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/.本家コメントによると、このあたりから参考資料をたどれます。
http://en.wikipedia.org/wiki/High_beta_fusion_reactor [wikipedia.org]
磁場閉じ込め方式のようですが、トカマクやヘリカル式のようなリング状の炉は構成せず、シリンダー状らしい(デザイン的には磁気ミラー型に近い?)。
当初は重水素(D)とトリチウム(T)燃料を想定、将来的にはDD反応で行けそう的なことが読み取れますが、エネルギーってどうやって炉の外に取り出すんだろ。
まあ、トカマクとかも、「放出された中性子がぶつかった炉が熱を持つんで、そいつを冷やして出来たお湯で蒸気機関」ではないかと。
中性子被爆した炉体が、あっという間に使えなくなる可能性があると、ITERのように、でかくて、お高い炉だと結局使い物にならないってのがあると嫌だなぁと思っていたのですが、もしこいつが本物だと、その辺の心配も少し軽減するかと思っている所ですが。
うーん、本当かなぁ…
>もしこいつが本物だと、その辺の心配も少し軽減するかと思っている所ですが。放射化や放射脆性の対策として、「安価に作って毎年の様に置き換え」だったりして。まあ、それも又一つの方法では有るとは思うが。
エネルギーってどうやって炉の外に取り出すんだろ。
D-T反応だと反応エネルギの多くを中性子が持って出ますから, 炉の周囲あるいは内面を液化リチウムで覆って吸収させ, 熱の形で取り出すことになると思います. D-D反応やD-3He反応だと, 荷電粒子の形でかなりのエネルギが取り出せるので, ミラー型の様な開放端炉を使って, プラズマ流の形で取り出すことも可能でしょうけど.
慣性閉じ込め核融合だと液体壁方式が使えそうですが、今回の方式だとおそらく炉の外部の配置したブランケットで中性子を捕捉して(次の燃料である)トリチウム生産しつつ熱を発生させる、って感じですよね。サイズ1/10になるのかなあ…。
実際にD-T反応でトリチウム生産をしようとすると, 1回のD-T反応で1個の中性子しか出ませんから, それだけでは先細りなんですよね. ですから, 本格的にトリチウム生産をしようとすると, 炉の周辺に劣化ウランや高レベル放射性廃棄物なんかを配置して, 加速器駆動未臨界炉と同様の方法で中性子増幅する必要があるはずです.
うまく作れば長寿命核廃棄物の焼却炉にもなるはずですけど.
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Stableって古いって意味だっけ? -- Debian初級
とりあえず参考資料 (スコア:3)
/.本家コメントによると、このあたりから参考資料をたどれます。
http://en.wikipedia.org/wiki/High_beta_fusion_reactor [wikipedia.org]
磁場閉じ込め方式のようですが、トカマクやヘリカル式のようなリング状の炉は構成せず、シリンダー状らしい(デザイン的には磁気ミラー型に近い?)。
当初は重水素(D)とトリチウム(T)燃料を想定、将来的にはDD反応で行けそう的なことが読み取れますが、エネルギーってどうやって炉の外に取り出すんだろ。
Re:とりあえず参考資料 (スコア:2)
まあ、トカマクとかも、「放出された中性子がぶつかった炉が熱を持つんで、そいつを冷やして出来たお湯で蒸気機関」ではないかと。
中性子被爆した炉体が、あっという間に使えなくなる可能性があると、ITERのように、でかくて、お高い炉だと結局使い物にならないってのがあると嫌だなぁと思っていたのですが、もしこいつが本物だと、その辺の心配も少し軽減するかと思っている所ですが。
うーん、本当かなぁ…
Re: (スコア:0)
>もしこいつが本物だと、その辺の心配も少し軽減するかと思っている所ですが。
放射化や放射脆性の対策として、「安価に作って毎年の様に置き換え」だったりして。
まあ、それも又一つの方法では有るとは思うが。
Re:とりあえず参考資料 (スコア:1)
D-T反応だと反応エネルギの多くを中性子が持って出ますから, 炉の周囲あるいは内面を液化リチウムで覆って吸収させ, 熱の形で取り出すことになると思います. D-D反応やD-3He反応だと, 荷電粒子の形でかなりのエネルギが取り出せるので, ミラー型の様な開放端炉を使って, プラズマ流の形で取り出すことも可能でしょうけど.
Re:とりあえず参考資料 (スコア:2)
慣性閉じ込め核融合だと液体壁方式が使えそうですが、今回の方式だとおそらく炉の外部の配置したブランケットで中性子を捕捉して(次の燃料である)トリチウム生産しつつ熱を発生させる、って感じですよね。サイズ1/10になるのかなあ…。
Re:とりあえず参考資料 (スコア:1)
実際にD-T反応でトリチウム生産をしようとすると, 1回のD-T反応で1個の中性子しか出ませんから, それだけでは先細りなんですよね. ですから, 本格的にトリチウム生産をしようとすると, 炉の周辺に劣化ウランや高レベル放射性廃棄物なんかを配置して, 加速器駆動未臨界炉と同様の方法で中性子増幅する必要があるはずです.
うまく作れば長寿命核廃棄物の焼却炉にもなるはずですけど.