это не канает, им нужен точечный источник большой светимости (для задач SNS по меньшей мере). Его ж не последняя задача - нейтроннодиффракционный анализ.

А вот ADS выгоднее иметь распределённую по АЗ мишень.

Если я чего-то не путаю, то чтобы избежать аксиальных неоднородностей нейтронных потоков, пучок надо запускать по оси реактора. Для ГэВ-ного ускорителя это требует поворота на Pi/2, т.е., поставить на дыбы четверть кольца ускорителя с радиусом под 20 метров.... Или же делать реактор лежачим, что вряд ли вызовет восторги реакторщиков. При вводе по оси реактора охлаждение тоже будет нетривиальным... В-общем, когда Господь Бог сочинял антропный принцип, то ADS профукал.

Бельгийцы на Гунивере (предшественница MYRRHA) повернули пучок. И поставили ускоритель на второй этаж. Но ускоритель там небольшой, насколько понимаю.





http://atominfo.ru/news9/i0734.htm

У них дейтроны в 0.25 МэВ... --- такое повернуть элементарно. А мишень --- тритий в титановой матрице. Где-то должно быть, как японцы в Киото (?) сделали.

CANDU

Ещё есть более интересный момент: какие будут энергии нейтронов сорванных "подсветкой" с осколков? Ведь чем меньше масса, тем меньше осядет энергии на ядре. Да и потом, если мы топливо нарабатываем это не значит, что оно не будет гореть (если это не циркулирующий бланкет), соответственно сохранность подкритики опять надо считать.

Ссылку на расчёт бенчмарка выше по ветке посмотрите. Там как раз есть расчёт подкритичности от времени и т.п.