imonah
Advanced Member | Редактировать | Профиль | Сообщение | ICQ | Цитировать | Сообщить модератору RAE Цитата: А работа с облученным топливом? | А чего там с ним работать? Битумизировали али еще как связали, по контейнерам и в хранилище. Процесс автоматизированный. Правда ребята с Ровенской АЭС рассказывали о какой-то бригаде, которая работает неделю в год - все остальное время они только зарплату получают, т.к. то радиоактивное дерьмо, которое автоматика разлила в процессе упаковки они потом лопатами собирают Но ничего - приспособились Цитата: Кроме того расход на собственные нужды прикинь. | Ну и что? Это пока. Будет лучше. Современный ВВЭР-1000 тоже 6% под себя гребет. А первый реактор, так тот вообще только несколько лампочек питал Это же ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ установки. А в идеале КПД термоядерного реактора ограничено только инженерно (пока нет соответствующих материалов для магнитов, короткий промежуток горения топлива (около 10 мин) в следствие этого). Но ищут, а кто ищет, тот найдет. За последние 5 лет время удержания плазмы подняли с нескольких секунд до 10 минут (!). А вот что думают ученые. Цитата: В ОТР(опытный термоядерный реактор) ставится целью самоподдержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q ) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4. | Пару ссылок на закуску. http://www.gazeta.kz/art.asp?aid=3691 - не один я думаю, что за этим будущее http://reactors.narod.ru/pub/therm_nucl/therm_nucl.htm Цитата: Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий. Для работы необходимо очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт сжигает около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 10 трлн. кВт ч электроэнергии в год, то есть столько же, сколько сегодня производят все электростанции земли, то потребление дейтерия и лития составят всего 1 500 и 4 500 тонн в год. При таком расходе содержащегося в воде дейтерия (0,015%) хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет. Но поскольку для производства трития необходим литий, энергетические ресурсы такого типа реакторов ограничены запасами лития. Разведанные рудные запасы лития составляют 10 млн. тонн, и этих запасов должно хватить на многие сотни лет. Кроме того, литий содержится в морской воде в концентрации менее 0,0000002% и количестве, превышающем в тысячи раз разведанные запасы. | Это цитата оттуда по поводу отходов (инертный газ гелий) и ничтожного (в планетных масштабах) количества топлива, которое надо наработать (дейтерий, тритий). Цитата: Кроме слияния трития и дейтерия возможен чисто солнечный термояд, когда соединяются два атома дейтерия. В случае освоения данной реакции энергетические проблемы будут решены сразу и навсегда. Однако осуществить слияние двух ядер дейтерия - дело весьма непростое. В любом из известных вариантов управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакций. Таким образом, термоядерным реакторам присуща внутренняя безопасность. | Вот он выход. Цитата: Исходное топливо, потребляемое термоядерным реактором (дейтерий и литий), как и конечный продукт реакций (гелий), не радиоактивны. Радиоактивными являются промежуточные продукты реакций. В реакторе, использующем реакцию слияния дейтерия и трития, существуют два принципиальных источника радиоактивности. Первый - тритий, который участвует в топливном цикле реактора. Тритий радиоактивен и превращается в гелий-3 с испусканием бета-излучения с периодом полураспада 12,3 года. Второй источник радиоактивности - это активация нейтронами конструкционных материалов внутренней стенки и теплоносителя. В результате облучения нейтронами в них будут образовываться и накапливаться радиоактивные продукты ядерных реакций. Первоначальная сборка термоядерного реактора полностью может производится людьми, поскольку все исходные материалы не радиоактивны. Однако текущий ремонт. И тем более демонтаж отработавшего положенное время реактора должен производится специальными роботами - манипуляторами, поскольку облучение мощнейшим потоком нейтронов на протяжении многих лет не проходит бесследно ни для каких конструкционных материалов и уровень ионизирующего излучения в рабочей камере остановленного токамак-реактора будет немалый. | Да, нейтронная активация будет и достаточно большая. Но и эта проблема решабельна или решится в ближайшее время, т.к. близится срок массового вывода из эксплуатации энергоблоков первых АЭС (у них ресурс 30 лет и уже подходит к концу). Так что над проблемой в данный момент работают. Цитата: Специалисты утверждают, что термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 ГВт в плане радиационной опасности эквивалентна урановому реактору деления мощностью 1 КВт (типичный университетский исследовательский реактор). И это обстоятельство во многом является решающим фактором, вызывающим пристальное внимание правительств многих стран к термоядерной энергетике. Почти полное отсутствие радиоактивных отходов и минимальность радиоактивной опасности даже в случае катастрофического разрушения термоядерного реактора в сочетании с огромными запасами топлива для таких электростанций делает термоядерную энергетику крайне перспективной в плане преодоления грядущего энергетического кризиса. | Вот тебе
---------- Не относитесь к жизни слишком серьезно, вам все равно не уйти из нее живым :) |
| Всего записей: 1376 | Зарегистр. 07-02-2003 | Отправлено: 13:14 07-08-2003 | Исправлено: imonah, 13:27 07-08-2003 |
|