Цитата: Fomor.Perm от 28.11.2014 13:23:18в том вся и проблема, что я ее представляю очень "в-общем". Как источник нейтронов + некий блок регулировки их количества + довольно таки обычный тепловой котел, как на АЭС. О том и хотел поговорить - мне интересно. Эта ветка для того и предназначена, чтобы удоволетворять интерес дилетантов с помощью грамотных людей.
P.S. А если вы привыкли сразу наезжать на незнакомых вам людей, потому что много преподавали в ВУЗе, ну так что я поделаю. Выглядит это именно так, как я написал.
Чтобы не представлять "в-общем" достаточно немного посидеть в инете и выяснить "а что это такое".
Например пару ссылок:
Гибридные системы для термоядерной стратегии России ,
В «РОСАТОМЕ» ВСЕРЬЕЗ ЗАДУМАЛИСЬ НАД СОЗДАНИЕМ ГИБРИДНОГО РЕАКТОРА. В двух словах "а нафига" .
ИМХО. Дело в том как утилизировать термоядерные нейтроны. То ли просто тормознуть их в теплоносителе и получить жалкие 14 МЭв тепла, то ли использовать их более грамотно и пустить их на деление U-238 и получит 200 Мэв + лишние нейтрончики с меньшей энергией и пустить их на радиационный захват U-238 с получением топливного Pu-239 (ну или то же самое с Th-232). Также термоядерные нейтроны можно пустить на трасмутацию минор актинидов.
Пока вопрос зависает на самом термоядерном реакторе, а вот как только, так сразу.
ЗЫ. В преподавательской деятельности замечен не был.