Индия рассчитывает начать добычу гелия-3 на Луне к 2030 году


    Станция по добыче гелия-3 глазами художника

    Профессор Индийской организации космических исследований (ISRO) Сиватхан Пиллаи заявил агентству IANS о намерении Индии начать добычу гелия-3 на Луне к 2030 году. Ученый утверждает, что подготовка подобной миссии — приоритет для его организации и уже ведется. В течение десяти лет правительство Индии собирается реализовать свой план, а к 2030 году обещает наладить промышленную добычу изотопа гелия.

    Космическая программа Индии развивается быстро. Страна осознала необходимость разработки новых космических технологий и ведёт работу над ними. Параллельно техническим и научным инструментами Индия разрабатывает новые законы и соответствующие государственные организации, которые занимаются регулированием космической экспансии.

    Добывать гелий-3 на Луне собирается не только Индия, но и Китай. Это очень перспективный источник энергии. Правда, использовать его можно будет только в том случае, если человек научится контролировать термоядерную реакцию в течение долгого времени. Похоже, что раз Индия и Китай активно работают над программами добычи гелия-3, в том, что термоядерные реакторы будут построены, они не сомневаются. Ученые подсчитали, что 0,02 грамма гелия-3 в ходе реакции термоядерного синтеза выделяют энергии столько же, сколько образуется при сжигании барреля нефти. 1 тонна гелия-3 в ходе термоядерного синтеза даст столько энергии, сколько ее можно получить при сжигании 15 млн баррелей нефти. Всего 40 тонн гелия-3 хватит, чтобы обеспечить энергией на целый год такую большую страну, как США.

    Гелием-3 богат лунный реголит. Этот изотоп гелия накопился в тонком приповерхностном слое в течение миллиардов лет облучения солнечным ветром. Тонна реголита содержит порядка 0,01 г гелия-3. Считается, что в приповерхностном слое Луны содержится от 500 тыс. до 10 млн тонн гелия-3. Проекты по переработке реголита и выделению гелия-3 прорабатываются не только учеными Индии и Китая, но и США. В частности, эту работу выполняли в свое время и специалисты из НАСА.



    По данным издания World Security Network, стоимость добычи 1 тонны гелия-3 на Луне может составлять 3 миллиарда долларов, что экономически выгодно. Правда, для того, чтобы начать добычу этого элемента, нужна еще и соответствующая инфраструктура, создание которой обойдется гораздо дороже. Так, по мнению ученых из США, общая стоимость такой инфраструктуры составит не менее $20 млрд, продолжительность реализации проекта не может быть меньше 20 лет.

    Правда, индийские ученые и инженеры уже не раз удивляли западных коллег умением достигать значимого результата в космических исследованиях при относительно небольших затратах. Например, Индия с нуля построила марсианский орбитальный зонд и успешно отправила его на орбиту Марса. Благодаря ему поставлено сразу несколько рекордов. Например, стоимость спутника Мангальян (все этапы реализации программы) составила немногим более $72 млн долларов. Американское и европейское космические агентства тратят в подобных случаях куда больше. Сейчас бюджет индийской космической программы составляет всего 5% от бюджета НАСА, а средняя заработная плата специалиста из космической сферы — около $1000.

    Российские эксперты также считают, что добыча полезных ископаемых такого типа может быть выгодным делом. «Наша страна имеет большой опыт по разработке полезных ископаемых на Земле, а на Луне их не меньше. В реголите, например, громадные запасы гелия-3, а это основа термоядерной энергетики. Сегодня у американцев уже появились технологии по его извлечению. В итоге затраченные на освоение Луны средства многократно окупятся»,— считает Вячеслав Бобин, заведующий отделом Центра изучения природного вещества при Институте комплексного освоения недр РАН.


    Важная для человека реакция: два атома гелия-3 в ходе термоядерной реакции образуют атом гелия-4 с образованием двух протонов и энергии

    Специалисты ЕКА, в свою очередь, заявляют, что изотоп гелий-3 станет безопасным источником энергии: он не радиоактивен, а в процессе термоядерного синтеза с его участием не образуются опасные соединения. Здесь, конечно, нужно снова обратить внимание на то, что реальной программа добычи гелия-3 станет только в том случае, если человеку удастся добиться создания коммерчески выгодной версии термоядерного реактора. Сейчас энергетика шагнула далеко вперед, но стеллараторы и токамаки, две разных концепции термоядерного реактора, пока что работают в экспериментальном режиме. В лучшем случае условия, пригодные для проведения термоядерного синтеза, удерживаются в течение нескольких секунд, и ни о каком массовом получении энергии речь пока не идет. Если в ближайшие несколько лет термоядерный синтез не станет управляемым, о гелии-3 и освоении Луны с целью его добычи придется забыть.
    Поделиться публикацией
    Комментарии 82
      0
      Есть всякие такие планы, и Россия планирует базу на луне. Но никто не говорит, как решается проблема с лунной пылью которая цепляется за все?
        0
        Вроде был вариант электростатической защиты. Если не ошибаюсь — пыль такая липучая как раз из-за статики.
          0
          Читал где-то что из-за отсутствия атмосферы, и как следствия эрозии, лунная пыль «шипастинькая» что обуславливает ещё липучесть.
            0
            Да, такой нюанс тоже присутствует. Однако за что ей цепляться на гладком корпусе техники или скафандра? Цепляется она в основном сама с собой. А вот статика лепит ко всему без разбору.
          0
          А как решается проблема с пылью на земных карьерах? Ну чуть-чуть поливают дорогу, а в целом вся техника работает на износ в плотном слое пыли. В чем проблема то?
            +4
            Лунная пыль имеет другие свойства, так как её частички остроугольные.
              0
              В карьере только что взорванная порода тоже не из шариков состоит, и тем не менее. Да и пескоструйную обработку не квадратными песчинками проводят.
                +3
                А ещё на поверхности частиц реголита нет оксидной плёнки, что делает их гораздо более «прилипчивыми» и склонными к электризации. Так что это не просто абразив, а липкий, самопроизвольно комкующийся, наэлектризованный абразив. К тому же, лунная пыль оказалась ещё и весьма опасной при вдыхании даже в малых дозах.
                  0
                  Прямо тонер для принтера. И миллионы их трудятся по всей планете земля.
                  Я не говорю, что можно послать на луну жигули с кислородным баллоном и они будут шикарно работать. Я говорю лишь про то, что есть гораздо более сложные и интересные проблемы при строительстве базы, такие как: радиационная и метеоритная защита, доставка краулеров способных ворочать тысячи тонн в сутки, доставка завода, способного эти тонны перерабатывать, складирование отработки, доставка грузов туда и обратно и т.д. и т.п…
          • НЛО прилетело и опубликовало эту надпись здесь
              0
              Планирует? Я что-то не помню такого ни в одной ФКП. А только ФКП можно считать официальными обещаниями государства. А все остальное — частные измышления и фантазии отдельных людей.
              0
              Мне видится решение довольно простым: после шлюза для перехода из вакуума в атмосферу идёт душ, который смывает всю пыль со скафандров, потом уже, после душа, их снимают.
              Таким образом внутрь базы пуль не попадает, люди с ней не контактируют.
              В технике, где это возможно, изолируем подвижные детали от пыли. Ну а дальше сколько проработает — столько проработает, затем «на свалку».
              +5
              явно эти все сроки взяты из потолка для инвесторов. Не будет инфраструктуры, не будет ничего.
                +3

                Человеку около 69 лет, за реализацию не отвечает.

                  +5
                  Лет 30 такие новости выходят, эти не первые и не последние…
                    +6
                    Мда… Тут простейшая реакция D+T не даётся уже больше полувека, а они замахиваются на гораздо более сложную с гелием-3?! Да пока даже приблизительно нет таких технологий, которые смогли бы её реализовать.
                    И не надо говорить, что «вот-вот учёные и инженеры что-нибудь придумают». С тем же успехом они могут завтра придумать какую-нибудь совсем бесплатную энергию и все эти сверхдорогие термоядерные электростанции будут вообще списаны в утиль.
                      +2
                      Что интересно, всё-таки значительно более простую D + 3He в статье перепрыгивают (которая, в общем, будет следующей после обкатки реакции D + T на реакторе DEMO) и сразу нацеливаются на 3He + 3He.
                        +1
                        А еще интереснее, что даже если (когда) она все-таки будет освоена, то это будет означать достижение таких параметров у реакторов, что еще чуть-чуть добавить(гораздо меньше чем путь от D+T к He3+He3) и можно запускать реакции D+D или B+p, сырья для которых просто навалом на Земле и никуда лететь уже не надо.

                        Т.е. окошко между — это топливо еще не нужно (т.к. негде его применить) и это топливо уже не нужно (т.к. есть гораздо более доступные и дешевые заместители) совсем крошечное.
                          –1
                          D+D намного проще, чем He3+He3. Но она даёт мощное нейтронное излучение и производит радиоактивный тритий (который затем выгорает не весь). Соответственно, тут нет абсолютно радиационной безопасности, о которой мечтают в реакторах на чистом гелии-3.

                          А вот B+p не просто сложнее осуществить, а вообще невозможно. Из-за относительно большого заряда ядра бора при необходимых для реакции температурах мощность одного только тормозного электромагнитного излучения (излучения, которое возникает при «столкновении» электронов с ядрами) оказывается выше, чем мощность, выделяющаяся в результате реакции. И это уже фундаментальная проблема.
                          В случае же реакции на водороде и гелии основные потери энергии идут из-за попадания в плазму тяжёлых примесей (материала стенок) и пока ещё слишком больших потерь самой плазмы из магнитной ловушки. Которые являются лишь техническими, но не фундаментальными проблемами.
                            +1
                            Ну не намного проще, D+D намного ближе к He3+He3 по сложности проведения чем к D+T.
                            Рад. опасность да, но все-равно она у D+D намного лучше чем у D+T, т.к. нейтроны там далеко не такие «злые» как в DT (порядка 2.5 MeV энергии у нейтронов против 14 MeV в DT) и образуются они только в половине реакций. А во второй половине — протоны как и в «чистом» He3+He3.

                            К тому же в этой 2й половине реакций нарабатывается тот самый искомый He3, дальнейшие реакции которого с самим собой, с дейтеририем и с тритием тоже «чистые» (энергия в виде протонов и отдачи ядер).
                            В результате D+D должен быть уже достаточно чистым и безопасным для широкого практического/промышленного использования в отличии от D+T. И с почти бесконечным запасом топлива прямо тут на Земле.

                            Насчет B+p. Я вообще не специалист, но материалы с теоретическими выкладками специалистов когда-то листал, там B+p реакция (а так же несколько реакций с участием лития-6) по требуемым параметрам описывается лишь немного сложнее в реализации чем He3+He3.
                            В частности уже даже один проект разработки подобного реактора (только не ТОКАМак, а на базе открытых ловушек) имеется, который ориентирован именно на эту реакцию: Термоядерный реактор на плазменных вихрях от Tri Alpha
                            (еще тут про него есть https://geektimes.ru/post/279868/)

                            Если бы были какие-то принципиальные/теоретические ограничения на их осуществимость проекты финансирования не получи бы — первую же экспертизу у физика-теоретика не прошли бы.

                            Так что если реакторы «дорастут», то у He3 будет сразу 2 мощных конкурента. Более простая в реализации, но «грязноватая» D+D реакция с почти неограниченными запасами топлива. И немного более сложная, но зато такая же чистая и безопасная B+p реакция (на выходе 3 альфа частицы) топлива для которой тоже на Земле завались.
                            Что делает добычу He3 фактически просто не нужной. Использовать то его можно будет, но почти наверняка окажется экономически нецелесообразно на фоне альтернатив.
                              –1
                              Если я правильно понимаю, термоядерная реакция He3 в теории позволит снимать электроэнергию напрямую из реактора, минуя цикл Карно, который, например, особенно сильно мешает в космосе.

                              Даже на безвоздушных планетоидах (например луне), от температуры можно избавляться, закачивая ее в толщу планеты, а вот на космическом корабле никакой альтернативы кроме излучения — нет
                                +1

                                http://mirvn.livejournal.com/33043.html (@tnenergy, "Гелий3 — мифическое топливо будущего")


                                Когда говорят про гелий3, то имеют в виду реакции термоядерного слияния He3 + D -> He4 + H или He3 + He3 -> 2He4 + 2H. По сравнению с классической D + T -> He4 +n в продуктах реакции нет нейтронов, а значит нет активации сверхэнергичными нейтронами конструкции термоядерного реактора.… Начнем с того, что при одинаковой плотности плазмы и оптимальной температуре реакция He3 + D даст в 40 раз меньше энерговыделение на кубометр рабочей плазмы. При этом температура, нужная для хотя бы 40 кратного разрыва будет в 10 раз выше — 100 кЭв (или один миллиард градусов) против 10 для D +T.… нам нужно поднять в 50 раз энерговыделение с кубометра He3 +D реакции, что можно сделать только подняв плотность в те же в 50 раз. В сочетании с выросшей в 10 раз температурой это дает увеличение давления плазмы в 500 раз

                                Одна маленькая проблемка — нейтроны от He3 + D реакции будут. Они будут рождаться в ходе паразитной реакции D + D ->T + n, а получившийся тритий тут же будет сгорать и давать еще один нейтрон. С учетом того, что дотянуться до зажигания гелия3 крайне непросто, при минимальных параметрах конфаймента… в виде нейтронов будет выделятся 2-3% энергии термоядерной реакции.

                                Да, технологии прямого преобразования энергии плазмы в электроэнергию есть, они активно исследовались в 60х-70х, и показали кпд в районе 50-60% (не 80, надо заметить). Однако эта идея слабо применима как в D +T реакторах, так и в He3 +D. Почему это так, помогает понять вот эта картинка. http://fti.neep.wisc.edu/neep602/LEC27/IMAGES/fig5.JPG
                                На ней показаны потери тепла плазмой по разным каналам. Сравните D+T и D + He3. Transport — это то, что можно использовать для прямого преобразования энергии плазмы в электричество. Если в D + T варианте у нас все забирают мерзкие нейтроны, то в случае He3 + D все забирает электромагнитное излучение плазмы, в основном синхротронное и рентгеновское тормозное (на картинке Bremsstrahlung). Ситуация практически симметричная, все равно надо отводить тепло от стенок и все равно прямым преобразованием мы не может вытащить больше 10-15% энергии термоядерного горения, а остальное — по старинке, через паросиловую машину.

                                … Никакие гипотетические плюсы He3 не окупают даже близко необходимости в 500 раз поднимать давление плазмы.
                                  +1
                                  Именно поэтому некоторые фантазеры типа этих индусов мечтают именно о He3+He3 реакции, а не о He3+D. Из He3+He3 уже действительно можно извлекать энергию напрямую — см. тот же самый график.

                                  Но насколько помню, там такие параметры реактора для нее нужны, что вообще в серьез обсуждать нет смысла. Даже если до них когда-нибудь доберемся, то при таких параметрах вообще почти все элементы из начала таблицы Менделеева жечь можно будет. И в результате опять Гелий-3 окажется не нужен. Ну только если много и дешево, а не как эксклюзивное супер-топливо по космическим (в прямом и переносном смысле) ценам.
                                +1
                                Вот сечения реакций при различных энергиях частиц (горизонтальная ось, кэВ):
                                Сечения термоядерных реакций
                                Как видим, при 100 кэВ (такая средняя энергия у частиц в плазме с температурой 1 160 000 000 К), при которых сечения D+D реакций становятся достаточно большими для эффективной работы реактора, сечение D+T всё ещё на два порядка выше. Так что D+D даёт и 14 МэВ нейтроны тоже. Т.к. там образуется тритий, который почти весь тут же будет сгорать (но какая-то часть его всё-таки остаётся, создавая радиоактивное загрязнение стенок камеры и прочих систем реактора).
                                Соответственно, с точки зрения радиационной опасности D+D от D+T хоть и отличается, но не принципиально. Она даёт ровно столько же нейтронов, но если у D+T они все 14 МэВ, то тут половина 14 МэВ, а половина — 2,5 МэВ.

                                Реакции He3+He3 на графике нет вообще. Потому, что её серьёзно никто и не рассматривает. Её сечение при температурах до 100 кэВ включительно в разы и даже на порядки ниже, чем сечение D+He3, а энергии она даёт в полтора раза меньше, тратя при этом вдвое больше остродефицитного гелия-3.Серьёзно рассматривают D+He3. Сечение этой реакции при 100 кэВ втрое выше, чем D+D, а потому при такой температуре будет идти преимущественно именно она, выход нейтронов от побочной D+D и последующей D+T будет относительно мал.

                                Сечение p+B, как видим, при 100 кэВ на два порядка ниже, чем у D+D (про D+He3 и говорить не приходится). Т.е. при такой температуре реакция, считай, вообще не идёт. При 200-300 кэВ, когда сечение реакции уже становится достаточно большим, повторюсь, оказываются слишком велики потери на тормозное излучение электронов. К слову, при такой температуре D+He3 имеет на порядок больше сечение и на каждую реакцию даёт в два с лишним раза больше энергии, т.е. «рвёт как Тузик грелку» эту p+B. Тем более, что и 100 кэВ — это пока «фантастика», температура плазмы в реальных реакторах обычно 10-20, ну в лучшем случае что-то типа 30 кэВ, так что про 200-300 и говорить не приходится.

                                На счёт экспертиз вы, похоже, слишком наивны…
                                Но в данном случае установка экспертизу пройти вполне могла бы, т.к. «установка приближается к передовым токамакам конца 70х по уровню сложности и решаемых задач», а далее «планируется достичь уровня, достаточного для breakeven D + T (теоретического, т.к. установка будет работать только на дейтерии, без использования трития) с температурой плазмы в 100 млн градусов (10 кЭв) и временем удержания 1 секунда. На сегодняшний день такой уровень достигнут в двух токамаках — европейском JET и японском JT-60U». Т.е. все реальные планы не превосходят того, что достигли на токамаках ещё 20 (двадцать, Карл!) лет назад, когда JET активно гоняли на тритии (так то его тридцать с лишним лет назад сделали). А это уже выглядит вполне реалистично.
                                Все же разговоры про p+B — это не более чем болтовня для ничего не понимающей публики.
                                  0
                                  Соответственно, с точки зрения радиационной опасности D+D от D+T хоть и отличается, но не принципиально. Она даёт ровно столько же нейтронов, но если у D+T они все 14 МэВ, то тут половина 14 МэВ, а половина — 2,5 МэВ.

                                  Не столько же, а в 2 раза меньше. Т.к. половина реакций D+D идет с образованием трития + протон, т.е. вообще без нейтронов.
                                  2я половина дает Гелий-3 + 2.5 МэВ нейтрон.

                                  Вторичные реакции (с образовавшимися тритием и гелием-3) тоже делятся на нейтронные (D+T и другие с участием трития) и «чистые» (He3+D).
                                  Т.е. если D+T это 100% реакций с 14 МэВ нейтронами, которые почти всю энергию с собой забирают, то D+D реактор это порядка 25% (в 4 раза меньше) 14 МэВ нейтронов и 25% 2.5 МэВ нейтронов, а 50% реакций безнейтронные, только из заряженных частиц (которые еще и плазму греть сильно помогают).

                                  Для p+B да, нужны энергии выше 100 кЭв. Но зато в этом случае она начинает лучше альтернатив смотреться вплотную догоняя D+He3(но на дешевом неограниченном топливе) и превосходя D+D
                                  image

                                  C потерями на тормозное излучение вопрос тоже решаемый — см. по ссылке (https://geektimes.ru/post/279868/ с середины примерно), свежие научные данные показывают что сечение реакции B+p выше чем раньше оценивалось, а значит выход энергии от реакций сравнивается или даже перекрывает потери. Тем более это не пустые потери, эту энергию тормозного рентгена поймают на стенках и она пойдет в дело крутить турбины, это потери только с точки зрения нагрева/поддержания температуры плазмы.

                                  Да, до реакторов способных выдавать температуры > 100 кэв на практике еще очень далеко. Но так и до реакторов способных жечь He3 не намного ближе.
                                  Я писал о том, как раз о том, что пока таких реаторов нет и в ближайшее время не предивится, а значит He3 не нужен. А когда/если они появятся — то помимо He3 будет много интерсных вариантов.
                                  Помимо D+D и B+p есть еще интересные реакции с литием-6 (Li6+p, Li6+D), тоже полностью «чистые»(на выходе только альфа частицы и протоны) и тоже с огромными запасами топлива, за которым никуда летать не нужно.
                                    +2
                                    Т.е. если D+T это 100% реакций с 14 МэВ нейтронами, которые почти всю энергию с собой забирают, то D+D реактор это порядка 25% (в 4 раза меньше) 14 МэВ нейтронов и 25% 2.5 МэВ нейтронов, а 50% реакций безнейтронные, только из заряженных частиц (которые еще и плазму греть сильно помогают).


                                    D+D -> T+p + 4,03 МэВ
                                    D+D -> He3+n + 3,27 МэВ
                                    D+T -> He4+n + 17,6 МэВ
                                    D+He3 -> He4+p + 18,4 МэВ
                                    Итого: 6D -> 2He4+2p+2n + 43,3 МэВ
                                    На эти 43,3 МэВ мы получаем один 14 МэВ нейтрон и один 2,5 МэВ нейтрон. Т.е. по нейтрону на каждые 21,7 МэВ.
                                    Такова ситуация в реакторе на дейтерии.

                                    D+T -> He4+n + 17,6 МэВ
                                    Li6+n -> T+He4 + 4,80 МэВ (именно отсюда у нас тритий)
                                    Итого: D+Li6 -> 2He4 + 22,4 МэВ
                                    На эти 22,4 МэВ мы получаем один промежуточный 14 МэВ нейтрон.
                                    Такова ситуация в дейтерий-тритиевом реакторе.

                                    Как видим, число нейтронов на единицу произведённой энергии в реакторе на дейтерий-тритиевом топливе даже чуть меньше (0,045 нейтрона на МэВ против 0,046), хотя этой разницей можно и пренебречь ввиду незначительности.
                                    Реальная разница только в том, что у D-D 50% нейтронов 14 МэВ и 50% 2,5 МэВ, а у D-T все 100% нейтронов 14 МэВ.
                                    Ну и в том, что у D-T нейтрон — это промежуточный продукт, который сразу же утилизируется для производства трития, а у D-D ещё нужно придумать, куда нейтроны девать.

                                    Но зато в этом случае она начинает лучше альтернатив смотреться вплотную догоняя D+He3(но на дешевом неограниченном топливе) и превосходя D+D

                                    Вы этот график где взяли?..
                                    График очень «хитрый».
                                    «Только в 3 раза хуже, чем DT» — да, это справедливо при 250 кэВ. Только вот при температурах выше 70 кэВ у D-T идёт спад. Учитывая, что на участке 50-70 кэВ рост почти нулевой, оптимальная для неё температура не превышает эти самые 50 кэВ. И при 50 кэВ она даёт раз в пять больше мощности. В пять раз больше мощности при пятикратно меньшей температуре…
                                    «Сопоставимо с DHe3» — да, это справедливо при 250+ кэВ. Только вот при температурах выше 100 кэВ у D-He3 роста почти нет, так что его нет смысла греть сильнее. Учитывая быстрый рост потерь в плазме с ростом температуры, оптимум у D-He3 явно будет около 100 кэВ, до 250 его греть никто не будет. А при 100 кэВ D-He3 даёт в четыре раза больше энергии, чем p-B при ней же.
                                    «В 5 раз лучше, чем DD» — это если учитывать только энергию, выделяющуюся непосредственно в реакциях D-D, «забывая» про последующие реакции D-T и D-He3, на которые приходится 83% выделяющейся энергии… Т.е. график занижает результат чистого дейтерия более чем в пять раз.
                                    Вот график скорости реакций в зависимости от температуры. На нём, кстати, есть He3-He3, отлично видно, что реакция даже при 200-300 кэВ считай не идёт. Но, увы, нет p-B, потому я и привёл вместо него график сечения от энергии, на котором эта реакция есть.
                                    Посмотрите, при 100 кэВ D-D даёт 4,5*10^-23. Умножаем на 21,65 МэВ, которые мы в среднем получаем на одну D-D реакцию с учётом последующих, получаем 9,7*10^-22.
                                    А что нам даёт ваш график? Где-то 1,6*10^-22.
                                    При 200 кэВ у D-D 8,8*10^-23, умножаем на 21,65 МэВ, должны получить 1,9*10^-21, а на вашем графике меньше 4*10^-22.
                                    При 300 кэВ у D-D 1,3*10^-22, умножаем на 21,65 МэВ, должны получить 2,8*10^-21, а на вашем графике меньше 6*10^-22.
                                    Так что реально D-D реакция будет давать больше энергии, чем p-B, как минимум до температуры в 200 кэВ. При этом из-за в разы меньшего среднего заряда иона потери энергии плазмой будут многократно меньше.
                                    Итого: все три утверждения под вашим графиком — это не то, чтобы вообще обман, но манипуляция данными, которая искажает реальность, в разы ухудшая реальные показатели конкурентов реакции p-B.

                                    C потерями на тормозное излучение вопрос тоже решаемый — см. по ссылке (https://geektimes.ru/post/279868/ с середины примерно), свежие научные данные показывают что сечение реакции B+p выше чем раньше оценивалось, а значит выход энергии от реакций сравнивается или даже перекрывает потери.

                                    Вот что-то мне подсказывает, что ваш тот прошлый график учитывает самые-самые новые оптимистичные оценки сечения p-B…
                                    Ну и даже по этим новым данным, о которых я действительно не знал, получается, что при 300 кэВ энерговыделение реакции p-B равно потерям за счёт одного только тормозного излучения. Той составляющей, которая у современных реакторов вообще не учитывается, т.к. много меньше всех остальных! Т.е. даже по этим новейшим данным работать может только «сферический конь в вакууме». Если добавить все остальные виды потерь (а их, поверьте, чуть менее чем дофига), то работать он по прежнему не может в принципе.
                                    А вот для D-D и D-He3 работа вполне себе возможна.

                                    Да, до реакторов способных выдавать температуры > 100 кэв на практике еще очень далеко. Но так и до реакторов способных жечь He3 не намного ближе.

                                    Т.к. для D-He3 при 100 кэВ даёт столько же энергии, сколько p-B при 200 кэВ, и при этом имеет средний заряд иона 1,5 против 3,0 у p-B, между реактором, который мог бы работать на D-He3, и реактором на p-B (с учётом этих последних данных) примерно такая же пропасть, как между реактором на D-T и реактором на D-He3.
                                      0
                                      Да, в D+D не учел, что сами реакции в разы меньше энергии дают, поэтому если по выходу энергии изменять, а не в реакциях синтеза то не такая сильная разница.

                                      Куда деть нейтроны найдется — нейтроны в ядерной промышленности это вообще один из самых ценных ресурсов. И то что в D+T они все(еще и не хватает! т.к. эффективность их утилизации не 100%) уходят только на воспроизводство трития это недостаток этой реакции, а не ее приимущество.
                                      В D+D реакторе вместо этого в бланкетах можно будет много полезных и нужных изотопов (от медицины до РИТЭГов для космических аппаратов) нарабатывать под нейтронным потоком и зарабатывать еще на этом помимо производства энергии. Ну или топливо для классических АЭС из копеечных U238 и тория нарабатывать.

                                      График — из той же статьи, откуда ее автор взял лучше у него спросить (кастуем вызов tnenergy ), но вероятно из материалов компании. Отсюда и преукрашивания — типичный маркетинг: напрямую не врем, но где можем приукрашиваем/представляем в выгодном для нас свете.

                                      То, что там не учтена энергия вторичных реакций если только по выходу энергии считать D+D на самом деле немного более «легкая» реакция чем B+p я знаю. Но все-равно B+p лучше за счет чистоты реакции: ни нейтронного потока ни трития, в этом плана она даже лучше чем He3+D, которая все-таки не совсем чистая — через D+D там те же самые 2.5 и 14 МэВ нейтроны будут, пусть и более чем на порядок меньшем количестве. В этом плане B+p конкурент как раз He3+He3 реакции о которой мечтают индусы. И за счет еще более дешевого и доступного топлива чем даже дейтерий. (бор-11, основной изотоп самого обычного природного бора)

                                      Той составляющей, которая у современных реакторов вообще не учитывается, т.к. много меньше всех остальных! Т.е. даже по этим новейшим данным работать может только «сферический конь в вакууме». Если добавить все остальные виды потерь (а их, поверьте, чуть менее чем дофига), то работать он по прежнему не может в принципе.

                                      Из чего это вообще следует? Потери в плазме > выхода энергии из термоядерных реакций означает только одно: невозможно достичь самоподдерживающейся реакции горения (когда Q уходит в бесконечность) только за счет сжатия плазмы магнитным полем. И нужен будет какой-то внешний подогрев плазмы (радиочастный, токовый, инжектор нейтральных пучков на выбор или в сочетании).
                                      Но он в любом случае и во всех термоядерных реакторах нужен — как минимум для запуска каждого цикла реакции и отказаться от этой части невозможно.

                                      В будущем ITER суммарные потери в плазме тоже превышают энерговыделение в ней (тормозное излучение невысокое, но вот нейтроны сразу уносят около 80% энергии за пределы зоны реакции). Но это совершенно не значит, что ITER работать не будет или что D+T реакция невозможна. Просто означает что реактор не сможет работать без внешнего подогрева плазмы и Q ограничен.
                                      У p+B высокие потери на излучение, зато вообще нет огромных потерь на нейтронах как у D+T и D+D

                                      А так вообще p+B это даже более «легкая» для осуществления реакция, чем D+He3. C Гелием-3 максимальное сечение реакции 0.7 барн, которое достигается при энергиях частиц порядка 500 кЭв (средняя температура меньше за счет максвелловского распределения), а у p+B максимальное сечение реакции 1.2 (а по новым уточненным данным 1.4) барн при энергии порядка 600 кЭв.
                                      Т.е. при одинаковой температуре и давлении она идет активнее. А Гелий 3 оказывается немного выше только за счет большего выхода энергии с единичной реакции (18.3 против 8.7 МэВ). Ну и на малых энергиях (< 100 кэв) преимущество в сторону гелия.

                                      P.S.
                                      Вопрос к tnenergy. Что-то не могу сообразить — как правильно пересчитывать сечение реакции (в барнах) в объемную активность (кол-во реакций на единицу объема плазмы) как на графиках выше.
                                      Что-то не складывается как при максимальном сечении реакции D+T в 5 барн, а D+D всего в ~0.2(0.1+0.1 для 2х видов реакции) объемная реактивность при оптимальной температуре различается меньше чем в 10 раз. Надо еще учитывать что с ростом температуры увеличивается и количество столкновений в секунду или это уже учтено в сечениях реакции?
                                        0
                                        >Что-то не могу сообразить — как правильно пересчитывать сечение реакции (в барнах) в объемную активность (кол-во реакций на единицу объема плазмы) как на графиках выше.

                                        Элементарно — надо умножить на скорость ионов.
                                          0
                                          Среднеквадратическую? И именно скорость в м/с, а не их кинетическую энергию?

                                          Т.е. sqrt(3*R*T/u) для максвелловского распределения?
                                          0
                                          Куда деть нейтроны найдется — нейтроны в ядерной промышленности это вообще один из самых ценных ресурсов. И то что в D+T они все(еще и не хватает! т.к. эффективность их утилизации не 100%) уходят только на воспроизводство трития это недостаток этой реакции, а не ее приимущество.

                                          B+p лучше за счет чистоты реакции: ни нейтронного потока

                                          Вы таки определитесь: либо нейтроны — это ценнейший ресурс и их нехватка — это минус, либо лучше чтобы нейтронов не было… Одно прямо противоречит другому.
                                          А что до нехватки нейтронов в D-T, то её нет. Li7+n -> He4 + T + n. Правильный подбор смеси лития-6 и лития-7 позволяет получить точное совпадение расхода трития с его производством. В природном литии производство трития будет идти даже с избытком (правда производство энергии при этом снизится).

                                          D+D на самом деле немного более «легкая» реакция чем B+p

                                          Не немного, а радикально!
                                          Температура нужна втрое меньше, средний заряд иона тоже втрое меньше.

                                          более дешевого и доступного топлива чем даже дейтерий. (бор-11, основной изотоп самого обычного природного бора)

                                          Запасы бора что-то около 100 000 000 тон, из них 80 000 000 тон — бор-11, а запасы дейтерия — порядка 80 000 000 000 000 тон, т.е. в миллион раз больше.
                                          Другое дело, что и бора нам на сотни тысяч лет хватит.

                                          Из чего это вообще следует? Потери в плазме > выхода энергии из термоядерных реакций означает только одно: невозможно достичь самоподдерживающейся реакции горения (когда Q уходит в бесконечность) только за счет сжатия плазмы магнитным полем. И нужен будет какой-то внешний подогрев плазмы (радиочастный, токовый, инжектор нейтральных пучков на выбор или в сочетании).

                                          Это следует из того, что Q хоть и не обязательно быть бесконечности, но как минимум 4 оно должно быть чтобы просто поддерживать реакцию.
                                          Ведь потери энергии плазмой — это нагрев стенок. Тепло стенок мы можем преобразовывать в электричество с КПД лишь около 1/3. Плюс КПД преобразования электричества в нагрев плазмы хоть и высок, но не 100%. Итого лишь 1/4 тепла, ушедшего из плазмы на стенку, мы можем вернуть назад в плазму.
                                          Электростанция, если мы её хотим не «для галочки» сделать, а экономически выгодную, должна производить энергии в разы больше, чем потребляет для своих собственных нужд, отсюда получаем, что даже Q = 10 хватает лишь «со скрипом», по-хорошему надо Q = 20 или более.

                                          В будущем ITER суммарные потери в плазме тоже превышают энерговыделение в ней (тормозное излучение невысокое, но вот нейтроны сразу уносят около 80% энергии за пределы зоны реакции).

                                          Как раз таки энерговыделение в ней будет минимум в разы выше потерь. Но именно из-за ухода нейтронов (они не имеют никакого отношения к потерям энергии плазмой) не факт, что оставшейся в плазме энергии хватит для поддержания температуры. Поэтому перед ITER ставят задачу лишь получить Q не менее 5 в непрерывном режиме и не менее 10 краткосрочно. Но перспектива достичь зажигания там тоже есть.

                                          У p+B высокие потери на излучение, зато вообще нет огромных потерь на нейтронах как у D+T и D+D

                                          Всякие «зато» хорошо звучать при «споре на кухне».
                                          А вот в инженерном деле нужны числа.
                                          И они говорят, что D-T потенциально можно зажечь уже в ITER, а D-D хоть и потребует для зажигания повысить температуру с 10 кэВ до 60 и времени удержания с 3 с (столько нужно D-T при 10 кэВ) до примерно 30 с, но всё равно числа вполне конечные. Для p-B зажигание потребовало бы примерно бесконечного времени удержания (время удержания характеризует все остальные потери энергии плазмой, кроме тормозного излучения, т.е. характеризует качество магнитной ловушки) при температуре 300 кэВ.
                                          Если говорить не о зажигании, а об «осуществимости» (когда нам хватает производимого электричества для поддержания работы реактора), то у D-T при 10 кэВ нужно время удержания 1 с, а D-D — около 12 с при 60 кэВ.
                                          Для p-B сказать число не берусь, т.к. представленные графики не позволяют разглядеть, насколько энерговыделение оказывается выше потерь на тормозное излучение. Но достаточно очевидно, что это сотни, если не тысяч секунд. Ну и температура 300 кэВ, да.

                                          А так вообще p+B это даже более «легкая» для осуществления реакция, чем D+He3. C Гелием-3 максимальное сечение реакции 0.7 барн, которое достигается при энергиях частиц порядка 500 кЭв (средняя температура меньше за счет максвелловского распределения), а у p+B максимальное сечение реакции 1.2 (а по новым уточненным данным 1.4) барн при энергии порядка 600 кЭв.

                                          Я же выше вам график сечения давал… Максимум у D-He3 при 200-300 кэВ энергии, а не при 500. Ну и скорее 0,8, а не 0,7. Смею предположить, что опять повелись на чьи-то уловки: ситуация в плазме — это столкновение двух движущихся частиц, т.е. энергию нужно смотреть их суммарную относительно центра масс (именно такой график я привёл), но можно посчитать и энергию дейтрона (протона в случае p-B), налетающего на неподвижный гелий-3 (бор-11)… Для D-He3 разница будет почти вдвое, т.к. массы D и He3 близки, а вот для p-B ситуация никак не поменяется, т.к. бор на порядок тяжелее протона, его скорость пренебрежима.
                                          При этом D-He3 даёт нам 18,4 МэВ, а 8,7 МэВ.
                                          Т.е. да, мы, можем получить сечение p-B почти вдвое выше, только для этого должны потратить в два с лишним раза больше энергии на разгон частиц и получим в итоге в два с лишним раза меньше энергии от реакции.

                                          Что-то не могу сообразить — как правильно пересчитывать сечение реакции (в барнах) в объемную активность (кол-во реакций на единицу объема плазмы) как на графиках выше.

                                          Надо умножать на скорость ионов и проинтегрировать это произведение по распределению Максвелла.
                                            +1
                                            Для p-B сказать число не берусь, т.к. представленные графики не позволяют разглядеть, насколько энерговыделение оказывается выше потерь на тормозное излучение. Но достаточно очевидно, что это сотни, если не тысяч секунд. Ну и температура 300 кэВ, да.

                                            Это я спросоня стормозил…
                                            Всё считается.
                                            Считаем, что при 300 кэВ потери на тормозное в точности равны мощности реакции и в точности равны потоку тепла на стенку — 4*10^-21 МэВ*м^3/с (из того вашего графика).
                                            При концентрации ионов в плазме 10^14 см^-3, она же 10^20 м^-3, (для которой я до этого брал время удержания) т.е. 0,5 водорода + 0,5 бора, получаем 10^19 МэВ/(с*м^3) или, по-человечески, 1,6 МВт/м^3 удельной мощности.
                                            Плотность тепловой энергии в плазме пи этом 300 кэВ * 10^20 м^-3 = 3*10^19 МэВ/м^3 = 4,8 МДж/м^3.
                                            Для Q=4 нужно чтобы требуемый дополнительный нагрев был равен 1/4 от удельной мощности или 1,6/4 = 0,4 МВт/м^3. Делим удельную энергию плазмы на это число, 4,8/0,4 = 12 секунд — таково необходимое время удержания.
                                            Т.е. на самом деле для p-B при той же концентрации ионов для «осуществимости» нужно то же время удержания, что и для D-D. НО нужна температура в пять раз больше.

                                            Т.е. не смотря на мою прошлую ошибку общий вывод неизменен: D-D осуществить решительно проще, чем p-B.
                                              0
                                              Ну это уже больше похоже на правду.

                                              Только 2 важных замечания
                                              1. D+D кардинально проще только для классического ТОКАМАКа. Есть и другие подходы к УТС, например плазменные вихри (RFC) или открытые ловушки, или тем более импульсный синтез, где очень высокие температуры достигаются значительно легче, а вот со временем удержания наоборот обычно хуже.
                                              При в 5 раз меньшей температуре (т.е. к примеру ~60 кэв против ~300 кэв) D+D тоже будет еще относительно неплохо идти, но с примерно в те же 5 раз меньшей интенсивностью/удельным энерговыделением судя по обоим графикам. Или если уж считаем, то тогда уж по полной. Все, те же исходные, плотность плазмы 1E20, температура 300 кэв
                                              4E-21*(0.5E20)^2*1E6*1.6E-19 = 1.6 МВт/м3 для p+B@300
                                              1.2E-22*(0.5E20)^2*22E6*1.6E-19 = 1.06 МВт/м3 для D+D@300
                                              22 МэВ в формуле, т.к 43.2 это сумма 4х реакций, в т.ч. 2х первичных 2*(D+D). Т.е. даже на одной температуре в максимально оптимистичном варианте (предполагаем что весь тритий и гелий-3 на 100% прореагируют во вторичных реакциях без остатка, а скорость определяется только первичными D+D) энерговыделение D+D ниже чем у p+B. И время удержания понадобится побольше (~18 c). Правда отставание от p+B всего где-то в 1.5 раза, а не 5-6 раз как на «маркетинговом» графике, где выход энергии только от первичных реакций учтен или они учтены «с большим дисконтом».

                                              А теперь температура 60 кэв, плотность таже 1E20
                                              2E-22*(0.5E20)^2*1E6*1.6E-19 = 0.08 МВт/м3 для p+B@60
                                              2.5E-23*(0.5E20)^2*22E6*1.6E-19 = 0.22 МВт/м3 для D+D@60
                                              На относительно низкой энергии D+D намного бодрее идет. Поэтому для реактора в принципе не способного достичь достаточно высоких температур она конечно предпочтительнее.
                                              Но 0.22 МВт/м3 термоядерной мощности, которые можно получить от D+D на 60 кэв это примерно в 7 раз ниже чем можно получить от p+B на 300 кэв.
                                              А значит нужно либо кратно увеличивать масштабы установки, либо увеличивать плотность и время удержания плазмы. Чтобы «догнать» p+B работая на 60 кэв придется увеличить плотность почти в 3 раза:
                                              2.5E-23*(1.35E20)^2*22E6*1.6E-19 = 1.6 МВт/м3 для D+D@60
                                              В зависимости от типа реактора достичь температуры в 300 кэв может оказаться даже легче или относительно сравнимо(особенно с учетом что p+B полностью чистая и на этом можно сильно выиграть в других местах), чем в 3 раза большей плотности плазмы при 60 кэв. Или же чем строить реактор с в 7 раз большим объемом активной зоны чтобы работать на 60 кэв и получать ту же самую мощность на выходе.

                                              Второе по потерям на тормозное излучение. Это все расчеты исходя из простейшего частного случая, когда температура ионов и электронов плазмы равны. В этом случае для p+B потери на тормозное излучения оказывались выше энерговыделения в плазме где-то на 10-15%, а по новым данным эти потери совсем чуточку ниже в области оптимальных энергий.

                                              Но это равенство температур совершенно не обязательно, температуры вполне могут и отличаться. При этом интенсивность протекания реакций синтеза зависит от ионной температуры, а потери на тормозное излучение в основном от электронной температуры. Если температура электронов ниже чем у ионов, то можно получить энерговыделение в плазме существенно выше чем потери на излучение даже для p+B.
                                              В FRC синтезе и в открытых ловушках работают в сторону как раз таких конфигураций. За счет этого проблемы создаваемые высоким зарядом ионов (например бора) проявляются намного меньше.

                                              И даже для классики — при подогреве плазмы через ионы средняя температура ионов оказывается повыше чем у электронов.
                                              В тему вот эту статью пролистайте: http://vant.iterru.ru/vant_2008_1/4.pdf

                                              В частности в конце, где ее критика идет:
                                              Например, его высказывание о том, что «для реакции р—11 тормозное излучение превышает энергетический выход термоядерной реакции при любой температуре плазмы» (пятый абзац второго раздела), предполагает равенство температур ионов и электронов. Однако уже в давних работах в рамках плазменных моделей было показано, что в случае дополнительного нагрева ионов электроны, нагреваемые за счет (релятивистских) электрон-ионных парных кулоновских столкновений, все же существенно холоднее ионов, так что тормозные потери вполне могут и не превосходить ядерного энерговыделения.


                                              Это старая статья, еще до новых научных данных в которых увеличили оценки сечения реакции p+B почти на 20%.

                                              Суть собственно проста: даже в классическом бублике при наличии внешнего нагрева плазмы, если при этом мы греем в первую очередь ионы (например инжектор нейтральных пучков), то хоть энергия со временем конечно и перераспределяется от ионов к электронам, но все-равно средняя температура ионов оказывается выше чем средняя температура электронов. А поэтому для расчета энерговыделения надо закладывать одну температуру, а для потерь на тормозное излучение другую и такие реакции как p+B оказываются вполне реализуемыми на практике.
                                              0
                                              Вы таки определитесь: либо нейтроны — это ценнейший ресурс и их нехватка — это минус, либо лучше чтобы нейтронов не было… Одно прямо противоречит другому.
                                              А что до нехватки нейтронов в D-T, то её нет. Li7+n -> He4 + T + n. Правильный подбор смеси лития-6 и лития-7 позволяет получить точное совпадение расхода трития с его производством. В природном литии производство трития будет идти даже с избытком (правда производство энергии при этом снизится).

                                              Так я давно определился, все просто и логично. В порядке убывания предпочтения:

                                              1. Полностью чистые безнейтронные реакции, где в продуктах реакции только заряженные частицы. Что очень сильно упрощают жизнь и эксплуатацию реактора и повышают его безопасность.
                                              Это такие реакции как:
                                              p+B11, He3+He3, p+Li6, D+Li6, He3+Li6

                                              2. Нейтронные реакции, которые сильно усложняют реактор и его эксплуатацию. Но раз уж от нейтронов никуда не деться, то возникающий в таком реакторе мощный нейтронный поток можно пустить на что-то полезное помимо выработки энергии, например на выработку нужных изотопов для применения за пределами реактора.
                                              Это например D+D реакция.

                                              3. Нейтронные реакции, где весь нейтронный поток уходит на самообеспечение самого реактора, т.е. большие проблемы от мощного и жесткого нейтронного потока имеем, а вот дополнительной пользы как в п.2 — нет.
                                              Это как раз классика: D+T (ну и малоактуальная T+T)
                                              То что коэффициент наработки трития реально довести до уровня даже немного выше 1 я в курсе, хотя предлагают там не Li7 использовать, а вторичные нейтроны отдачи от первичных 14 МэВ нейтронов ставя перед мишенью из Li6 слой из каких-то других металлов(из которых и будут выбиваться доп. нейтроны). Но все-равно весь поток уйдет на воспроизводство топлива для реактора, а эти доп меры по «размножению нейтронов» лишь позволяют компенсировать потери (нейтроны вступившие в реакцию с чем-то другим помимо лития или замедлившиеся и распавшиеся без реакции, потери при выделении/сборе образовавшегося трития, естественный распад трития при наработке и хранении).

                                              Ну а реакция D+He3 в этом плане как говорится — «ни рыба, ни мясо». Сама по себе реакция «чистая», но из-за присутствия дейтерия в реакторе всегда будет идти паразитная D+D реакция (а через нее еще и самая неприятная D+T). При этом достаточно сильно подавить ее невозможно — в лучшем случае доля нейтронных реакций будет где-то 10% от общего количества. Это хоть и значительно снижает требования к нейтронной прочности стенок(снижает их деградацию), но весь остальной букет недостатков «грязных» реакций имеется по полной программе — все-равно нарабатывается и накапливается тритий, все-равно идет очень сильная активация всех конструкций. Настолько сильная, что все обслуживание/ремонт возможны только в полностью дистанционном/роботизированном режиме, а все конструкционные материалы по окончании срока службы представляют собой высокоактивные радиоактивные отходы.

                                              Но с другой стороны нейтронов не настолько много, чтобы имело смысл строить вокруг этого их промышленное использование для наработки изотопов.
                                              В результате я бы эту реакцию поставил куда-то между п.3 и п.2 по привлекательности: это конечно лучше чем D+T, но хуже даже чем чистый D+D вообще без участия He3.

                                              Не немного, а радикально!
                                              Температура нужна втрое меньше, средний заряд иона тоже втрое меньше.

                                              Это с какой стороны смотреть. Температура нужна в разы выше, но если ее удалось достичь, то тогда плотность плазмы нужна ниже.
                                              Т.к. при одинаковой температуре сечение реакции p+B11 1.2(1.4) барна, а D+D ниже 0.2 (0.2 это максимум и достигается он вообще только при энергиях в районе 2000 кэВ). Т.е. при высокой температуре от p+B11 можно получить либо большее удельное энерговыделение, либо обойтись меньшей плотностью и соответственно давлением плазмы.
                                              Т.е. на низких температурах D+D намного лучше, а вот на высокой (хотя бы 100-150 кэВ и выше) уже p+B11. Часть реакторов метят именно в этот сектор (высокие температуры, но не такие высокие плотность и время удержания). На классическом ТОКОМаке подходы к УТС не заканчиваются.

                                              Запасы бора что-то около 100 000 000 тон, из них 80 000 000 тон — бор-11, а запасы дейтерия — порядка 80 000 000 000 000 тон, т.е. в миллион раз больше.
                                              Другое дело, что и бора нам на сотни тысяч лет хватит.

                                              Я не говорил про запасы, я говорил про доступность и стоимость. А это не одно и тоже, хотя и связанные вещи.
                                              Да, дейтерия на порядки больше, но вот его выделение из воды довольно сложное и дорогостоящее. Даже сейчас стоимость чистого дейтерия (не дейтериевой/тяжелой воды, где его только максимум 20% по массе) больше 1000 $ за 1 кг. И это при том, что большая его часть добывается как побочный продукт других производств. Если спрос на него вырастет на несколько порядков от текущего уровня, то побочным производством его будет невозможно закрыть. А полная стоимость добычи дейтерия из воды это где-то район 10 000$ за кг. Всего в несколько раз дешевле золота. Конечно на фоне стоимости трития для D+T или стоимости произведенной из этого кг энергии это немного. Но бор(и протоны) для p+B реакции еще дешевле и доступнее, чем дейтерий. А запасов тоже хватит ну очень надолго.

                                              Я же выше вам график сечения давал… Максимум у D-He3 при 200-300 кэВ энергии, а не при 500. Ну и скорее 0,8, а не 0,7. Смею предположить, что опять повелись на чьи-то уловки: ситуация в плазме — это столкновение двух движущихся частиц, т.е. энергию нужно смотреть их суммарную относительно центра масс (именно такой график я привёл), но можно посчитать и энергию дейтрона (протона в случае p-B), налетающего на неподвижный гелий-3 (бор-11)… Для D-He3 разница будет почти вдвое, т.к. массы D и He3 близки, а вот для p-B ситуация никак не поменяется, т.к. бор на порядок тяжелее протона, его скорость пренебрежима.

                                              График о другом. Да, я имел ввиду энергию частиц, а не среднюю температуру. У D-He3 максимум сечения только 0.7 барн при энергии сталкивающихся частиц 470 кэВ.
                                              Точно так же как у D+T максимум сечения лежит даже выше 100 кэВ, но максимум энерговыделения в плазме достигается существенно раньше. А у p+B максимум сечения 1.2(1.4) барн при энергии сталкивающихся частиц около 600 кЭв, но греть плазму тоже достаточно где-то до 300.
                                              Данные из научных работ, тут никаких маркетинговых уловок.
                                            +1
                                            >Т.к. для D-He3 при 100 кэВ даёт столько же энергии, сколько p-B при 200 кэВ, и при этом имеет средний заряд иона 1,5 против 3,0 у p-B, между реактором, который мог бы работать на D-He3

                                            У D-He3 еще объемное энерговыделение хуже, чем у pB11, при той же концентрации частиц, емпни (литература дома, а я не дома).

                                            Впрочем, ключевая проблема, которую вы не поднимаете в дискуссии с Mad_max в другом. DHe3, при равновесной концентрации D и He3 нейтронная мощность составит несколько процентов (до 10) от полной. Реактор DHe3 будет полноценной ядерной установкой со всеми песнями и плясками ядерного лицензирования, и стоимость только этого лицензирования и мероприятий по обеспечению ядерной и радиационной безопасности скорее всего составят несколько сот миллионов долларов на установку, включая цех по работе с радиоактивными отходами (активированным материалом и тритием).

                                            pB11 имеет нейтронную мощность меньше 0,1% от полной за счет некоторых побочных реакций. Такую энергоустановку все равно придется лицензировать на радиационную безопасность, но это уже будет гораздо проще, сравнимо с ускорителями. И главное — скорее всего можно обойтись без РАО-цеха на электростанции. С точки зрения экономики — это ключевое преимущество, и вопрос исключительно в том, возможно ли достижение экономически эффективного горения pB11.

                                            Ну и последнее. Г. Кульчинский, популяризируя свои проекты реакторов DHe3 придумал такое «преимущество» гелия3, что его можно добывать на Луне, и это поднимет всю космонавтику. «Космонавтам» это очень нравится (что мы и видим в данной новости), как обоснование своей деятельности. В профессиональной среде термоядерщиков это рассматривается как исключительный недостаток He3 — его дороговизна и недоступность. Прежде чем предлагать реактор с He3, необходимо оценить, во что обойдется топливная часть и сравнить с добычей трития, бора или дейтерия.
                                              0
                                              У D-He3 еще объемное энерговыделение хуже, чем у pB11, при той же концентрации частиц, емпни (литература дома, а я не дома).

                                              Вон же выше графики привели…
                                              До 300 кэВ включительно у D-He3 выше. Причём при 200 кэВ D-He3 столько же, сколько и при 300, да и на участке 150-200 кэВ роста почти нет, так что греть более 150 кэВ смысла нет никакого. При 150 кэВ D-He3 даёт объёмную мощность вдвое выше, чем p-B.

                                              С точки зрения экономики — это ключевое преимущество, и вопрос исключительно в том, возможно ли достижение экономически эффективного горения pB11.

                                              Вопрос в том, что горение p-B невозможно вообще в принципе.
                                              И даже «осуществление» выглядит фантастикой даже с учётом новых данных по сечению.
                                                0
                                                >Вопрос в том, что горение p-B невозможно вообще в принципе.

                                                Горение — нет, невозможно. Построение реактора с Q=7 — возможно по мнению TAE. Хотя статья с хорошим кинетическим расчетом по новым данным TUNL еще ждет своего автора.
                                                  0
                                                  Даже если реально получить Q=7, то этого хватит лишь для экспериментальной электростанции, но никак не для коммерческой. Электростанция, у которой собственное потребление составляет около половины выработки энергии — это экономический нонсенс.
                                                  В тоже самое время в том же самом реакторе великолепно будет гореть чистый дейтерий (и, тем более, смесь дейтерия с гелием-3, если вдруг внезапно мы и в правду его десятками тон с Луны возить будем). Именно гореть, собственное потребление энергии реактором можно будет сократить на порядок минимум.
                                                  Да, конечно же тут будут нейтроны, так что радиационная опасность будет заметной.
                                                  Но, как уже писали выше: «нейтроны в ядерной промышленности это вообще один из самых ценных ресурсов». Так что дополнительные финансовые расходы на обеспечение радиационной безопасности с лихвой окупятся прибылью от наработки ценных изотопов, «дожигания» отработанного топлива АЭС и т.д.
                                                    0
                                                    В тоже самое время в том же самом реакторе великолепно будет гореть чистый дейтерий

                                                    Нет, не в том же самом. Совершенно другом реакторе, гораздо более дорогом и ограниченном в местах установки.


                                                    Так что дополнительные финансовые расходы на обеспечение радиационной безопасности с лихвой окупятся прибылью от наработки ценных изотопов, «дожигания» отработанного топлива АЭС и т.д.

                                                    У вас есть расчеты, или это вам так кажется? Для гигаваттного блока обеспечение ядерно-радиационной безопасности обходится в миллиарды долларов при строительстве (один контейнемент и системы расхолаживания чего стоят) и сотню миллионов за каждый год работы, а так же в непрерывно возрастающее давление по поводу окончательной ликвидации ядерной энергии. Неплохо бы учитывать это, подсчитывая абстрактные плюсы и минусы от той или иной термоядерной реакции.

                                                      0
                                                      Вы кажется путаете ядерный реактор деления с термоядерным…
                                                      В термоядерном нет никакого остаточного тепловыделения, нет возможности расплавления из-за вышедшей из под контроля реакции, равно и самой возможности выхода реакции из под контроля нет в принципе, нет радиоактивных отходов реакции (только её промежуточные элементы) и т.д.
                                                          0
                                                          Статья по ссылке достаточно хороша.
                                                          Но выше в комментарии вы ухитрились сказать про систему расхолаживания реактора, которая не имеет никакого отношения к термоядерным реакторам…
                                                            +1

                                                            Ок, давайте проиллюстрируем системой, которая имеет отношение к термоядерным реакторам. Можно еще взглянуть на radwaste facility ITER, я про нее статью не писал, но представление о ней имею. Или про систему детритизации — или вы думаете на DD реакторе она не понадобится на тракте откачки? барьеры нераспространения на всех вводах в вакуумную камеру, требования к атомным сосудам под давлением в отношении контуров охлаждения — это все делает электростанцию с токамаком не золотой, а брильянтовой. В условиях депрессивного рынка электроэнергии во всех развитых странах это никому не нужно.

                                          +1
                                          По последним данным сечение pB11 подросло

                                          image

                                          В условиях диамагнитного вытеснения теоретически теперь возможно зажигание, а на практике Q=7-8

                                          image

                                          >Тем более, что и 100 кэВ — это пока «фантастика», температура плазмы в реальных реакторах обычно 10-20

                                          Если говорить про токамаки, то там рекорд 50 кэВ. Принципиальных сложностей создать плазму 300 кЭв сейчас нет, но при существующих ограничениях на магнитное поле установок и бету плотность плазмы будет не интересной.

                                          >Т.е. все реальные планы не превосходят того, что достигли на токамаках ещё 20 (двадцать, Карл!) лет назад

                                          На классических, высокоаспектных токамаках технически доступен только D+T, который на деле оказался запредельно проблематичен с точки зрения выживаемости материалов в нейтронном излучении и ядерном лицензировании установок (из-за трития). Это, с экономической точки зрения, тупиковая ветвь развития термоядерных реакторов, не смотря на то. что они обгоняют всех конкурентов в ~1000 раз по достигнутому тройному параметру (n*T*tau).

                                          Какие варианты?
                                          1) низкоаспектные токамаки, в 2-3 раза лучшие параметры плазмы, но большие инженерные сложности
                                          2) внедрение ВТСП магнитов и токамаки с сильным полем. Обостряется вопрос выживание дивертора, и пока технологии сырые, но довольно перспективный путь (т.к. мощность токамака зависит в 4 степени от поля)
                                          3)открытые ловушки и FRC — путь, обещающий хороший рывок за счет уже достигнутого бета ~1 (в токамаках никогда не превысит 0.4), что позволяет иметь произведение плотности на температуру плазмы в несколько раз выше, чем в токамаках. Только ОЛ/FRC доступны DD, DHe3, pB11.

                                          Все остальные варианты слишком маргинальны, хотя некоторые весьма красивы (magLIF, например).

                                            0
                                            На классических, высокоаспектных токамаках технически доступен только D+T

                                            3)открытые ловушки и FRC — путь, обещающий хороший рывок за счет уже достигнутого бета ~1 (в токамаках никогда не превысит 0.4), что позволяет иметь произведение плотности на температуру плазмы в несколько раз выше, чем в токамаках. Только ОЛ/FRC доступны DD, DHe3, pB11.

                                            У нас на кафедре создали ловушку с бета более 2 («Магнетор»). Только вот от этого она ближе к осуществлению синтеза не стала…
                                            0,4 — это не «никогда не превысит», а текущий реально достигнутый рекорд на токамаке START, работавшем двадцать лет назад.
                                            Бета — штука полезная, конечно, но она вовсе не является принципиальным ограничивающим фактором. Сферический токамак с сильным (~10 Тл) магнитным полем вполне способен удерживать плазму с плотностью 10^15 при температуре 60 кэВ. Этого достаточно для зажигания дейтериевой плазмы при времени удержания всего около трёх секунд. Разумеется, потенциально можно и «стандартные» 10^14 удерживать 30 секунд, тогда не потребуется «огород» из сочетания сферичности и сильного поля.
                                            Так что совершенно непонятно, откуда ваш вывод, что токамаки — это принципиально только D-T.
                                              0
                                              0,4 — это не «никогда не превысит», а текущий реально достигнутый рекорд на токамаке START, работавшем двадцать лет назад.Бета — штука полезная, конечно, но она вовсе не является принципиальным ограничивающим фактором. Сферический токамак с сильным (~10 Тл) магнитным полем вполне способен удерживать плазму с плотностью 10^15 при температуре 60 кэВ. Этого достаточно для зажигания дейтериевой плазмы при времени удержания всего около трёх секунд. Разумеется, потенциально можно и «стандартные» 10^14 удерживать 30 секунд, тогда не потребуется «огород» из сочетания сферичности и сильного поля.

                                              Вы разницу между низкоаспектным START и классикой же понимаете? Я, вроде, по русски написал, что это одна из возможных перспектив. Думаю, и проблемы сферических токамаков вам тоже известны, что только заложив на внутренней ноги TF-катушки запредельно высокую инженерную плотность тока можно получить радиальный билд в котором есть место для бланкета, но все равно не остается места для высокого поля. Посмотрим, как будет развиваться эта область, но пока высокопольный низкоаспектный токамак — инженерно невозможен.


                                              Разумеется, потенциально можно и «стандартные» 10^14 удерживать 30 секунд

                                              Для этого нужен большой радиус ~20 метров, если я правильно прикинул. Что вызывает проблемы не только финансовые, но и инженерные.


                                              Так что совершенно непонятно, откуда ваш вывод, что токамаки — это принципиально только D-T.

                                              В реальном мире — только DT. Технически еще можно дотянуться до DD, на мой взгляд, но это никому не надо.

                                                +1
                                                Я, вроде, по русски написал, что это одна из возможных перспектив.

                                                Да, но вы этой перспективе, как и классике, отказали в возможности работать на чём-либо, кроме DT…
                                                А это неправильно, ибо могут.

                                                Посмотрим, как будет развиваться эта область, но пока высокопольный низкоаспектный токамак — инженерно невозможен.

                                                Возможен. Высокотемпературные сверхпроводящие ленты второго поколения, если охлаждать их не до жидкого азота, когда они только-только начинают работать, а до жидкого гелия, демонстрируют просто феноменальные результаты по плотности критического тока при огромных магнитных полях.
                                                Но ленты с такими параметрами («не всё второе поколение одинаково полезно» в жидком гелии, лишь некоторые дают такие результаты) появились где-то так лет пять назад, от того ни одного токамака с такой магнитной системой нет ещё даже в проекте.
                                                Писал в Росатом предложение рассмотреть возможность сделать сферический токамак с магнитной системой на таких лентах, благо их (с как раз нужными параметрами в жидком гелии) серийно выпускают в России. Но не получил в ответ даже отписки.

                                                Для этого нужен большой радиус ~20 метров, если я правильно прикинул. Что вызывает проблемы не только финансовые, но и инженерные.

                                                Не спорю. Потому первым пунктом и сказал про сферический с сильным полем. Выйдет явно и проще и дешевле.

                                                В реальном мире — только DT. Технически еще можно дотянуться до DD, на мой взгляд, но это никому не надо.

                                                Запасы лития не только ограничены, но и ещё и почти весь он в Южной Америке.
                                                Использование реакторов на чистом дейтерии весьма выгодно с точки зрения обеспечения энергетической безопасности для абсолютного большинства стран.
                                                В добавок сочетание повышенной радиационной безопасности (количество трития в реакторе на порядки меньше) и возможности использовать 100% нейтронов для производства изотопов, переработки отходов обычных АЭС и т.д.
                                                Так что выгоды от чистого дейтерия вполне очевидны.
                                                Вопрос лишь в том, сможем ли мы создать реактор, который давал бы на дейтерии достаточно энергии…
                                                  0
                                                  а до жидкого гелия, демонстрируют просто феноменальные результаты по плотности критического тока при огромных магнитных полях.

                                                  Слушайте, я сам об этом пишу раз в месяц, я вам даже могу последние цифры сказать (раз вы их заместили эпитетами): при 20 Т 150-200 А/мм^2 для ленты и примерно 65 А/мм^2 для кабеля. Этого достаточно для среднеаспектного токамака типа ARC, но недостаточно для высокоаспектного. А сколько нужно что бы реализовать 20 Тесла в токамаке с А=1,7 вы в курсе?


                                                  Писал в Росатом предложение рассмотреть возможность сделать сферический токамак с магнитной системой на таких лентах, благо их (с как раз нужными параметрами в жидком гелии) серийно выпускают в России.

                                                  А насчет проблем ВТСП "деградация Jc при магнитном циклировании" и "малая скорость распространения нормальной зоны" вы знаете? Вас вообще не удивляет, что ни одна термоядерная установка пока не строится с ВТСП, даже компания Tokamak Energy, показав на маленьком прототипе ВТСП на большом перешла к криорезистивным магнитам?


                                                  Запасы лития не только ограничены

                                                  Запасы лития в морской воде ~10^13 тонн.


                                                  В добавок сочетание повышенной радиационной безопасности (количество трития в реакторе на порядки меньше)

                                                  Ну, это плюс, и серьезный. К сожалению — всего один из двух (второе — отпадает необходимость в сложном бланкете)


                                                  и возможности использовать 100% нейтронов для производства изотопов, переработки отходов обычных АЭС и т.д.

                                                  Это не окупится, либо не окупит установку (наработка изотопов). При этом гибридные схемы — это ночной кошмар с точки зрения обоснования безопасности и инженерной сложности.


                                                  Так что выгоды от чистого дейтерия вполне очевидны.

                                                  Мне лично, не очевидны. Если уж лезть в высокие значения тройного параметра, то нужно делать анейтронный реактор.

                                                    +1
                                                    Слушайте, я сам об этом пишу раз в месяц, я вам даже могу последние цифры сказать (раз вы их заместили эпитетами): при 20 Т 150-200 А/мм^2 для ленты и примерно 65 А/мм^2 для кабеля

                                                    Там не просто «при 20 Т 150-200 А/мм^2». Там ещё и почти полное отсутствие падения критического тока при полях более 10 Тл. А больше 20 Тл просто пока измерить не получается. Т.е. потенциально такой же ток и при 30, а то и 40 Тл будет.
                                                    Что до 150-200 А/мм^2, то это число определяются не сверхпроводником, чья толщина 2-3% от толщины ленты, а подложкой. Именно на неё приходится почти всё сечение ленты. Делаем её 40 мкм вместо 80 — получаем 300-400 А/мм^2. А если очень надо, то и 20 мкм сделать можно — будет 600-800 А/мм^2.

                                                    насчет проблем ВТСП «деградация Jc при магнитном циклировании» и «малая скорость распространения нормальной зоны» вы знаете?

                                                    Безусловно, деградация при циклическом изменении магнитного поля — это плохо. Хорошо, что в токамаках требуется как раз стабильное магнитное поле.
                                                    А малая скорость распространения нормальной зоны — это, вообще-то, большой плюс, а не минус. Чем меньше эта зона — тем меньше активное сопротивление, меньше тепловыделение, больше шансов, что сверхпроводник вернётся в нормальное состояние. Только ВТСП магнит можно очень плавно «разогнать» ровно до критического тока и держаться на нём. Если такой «финт» проделать с чем-нибудь ниобиевым, то магнит рывком весь переходит в нормальное состояние, сопротивление и тепловыделение становится огромными, поле разом пропадает, весь гелий выкипает (и дай бог чтобы без взрыва). В случае ВТСП появляется очень небольшая нормальная область, на которой выделяются лишь микроватты тепловой мощности, которые довольно легко снимаются даже жидким гелием. Т.к. рост этой области, а с ней и тепловыделения, идёт крайне медленно, нет никаких проблем зафиксировать её появление и чуть-чуть снизить ток, что приведёт к возвращению области в сверхпроводящее состояние.
                                                    Но, конечно же, так «играть с огнём» можно только на небольших лабораторных магнитах, в токамаке даже точечные переходы в нормальное состояние недопустимы.

                                                    Вас вообще не удивляет, что ни одна термоядерная установка пока не строится с ВТСП

                                                    Нет, не удивляет.
                                                    Сколько лет прошло между первыми токамаками и первыми сверхпроводящими токамаками?..
                                                    Подходящая лента появилась всего пяток лет назад.

                                                    Запасы лития в морской воде ~10^13 тонн.

                                                    На порядок меньше, чем дейтерия…
                                                    Не то, чтобы это означало его нехватку в плане количества, но вот сложности с добычей в плане концентрации имеются.

                                                    Ну, это плюс, и серьезный. К сожалению — всего один из двух (второе — отпадает необходимость в сложном бланкете)

                                                    Если использовать реактор для производства изотопов на продажу или переработку отходов АЭС (а как-то обидно не воспользоваться такой возможностью), то бланкет всё равно останется и даже может стать сложнее. Потому я это и не считал за дополнительный плюс.

                                                    Это не окупится, либо не окупит установку (наработка изотопов). При этом гибридные схемы — это ночной кошмар с точки зрения обоснования безопасности и инженерной сложности.

                                                    Нет-нет-нет! Я не про гибриды, которые для выработки энергии используют обеднённый уран (тут D-T выгоднее D-D однозначно).
                                                    Я про то, что можно нарабатывать плутоний-238 для РИТЭГов, например, и параллельно делить никому ненужный америций-241, чтобы получить короткоживущие осколки вместо вечного (в смысле имеющего многовековое время жизни) исходного изотопа.

                                                    Мне лично, не очевидны. Если уж лезть в высокие значения тройного параметра, то нужно делать анейтронный реактор.

                                                    Если это возможно…
                                                    Повторюсь: Q=7 абсолютно недостаточно для коммерческой электростанции, нужно раз в три больше.
                                                    На дейтерии тут бесконечное Q.
                                                    Чистый гелий-3 жечь, даже если он будет в наличии — фантастика ещё большая, чем бор.
                                                    А D-He3 нейтроны всё-таки даёт, так что вашим мечтаниям не удовлетворяет (хотя на мой взгляд имеет право на жизнь, если мы действительно сумеем дёшево добывать его на Луне, что, разумеется, пока выглядит маловероятным).
                                                      +1
                                                      Там не просто «при 20 Т 150-200 А/мм^2». Там ещё и почти полное отсутствие падения критического тока при полях более 10 Тл.

                                                      Ээээ, с чего это вы взяли? Bc никто не отменял, пусть оно и весьма высоко для REBCO.


                                                      Делаем её 40 мкм вместо 80 — получаем 300-400 А/мм^2. А если очень надо, то и 20 мкм сделать можно — будет 600-800 А/мм^2.

                                                      Люди уже 5 лет пытаются уменьшить хастелоевую подложку с 50 до 30 мкм, пока не получается, а вы уже на 20 мкм замахнулись.


                                                      Но главное — это Je на кабеле, а не в ленте. Вы таки начните приводить цифры, например по необходимой инженерной плотности на низкоаспектных токамаках, а то пустоват разговор...


                                                      Чем меньше эта зона — тем меньше активное сопротивление, меньше тепловыделение, больше шансов, что сверхпроводник вернётся в нормальное состояние.

                                                      Разработчики сверхпроводящих магнитов не считают это слабой проблемой. Вы слишком легко описываете проблемы как независимые — плотность тока? Подумаешь, достигнем! Пережег кабеля из-за малого объема нормально зоны? Ерунда! Циклирование магнитным полем? Элементарно — включим токамак и не выключим — и т.п.


                                                      Сколько лет прошло между первыми токамаками и первыми сверхпроводящими токамаками?..

                                                      А причем тут это? Между первыми образцами промышленных сверхпроводников (ниобиевых интерметаллидов) и первым сверхпроводящим токамаком (Т-7) прошло 15 лет. ВТСП ленты второго поколения появились в 2005 году, прошло уже 12, и пока нет ни одной даже строящейся термоядерной установки с ВТСП-магнитами.


                                                      Я про то, что можно нарабатывать плутоний-238 для РИТЭГов, например, и параллельно делить никому ненужный америций-241, чтобы получить короткоживущие осколки вместо вечного

                                                      Ну понятно, минорные актиниды. Которые имеют критмассу. В бланкете в условиях внешнего нейтронного источника. Замучаетесь с обоснованием безопасности и инженерной ее реализацией...

                                  +21
                                  А я планирую к 2075г. править Галактикой. Но нужны инвестиции.
                                  Достаточно пожертвовать всего 10$, чтобы получить награду, когда придет время.

                                  Первый миллион инвесторов получит под свой контроль обитаемую звездную систему. Следующие десять миллионов — автономную колонию. Оставшиеся получат личный корабль и право на завоевание соседней Галактики.

                                  Обеспечьте свое будущее прямо сейчас.
                                    +1
                                    (Задумчиво)
                                    Звездная система мне точно не нужна. Автономная колония… Надо подумать.
                                    Вы мне скажите, когда первый миллион кончится, и тогда я решу, нужна ли мне колония, или хватит звездолета, и я еще десять миллионов подожду.
                                    Но профинансирую обязательно!
                                      0

                                      За мной Звезду Смерти зарезервируйте, пожалуйста! С обученой командой и полностью заправленную, само собой.

                                        0
                                        Для начала хорошо бы вторую обитаемую найти, а то сразу на миллион замахнулся :)
                                        +1
                                        Чиновник важно надул щеки, журналисты спешат сделать далеко идущие выводы)
                                          0
                                          Помню был фильм «mооn 2112», всё это мне кажется нереальным.
                                              +1
                                              из одной тонны реголита получаем 0.01 г. гелия-3,
                                              0,02 г. гелия 3 приблизительно равно 1 баррелю нефти
                                              значит 0,01 г это 0.5 барреля нефти, один баррель стоит 57 долларов, а половина будет ~ 28 USD
                                              если 1 тонна гелия-3 будет стоить 3 миллиарда долларов, то 0.01 г гелия-3 ~ 30 USD
                                              почти.
                                              или я что то не так посчитал?
                                                0
                                                Всё так.
                                                Вот как будет нефть стоить >60, так на Луну и полетят.
                                                Если конечно лунный камень найдут.
                                                  0
                                                  Тут больше энергетический баланс интересен. Хватит ли условного «1 барреля нефти» чтобы собрать и просеять 2 тонны лунного грунта и доставить полученный гелий на землю.
                                                    0

                                                    Ниже выкладки еще более интереснее:


                                                    По данным издания World Security Network, стоимость добычи 1 тонны гелия-3 на Луне может составлять 3 миллиарда долларов, что экономически выгодно

                                                    1 тонна гелия-3 в ходе термоядерного синтеза даст столько энергии, сколько ее можно получить при сжигании 15 млн баррелей нефти

                                                    Получается, что нефть должна стоить больше $200 за баррель, чтобы выгоднее было получать энергию из гелия-3, а не из нефти. А они пишут, что это экономически выгодно. Они уверены, что нефть к 2030 году так сильно подорожает?

                                                      +1
                                                      Сейчас гелий-3 стоит примерно в десять раз больше, чем потенциальная себестоимость его добычи на Луне. Именно от туда они и взяли, что это выгодно.
                                                      Правда «немного» не учли, что он столько стоит пока его в мире пяток килограмм в год производят, а если привезти сходу тонну, то её и за 1% от современной цены продавать будет не просто.
                                                      Если же возить его по десятку килограмм в год, чтобы цены не слишком просели, то построенная для добычи инфраструктура выйдет из строя раньше, чем окупится хоть на 10%.
                                                      0
                                                      Баррель нефти не может в термояд.
                                                        –1
                                                        Там вроде фишка в граммах и милилитрах, и кто-то чего-то напутал при переводе куда в чем насьіпают.А плотность жидкого 59 г/л кажется, 60 кг/куб.
                                                        –1
                                                        Старый добрый вопрос — а как они собираются добывать этот 0.01 г из тонны реголита, если с этим не справились природные условия на Луне, а именно — хорошее прожаривание породы в глубоком вакууме?
                                                        Уж лучше уран добывать — его там явно больше содержится…
                                                          +2
                                                          вот тут есть немного https://ntrs.nasa.gov/archive/nasa/casi.ntrs.nasa.gov/19890005477.pdf
                                                          –2
                                                          Я так понимаю индусы надеется что мы их на гелиевые рудники работать возьмем в 2030 году.
                                                          Тогда все как в заголовке — Индия добывает гелий на луне.
                                                            +3
                                                            В чем смысл добычи гелия-3 в 2030-ом году? ITER — планируют начать греть в 2025-ом, а это:
                                                            1) Экспериментальный реактор без ориентации на коммерческую прибыль
                                                            2) ITER не имеет планов по выходу на «КПД > 1», т.е. превышение производства энергии над затратами энергии на удержание плазмы
                                                            3) ITER реактор D-T типа, отсюда до He3 типа реакции еще промежуточная D-D реакция

                                                            Т.е. даже если они (в чем я очень сильно сомневаюсь) в 2030-ом начнут добывать тонны реголита и производить гелий-3, кто будет покупателем? Я очень сомневаюсь что рабочий, коммерческий D-T реактор построят раньше середины-конца 40-ых, не говоря уже о гелиевых.

                                                            В общем, выглядит бредово.
                                                              0
                                                              думаю там скорее всего два фактора — 1) Ученый изнасиловал журналиста и 2) Профессор выдает желаемое за действительное. Скорее всего дали задачу плана: ответить на вопрос — реально ли вообще создать базу и нафига это нужно(экономическое обоснование), а профессор(если он действительно профессор) воспринимает это как начало полномасштабных работ.
                                                              –1
                                                              Интересно, а энергетически разве не выгоднее производить He3 на планете земля, вместо того чтобы переворачивать и прокаливать миллионы тонн где то на луне (энергию небось тут же от солнышка брать), не говоря о последующей транспортировки на землю, и да, закрыв глаза на первоначальные вложения.
                                                              Как пример — тут по проекту требуются почти квадратный километр радиаторов (один из этапов фильтрация H, охлаждение до 42K, для получения экономически обоснованной цифры) — это сколько тонн с земли доставлять? или сколько будет стоить постройка инфраструктуры по созданию этого дела на месте? луна не так уж и богата минералами.

                                                              В конечном счете H3 это еще один энергоноситель, просто самый компактный, куда ни крути. Тут берем, туда несем и сжигаем.

                                                              А для решения будущего энергокризиса, можно будет строить в морях, пустынях и полях степей огромные площадки автономных ветро/солнце/… генераторов, генерирующих углеводороды. — удобно, технологии уже давно наработанные, доставка дирижаблями (наиболее дешевый транспорт) и главное текущая инфраструктура готова (да и работать от чистейшего (м)етанола по всем параметрам удобнее и безопаснее для здоровья чем загрязненного тяжелыми элементами мазута, бензина и дизеля)
                                                                +2
                                                                А метеориты там часто падают? Защищающей атмосферы то нема.
                                                                  0
                                                                  http://www.popmech.ru/science/6207-strelba-v-grunt-iz-pushki-po-obraztsam/
                                                                  0

                                                                  В Индии больше половины населения не пользуется туалетом.

                                                                    0
                                                                    Кто-нибудь в это верит? Технология, для которой нужна добыча гелия-3 не существует. Отправление, а уж тем более работа не в ближнем космосе не отработана. Или они собрались индийцев в контейнерах штабелями туда отправлять? Скажите это реально перспективно именно сейчас?
                                                                      +1

                                                                      У Индии нету пилотируемых полетов, пока только разработка, нету разработки сверхтяжа. Ладно бы Китай говорил.


                                                                      Просто журналисты и прочие создают сенсации из ...

                                                                        0
                                                                        Индия бесспорный аутсайдер в данной программе, но и Китай на этом поприще выглядет очень слабо.
                                                                        Не стоит забывать, что все решают деньги. Купить ракету не долго. Если есть желание и рабочий проект который позволит развернуть комплекс для постоянного пребывания на луне, то какая разница чья ракета доставит этот проект на Луну? Более того, я уверен, что если такой проект будет, то Страны будут сами деньги платить ради возможности принять в этом участие.
                                                                        Вообщем все, что я хотел сказать — это то что не стоит изобретать велосипед, а проектировать и предлагать новые идеи на основе существующих технологий и возможностей.
                                                                          0
                                                                          Индия бесспорный аутсайдер в данной программе, но и Китай на этом поприще выглядет очень слабо.

                                                                          На чем поприще? У Китая самостоятельные пилотируемые запуски, второй лабораторный модуль на орбите. В планах своя станция, разработка сверхтяжа. Россия и США для реализации луной базы, не говоря о промышленной добычи на Луне, тоже выглядят слабо.


                                                                          Индия тоже покупала технологии.


                                                                          Не стоит забывать, что все решают деньги. Купить ракету не долго.

                                                                          Выйдите на рынок, походите, купите запуски сверхтяжа, или дешевый многоразовый тяжелый носитель и большое количество запусков. Нету предложений. Как и нету множества других вещей для постройки и эксплуатации лунной базы

                                                                            0
                                                                            «дешевый многоразовый тяжелый носитель» если Вы найдете ракету исключив одно слово кроме носитель, то это будет чудо. Америка тоже покупала технологии… Иран тоже разрабатывает самостоятельные пилотируемые запуски…
                                                                            Зачем все это сравнение? Если Индия хочет развернуть добычу на луне, то она как минимум начнет разрабатывать и тестировать проекты. А самое главное Индия будет инвестировать в данный проект и пусть он и провалится, но это уже будет опытом.
                                                                      0
                                                                      Пока кило того же урана стоит 30$ вряд ли кто то захочет инвестировать в проект, прибыль от которого возможно получать только правнуки.
                                                                      Хотя я обеими руками за любые космические проекты. Ведь любой опыт — это шаг к пониманию и развитию в этой сфере.
                                                                        0
                                                                        Да скорее люди откроют стимулированный бета-распад протона, чем реализуют промышленный термоядерный реактор.
                                                                          0
                                                                            0

                                                                            Если гелий-4 можно прост выбросить в воздух(теоретически).
                                                                            То не понятно, куда будут девать два протона?

                                                                              +3
                                                                              Это водород.

                                                                            Только полноправные пользователи могут оставлять комментарии. Войдите, пожалуйста.

                                                                            Самое читаемое