anotacija
Naujausiuose branduolinės energetikos plėtros strateginių perspektyvų vertinimuose galima pastebėti nuolaidžios įžūlaus požiūrio į termobranduolinę energiją tendenciją, kuri, deja, didele dalimi atitinka tikrąją padėtį. Tuo pačiu metu dviejų branduolinių technologijų problemų ir potencialo analizė, pagrįsta lengvųjų branduolių susiliejimo ir sunkiųjų dalijimosi branduolinėmis reakcijomis, rodo tai. Nepriklausomas didelio masto kiekvienos iš šių sričių vystymasis neišvengiamai sukels poreikį įveikti vis dar neišspręstas technologinio, medžiagotyros, aplinkos ir ekonominio pobūdžio problemas, o tai sukels klausimą dėl tolesnio šių energetikos sektorių plėtros tikslingumo. Tuo pačiu fiziniai dalijimosi ir sintezės procesų ypatumai objektyviai rodo, kad tikslinga juos sujungti vienoje branduolinės energetikos sistemoje, o tai sukelia didelį sinergetinį poveikį, kuris slopina jų neigiamus aspektus, savarankiškai plėtojant branduolines technologijas.
Straipsnyje pateikiami termobranduolinių neutronų dauginimosi hibridinio termobranduolinio reaktoriaus antklode skaičiavimai, kurie patvirtina fizinės strateginės plėtros krypties pasirinkimo vieningos branduolinės energetikos sistemos pavidalu fizinį pagrįstumą ir patikimumą.
Įvadas
Dabar, vertinant strateginį branduolinės energetikos plėtros kelią, vyksta rimti iš pažiūros nustatytų nuostatų pakartotiniai vertinimai. Neseniai buvo rimtai peržiūrėta dviejų komponentų branduolinės energetikos plėtros koncepcija, kurioje greitojo ir šiluminio skilimo reaktoriai veikia kartu. Anksčiau buvo manoma, kad branduolinės energetikos struktūrinė plėtra pradiniame etape bus pagrįsta pajėgumų didinimu šiluminių reaktorių sąskaita. Vėliau pasirodys greiti reaktoriai, kurių veisimosi koeficientas yra 1,5 ir didesnis. Tai leis, didėjant natūralaus urano trūkumui, surengti uždarą kuro ciklą efektyviai apdorojant apšvitintą panaudotą branduolinį kurą ir patenkinti daliųjų izotopų poreikį gaminant juos greituose reaktoriuose. Buvo manomakad atominės energetikos sistemoje šiluminių reaktorių dalis bus apie 60%, o greitųjų - apie 40%. Terminiai reaktoriai įgaus nepatogumų dirbant elektros sistemoje (vartotojo poreikiams pritaikytas galios diapazonas, veikimas kintamos apkrovos kreivėje, užtikrins neelektrinius sistemos poreikius ir kt.). Greitieji reaktoriai pirmiausia veiks baziniu pagrindu ir gamins kurą iš neapdorotų izotopų sau ir šilumos reaktoriams.gaminti kurą iš neapdorotų izotopų sau ir šiluminiams reaktoriams.gaminti kurą iš neapdorotų izotopų sau ir šiluminiams reaktoriams.
Šiuolaikinės tendencijos
Reklaminis vaizdo įrašas:
Tačiau dėl rimtų avarijų, įvykusių atominėse elektrinėse, reikėjo gerokai sugriežtinti saugos reikalavimus atominėms elektrinėms. Dėl šios priežasties buvo padaryta didelė korekcija greitųjų reaktorių projektuose, kuriuose pagrindinis dėmesys buvo skiriamas intensyviai kuro gamybai, ir jau svarstomi nauji greitųjų reaktorių koncepciniai projektai, kurių veisimo koeficientas artimas vienetui, o šerdies energijos intensyvumas mažas. Šioje situacijoje naujų greitųjų reaktorių projektų šalininkai rado dar vieną būdą išlaikyti jų reikšmę. Jie pradėjo skleisti scenarijų, kuriame daroma prielaida, kad ilgainiui neišvengiama šiluminių reaktorių atsisakymo, kad bet kokiu atveju įvykiai greitieji reaktoriai pakeis šiluminius reaktorius.
Žmonės skirtingai vertina ateitį ir daugelis mano, kad pasiūlyta branduolinės energetikos plėtros kryptis gali būti neįgyvendinta, o naujoji greitųjų reaktorių dominavimo koncepcija bus neteisinga. Ir ši pozicija iš esmės yra pagrįsta. Turimos alternatyvos leidžia kalbėti apie branduolinės energetikos sistemos plėtros galimybes kur kas patrauklesnėje konfigūracijoje.
Labiausiai pastebimi sisteminiai atominės energijos, daugiausia pagrįstos greitaisiais reaktoriais, statybos trūkumai. Net jei manytume, kad pats greitasis reaktorius pagamintas puikiai ir neturi trūkumų, kurie sukeltų abejonių dėl jo absoliutaus pranašumo prieš kitus projektus, yra neišvengiamų sisteminių sunkumų.
Pirmas. Pagrindinė naujai pagaminto skiliųjų izotopų (plutonio) dalis greituosiuose reaktoriuose bus gaminama šerdyje, kur bus gaminama energija ir susidarys didžioji dalis radioaktyviųjų dalijimosi produktų. Šis labai aktyvus kuras turi būti greitai chemiškai perdirbtas. Perdirbus iš apšvitinto kuro išsiskiria visi radioaktyvieji izotopai. Didelis radioaktyvumo kiekis paliks uždarytą kuro elementą ir pasiskirstys po visą darbo kambarį. Nepaisant to, kad jie stengsis kontroliuoti visą šį radioaktyvumą, jis nustatys pagrindinę galimų radioaktyvių incidentų riziką dėl įvairių priežasčių, pradedant nuo pagarsėjusio žmogiškojo faktoriaus iki planuojamo sabotažo.
Antra. Greitieji reaktoriai turės beveik visiškai pakeisti šiluminius. Atsižvelgiant į tai, kad reikalingo greitųjų reaktorių prototipo dar nėra, kad toks pakeitimas vyks palaipsniui, kad jis prasidės ne anksčiau kaip amžiaus viduryje, ir net jei visi pasaulio žmonės sutiks jį paremti, procedūra truks mažiausiai du šimtmečius. Per šį laiką tarp tų, kurie gyvena po mūsų, tikriausiai bus žmonių, galinčių sugalvoti ir įgyvendinti patrauklesnį branduolinės pramonės profilį. Ir pastangos sukurti idealų greitą reaktorių bus bergždžios.
Trečias. Daugkartinis plutonio perdirbimas sukels didelį kiekį smulkių aktinidų, izotopų, kurių nėra gamtoje, kuriuos žmonija dėl įvairių priežasčių neketina pakelti ir reikalauja juos sunaikinti. Taip pat reikės organizuoti šių izotopų transmutaciją. Procesas, turintis didelę avarijos riziką, taip pat gali sukelti didelį radioaktyvų aplinkos užteršimą.
Šiuos trūkumus būtų galima priimti kaip neišvengiamą blogį, tačiau tokią poziciją galima pateisinti tik tuo atveju, jei nėra alternatyvos, tačiau ji egzistuoja.
Lydymosi energija
Alternatyva greitųjų reaktorių dominavimui gali būti branduolių sintezės ir dalijimosi reaktoriais pagrįstos branduolinės energetikos sistemos sukūrimas. Pasiūlymus dėl termobranduolinių reaktorių panaudojimo branduolinės energetikos struktūroje, suteikiant reikšmingą sistemos neutronų potencialo padidėjimą, pateikė I. V. Kuchatovas Vėliau pasirodė hibridinio termobranduolinio reaktoriaus koncepcija, kurios ruošinyje buvo gaminamas naujas dalusis izotopas ir gaminama energija. Pastaraisiais metais ši koncepcija buvo kuriama toliau. Naujoje branduolinės sistemos versijoje daroma prielaida, kad sintezės reaktoriai (termobranduoliniai reaktoriai) gamina branduolinį kurą iš žaliavinių skilimo reaktorių izotopų, o skilimo reaktoriai, kaip ir dabar, gamina energiją.
Neseniai paskelbtame straipsnyje „Branduolių sintezės energijos problemos“autoriai padarė išvadą, kad sintezė dėl daugelio priežasčių neturėtų būti laikoma didelio masto energetikos technologija. Tačiau tokia išvada yra visiškai nesąžininga, kai svarstoma integruota sistema, kurioje branduolinės energijos technologijos (branduolių sintezė ir skilimas) papildo viena kitą ir efektyviau atlieka kitas sunkiai atliekamas funkcijas.
Torio kuro ciklo metu labiausiai pageidautina sukurti patikimą branduolinės energijos sistemą su skilimo ir sintezės reaktoriais. Šiuo atveju termobranduolinių reaktorių dalis sistemoje bus minimali (mažiau nei 10%), dirbtinis skilusis urano-233 izotopas, gautas iš pašarų torio-232 izotopo, yra geriausias šiluminių neutronų reaktorių variantas, vieningoje branduolinėje sistemoje nedidelių transuranų problemos tiesiog nebus. Sistemoje pagaminto Am, Cm ir kt. bus nereikšmingas. Tokioje sistemoje bus kuro ciklas, kurio metu bus mažiausia aplinkos radioaktyviosios taršos rizika.
Natūralus šios koncepcijos įgyvendinimo kriterijus yra neutronų pusiausvyra. Branduolinė reakcija, kuria bus pagrįsta neutronų gamyba sintezės reaktoriuje, yra tričio ir deuterio sintezės reakcija
D + T = Jis + n + 17,6 MeV
Dėl reakcijos gaunamas neutronas, kurio energija yra 14,1 MeV, ir alfa dalelė, kurio energija yra 3,5 MeV, kuri lieka šildyti plazmą. Didelės energijos neutronas, skriejantis per vakuuminės kameros sienelę, patenka į termobranduolinio reaktoriaus antklodę, kurioje jis dauginasi, o jį užfiksavus neapdorotam izotopui, gaunamas naujas dalusis izotopas. Termobranduolinio neutrono dauginimasis įvyksta dėl reakcijų (n, 2n), (n, 3n) ir (n, dalijimosi) - sunkiųjų branduolių, šiuo atveju žalio izotopo, dalijimosi reakcijos. Visos šios reakcijos yra ribinio pobūdžio. 1 paveiksle pavaizduoti nurodytų skerspjūvių grafikai. Norint užtikrinti maksimalų neutronų dauginimąsi, svarbu, kad antklodės kuro sudėtyje būtų minimalus šviesos branduolių skaičius ir, žinoma, neutronų sugėrikliai.
1 pav. Neutronų dauginimo mikroskopai Th-232.
Norint įvertinti naujų skiliųjų izotopų gamybos sintezės reaktoriuje potencialą, buvo atlikta įvairių skaičiavimų serija skirtingiems bendrosios kuro kompozicijos variantams su toriu kaip pašaro izotopu. Skaičiavimai atlikti naudojant įvairias programas ir branduolinių duomenų bibliotekas. Naudotos programos buvo MCU biblioteka ENDF / B-6, MCNP, biblioteka ENDF / B-6, LUKY grupės biblioteka. Lentelėje pateikti torio-232 neutronų sugavimo skaičiavimo rezultatai vienam sintezės neutronų šaltiniui kuro sudėčiai su nurodytu branduolio izotopų koncentracijų santykiu. Kai kuriuose įgyvendinimo variantuose buvo daroma prielaida, kad nurodytas izotopų santykis buvo gautas ne kaip cheminis junginys, bet konstruktyviai, kai tam tikras torio kiekis buvo sumaišytas su atitinkamu norimo izotopo kiekiu.
1 lentelė Termobranduolinių neutronų (E = 14,1 MeV) dauginimas hibridinio reaktoriaus su torio kuro kompozicija antklode.
Paskutiniame stulpelyje pateikiamos vertės, apibūdinančios neutronų dauginimąsi dėl žaliavinio izotopo dalijimosi reakcijos. Pateikiamos neutronų gamybos dėl skilimo vertės, t. ν∑f. LUKY grupės programoje reakcijos (n, 2n) ir (n, 3n) skerspjūvio matricos yra integruotos su skerspjūviais, kad būtų neelastinga sklaida. Tai neleidžia atskirai gauti šių reakcijų greičio verčių.
Apskritai, pateikti apskaičiuoti duomenys tarpusavyje gerai sutampa, o tai suteikia pagrindo skaičiuoti efektyvų termobranduolinių neutronų dauginimą hibridinio reaktoriaus antklode. Lentelėje pateikti skaičiavimo rezultatai rodo teorinį termobranduolinių neutronų (14,1 MeV) dauginimo potencialą. Begalinėje torio terpėje jis yra maždaug 2,6, t.y. vienas neutronas dauginasi dėl reakcijų (n, 2n) ir reakcijų (n, 3n) maždaug 2 kartus, o dėl torio-232 dalijimosi - 1,5 karto. Skirtingų programų ir skirtingų bibliotekų skaičiavimai skiriasi maždaug 10%. Šie skirtumai atsirado dėl kelių branduolinių duomenų bibliotekų naudojimo. Atsižvelgiant į nurodytą paklaidą, pateikti rezultatai gali būti naudojami kaip konservatyvios gairės vertinant skiliųjų izotopų dauginimosi termobranduolinio reaktoriaus antklode parametrus. Jie rodo, kad lemiamas veiksnys, dėl kurio sumažėja antklodės gebėjimas daugintis, yra jame esantys šviesos sklaidos izotopai, įskaitant O-16, F-19, kurie taip pat turi neelastingą neutronų sklaidos reakciją esant didelėms energijoms. Skaičiavimai rodo, kad C-12 naudoti kuro elementų, užpildančių antklodę, apvalkalams gaminti yra gana perspektyvu. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra du su puse karto daugiau nei toryje, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai sutvarkius neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio.dėl ko sumažėja antklodės dauginimo gebėjimas, yra joje šviesos sklaidos izotopai, įskaitant O-16, F-19, kurie taip pat turi neelastingą neutronų sklaidos reakciją esant didelėms energijoms. Skaičiavimai rodo, kad C-12 naudoti kuro elementų, užpildančių antklodę, apvalkalams gaminti yra gana perspektyvu. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra pustrečio karto daugiau nei torio, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai organizavus neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio.dėl ko sumažėja antklodės gebėjimas daugintis, yra jame šviesos sklaidos izotopai, įskaitant O-16, F-19, kurie taip pat turi neelastingą neutronų sklaidos reakciją esant didelėms energijoms. Skaičiavimai rodo, kad S-12 naudojimas kuro elementų dangą užpildančioms antklodėms gaminti yra gana perspektyvus. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra du su puse karto daugiau nei toryje, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai sutvarkius neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio. F-19, kurio reakcija taip pat yra neelastinga neutronų sklaida esant didelėms energijoms. Skaičiavimai rodo, kad C-12 naudoti kuro elementų, užpildančių antklodę, dangoms gaminti yra gana perspektyvu. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra du su puse karto daugiau nei toryje, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai sutvarkius neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio. F-19 taip pat reaguoja į neelastingą neutronų sklaidą esant didelėms energijoms. Skaičiavimai rodo, kad C-12 naudojimas kuro elementų dangą užpildančioms dangoms gaminti yra gana perspektyvus. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra du su puse karto daugiau nei toryje, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai sutvarkius neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra du su puse karto daugiau nei toryje, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai sutvarkius neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio. Grafito naudojimas gali būti laikomas vienu iš dizaino variantų. Net tuo atveju, kai anglies branduolių yra pustrečio karto daugiau nei torio, termobranduolinių neutronų daugybos koeficientas yra artimas 2. Tai reiškia, kad tinkamai organizavus neutronų pusiausvyrą, antklode galima gauti vieną naujo dalijamojo izotopo urano-233 branduolį ir vieną branduolį. tričio.
Žinoma, praktiškai bus neutronų nuostoliai ir jiems kompensuoti reikės papildomų neutronų. Tokie neutronai gali būti gaminami įvairiais būdais. Pavyzdžiui, dalis tričio, reikalingo sintezės reakcijai, gali susidaryti dalijimosi reaktoriaus šerdyje. Šio neutronų papildymo metodo potencialas yra labai didelis. Urano-233 kuro ciklo terminio skilimo reaktoriuose veisimosi santykis yra apie 0,8, t. vienam sudegusiam urano-233 branduoliui galima gauti 0,8 tričio branduolius. Ši vertė daugiau nei padengs visus neutronų nuostolius. Galima sumažinti sintezės reaktoriaus antklodės anglies kiekį, t. kad kuro elementų apvalkalas būtų plonesnis, šio pasiūlymo potencialas yra 0,2–0,3 papildomų neutronų. Kitas būdas leisti mažą skilimą urane-233, susikaupusiame antklode. Pagrįstas šios galimybės potencialas,kuris nesukels reikšmingo padidėjimo sunkiųjų branduolių dalijimosi produktuose antklode yra daugiau nei 0,5 neutrono.
Išvada
Efektyvaus neutronų dauginimo svarba hibridinio reaktoriaus ruošinyje yra dar svarbesnė, nes tai leidžia atsisakyti SNF perdirbimo iš skilimo reaktorių. Sistemoje bus pakankamai neutronų, kad būtų galima visiškai kompensuoti skiliųjų izotopų nuostolius gaminant energiją skilimo reaktoriuose juos gaminant iš termobranduolinio reaktoriaus antklode esančio tiekimo izotopo.
Visiškai nesvarbu, kokio tipo skilimo reaktoriai yra sistemoje, greiti ar šiluminiai, dideli ar maži.
Išgaunant naujai pagamintą uraną-233 iš bendros degalų sudėties, radioaktyvumas išsiskirs maždaug dviem ar trimis laipsniais mažiau, palyginti su galimybe, kai dalijamieji izotopai turės būti atskirti nuo skilimo reaktorių SNF. Ši aplinkybė užtikrins mažiausią aplinkos radioaktyviosios taršos riziką.
Remiantis atliktais skaičiavimais, lengva įvertinti hibridinių termobranduolinių reaktorių dalį. Tai sudarys mažiau nei 10% visos sistemos šiluminės galios, todėl visos sistemos ekonominė našta nebus didelė, net jei hibridiniai termobranduoliniai reaktoriai yra brangesni nei skilimo reaktoriai.
Termobranduolinės technologijos, įtvirtintos branduolinės energetikos sistemoje, ir jų tolesnė plėtra turėtų būti laikomos bendra branduolinės pramonės strateginės plėtros kryptimi, galinčia ilgą laiką, praktiškai bet kokio masto, išspręsti pagrindines energijos tiekimo problemas, su minimalia neigiamo radioaktyvaus poveikio aplinkai rizika.