анотация
В последните оценки на стратегическите перспективи за развитие на ядрената енергетика може да се отбележи тенденцията на снизходително арогантно отношение към термоядрената енергия, което за съжаление до голяма степен съответства на реалното състояние на нещата. В същото време анализът на проблемите и потенциала на две ядрени технологии, базирани на ядрени реакции на сливане на леки ядра и делене на тежки, показва следното. Независимото мащабно развитие на всяка от тези области неизбежно ще доведе до необходимостта от преодоляване на все още нерешените проблеми от технологично, материалознание, екологичен и икономически характер, което ще повдигне въпроса за целесъобразността на по-нататъшното развитие на тези енергийни сектори. В същото време физическите особености на процесите на делене и синтез обективно показват целесъобразността на комбинирането им в рамките на една единствена ядрена енергийна система, което предизвиква голям синергичен ефект, който потиска негативните им аспекти, развивайки независимо ядрените технологии.
Статията представя изчисленията на умножението на термоядрени неутрони в одеялото на хибриден термоядрен реактор, които потвърждават физическата валидност и надеждност на избора на стратегическата посока на развитие под формата на интегрирана ядрена енергийна система.
Въведение
Сега в оценките на стратегическия път за развитие на ядрената енергетика се извършват сериозни преоценки на привидно установените разпоредби. Двукомпонентната концепция за развитие на ядрената енергетика, при която реакторите за бързо и термично делене работят съвместно, наскоро претърпя сериозна ревизия. По-рано се предполагаше, че структурното развитие на ядрената енергетика ще се основава на началния етап на изграждане на капацитет за сметка на топлинните реактори. Впоследствие ще се появят бързи реактори с високо съотношение на размножаване 1,5 и по-високо. Това ще направи възможно, при нарастващ недостиг на природен уран, да се организира затворен горивен цикъл с ефективна преработка на облъченото отработено ядрено гориво и да се задоволи нуждата от делящи се изотопи, като се произвеждат в бързи реактори. Предполагаше сече в ядрената енергийна система делът на термичните реактори ще бъде около 60%, а делът на бързите реактори ще бъде около 40%. Термичните реактори ще поемат неудобствата при работа в енергийната система (обхват на мощността, адаптиран към изискванията на потребителя, работа в променлива крива на натоварване, осигуряване на неелектрически нужди на системата и т.н.). Бързите реактори ще работят предимно на базова база и ще произвеждат гориво от сурови изотопи за себе си и за термични реактори.и да произвежда гориво от сурови изотопи за себе си и за термични реактори.и да произвежда гориво от сурови изотопи за себе си и за термични реактори.
Съвременни тенденции
Промоционално видео:
Тежките аварии, които се случиха в атомните електроцентрали, обаче доведоха до необходимостта от значително затягане на изискванията за безопасност на атомните електроцентрали. Поради тази причина бяха направени значителни корекции в конструкциите на бързи реактори, фокусирани върху интензивното производство на гориво и вече се обмислят нови концептуални проекти на бързи реактори с коефициент на размножаване, близък до единица, с ниска енергийна интензивност на активната зона. В тази ситуация привържениците на новите проекти на бързи реактори са намерили друг начин да запазят своето значение. Те започнаха да разпространяват сценарий, който предполага, че в дългосрочен план изоставянето на термични реактори е неизбежно, че при всяко развитие на събитията бързите реактори ще заменят топлинните.
Хората имат различни оценки за бъдещето и мнозина вярват, че предложената посока за развитие на ядрената енергетика може да не бъде реализирана и новата концепция за господството на бързите реактори ще се окаже погрешна. И тази позиция е до голяма степен оправдана. Наличните алтернативи ни позволяват да говорим за възможностите за развитие на ядрената енергийна система в много по-атрактивна конфигурация.
Очевидни са най-забележимите системни недостатъци в изграждането на атомната енергия, предимно базирани на бързи реактори. Дори да приемем, че самият бърз реактор е направен в идеалния случай и няма никакви недостатъци, които биха породили съмнения относно абсолютното му превъзходство над други проекти, има неизбежни системни трудности.
Първо. По-голямата част от новопроизводимия делящ се изотоп (плутоний) в бързи реактори ще бъде произведен в ядрото, където ще се произвежда енергия и ще се образува по-голямата част от радиоактивните продукти на делене. Това високо активно гориво трябва бързо да се преработи химически. Преработката ще освободи всички радиоактивни изотопи от облъченото гориво. Голямо количество радиоактивност ще напусне запечатания горивен елемент и ще бъде разпределено в цялата работна стая. Въпреки факта, че те ще се опитат да държат цялата тази радиоактивност под контрол, тя ще определи основния риск от потенциални радиоактивни инциденти, поради различни причини, от прословутия човешки фактор до планирания саботаж.
Второ. Бързите реактори ще трябва да заменят топлинните, почти изцяло. Като се има предвид, че необходимият прототип на бързи реактори все още не е наличен, че подобна подмяна ще се извършва постепенно, че ще започне не по-рано от средата на века и дори ако всички по света се съгласят да го подкрепят, процедурата ще продължи поне два века. През това време сред онези, които живеят след нас, вероятно ще има хора, които могат да измислят и внедрят по-привлекателен профил на ядрената индустрия. И усилията за създаване на идеалния бърз реактор ще бъдат напразни.
Трето. Многократното рециклиране на плутоний ще доведе до образуването на значително количество незначителни актиноиди, отсъстващи в природата изотопи, с които човечеството по различни причини не възнамерява да се примири и изисква тяхното унищожаване. Също така ще е необходимо да се организира трансмутацията на тези изотопи, процес с висок риск от авария, който също може да доведе до значително радиоактивно замърсяване на околната среда.
Човек би могъл да приеме тези недостатъци като неизбежно зло, но такава позиция може да бъде оправдана само при липса на алтернатива, но тя съществува.
Ядрена енергия
Алтернатива на господството на бързите реактори може да бъде развитието на ядрена енергийна система, базирана на термоядрени и ядрени реактори. Предложения за използването на термоядрени реактори в структурата на ядрената енергетика, осигуряващи значително увеличение на неутронния потенциал на системата, бяха направени от I. V. Кучатов По-късно се появява концепцията за хибриден термоядрен реактор, в заготовката на който се произвежда нов делящ се изотоп и се произвежда енергия. През последните години развитието на тази концепция продължи. Новата версия на ядрената система предполага, че термоядрените реактори (термоядрени реактори) работят за производство на ядрено гориво от сурови изотопи за реактори за делене, а реакторите за делене, както и сега, произвеждат енергия.
В наскоро публикувана статия "Ядрени проблеми на термоядрената енергия" авторите стигнаха до заключението, че термоядреният синтез, поради редица причини, не трябва да се счита за широкомащабна енергийна технология. Но това заключение е напълно несправедливо, когато се разглежда интегрирана система, в която ядрените енергийни технологии (синтез и делене) се допълват взаимно и осигуряват по-ефективно изпълнение на функции, които са трудни за другия.
Създаването на надеждна ядрена енергийна система с реактори за делене и термоядрен синтез е най-предпочитано в рамките на горивния цикъл на тория. В този случай делът на термоядрените реактори в системата ще бъде минимален (по-малко от 10%), изкуственият делящ се изотоп уран-233, получен от захранващия изотоп торий-232, е най-добрият вариант за реактори с термични неутрони, в обединената ядрена система проблемът с малките трансурана просто няма да съществува. Количеството Am, Cm и др., Произведени в системата. ще бъде незначително. Такава система ще има горивен цикъл, при който рискът от радиоактивно замърсяване на околната среда ще бъде най-малък.
Естественият критерий за прилагането на тази концепция е неутронният баланс. Ядрената реакция, на която ще се основава производството на неутрони в термоядрен реактор, е реакцията на сливане на тритий и деутерий
D + T = He + n +17,6 MeV
В резултат на реакцията се получават неутрон с енергия 14,1 MeV и алфа частица с енергия 3,5 MeV, която остава за нагряване на плазмата. Високоенергиен неутрон, летящ през стената на вакуумната камера, влиза в одеялото на термоядрен реактор, в който се умножава; когато бъде уловен от суров изотоп, се получава нов делящ се изотоп. Размножаването на термоядрен неутрон възниква в резултат на реакциите (n, 2n), (n, 3n) и (n, делене) - реакцията на делене на тежки ядра, в този случай суров изотоп. Всички тези реакции имат прагов характер. Фигура 1 показва графиките на посочените напречни сечения. За да се осигури максимално размножаване на неутрони, е важно съставът на горивното одеяло да съдържа минимален брой леки ядра и, разбира се, абсорбатори на неутрони.
Фиг. 1 Микросечения на умножение на неутрони в Th-232.
За да се оцени потенциалът за производството на нови делящи се изотопи в термоядрен реактор, беше извършена поредица от изчисления за различни варианти на съставни части от горивно покритие с торий като захранващ изотоп. Изчисленията бяха извършени с помощта на различни програми и библиотеки с ядрени данни. Използваните програми бяха MCU библиотека ENDF / B-6, MCNP, библиотека ENDF / B-6, LUKY групова библиотека. Таблицата показва резултатите от изчисленията на улавяне на неутрони от торий-232 за един източник на синтезиран неутрон за горивен състав с определеното съотношение на концентрациите на ядрени изотопи. В някои изпълнения се приема, че посоченото изотопно съотношение се получава не като химично съединение, а конструктивно, когато определено количество торий се разбърква с подходящото количество от желания изотоп.
Таблица 1 Умножение на термоядрени неутрони (E = 14,1 MeV) в одеялото на хибриден реактор с ториев горивен състав.
Последната колона изброява стойностите, характеризиращи умножаването на неутрони поради реакцията на делене на суровия изотоп. Дадени са стойностите на производството на неутрони поради делене, т.е. ν∑f. В програмата на групата LUKY матриците на напречното сечение за реакцията (n, 2n) и (n, 3n) са интегрирани с напречните сечения за неупругосто разсейване. Това не позволява отделно да се получат стойностите на скоростите на тези реакции.
Като цяло представените изчислени данни са в добро съгласие помежду си, което дава основание да се разчита на ефективното умножаване на термоядрени неутрони в одеялото на хибриден реактор. Резултатите от изчисленията, представени в таблицата, показват теоретичния потенциал за размножаване на термоядрени неутрони (14,1 MeV). В безкрайна среда на торий тя е приблизително 2,6, т.е. един неутрон се умножава поради реакции (n, 2n) и реакции (n, 3n) приблизително 2 пъти и поради делене на торий-232 за 1,5 пъти. Изчисленията за различни програми и различни библиотеки се различават с около 10%. Тези разлики се дължат на използването на няколко библиотеки с ядрени данни. Като се вземе предвид посочената грешка, представените резултати могат да служат като консервативна насока за оценка на параметрите на размножаването на делящи се изотопи в одеялото на термоядрен реактор. Те показват, че определящият фактор, който води до намаляване на умножаващата способност на одеялото, е наличието в него на изотопи за разсейване на светлина, включително O-16, F-19, които също имат реакция на неупругово разсейване на неутрони при високи енергии. Изчисленията показват, че използването на S-12 за производството на облицовки за горивни клетки, пълнещи одеялото, е доста обещаващо. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два пъти и половина повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий.което води до намаляване на способността за размножаване на одеялото е наличието на изотопи за разсейване на светлина в него, включително O-16, F-19, които също имат реакция на нееластично разсейване на неутрони при високи енергии. Изчисленията показват, че използването на S-12 за производството на облицовки за горивни клетки, пълнещи одеялото, е доста обещаващо. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два пъти и половина повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий.което води до намаляване на умножаващата способност на одеялото е наличието на изотопи за разсейване на светлина в него, включително O-16, F-19, които също имат реакция на нееластично разсейване на неутрони при високи енергии. Изчисленията показват, че използването на C-12 за производството на облицовки за горивни клетки, пълнещи одеялото, е доста обещаващо. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два и половина пъти повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий. F-19, които също имат реакция на нееластично разсейване на неутрони при високи енергии. Изчисленията показват, че използването на C-12 за производството на облицовки за горивни клетки, пълнещи одеялото, е доста обещаващо. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два пъти и половина повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий. F-19 също имат реакция на нееластично разсейване на неутрони при високи енергии. Изчисленията показват, че използването на C-12 за производството на облицовки за горивни клетки, пълнещи одеялото, е доста обещаващо. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два и половина пъти повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два пъти и половина повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на умножение на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий. Използването на графит може да се разглежда като една от опциите за дизайн. Дори в случая, когато има два пъти и половина повече въглеродни ядра от тория, коефициентът на размножаване на термоядрените неутрони е близо 2. Това означава, че при правилната организация на неутронния баланс, едно ядро от нов делящ се изотоп уран-233 може да бъде получено в одеяло и едно ядро тритий.
Разбира се, на практика ще има загуби на неутрони и ще бъдат необходими допълнителни неутрони, за да ги компенсират. Такива неутрони могат да се получат по различни начини. Например, част от трития, който е необходим за реакцията на синтез, може да се получи в сърцевината на реактор за делене. Потенциалът на този метод за попълване на неутрони е много голям. В реакторите за термично делене за горивния цикъл на уран-233 коефициентът на размножаване е около 0,8, т.е. за едно изгорено ядро на уран-233 могат да се получат 0,8 ядра на тритий. Тази стойност ще покрие повече от всички неутронни загуби. Възможно е да се намали съдържанието на въглерод в одеялото на термоядрен реактор, т.е. за да се направи облицовката на горивната клетка по-тънка, потенциалът на това предложение е 0,2.-0,3 допълнителни неутрона. Друг начин да се позволи малко делене на уран-233, натрупан в одеялото. Разумен потенциал на тази опция,което няма да доведе до значително увеличение на продуктите на делене на тежки ядра в одеялото е повече от 0,5 неутрона.
Заключение
Важността на ефективното умножаване на неутрони в заготовката на хибриден реактор е още по-важна, защото дава възможност да се откаже от преработката на ОЯГ от реактори за делене. В системата ще има достатъчно неутрони, за да компенсира напълно загубата на делящи се изотопи по време на производството на енергия в реакторите за делене чрез тяхното производство от захранващия изотоп в одеялото на термоядрен реактор.
Изобщо няма значение какъв тип реактори за делене ще бъдат в системата, бързи или топлинни, големи или малки.
Екстракцията на новопроизводения уран-233 от съставката на одеялото ще бъде придружена от освобождаване на радиоактивност с около два до три порядъка по-малко в сравнение с опцията, когато делящите се изотопи ще трябва да бъдат отделени от ОЯГ на реакторите за делене. Това обстоятелство ще осигури минималния риск от радиоактивно замърсяване на околната среда.
Въз основа на извършените изчисления е лесно да се оцени делът на хибридните термоядрени реактори. Това ще бъде по-малко от 10% от топлинния капацитет на цялата система и следователно икономическата тежест на цялата система няма да бъде голяма, дори ако хибридните реактори за синтез са по-скъпи от реакторите за делене.
Термоядрените технологии, вградени в ядрената енергийна система, и тяхното перспективно развитие трябва да се разглеждат като обща насока на стратегическото развитие на ядрената индустрия, способна да решава ключови проблеми на енергийното снабдяване за дълго време, практически от всякакъв мащаб, с минимален риск от отрицателно радиоактивно въздействие върху околната среда.