Ядерная энергетика будущего

[Dem]

Термоядерный реактор даже на свинце работать может.

[AlexAV]

Термоядерный реактор даже на свинце работать может.

Э... На свинце это как?

Эффективно делить ядра свинца вообще невозможно. У него барьер деления больше энергии связи нейтрона. При возбуждение ядро с намного большей вероятностью сбрасывает его излучая нейтрон, чем делится.

[snickers]

Впрочем, с учётом личности учёного, продвигающего данную технологию, это и неудивительно.

А вот НИЦ "Курчатовский институт" есть иное мнение насчет "гибридных" реакторов. Академик института Е. Велихов - > Сейчас мы в Курчатовском институте предлагаем идею гибридного реактора — комбинацию термоядерной и ядерной энергетики.......Так вот гибридный реактор мог бы работать не на уране, а на тории, который не только дешевле урана, но и его запасы на нашей планете в пять раз больше. Более того — этот реактор не требует сверхвысоких температур и давлений, очень эффективен в энергоотдаче, его работа оставляет намного меньше долгоживущих высокорадиоактивных отходов, требующих надежного захоронения на десятки и сотни тысяч лет....
Так что по сути гибридный реактор это "половина" идеи Остренцова.. там нет только ускорителя богомолова, вместо него есть термоядерный источник нейтронов. Кстати это и ответ на вашу истерию типа "а зачем в теме про ядерную энергетику упоминать про термояд?"  а вот потому... ......— Мы посчитали, что если удастся преодолеть сегодняшние геополитические неприятности, то и Россия, и каждый из партнеров по проекту ITER способны примерно к 2030–2035 годам построить у себя демонстрационный завод на базе гибридного реактора по производству ядерного топлива.....
То есть на основе ITER как я понял товарисч академик предлагает строить не "чистую" термоядерную ТерЭС типа проекта "DEMO" а именно гибридный реактор. Вариант технологически весьма интересен, но последнее слово конечно будет за стоимостью единицы энергии.
А вам товарисч pkl желательно поменять методичку на более новую) а то что то технически вы отстаете....
 Оригинал статьи ТУТ -> https://iz.ru/727479/olesia-penkina-viacheslav-kuznetcov/mezhdu-naukoi-i-politikoi

[sharp]

Академик института Е. Велихов

Так его pkl процитировал в конце предыдущей страницы.
Может вы ответите за тов.Велихова на вопрос, куда он собирается девать чрезвычайно радиотоксичный уран-232, образующийся в торий-урановом цикле?

этот реактор не требует сверхвысоких температур и давлений, очень эффективен в энергоотдаче

Так же не слишком очевидно, с чего бы ториевому реактору быть эффективнее реактора на уране-235, работая при более низких температурах? Реактором ведь греем теплоноситель, которому, в принципе, все равно, как именно было получено тепло. И КПД тепловой машины зависит исключительно от разницы температур...

[snickers]

Так его pkl процитировал в конце предыдущей страницы.

Я не читаю ВСЕ сообщения такого "выдающегося" ума современности  как товарисч pkl, а только его ответы на мои посты... может и писал он где то..

Может вы ответите за тов.Велихова на вопрос,

Я не могу отвечать за кого то..если вы не в курсе то это не этично да и не культурно как то.

И КПД тепловой машины зависит исключительно от разницы температур...

Мне кажется вопросы типа топлива  и компоновки самого реактора не совсем имеют отношение к КПД паровой машины...ибо сей вопрос вторичен.

[sharp]

Мне кажется вопросы типа топлива  и компоновки самого реактора не совсем имеют отношение к КПД паровой машины...ибо сей вопрос вторичен.

Ну тем не менее было бы интересно какое-то развернутое пояснение про "этот реактор не требует сверхвысоких температур и давлений, очень эффективен в энергоотдаче". Подождем AlexAV, может он в курсе...

[crazy_terraformer]

Академик института Е. Велихов

Так его pkl процитировал в конце предыдущей страницы.
Может вы ответите за тов.Велихова на вопрос, куда он собирается девать чрезвычайно радиотоксичный уран-232, образующийся в торий-урановом цикле?

Благодаря длинной цепи распада и большему, чем у большинства других изотопов, удельному энерговыделению, уран-232 является перспективным нуклидом для применения в радиоизотопных источниках энергии.

Уран-232 является родоначальником длинной цепочки распада, в которую входят нуклиды-излучатели жёстких гамма-квантов[5]:

    232U (α; 68,9 года)
    228Th (α; 1,9 года)
    224Ra (α; 3,6 суток; испускает γ-квант 0,24 МэВ в 4,10 % случаев распада)
    220Rn (α; 56 с; γ 0,55 МэВ, 0,114 %)
    216Po (α; 0,15 с)
    212Pb (β−; 10,64 часа)
    212Bi (α; 61 мин; γ 0,73 МэВ, 6,67 %; γ 1,62 МэВ, 1,47 %)
    208Tl (β−; 3 мин; γ 2,6 МэВ, 99,16 %; γ 0,58 МэВ, 84,5 %)
    208Pb (стабильный)

Быстрая последовательность распадов, начинающихся с радия-224, сопровождается значительным количеством гамма-излучения, при этом около 85 % всей энергии гамма-излучения образуется при распаде таллия-208, излучающего преимущественно гамма-кванты с энергией 2,6 МэВ[4]. Данная особенность приводит к тому, что наличие урана-232 в качестве примеси к урану-233 является крайне нежелательным, повышая опасность работы с ним.

С другой стороны, высокое удельное энерговыделение делает этот нуклид чрезвычайно перспективным для использования в радиоизотопных источниках энергии.

Технология разделения изотопов урана имеется...
Хотя это конечно, та ещё гадость. А вот ещё одна.

Однако, Pa-231 (с периодом полураспада 32 700 лет), который получается из Th-232 путём реакции (n,2n)  (через изотоп Th-231, который превращается затем в Pa-231), является основным фактором долгосрочной радиотоксичности отработавшего ядерного топлива.

альфа-излучатель.

[AlexAV]

Может вы ответите за тов.Велихова на вопрос, куда он собирается девать чрезвычайно радиотоксичный уран-232, образующийся в торий-урановом цикле?

Для гибридника с ториевым бланкетом это действительно будет чудовищной проблемой. Нуклидный состав продукта получаемого в ториевом бланкете совершенно ужасен.



В извлекаемом из такого облучённого тория уране радиотоксичного U-232 будет под 5%, а он даже при содержание на уровне единиц ppm считается проблемой... На фоне такого облучённого тория - уран-плутониевый MOX выглядит бальзамом.

На самом деле конечно картину можно заметно улучшить, если между торием и первой стенкой скажем будет слой бериллиевого замедлителя. Однако это скорее всего несколько снизит эффективность наработки делящегося материала...

собирается девать чрезвычайно радиотоксичный уран-232

Куда деть - понятно. Уран-232, несмотря на то, что чётный, сравнительно неплохо делится и поддерживает цепную реакцию. В реактор его, там сгорит. А вот как делать топливо из такого радиотоксичного сырья с сильнейшим тепло- и газо- выделением, а потом как с ним обращаться - понятно куда меньше.

Реактором ведь греем теплоноситель, которому, в принципе, все равно, как именно было получено тепло. И КПД тепловой машины зависит исключительно от разницы температур...

Любой реактор ориентированный на производство энергии должен иметь максимально высокую температуру теплоносителя, от этого критически зависит КПД. Но тут думаю речь идёт о другом, просто не очень удачно сказано.

Есть две концепции использования гибридных систем. Первая - прямое производство энергии в них. В этом случае ни о каком отсутствии сверхвысоких температур и давлений речи не идёт. Кроме того, ставить в этом случае в бланкет торий - совершенная глупость. Уран куда лучше делится быстрыми нейтронами, чем торий. В результате в урановом бланкете энерговыделение на 1 термоядерный нейтрон будет почти в 9 раз больше, чем в ториевом. Думаю очевидно, что бланкет производящий в 9 раз больше энергии при той же термоядерной части тут заведомо лучше. Использовать торий в этом случае нет никакого смысла.

Однако есть вторая. Использовать гибридный реактор не для производства энергии, а для производства делящегося материала. И тут уже торий выглядит куда как интереснее.

Во-первых, основной наш реактор - ВВЭР, а для ВВЭР уран-233, который получается из тория, куда лучшее топливо, чем плутоний (плутоний хорош для быстрых реакторов, а вот для реакторов с тепловым спектром - не очень). Во-вторых малое сечение деления тория быстрыми нейтронами и малое энерговыделение в бланкете здесь плюс, а не минус. Всё равно установку как непосредственный источник энергии в этом случае использовать не планируется, она только нарабатывает делящийся материал, а снижение энерговыделения в бланкете в этом случае сильно упрощает систему охлаждения (для которой тут, как и написано, ни высокие температуры, ни большие давления будут необязательны). Т.е. в этой схеме цепочка производства энергии выглядит так: 
 
В бланкете токамака облучают торий. При этом сам токамак никакой полезной энергии не производит, ну максимум тепло на отопление близлежащего района, а наоборот потребляет электричество из сети. Далее облучённый торий уходит на радиохимический завод, где на нём из него извлекают уран и протактиний, смешивают их с фертильным материалом (торием или низко обогащённым ураном) и отправляют на завод по изготовлению ТВЭЛов для ВВЭР (или другого типа реакторов, на уране-233 успешно может работать любой тип). ВВЭР производит энергию и отдаёт её в сеть, часть этой энергии потребляется токамаком.

Вот такая вот ториевая энергетика. Скорее всего Велихов именно об этом и говорит (такой вариант сейчас обсуждают куда более активно, чем первый).

[sharp]

При этом сам токамак никакой полезной энергии не производит, ну максимум тепло на отопление близлежащего района, а наоборот потребляет электричество из сети.

А не получится в итоге так, что кушать энергии он будет значительно больше, чем энергоемкость производимого им делящегося материала? Особенно с учетом дополнительных затрат на производство топлива из радиотоксичного материала...

[snickers]

Вот такая вот ториевая энергетика. Скорее всего Велихов именно об этом и говорит (такой вариант сейчас обсуждают куда более активно, чем первый).

Тогда имеем 1- реакторы БН на уране + плутоний = MOX топливо и 2- гибридные реакторы на тории - > уран 233 -> ВВЭР. Тория дохрена ну и в принципе топлива для БН тоже. Во втором варианте есть + так как ВВЭР-в сейчас в митре много а БН надо строить с нуля. Так же стоит вопрос с тем как гибридный реактор на тории будет нарабатывать топливо... на БН можно "повесить" по топливу 1ВВЭР.. а вот сколько ВВЭР "потянет" гибридный реактор это неясно... ну и конечно победит тот кто будет дешевле... если же существенной разницы в цене не будет то атомная энергетика пойдет по обоим путям... в зависимости от страны и ресурсов на ее территории...
Хотя возможен и первый вариант концепции... в любом случае развивая несколько технологий человечество будет в выигрыше.. оно будет иметь выбор..

[sharp]

Во втором варианте есть + так как ВВЭР-в сейчас в митре много а БН надо строить с нуля.

Зато надо строить гибридники. И если технология БН достаточно глубоко проработана и есть объекты в промышленной эксплуатации, то гибридники пока только в фазе исследований и испытаний. Еще нужно доводить до ума технологию как самих реакторов, так и последующей переработки ториевого бланкета в топливо для ВВЭР.

[ВадимZero]

Уран куда лучше делится быстрыми нейтронами, чем торий. В результате в урановом бланкете энерговыделение на 1 термоядерный нейтрон будет почти в 9 раз больше, чем в ториевом.

Я извиняюсь, а сколько мэв выделяется на один термоядерный нейтрон в уране?

а для производства делящегося материала. И тут уже торий выглядит куда как интереснее.

Вообще это странно. Для накопления делящегося материала нужны нейтроны, а они у нас производятся сугубо при распаде ядер, потому энерговыделение и наработка в бланкете должны быть эквивалентны.

Но тут думаю речь идёт о другом, просто не очень удачно сказано.

Мне кажется тут имеется ввиду то что токамак для таких схем не является полноценным термоядерным реактором. В таких системах основной термоядерный выхлоп идет от взаимодействия плазмы с пучком дейтонов-тритонов. Соответственно температура и давления плазмы требуются меньшие.

[AlexAV]

Я извиняюсь, а сколько мэв выделяется на один термоядерный нейтрон в уране?

Уран даёт около пяти делений на один термоядерный нейтрон (имеет место коротная цепочка). Т.е. около 1 ГэВ. Торий менее одного (торий даже быстрыми нейтронами делится довольно плохо, в отличие от урана).

Вообще это странно. Для накопления делящегося материала нужны нейтроны, а они у нас производятся сугубо при распаде ядер, потому энерговыделение и наработка в бланкете должны быть эквивалентны.

Нужны. Нейтроны производятся в реакции D+T = He-4 + n. Этот источник с делением ядер никак не связан. Кроме того нейтроны размножаются в банкете за счёт реакций (n,2n), (n,3n) и (n,f). В тории доминируют первые два канала, в уране - третий. Первые два механизма - идут с поглощением энергии, третий с выделением большого количества. В результате энерговыделение в урановом бланкете оказывается значительно больше, чем в ториевом, а производство делящегося изотопа оказывается заметно ближе.

Мне кажется тут имеется ввиду то что токамак для таких схем не является полноценным термоядерным реактором. В таких системах основной термоядерный выхлоп идет от взаимодействия плазмы с пучком дейтонов-тритонов. Соответственно температура и давления плазмы требуются меньшие.

Даже для гибридника нужна термоядерная установка с Q~1, а такая установка обычно работает с плазмой близкой к максвелловской. Пучковая составляющая здесь обычно не так существенна, пучки в плазме с температурой несколько кэВ довольно быстро термолизуется. Вот требования на энергетическое время удержания в этом случае получаются невысокими, что позволяет обходиться сравнительно небольшой установкой. Это правда.

[Kaiserfrogling]

Уран даёт около пяти делений на один термоядерный нейтрон (имеет место коротная цепочка). Т.е. около 1 ГэВ.

Погодите-погодите, какой уран?
235 и так делится хорошо, а в 238 под воздействием 14мевных нейтронов идет реакция Джекила-Хайда, выход радиоактивных отходов при ней НАМНОГО выше чем при классическом делении.
Кроме того для деления 238 нужно не менее 1 Мэв, пяти делений на один термоядерный нейтрон в нем никак не будет

[sharp]

выход радиоактивных отходов при ней НАМНОГО выше чем при классическом делении

С чего бы? При любом делении образуются два радиоактивных осколка. Крайне сомнительно, что выход от 235-го урана будет менее радиоактивен чем 238-го.

[pkl]

Росатом просит ускорить строительство ядерного энергокомплекса в Сибири
ГОРКИ, 13 апр — РИА Новости. Глава "Росатома" Алексей Лихачев на встрече с премьер-министром Дмитрием Медведевым заявил, что у госкорпорации есть все аргументы, чтобы просить правительство ускорить строительство под Томском нового ядерного энергокомплекса.

"Быстрые реакторы, особенно с металлическим теплоносителем, дают нам принцип безопасности, близкий к природному, близкий к естественному. В городе Северске Томской области реализуется проект "Прорыв", и у нас есть все аргументы, чтобы просить правительство ускоренными темпами вести капитальное строительство — и включить в государственную программу развития ядерного энергокомплекса объекты капитального строительства — в ближайшие годы в Томской области", — сказал Лихачев.

Речь идет о строительстве опытно-демонстрационного энергокомплекса на основе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.

РИА Новости https://ria.ru/atomtec/20180413/1518547398.html

[AlexAV]

238 под воздействием 14мевных нейтронов идет реакция Джекила-Хайда, выход радиоактивных отходов при ней НАМНОГО выше чем при классическом делении.

Деление ядра урана-238 термоядерным нейтроном ничем особо не отличается от деления урана-235. Распределение осколков по масссе очень похоже, ну может быть лишь немного шире (ну и при деление ядра нейтронами высоких энергий провал между двумя пиками на распеределение не такой глубокий). Нет тут особых отличий.

 

Кроме того для деления 238 нужно не менее 1 Мэв, пяти делений на один термоядерный нейтрон в нем никак не будет

Верно. Но тут важно, что первое деление осуществляется нейтроном довольно высокой энергии. В следстве этого нейтроны деления первого поколения тоже имеют повышенную энергию, ну и их оказывается попросту больше. В результате образуется короткая цепочка, где на первый акт делнения возникает около 2,4 нейтронов с энергией выше пороговой, на второй - 1,5, на третий - 1,1, а далее оно падает менее 1 и цепочка затухает.

[Kaiserfrogling]

С чего бы? При любом делении образуются два радиоактивных осколка. Крайне сомнительно, что выход от 235-го урана будет менее радиоактивен чем 238-го.

Краткий ликбез по реакции Джекила-Хайда:
https://ru.wikipedia.org/wiki/Реакция_Джекила_—_Хайда
https://en.wikipedia.org/wiki/Fast_fission

Дальше советую посмотреть вот сюда, в этой таблице четко указан спектр деления при разных энергиях:
https://en.wikipedia.org/wiki/Fission_product_yield#Cumulative_Fission_Yields
Thermal Fission Yield - тепловые нейтроны, Fast Fission Yield- 1Мевные нейтроны, 14-MeV Fission Yield -14мевные термоядерные нейтроны.

[ВадимZero]

Уран даёт около пяти делений на один термоядерный нейтрон (имеет место коротная цепочка). Т.е. около 1 ГэВ

Коэффициент усиления 50 раз! Острецов нервно курит в сторонке.

Кроме того нейтроны размножаются в банкете за счёт реакций (n,2n), (n,3n) и (n,f). В тории доминируют первые два канала, в уране - третий.

Я правильно понимаю, что при пороговых реакциях ядро испускает нейтроны, но само не делиться?

пучки в плазме с температурой несколько кэВ довольно быстро термолизуется.

Врать не буду. Видел такую презентацию модернизируемого токамака Т-15,
http://2010.atomexpo.ru/mediafiles/u/files/Present/9.2_KHvostenko.pdf

Стационарная инжекция нейтральных дейтонов
(100-500кэВ) как  базовая система доп. нагрева,
поддержания тока и генерации нейтронов
позволяет:
• Нагреть плазму до 8-10 кэВ;
• Создать условия поддержания стационарного
режима путем генерации бутстреп-тока (> 40% IP)
и токов увлечения;
• Управлять профилями тока, коэффициента запаса
устойчивости, плотности и температуры;
• Генерировать за счет реакции плазма-пучок до
90% нейтронного потока

[AlexAV]

Я правильно понимаю, что при пороговых реакциях ядро испускает нейтроны, но само не делиться?

Да. При этом как раз и образуется всякая гадость вроде Th-230 и Th-231 (который быстро распадается в Pa-231).