Jogan Hainkel (teo_tetra) wrote,
Jogan Hainkel
teo_tetra

Categories:

Гибридные атомные реакторы возможности и проблемы.

Оригинал взят у telnykh в Гибридные атомные реакторы возможности и проблемы.


ТермоЯдерный Реактор мощностью всего 32 мегаватта способен возместить расходы топлива энергетического ядерного реактора на тепловых нейтронах мощностью 1 ГВт (эл.)

Добрый день, уважаемые камрады. Предоставляю Вам для изучения собственные размышления по теме развития атомной энергетики. Уже как несколько лет меня очень занимал один вопрос связанный с термоядерными реакторами, но к сожалению не был связан с атомной энергетикой и наукой никак. Сам же вопрос у меня был такой: можно ли с помощью термоядерного (или псевдотермоядерного по версии уважаемого И.Н.Острецова) реактора производить трансмутацию( или другими словами обогащение) урана238 и тория232 в плутоний239 и уран233 для дальнейшего использования в стандартных тепловых реакторах типа ВВЭР или РБМК(которые еще работают) и возможно в других типах реакторов. Почему имелись в виду стандартные тепловые реакторы ВВЭР , именно данные реакторы активно поставляются за рубеж нашей корпорацией Росатом и топливо к ним поставляется тоже из России компанией ТВЭЛ. До некоторого момента этот вопрос(про обогащение урана238 и тория232) был чисто академический, вроде того – есть ли жизнь на Марсе?)) А на выходных в очередной раз появился уважаемый И.Н.Острецов со своей статьей, ну и я в виде некоторого офтопа в комментах решил его поспрашивать. Ниже наша небольшая беседа от 06.02.2015г. :

Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(19:24:41 / 06-02-2016 Хотел Вас спросить об одной технической детали, связанной с искусственными термоядерными реакторами любых типов. Вопрос заключается в следующем: Возможна ли искусственная( предположительно нейтронная, но возможно и какая-либо другая) трансмутация урана 238 и тория 232 в другие менее стабильные элементы (типа урана 233(235) и плутония 239(241) в процессе поглощения излучения (ураном238 или торием232) от термоядерной реакции при нахождении в непосредственной близости(условно говоря в радиационно прозрачном окне камеры реакции) от камеры где происходит управляемая термоядерная реакция? Заранее спасибо и прошу прощения за возможные терминологические или технические ляпы.

Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(19:47:34 / 06-02-2016)В бридерах плутоний-239 нарабатывается из урана-238, а уран-233 из тория. С помощью термоядерных нейтронов наработка возможна тоже и урана и плутония.

Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(20:35:09 / 06-02-2016)Большое спасибо за ответ. Небольшое уточнение, чисто для себя, таким образом если грубо говоря сделать стенки рабочих камер (где непосредственно идет термоядерная реакция) термоядерный реакторов из нейтронопрозрачных материалов и эти камеры обложить условно говоря брусками из урана238 или тория232, то в результате после некоторого времени горения термоядерного(или псевдотермоядерного) сгустка плазмы эти бруски частично будут преобразованы в плутоний239 и уран233(235) и разного рода промежуточных актинидов. Я само понятие этого преобразования правильно изложил? Меня просто этот вопрос уже несколько лет можно сказать мучает)) Еще раз спасибо за ответ.

Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(20:45:51 / 06-02-2016)Так и делают. Только уран-235 так не получают. Его только из урановой руд. но её очень мало.

Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(21:15:36 / 06-02-2016)Еще раз спасибо. Меня интересовала именно техническая возможность использовать искусственную камерную термоядерную реакцию в качестве мощного регулируемого источника нейтронов для облучения-трансмутации урана238 и тория232 в пригодные для использования на обычных атомных станциях условно говоря урана233 и плутония239. Таким образом даже если термоядерные реакторы в ближайшем обозримом будущем не смогут быть использованы в качестве источников энергии, то их можно будет использовать в качестве своего рода реакторов-бридеров.

Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(21:22:53 / 06-02-2016)Ни в коем случае. Термоядерная реакция в магнитных ловушках в принципе невозможна. Я писал здесь об этом. Только ЯРТ, абсолютно безальтернативна.

Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(21:37:15 / 06-02-2016)Тогда с Вашего позволения уточняющий вопрос, а что тогда периодически зажигают в стеллараторах, токамаках, либо импульсных(с лазерной или условноренгеновской инициацией) системах?

Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(21:44:31 / 06-02-2016)Создают плазму со слишком низкой для термоядерной реакции температурой с помощью внешних источников энергии. Я уже писал здесь, что направил статью "О критерии Лоусона в термоядерных исследованиях" в УФН. Вовик Фортов думает. Но Саров меня полностью поддержал, поскольку там знают, что такое термояд.

Вопрос : vadim144(4 года 1 месяц)(22:20:02 / 06-02-2016) Я Вашу статью на АШ про это читал, понятно что сейчас ни один стелларатор, токамак или другой апппарат зажигающий плазменный шнур (условно говоря из смеси дейтерий-трития, дейтерий-дейтерия, гелий-лития, дейтерий-лития) не достигает температуры синтеза и вы здесь абсолютно правы термоядерной реакцией там только пахнет(если так можно выразиться), вы там как помню писали, что там просто разогреваются молекулы водорода.

Меня же интересовало немного другое, цитата "...Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на JET , наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания реактора..." и также вот это цитата "...Только около 20 % энергии выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны)..."

Т.е. использовать данное устройство токамак или стелларатор как грубо говоря своего рода нейтронный прожектор(лампа).И "освещать" облучать нейтронами необходимый нам для преобразования в другое вещество, материал - в данном случае уран238 или торий232 или может быть какой-либо еще более простой элемент, если излучаемая наведенная радиоактивность столь велика.Еще раз спасибо за ответы.

Ответ : Igost(1 год 10 месяцев)(07:50:56 / 07-02-2016)Все магнитные ловушки являются по сути очень плохими ускорителями, в которых накачка производится с помощью циклотронного излучения. Детально не могу здесь расписывать, но суть в том, что идея нарабатывать плутоний с помощью ускорителей стара, как мир. Это делали ещё в тридцатые годы, когда нарабатывали первый плутоний. Но такой способ получения плутония крайне малоэффективен с точки зрения затрат энергии. Тратишь гораздо больше, чем получишь за счёт деления плутония.

Конец беседы.

Еще раз выражаю свою благодарность И.Н.Острецову за его статьи на АШ и за беседу со мной в частности.

Однако после этого разговора у меня появилось еще больше вопросов по термоядерным установкам и их применению. Полез в интернет за знаниями о том сколько же все таки нейтронов и какой мощности излучают термоядерные реакторы.

Первое и самое близкое, оказалось про европейский токамак JET. Данный токамак является исследовательским реактором и построен на территории Великобритании в январе 1982 г, его мощность составляет примерно 10-20 МВт(в пике около 35 МВт), а стоимость JET составляла примерно 1,5 млрд.долл США, в 2009-10г. JET был остановлен на профилактический ремонт для установки 5000 защитных плиток из беррилия, сама работа по установка плиток продолжалась 15 месяцев с помощью дистанционно-управляемых машин из-за сильной наведенной радиоактивности.

Дальше интереснее, оказывается порядка 80% процентов излучения от плазмы это нейтроны с энергиями порядка 14,6 МэВ, т.е. быстрые нейтроны которые могут эффективно преобразовывать уран238 и торий 232 в необходимые для классических реакторов уран233 и плутоний239. Для справки нейтроны деления в классических реакторах в основном имеют мощность ~2МэВ, тепловые нейтроны имеют мощность 0,025 эВ, т.е. нейтронный поток от термоядерного реактора чудовищен. Он превосходит поток быстрых реакторов в ~сто раз при том же энерговыделении, а главное - нейтроны с энергией 14,6 МэВ на много разрушительнее нейтронов быстрых реакторов с энергией 0,5-1 МэВ. Для честности надо добавить, что такое мощное излучение происходит при реакции дейтерий-тритиевой плазмы, если использовать дейтерий-дейтериевую плазму то излучение нейтронов снижается примерно на 2 порядка.

Таким образом получается, что термоядерные(или псевдотермоядерные) установки на дейтерий-тритиевой плазме(с внешней инициацией термоядерной реакции) могут вполне использоваться в качестве промышленного источника нейтронов для трансмутации урана238 и тория232 в подкритичных реакторах-размножителях(бридерах) . В статье «Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор» на стр. 13-14,после расчетов эффективности размножения топлива, приводится резюме итог –

Цитата: «…При мощности термоядерной реакции 1 ГВт число нейтронов, рождающихся в системе, составит ~3*10в21степени за 0.1сек. При этом потенциальная наработка плутония в такой системе может достигать 32 т/год, правда без учета сгорания материалов в ядерных реакциях деления.

Для оценки той части наработки плутония, которая может пойти на расширенное воспроизводство топлива, указанное значение 32 т/год надо разделить на величину коэффициента умножения числа нейтронов в бланкете, равную ~2,5, что дает 12,8 т плутония в год. Полагая, что для подпитки промышленных ядерных реакторов на тепловых нейтронах требуется плутония примерно 400 кг/(год*ГВт(эл.)) на один реактор, можно ожидать, что один гибридный реактор (мощностью 1 ГВт) способен обеспечить топливом 32 ядерных реактора. И наоборот, ТЯР мощностью всего 32 мегаватта способен возместить расходы топлива энергетического ядерного реактора на тепловых нейтронах мощностью 1 ГВт (эл.) …»

Таким образом на сегодняшний день созданы и вполне надежно функционируют Т.Я.Р. необходимого уровня мощности в России Т-15, европейский JET, корейский K STAR, американский TFTR, японский JT-60.

«…Стоимость термоядерного источника нейтронов на основе токамаков, то по результатам разработок TFTR,JET,JT-60SA и ITER, при мощности 5-19 МВт может составлять не менее 500 млн.долл.США .Хотя предполагаемая в гибридном реакторе подкритическая активная зона по своим параметрам близка к традиционной активной зоне реактора деления, понадобятся дополнительные затраты на ее доработку, включая оптимизацию используемой топливной композии и топливного цикла в целом, и на обеспечение ее связи с нейтронным источником. При мощности 5 МВт ТИН производит топлива на 3.34 млн.долл.США в год. При термоядерной мощности более 50 МВт Термоядерный Источник Нейтронов за счет топлива окупает затраты на сооружение (до 1 млрд.долл.США)…» цитата из статьи Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор и еще одна цитата из другой статьи:

«…Численные расчѐты и анализ трѐх направлений исследований возможностей использования компактного токамака в качестве термоядерного источника нейтронов показал, что:

— использование ТИН на базе токамака с тѐплыми обмотками и А = 2, R = 2 м позволяет трансмутировать минорные актиниды с 10—15 реакторов типа ВВЭР-1000;

— переход к недорогим демонстрационным вариантам ТИН, где из-за уменьшенных размеров реакция синтеза идѐт при взаимодействии пучка с плазмой и сс-частицы не удерживаются, существенно упрощает требования к параметрам плазмы и конструкции установки;

— демонстрационный вариант реактора-токамака уменьшенных размеров (R = 1,5 м) с тѐплыми обмотками позволит продемонстрировать возможность работы установки в непрерывном режиме и продемонстрировать возможность переработки ОЯТ или наработки топлива для реакторов типа ВВЭР-1000. …» статья «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики».

Таким образом разговор шедший на АШ, который поднял проблемы исчерпания доступного топлива для массовых реакторов и показывавший отсутствие перспективы закрытия будущей нехватки ядерного топлива для обычных АЭС при таких темпах строительства реакторов-размножителей БН-800 потом БН-1200 и опытного реактора БРЕСТ, оказывается немного не законченным в силу вновь как говорится открывшихся обстоятельств. Как видно из предложенного мной выше размещенного материала, есть еще одно весьма интересное направление, которое при большой необходимости позволит достаточно быстро и за короткий срок произвести необходимое количество ядерного топлива для классических АЭС. Понятно, что это не Жигули с Камазом сделать и даже не Т-50 запустить в производство, все намного сложнее, но и одновременно это позволяет стране вообще потом не думать о проблеме исчерпания энергетических ресурсов для развития страны.

Так же данные Гибридые Атомные Реакторы позволят с высокой степенью эффективности произвести дожигание так называемых минорных актинидов, которые в большом количестве накапливаются при использовании ядерного топлива на АЭС и которые являются одной из серьезных проблем переработки и утилизации. Так же их очень тяжело и неприятно дожигать даже на реакторах БН из-за своеобразного «неправильного» поведения, то нейтронные ямы, то наоборот излишние выбросы. Зато на глубоко подкритических реакторах с инициацией реакции с помощью ТИН дожигание минорных актинидов будет происходит в хорошем управляемом режиме и большой скоростью выжигания (своего рода утилизационная печь для хим.оружия).

Уважаемы камрады, я сознательно не стал загромождать статью разного рода графиками, расчетами и иллюстрациями для уменьшения размеров статьи до удобочитаемой. Все исходные материалы по которым я сделал эту статью я выложил ниже со ссылками. В этих статьях вполне серьезные ученые(доктора физ.-тех.наук, профессора и академики) дают и графики и расчеты мощностей с эффективностями , а также сопровождают все это рисунками. Сходите почитайте, не пожалеете:

1.форум Атоминфо ссылка: http://forum.atominfo.ru ;

2. Вопросы атомной науки и техники сборники с 2009 по 2015гг. http://vant.iterru.ru/archivevant.html ; 3.Статья в журнале ВАНТ №1 за 2009 г. «Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор» ссылка http://vant.iterru.ru/vant_2009_1.htm ;

4. Статья в журнале ВАНТ №2 за 2012 г. «О пределах компактности нейтронных источников на основе токамака» http://vant.iterru.ru/vant_2012_2.htm ;

5.Статья в журнале Успехи физических наук от ноября 2014 г. «Гибридные системы для дожигания трансурановых отходов атомных энергетических установок: состояние исследований и перспективы» ссылка http://ufn.ru/ru/articles/2014/11/f/ ;

6.Статья в журнале ВАНТ №4 за 2014г. «Гибридный термоядерный реактор для производства ядерного горючего с минимальным радиоактивным зягрязнением топливного цикла» ссылкаhttp://vant.iterru.ru/vant_2014_4.htm

7. на сайте РИА Новости от марта 2012 г. «Ученые планируют построить в РФ гибридный реактор» http://ria.ru/science/20120306/586155106.html?ria=u1o8fsfa897a98jfkh7p5p8sdnmquoc7

8. статья на сайте АтомИнфо.ру от 05.03.2014 г. «Гибридные системы для термоядерной стратегии России» http://www.atominfo.ru/newsh/o0312.htm

9. Статья в ЖЖ «Физика токамаков на пальцах» http://tnenergy.livejournal.com/3917.html

10. Статья в журнале ВАНТ №3 за 2009 г. «Использование компактных токамаков в качестве источника нейтронов для решения проблем ядерной энергетики» http://vant.iterru.ru/vant_2009_3.htm



С большим удовольствием приму конструктивную критику, предложения и уточнения.
Данная статья написана для сообщества Aftershock.news , ссылка при перепечатке обязательна.


П.С. Осталось за границей этой статьи еще много очень интересного, как-то например гибридные реакторы с нейтронным запалом на ускорителях, так называемые Ядерные Релятивистские Технологии. Проблемы технических решений размещения бланкетов обогащаемого топлива в ТЯР, проблемы нестабильного горения плазмы в ТЯР, проблемы преобразования трития из лития-6, проблемы нестабильности линейных ускорителей и очень много другого. Хотелось донести основное, то что возможно достаточно быстро сделать такой реактор и что как это не удивительно, но такие шаги уже делаются у нас в стране,хоть и не быстро .

Subscribe
  • Post a new comment

    Error

    Anonymous comments are disabled in this journal

    default userpic

    Your reply will be screened

    Your IP address will be recorded 

  • 1 comment