Ядерная энергетика будущего

[ВадимZero]

(который быстро распадается в Pa-231)

Если почитать ссылку которую вы давали то Протактиний-231, прям волшебным образом действует, позволяя реактору чуть ли не 50 лет работать в режиме бридера.

[sharp]

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.

Эта таблица скорее опровергает вашу версию: основной гадости вроде цезия-137 и стронция-90 в спектре деления 14-мэвными нейтронами даже меньше. Так и не понял, что именно вас испугало в этой таблице?

[Kaiserfrogling]

Деление ядра урана-238 термоядерным нейтроном ничем особо не отличается от деления урана-235.

А вы не забыли закон сохранения энергии?
Энергия входящего нейтрона не исчезает - она делится между выходящими нейтронами, кинетической энергией осколков, и внутренней энергией осколков.
Причем распределение не линейное.

[sharp]

Энергия входящего нейтрона не исчезает - она делится между выходящими нейтронами, кинетической энергией осколков, и внутренней энергией осколков.
Причем распределение не линейное.

Ну за счет этого надо полагать и поддерживается цепочка из 5 делений U-238 - львиную долю "излишков" берет на себя выходящий нейтрон.

[Kaiserfrogling]

В результате энерговыделение в урановом бланкете оказывается значительно больше, чем в ториевом, а производство делящегося изотопа оказывается заметно ближе.

Давайте поговорим не с научной, а с инженерной точки зрения?
Опыт литий-тритиевых бланкетов тут неприменим, тритий газообразен и не реагирует с нейтронами. Плутоний реагирует, причем не только с горением но и с образованием трансурановых.
Поэтому долго печь с одного конца бланкет вредно, в оптимальном режиме его нужно вращать для равномерного пропекания - но это плохо дружит со сьемом энергии, поскольку мало какой теплоноситель выдержит долгое знакомство с 14Мэвными нейтронами  (натрий они активируют намного быстрее чем 1Мэвные нейтроны быстрого реактора)

[AlexAV]

Энергия входящего нейтрона не исчезает - она делится между выходящими нейтронами, кинетической энергией осколков, и внутренней энергией осколков.
Причем распределение не линейное.

С ростом энергии поглощаемого нейтрона достаточно существенно растёт среднее число мгновенных нейтронов равно как и их средняя энергия.

внутренней энергией осколков

Энергия возбуждения большинства осколков быстро снимается за счёт излучения ими нескольких гамма-квантов (наиболее вероятный канал) или излучением запаздывающих нейтронов (намного реже). Долгоживущие (более года) ядерные изомеры есть у очень немногих ядер и на радиотоксичность ОЯТ они влияют мало (хоть в сколько-нибудь заметных количествах таких образуется пять: Rh-102m (период полураспада 3,7 лет), Ag-108m (418 лет), Сd-113m (14.1 лет), Sn-121m (43.9 лет), Ho-166m (1200 лет), однако их доля в общей радиоактивности осколков мала).

[Kaiserfrogling]

С ростом энергии поглощаемого нейтрона достаточно существенно растёт среднее число мгновенных нейтронов равно как и их средняя энергия.

До 0.5 Мэв, дальше энергия идет в осколки - что четко видно на вышеприведенной таблице.

Долгоживущие (более года)

А причем здесь это?
Главный козырь термоядерного реактора по сравнению с ядерным - очень скромное ядерное заражение, если чтото пойдет не по плану (а как показала практика халатность и безответственность людей вещь совершенно непредсказуемая). По этой причине АЭС можно располагать на большом удалении от городов, ВЭС в этом плане многократно безопаснее.
И тут вопрос не в "долгоживущих\короткоживущих" (хотя тот же Ru-106 имеет намного более высокую наработку на 14 МЭВ, полураспад около года, продукт деления также радиоактивен что дает высокую радиотоксичность), в "летучих\нелетучих" - в этом смысле 14Мэв намного хуже

[pkl]

Я не читаю ВСЕ сообщения такого выдающегося ума современности  как товарисч pkl/..

И зря!

[Kaiserfrogling]

львиную долю "излишков" берет на себя выходящий нейтрон.

С точки зрения наработки топлива это как раз и плохо - если вам нужен 239ый, то он образуется при реакции 238го с холодными нейтронами.
Чем выше энергия нейтрона - тем выше вероятность что он отскочит, а начиная с 1 МЭв - вызовет деление с образованием энергии и радиомусора значительно удорожающего выделение плутония их этой смеси

[sharp]

С точки зрения наработки топлива это как раз и плохо - если вам нужен 239ый, то он образуется при реакции 238го с холодными нейтронами.

Ну так поэтому и было сказано, что ториевый бланкет лучше уранового. Способность урана-238 к делению ТЯ-нейтронами рассматривается в данном случае как минус, а не как плюс... Отходов больше, и паразитное тепло.

[Lieut]

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.

Логично предположить и третий вариант, сочетающий и урановую и ториевую ядерную энергетику.
Термоядерными нейтронами облучать внутренний урановый бланкет, где происходит основное тепловыделение и сильно размножаются нейтроны.  Полученные нейтроны после замедления, например литием, заодно нарабатывая и необходимый тритий, облучают внешний ториевый бланкет, нарабатывая U233.

[crazy_terraformer]

Зачем литий сжигать в этом реакторе, может можно обойтись без трития используя один дейтерий, реакция слияния дейтерия послужит только источником нейтронов, а энергия будет выделяться только при делении ядер тяжёлых элементов?

[Lieut]

Зачем литий сжигать в этом реакторе, может можно обойтись без трития используя один дейтерий, реакция слияния дейтерия послужит только источником нейтронов, а энергия будет выделяться только при делении ядер тяжёлых элементов?

При реакции D + D   → ³He + n энергия нейтрона лишь 2,45 МэВ (против 14,1  для реакции    D + T), что несколько недостаточно для эффективного расщепления ядер ²³⁸U.

[crazy_terraformer]

Зачем литий сжигать в этом реакторе, может можно обойтись без трития используя один дейтерий, реакция слияния дейтерия послужит только источником нейтронов, а энергия будет выделяться только при делении ядер тяжёлых элементов?

При реакции D + D   → ³He + n энергия нейтрона лишь 2,45 МэВ (против 14,1  для реакции    D + T), что несколько недостаточно для эффективного расщепления ядер ²³⁸U.

На торий хватит для трансмутации в U-233 и протактиний-231.Их в ТВЭЛы, и на АЭС, которая часть энергии будет тратить на термоядерный дейтериевый реактор...

[Kaiserfrogling]

энергия нейтрона лишь 2,45 МэВ (против 14,1  для реакции    D + T), что несколько недостаточно

Fast fission начинается с 0,7 Мэв, оптимум 1-3 Мэв. Данная энергия как раз оптимальна.
Кроме того образующийся тритий горит образуя пресловутые 14МЭв.
Главная проблема д-д в очень низком сечении этой реакции (а удержание увы не бесплатное)

[Lieut]

На торий хватит для трансмутации в U-233 и протактиний-231.Их в ТВЭЛы, и на АЭС, которая часть энергии будет тратить на термоядерный дейтериевый реактор...

Весь вопрос в эффективности. На один акт реакции D+T в урановом бланкете можно получить до 5 актов расщепления ядер 238U и порядка 10 нейтронов для получения 239Pu и/или 233U. А на один акт D+D – до 0,5 239Pu и/или 233U.
К тому же реакция D+D требует гораздо более жестких условий.

Kaiserfrogling
оптимум 1-3 Мэв

А это откуда? Всегда думал что чем больше тем лучше. Многие авторы вообще релятивистские нейтроны предлагают. Ибо нейтроны с 1-2 МэВ теряют львиную долю своей энергии после одного неупругого соударения.

[ВадимZero]

нейтроны с 1-2 МэВ

Такую энергию нейтроны имеют при обычном делении ядра тепловым нейтроном.

[sharp]

А это откуда? Всегда думал что чем больше тем лучше. Многие авторы вообще релятивистские нейтроны предлагают. Ибо нейтроны с 1-2 МэВ теряют львиную долю своей энергии после одного неупругого соударения.

Тут такая интересная штука: при росте с 1 до 2 МэВ сечение деления урана-238 растет в 50 раз, а при росте с 2 до 14 МэВ - только в 2 раза.

[ВадимZero]

а при росте с 2 до 14 МэВ - только в 2 раза.

Это потому что сечение максимально близко к максимуму.

[Lieut]

Тут такая интересная штука: при росте с 1 до 2 МэВ сечение деления урана-238 растет в 50 раз, а при росте с 2 до 14 МэВ - только в 2 раза.

Там гораздо более важный фактор - сечение неупругого рассеяния

ВадимZero
Такую энергию нейтроны имеют при обычном делении ядра тепловым нейтроном.

Вот-вот. А коэффициент размножения на быстрых нейтронах через расщепления ²³⁸U в ТВЭЛах составляет проценты.