Термояду.нет  
27 Ноябрь 2020, 22:23:08 *
Добро пожаловать, Гость. Пожалуйста, войдите или зарегистрируйтесь.

Войти
Новости: Большинство функций форума доступны только после регистрации
 
   Начало   Помощь Поиск Войти Регистрация  
Страниц: 1 ... 11 12 [13]
  Печать  
Автор Тема: Предмет обсуждения  (Прочитано 219786 раз)
Avtor
Администратор
Ветеран
*****
Сообщений: 2055


Просмотр профиля
« Ответ #180 : 12 Сентябрь 2020, 11:26:19 »

Солнце — в бутылку!

Как люди пытаются освоить термоядерный синтез и почему проект ИТЭР играет в этом ключевую роль

В 60-е годы ХХ века потребности человечества в энергии выросли. Чтобы удовлетворить их, ученые обратились к идее освоения термоядерной энергии. Она получается в результате слияния легких атомов в более тяжелые. Энергия звезд. N + 1 вместе с ГК «Росатом» разобрались, куда сегодня зашли эти идеи и где в них место проекту ИТЭР.

Содержания изотопа водорода дейтерия в океанах хватит на 150 миллионов лет потребления цивилизацией. Реакция слияния изотопов водорода в гелий примерно в 5 миллионов раз более энергоемка, нежели горение углеводородов. В середине прошлого века идея казалось понятной и простой. Перед учеными маячила перспектива почти мгновенной разработки и освоение другой атомной энергии — деления.

Калейдоскоп концепций

К середине ХХ века дейтерий активно использовали в лабораторной физике и химии, но получению из него энергии мешали физические сложности. Наиболее простой способ — ядерная реакция слияния (или синтеза) D +T -> He4 + n + 17,6 МэВ, где D и T — тяжелые изотопы водорода, He4 — получившийся обычный гелий, n — нейтрон и 17,6 — выделившаяся энергия.

К сожалению, в отличие от химических, в пробирке такая реакция не происходит. Зато неплохо идет, если смесь трития и дейтерия нагреть до 100 и более миллионов градусов. Тогда атомы начинают двигаться с такой скоростью, что при столкновении по инерции преодолевают силы кулоновского отталкивания и сливаются в гелий. Энергия выделяется в виде осколков: очень быстрого нейтрона, уносящего 80 процентов энергии, и чуть менее быстрого ядра гелия (альфа-частицы). Разумеется, при «рабочей» температуре все вещество — плазма, состоящая из ионов и электронов. Любой осевший электрон будет потерян при первом же столкновении столь энергично движущегося вещества.

За 1950-е и 1960-е годы были выдвинуты десятки предложений, как именно должен выглядеть реактор с такой плазмой. В основном речь шла об удержании плазмы из дейтерия и трития магнитным полем различных конфигураций, а также балансировкой утечки тепла искусственным подогревом различными методами и выделяющейся термоядерной энергией. Физики придумали линейные разряды с самообжимом Z-pinch, цилиндрические магнитные «емкости» с открытыми концами «открытые ловушки», тороидальные камеры с магнитными катушками «токамаки», петлевые «стеллараторы», варианты с самоподдерживаемыми вихрями — сферомаки и FRC и множество других.

Быстро выяснилось, что физика установок очень непроста. Ученые столкнулись с тремя главными проблемами:

  -  Коллективные явления в плазме. Четвертое состояние вещества отличается крайне сложным поведением. Обусловлено это тем, что заряженные частицы «‎чувствуют» друг друга через электрические и магнитные поля. Наличие многих степеней свободы, совокупность кинетических, магнитных, электрических явлений приводили к тому, что плазмой было сложно управлять, сложно считать и сложно прогнозировать. В экспериментах по управлению плазменными образованиями постоянно всплывали неприятные особенности.

  -  Абстрактная «сложность поведения» при попытке создать термоядерный реактор вылилась в класс явлений, названных «неустойчивостями плазмы». Плазменные шнуры под воздействием магнитных полей извивались и перекручивались. В них возбуждались высокочастотные колебания плотности, тока и выбрасывались пучки электронов. Сейчас известно порядка 200 типов неустойчивостей, которые ограничивают возможности по созданию разных типов реакторов. Так, например, популярные в 1950-х конфигурации линейного разряд Z-pinch «умерли» именно из-за открывшихся неустойчивостей.

  -  Кроме «новой физики», которая была открыта в плазме при попытке быстро получить термоядерный реактор, никуда не делась классическая проблема теплоизоляции. Нагретое вещество теряет тепло, даже будучи подвешенным в вакууме магнитным полем, через излучение. Здесь природа впервые улыбнулась ученым: если бы для полностью ионизированной плазмы продолжал действовать закон Стефана-Больцмана, при котором мощность излучения зависит от температуры как ~T4, даже термоядерное горение не способно было бы преодолеть потерю тепла. Однако, если от атома оторвать все электроны, этот закон перестает работать. На практике, впрочем, выяснилось, что все атомы тяжелее кислорода в термоядерной плазме ионизированы не полностью и сливают тепло с большой скоростью. Так в термоядерные установки пришли культура ультравакуумной чистоты и материалы с малым z (например, углерод, литий и бериллий). Вторым путем «‎слива» энергии из плазмы были неустойчивости, переводящие кинетическую энергию в электромагнитное излучение. Как результат, первые 30 лет создания установок управляемого термоядерного синтеза — это история борьбы за рекорд температуры.

Новая надежда

В 1968 году советские ученые заявили, что в тороидальной плазменной ловушке типа ТОКАМАК, изобретенной пятнадцатью годами ранее Андреем Сахаровым и Игорем Таммом, вещество удалось нагреть до 10 миллионов градусов. Это значение температуры в несколько раз превышало рекорды других установок. Начавшая подувядать идея освоения термоядерной энергии, к тому моменту 15 лет барахтавшаяся в проблемах, получила второе дыхание. Токамаки по советским лекалам начали строить по всему миру. К 1978 году американские, европейские, советские и японские токамаки, соревнуясь между собой, достигли рубежа в 100 миллионов градусов — пусть при плотности, недостаточной для обеспечения баланса самоподдерживающегося горения, пусть на десятки миллисекунд — но достигли.

В 1982 в немецком токамаке ASDEX открыли H-режим (H-mode) — явление, когда внутренняя турбулентность в плазменном шнуре теплоизолирует его центральную часть и позволяет более «дешево» получать нужную температуру и давление. Следующее поколение токамаков, построенное к концу 1980-х, европейский JET и американский TFTR, впервые в истории человечества получило ощутимые мощности управляемого термоядерного горения — 16 и 10 мегаватт. Это была скорее демонстрация возможностей, нежели веха. Стало понятно, что основные физические сложности наконец преодолены.

Именно в этот момент рождается идея ИТЭР (ITER — акроним от «‎международный термоядерный экспериментальный реактор»). Это первый токамак, на котором должна быть получена промышленная термоядерная мощность (до 500 мегаватт) в течении промышленного же времени (400 секунд — это число могло быть и больше, но увеличило бы расходы на установку).

Однако есть проблема. ИТЭР — это самая сложная машина в мире. Она включает более миллиона компонентов, большинство из которых должны быть произведены с характеристиками, превышающие рекорды начала 1990-х. Как следствие, это и самая дорогая научная установка в мире, расходы создание и поддержание работы которой не способна позволить ни одна страна. Именно поэтому ИТЭР собирается силами 35 стран мира: Индии, Китая, России, США, Японии, Южной Кореи и 28 участников Евросоюза. От начала строительства в 2009 году до достижения результата в 500 мегаватт процесс создания установки должен занять не менее 26 лет...

                                                                     .    .    .

Печь для плазмы

Задача ИТЭР — достижение термоядерной мощности плазмы в 10 раз большей, чем мощность подогрева плазмы внешними системами. Подогрев, а точнее управление профилем температуры и тока в плазменном шнуре будет осуществляться тремя системами. Две из них радиочастотные и одна — инжекция нейтральных частиц. К первой плазме успевает только одна — система электронно-циклотронного радиочастотного нагрева (ECRH). Остальные должны быть установлены в ходе постепенного апгрейда и наращивания установки между 2025 и 2035 годами.

ECRH — это радиоизлучение частотой 170 ГГц, поглощающееся электронами плазмы. 24 мегаватта излучения будет создаваться 24 мощными радиолампами — гиротронами, четыре из которых спроектированы, испытаны и поставляются Россией. Для ИТЭР пришлось решить задачу увеличения продолжительности работы мегаваттных гиротронов с пяти до минимум 1000 секунд. Для этого, например, были придуманы алмазные окна для выпуска излучения. На эту подсистему возложена и задача запуска токамака: радиоизлучение будет пробивать газ и превращать его в плазму в начале цикла работы.

ECRH будет дополнена ионно-циклотронной системой (ICRH), так же на радиолампах, однако работающих на частоте 45 мегагерц. Эта подсистема более «конвенциальна», но имеет сложное антенное устройство, направляющее излучение в плазму. Его отработка сейчас ведется на французском токамаке WEST.

Наконец, самой наукоемкой системой станут инжекторы нейтральных частиц, «вдувающих» в плазму «ветер» из дейтерия, летящего на скорости ~1 процента от скорости света. Чтобы получить такой «ветер», необходимо выполнить множество операций. Каждый инжектор состоит из мощнейшего источника положительно заряженных частиц, электростатического ускорителя с потенциалом 1 мегавольт, нейтрализатора и ловушки недонейтрализованных ионов. Гораздо проще (хотя все равно непростой) была бы система из источника ионов и ускорителя, однако магнитное поле, которое удерживает заряженные частицы внутри, не пускает их и снаружи. Отсюда необходимость в превращении ионов в нейтральные атомы. Инжекторы ИТЭР будут сочетать в себе рекордное напряжение в 1 мегавольт с рекордным же током частиц до нейтрализации в 40 ампер.

Еще одним инженерным чудом в составе ИТЭР должны стать диагностические системы. Всего планируется 47 систем, которые будут измерять температуру электронов и ионов, профиль тока и магнитных полей, электромагнитное и нейтронное излучение плазмы, состав ионизированных и нейтральных примесей, равно как и множество других параметров. Они будут собраны в два десятка так называемых «диагностических сборок» — конструкций весом в несколько десятков тонн, которые будут вставлены в порты, предоставляющие доступ к плазме.

Три диагностически сборки и девять научных приборов будут созданы в России. В частности, можно отметить новый цех с «чистой комнатой», сданный в прошлом году в Институте Ядерной Физики под Новосибирском. Там будет собираться диагностическая сборка EP11 длиной 20 метров и весом 150 тонн, включающая восемь научных приборов из четырех стран. Эта сборку первой установят на реакторе. Она будет необходима с первого же запуска для контроля параметров плазмы.

Сложность этих сборок определяется не только передовыми метрологическими параметрами приборов, но и необходимостью работать в условиях сильнейшей нейтронной и гамма-радиации, мощного нагрева и наводимых плазменным шнуром токов, текущих по всем металлическим элементам конструкции. Речь идет о нежной оптике или прецизионных антеннах для микроволн, миллиметровых коллиматорах нейтронного излучения и подобных конструкциях.

И раз уж мы заговорили о нейтронной и гамма радиации, необходимо упомянуть несколько аспектов этого явления. Часть энергии термоядерного синтеза для реакции DT выделяется в виде быстролетящих нейтронов, которые порождают вторичное гамма-излучение и активируют материалы конструкции реактора. Поэтому в плане подходов к безопасности промышленный термоядерный реактор будет ядерной установкой. Однако, в отличии от реакторов деления, ТЯР не создает отработанного ядерного топлива, и объем радионуклидов, оставшихся после жизненного цикла ТЯР, будет в тысячи раз меньше, нежели от традиционного реактора АЭС сопоставимой мощности.

В основном это будут активированные элементы конструкции токамака. При правильном подборе материалов, из которых они изготовлены, можно добиться того, что примерно через 100 лет выдерживания после окончания работы основная масса конструкций потеряет радиоактивность и станет полностью безопасной. В перспективе существует и более безопасные термоядерные реакции — слияния гелия 3 с дейтерием и бора с водородом. Они обладают соответственно в тысячу и десятки тысяч меньшим нейтронным потоком, но требуют для горения недостижимые сегодня условия по температуре и давлению плазмы.

Ждать ли ретробудущее?

ИТЭР не производит впечатления прототипа окупаемой электростанции настоящего. Несмотря на существенную косвенную отдачу проекта (многие разработки для ИТЭР находят свое применение в «гражданских» отраслях), коммерческое использование термоядерной энергии сегодня выглядит перспективой далекого будущего.

Однако это иллюзия. Сумма технологий и знаний о термоядерной плазме и машинах для работы с ней непрерывно растет. В какой-то момент их станет достаточно, чтобы термоядерная энергетика была вписана в рутинный процесс коммерческого инвестирования в развитие технологии. Проект ИТЭР станет важнейшей вехой на пути к этой цели.

Валентин Гибалов

https://nplus1.ru/material/2020/09/07/iter-rosatom.

В дополнение...
- Термоядерный реактор: начало сборки
https://www.kommersant.ru/doc/4501964.
- Самое опасное заблуждение в термоядерной энергетике
https://un-sci.com/ru/2020/10/07/samoe-opasnoe-zabluzhdenie-v-termoyadernoj-energetike/.

P.S. 80% энергии термоядерного синтеза для реакции DT выделяется в виде быстролетящих нейтронов, которые порождают вторичное гамма-излучение и активируют материалы конструкции реактора. Это обстоятельство ставит "крест" на термоядерных реакторах, работающих на дейтерий-тритиевой смеси. В своё время именно при попытке достичь точку безубыточности, работая на D-T смеси, вышел из строя и позже был утилизирован американский (принстонский) токамак TFTR: https://ru.qwe.wiki/wiki/Tokamak_Fusion_Test_Reactor.
Года четыре тому назад в одном из своих интервью уважаемый В.Гибалов тоже не исключил повторения ИТЭРом судьбы TFTR: Пятна «искусственного солнца»: https://izborskiy-club.livejournal.com/596736.html.

P.P.S. Не от хорошей жизни устами директора российскрго Центра проекта ИТЭР Анатолия Красильникова в РФ провозглашено гибридное будущее термояда: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3424#msg3424.
Инициатива принадлежит академику Велихову, который ещё лет десять тому назад предложил куда подальше задвинуть "чистый" термояд и заняться "гибридом": http://www.termoyadu.net/index.php?topic=684.msg2324#msg2324, https://polit.ru/article/2012/12/18/ps_hybrid_tokamak/.
Идея гибридного реактора вполне себе реализуема, и, по мнению Красильникова, его создание - "это только вопрос времени, проектирования, лицензирования, подбора оптимальных материалов".

P.P.P.S. Изобретённый в нашей стране токамак изначально был всего лишь источником быстрых, высокоэнергетических нейтронов, поэтому сразу надо было искать применение ему (токамаку) именно в этом качестве, а не пытаться придать ему функции атомного реактора. Упущено время, потрачены средства, а в итоге (в сухом остатке!) всего лишь "гибрид", которому ещё надо будет постараться, чтобы найти себе место среди успешно освоенных реакторов на быстрых нейтронах: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg2768#msg2768.

                                                                                              Ф.Х.Ялышев, изобретатель,
                                                                                        выпускник МВТУ им. Н.Э.Баумана, 1971г.
« Последнее редактирование: 19 Октябрь 2020, 11:57:36 от Avtor » Записан
Avtor
Администратор
Ветеран
*****
Сообщений: 2055


Просмотр профиля
« Ответ #181 : 01 Ноябрь 2020, 14:04:54 »

Британцы разработают собственную термоядерную электростанцию

Великобритания приступит к проектированию термоядерной электростанции на основе компактного сферического токамака. Правительство страны выделило деньги на реализацию концепта, который планируется завершить к 2024 году. За это время планируется проведение научных исследований, изготовление прототипов компонентов и создание оборудования для испытаний технологии, говорится в пресс-релизе на сайте британского правительства.

Термоядерная энергетика ставит своей задачей получение полезной энергии при слиянии ядер легких элементов. Такая схема в самом общем смысле аналогична происходящим в ядрах звезд реакциям. Основной проблемой является создание и поддержание подходящих условий.

Так как ядра заряжены одинаково, то они испытывают кулоновское отталкивание, из-за чего их сложно сблизить, а без этого их слияние невозможно. Преодолеть это можно путем нагрева вещества до очень высоких температур, но тогда в случае контролируемого процесса возникает две проблемы: разогретая плазма повреждает материалы, с которыми приходит в контакт, а связанное с температурой высокое внутреннее давление приводит к быстрому расширению и охлаждению.

В звездах эти обстоятельства обходятся с помощью огромной массы вышележащих слоев. В этом смысле звезды — не очень эффективные преобразователи энергии — на единицу массы всего Солнца выделяется примерно столько же энергии, сколько и в случае гниющих листьев, несмотря на высокое абсолютное энерговыделение в ядре.

Ученые предложили несколько возможных схем удержания плазмы, которые, как правило, связаны с сильными магнитными полями. Основными концепциями являются токамак и стелларатор. Термоядерные реакторы разных конструкций есть во многих странах мира, в том числе в России, США, Германии и Китае.

Самым крупным проектом в этой области является международный токамак ITER, который в данный момент строится во Франции. Однако эта установка не будет электростанцией — вырабатываемое ею тепло планируется рассеивать, а основным результатом ее функционирования должна стать доработка технологий. Первой настоящей термоядерной электростанцией может стать следующий токамак DEMO, но его постройка завершится не раньше 2040 года.

Великобритания решила самостоятельно включиться в гонку за реализацией коммерчески жизнеспособного термоядерного реактора. Правительство выделило 220 миллионов фунтов (примерно 270 миллионов долларов США) на доработку проекта STEP (Spherical Tokamak for Energy Production — сферический токамак для производства энергии). Эту технологию развивают в Калхэмском центре термоядерной энергии (Culham Centre for Fusion Energy, CCFE), подразделении Управления по атомной энергии Соединённого Королевства (United Kingdom Atomic Energy Authority, UKAEA). В этом научном центре уже создано два современных токамака — MAST и JET.

В то время как у обычного токамака плазма находится в виде тора, в сферическом токамаке сделана попытка максимального уменьшения малого радиуса, в результате чего форма плазменного облака получается близкой к шарообразной, ее также сравнивают с яблоком с удаленной сердцевиной. Такая конструкция позволяет сдерживать плазму менее интенсивными магнитными полями, но масштабируемость такого подхода находится под вопросом.

Чиновники ожидают, что выделенных средств хватит для разработки к 2024 году окончательного варианта проекта. В результате также должен появиться реализуемый план строительства полноценной термоядерной электростанции к 2040 году. В документе отмечается, что установка MAST будет играть ключевую роль в новом проекте, ее запуск после обновления планируется в начале 2020 года.

Ранее мы сообщали, что плазменный шнур в токамаке EAST продержался дольше 100 секунд, частная британская компания получила первую плазму в новом токамаке, а на установке KSTAR поставили мировой рекорд по удержанию плазмы. В целом в последние годы наблюдается всплеск исследований в области термоядерной энергетики, о чем мы писали в материале «Больше токамаков».

Тимур Кешелава

https://nplus1.ru/news/2019/10/04/uk-tokamak,
http://www.atomic-energy.ru/news/2019/10/07/98023,
http://lenr.seplm.ru/novosti/anglichane-sobralis-stroit-reaktor-termoyadernogo-sinteza.

Для справки. Британцы зациклились на сферических токамаках (http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3168#msg3168), но пока результаты более чем скромные: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3270#msg3270. Наши термоядерщики тоже уцепились за сферические токамаки (http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3183#msg3183), но в гибридном их приложении: новый российский токамак Т-15МД - почти сферический: https://tnenergy.livejournal.com/98304.html, http://www.termoyadu.net/index.php?topic=6.msg3356#msg3356.
ИМХО. К огорчению сторонников термояда, термоядерного синтеза нет в Природе и он невозможен, поэтому все потуги по его осуществлению на сферических токамаках или иных установках были, есть и останутся тщетными: http://www.termoyadu.net/index.php?topic=682.msg2297#msg2297.
Не прошло и года...
Первая плазма получена на британском сферическом токамаке MAST Upgrade

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 31.10.2020

Первая плазма получена на модернизированном сферическом токамаке "MAST Upgrade" в Британии.

Токамак MAST (Mega Ampere Spherical Tokamak) работал в британском центре термоядерных исследований в Кулхэме с 2000 по 2013 годы. Токамак "MAST Upgrade" является модернизированной версией исходной установки.

На "MAST Upgrade" будут проводиться экспериментальные исследования в интересах британской программы STEP (Spherical Tokamak for Energy Production), предусматривающей создание демонстрационной термоядерной электростанции к 2040 году.

http://atominfo.ru/newsz02/a0519.htm.

В дополнение...
- В Англии запустили сферический термоядерный реактор
http://rosinvest.com/novosti/1421964.
- В Великобритании запущен реактор термоядерного синтеза  
https://polit.ru/news/2020/11/02/ps_uk_tokamak/.

Другие новости...
- Росатом хочет направить до 152,7 миллиардов рублей на технологии управляемого термоядерного синтеза: http://atominfo.ru/newsz02/a0525.htm.
- НАСА выбирает средний путь между холодным и горячим термоядерным синтезом  
https://news.rambler.ru/science/45219336-nasa-vybiraet-sredniy-put-mezhdu-holodnym-i-termoyadernym-sintezom/.
« Последнее редактирование: 15 Ноябрь 2020, 10:50:16 от Avtor » Записан
Avtor
Администратор
Ветеран
*****
Сообщений: 2055


Просмотр профиля
« Ответ #182 : 23 Ноябрь 2020, 21:09:51 »

В преддверии запуска Т-15ДМ...
Альтернативна термоядерному синтезу: гибридный реактор. Сделано в России.

Кочетов Алексей

Вчера, 22 ноября 2020г.

В начале 1990-х годов всем стало ясно, что достичь вожделенного управляемого термоядерного синтеза (УТС) не удастся.

Ни одна исследовательская установка для получения УТС даже не приблизилась к запроектированным параметрам.

Создавать новые более мощные термоядерные реакторы для замены не оправдавших надежд JET (Европейский союз), JT-60 (Япония), Т-15 (СССР) и TFTR (США) было слишком дорого и, по сути, бессмысленно. Был очень вероятен повторный провал в достижении УТС.

Тогда в 1992 году стартует самый сложный и амбициозный научный проект за всю историю человечества – Экспериментальный Международный Термоядерный Реактор ( International Thermonuclear Experimental Reactor) - «ИТЭР».

Целью проекта является получение самоподдерживающейся термоядерной реакции с положительным коэффициентом выхода энергии. В первую очередь, нужно изучить все процессы термоядерного синтеза. Затем придётся обосновать экономическую целесообразность подобного метода получения энергии и определиться с типом новых термоядерных установок, которые будут более эффективны, чем ранее проектировавшиеся.

    В случае успеха проекта «ИТЭР» облик коммерческого термоядерного реактора может существенно отличаться от привычной схемы ТОКАМАКа.

А что если «ИТЭР» ждёт провал?

Маловероятно, что там не смогут получить самоподдерживающуюся реакцию термоядерного синтеза. Дело может быть в другом, а именно - в экономической целесообразности развития этого направления в энергетике в ближайшие 50-100 лет.

    Другими словами, стоимость термоядерного реактора может быть такова, что произведённая им энергия при современном технологическом уровне может оказаться в десятки раз дороже обычного.

Например, уровень нейтронного облучения стенок ТОКАМАКа всего за 5 лет работы в штатном режиме превращает их в решето, а менять самые дорогие элементы во всём реакторе каждые 5 лет - экономически невыгодно. Реактор попросту никогда не окупится. В «ИТЭР» как раз будут изучать эту проблему и искать решение и выход из этой ситуации.

Конечно, теоретически можно использовать термоядерную реакцию без нейтронного выхода, например, "Дейтерий + Гелий 3", или "Протон-борный синтез". Но давайте будем реалистами: мы даже самую простую термоядерную реакцию "Дейтерий-Тритий" не можем поддерживать и управлять ею.

   - Применение Гелия-3 в УТС требует промышленной добычи его на Луне, а это уже уровень межпланетной экспансии.
   
   - Протон-борный термоядерный цикл требует управления и удержания плазмы температурой не менее 3 миллиардов градусов Цельсия (в 10 раз больше, чем требуется для реакции Дейтерия с Тритием).

Таким образом, безнейтронные реакции – дело отдалённого будущего (лет через 100).

Однако нейтронное облучение будущего термоядерного реактора можно и даже нужно использовать во благо человечества.

Логично использовать высокоэнергетические нейтроны, которые уносят до 80% всего энергетического выхода от слияния Дейтерия с Тритием, для полезной работы – деления ядер урана-238, или синтеза нового ядерного топлива – урана-233.

Образованную в термоядерном реакторе плазму можно окружить "бланкетом". Бланкет можно заполнять ураном-238, или торием-232.

Физика процесса такова, что изотоп урана-238 непригоден для осуществления цепной ядерной реакции деления, потому что даже при делении урана-238 высвобождаются нейтроны с энергией, недостаточной для дальнейшего осуществления цепной ядерной реакции.

Ситуация с изотопом урана-235 противоположная, и он прекрасно делится нейтронами низких энергий (тепловыми нейтронами), поэтому эти изотопы используются для получения энергии в атомной энергетике.

Содержание изотопа урана-235 в урановой руде составляет около 0,7%. Практически всё остальное - это "ненужный" изотоп урана-238.

    Технология обогащения урана позволяет увеличить долю изотопа урана-235 для использования в качестве топлива на АЭС.

Однако ядро урана-238 прекрасно делится нейтронами высоких энергий – 10 МэВ и более. При этом нейтроны, выделяемые в результате деления ядра урана-238, обладают энергией 1,25 – 2 МэВ, в результате чего ядерная реакция деления затухает моментально.

При термоядерной реакции Дейтерия и Трития высвобождается нейтрон с энергией 14,1 МэВ, который с большой долей вероятности провзаимодействует с ядром урана-238, спровоцировав его деление. В результате подобной реакции энерговыделение реактора возрастает в 10 раз. А в топливный цикл можно будет включить ненужный (отвальный) уран-238, которого в 130 раз больше, чем изотопа урана-235. Технология получения тепловой и электрической мощности при подобных ядерных реакциях хорошо отработана и эффективна.

    За один акт синтеза дейтерия и трития выделяется 17,6 МэВ энергии, а за один акт деления ядра изотопа урана-238 - 200 МэВ энергии.

Подобную концепцию в России и Китае считают следующим логическим шагом в освоении УТС. Россия пошла куда дальше в развитии этого направления, и уже в 2017 году был подготовлен проект гибридного термоядерного реактора, направленный в администрацию президента. Данный проект представляет из себя прототип плазменного реактора, в котором осуществляется УТС, а оболочка реактора обложена ураном-238 или торием-232. Подобный гибридный реактор должен быть построен к 2035 году в качестве экспериментального.

Подобный подход даёт огромные преимущества для ядерной энергетики. Так, например, гибридный ядерный реактор на порядки безопаснее традиционной АЭС, а сценарии ядерных и даже локальных аварий невозможны из-за конструктивных особенностей ректора и физики процессов, протекающих в нём. Нейтроны высоких энергий очень эффективно выжигают ядерные отходы, наработанные в АЭС. Сам процесс выгорания любых типов ядерных отходов экспериментально подтверждён процессами, происходящими в быстрых реакторах типа БН-600/800. Так появилась концепция безвредной для экологии утилизации отработанного ядерного топлива до состояния естественной радиоактивности земной породы. При замыкании ядерного топливного цикла утилизация ОЯТ подобным образом может занять от 100 до 500 лет. В Гибридных реакторах этот процесс будет идти, как минимум, в 10 раз быстрее. Учитывая количество уже накопленного в России изотопа урана-238, запасов уже добытого урана даже с учётом полного перехода на выработку энергии (тепловой и электрической) гибридными реакторами нам хватит на тысячу лет.

    При использовании тория-232 в гибридном реакторе нейтронное облучение трансмутирует его в уран-233. Использование урана-233 в качестве топлива на АЭС не даёт таких долгоживущих радиоактивных отходов с периодами полураспада в сотни тысяч лет, как при использовании урана-235. Максимум, что мы можем получить, - это радиоактивные отходы с периодами полураспада в сотни лет. При этом тория-232 в земной коре в 3-4 раза больше, чем урана.

Россия, реализовав концепцию Гибридных реакторов, закроет для себя энергетический вопрос на века.

По состоянию на 2020 год построен первый прототип будущего экспериментального реактора в виде модернизированного советского ТОКАМАКа Т-15. Фактически, это полностью новый ТОКАМАК, индекс которого теперь Т-15ДМ.

    Сам ТОКАМАК модернизирован в рамках проекта «ИТЭР», который обязывает стран-участников иметь собственный ТОКАМАК для отработки исследований, полученных на «ИТЭР». В проекте участвуют 35 стран.

Этот модернизированный ТОКАМАК Т-15ДМ располагает двумя режимами работы, и второй режим - это как раз эксплуатация ТОКАМАКа в качестве гибридного прототипа.

В Т-15ДМ запроектирован "гибридный режим", при котором происходят ядерные реакции в бланкете.

Запуск ТОКАМАКа Т-15ДМ запланирован на декабрь 2020 года. Сейчас идут пусконаладочные работы.

Но что самое главное, так это то, что гибридная система, построенная по схеме ТОКАМАКа, не нуждается в полноценном термоядерном синтезе со злополучным преодолением критерия Лоусона. Вместо 150-300 миллионов градусов Цельсия плазму нужно нагреть до температуры "всего" 50 миллионов градусов Цельсия. Нейтроны с нужной энергией будут образовываться в результате взаимодействия плазмы и ускоренных в инжекторах атомов дейтерия. К тому же, из-за эффекта туннелирования частиц будет происходить термоядерный синтез, в результате которого будет дополнительно выделяться нейтронный поток. Таким образом, создание гибридного реактора возможно уже сегодня, и задачи освоения УТС перед концепцией гибридного реактора остро не стоит.

В заключении можно сказать, что проблемы освоения УТС не являются критическими для нашей цивилизации. У нас есть энергоёмкие альтернативны в виде замыкания ядерного топливного цикла и создания гибридных реакторов, что даст нам ещё пару сотен лет на эффективное освоение УТС даже самых сложных и перспективных термоядерных реакций и отработки полного цикла безопасной эксплуатации УТС.

https://zen.yandex.ru/media/dbk/alternativna-termoiadernomu-sintezu-gibridnyi-reaktor-sdelano-v-rossii-5fb1cc64b321633937269fe8.
Записан
Страниц: 1 ... 11 12 [13]
  Печать  
 
Перейти в:  

Частичная или полная перепечатка материалов сайта Термояду.нет
возможна только с разрешения администрации

© Ялышев Ф.Х. | Powered by SMF 1.1.21 | SMF © 2006, Simple Machines
Rambler's Top100 Рейтинг@Mail.ru