Главная  Взрывная дейтериевая энергетика 

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 [ 11 ] 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90

1 \ 9

полностью (-18 тыс. тонн урана-235) и поместив в поток ф~10 н/(см с) (мы не обсуждаем, как это сделать), можно получить, согласно (2.7), суммарную тепловую мощность Wy = 7,5 10 Вт в течение Г^р = 7 лет.

Увеличив поток вдвое, можно поднять мощность урановой энергетики до уровня современной совокупной мощности всех энергоустановок мира

(Wy ~ 1,5 1 о' Вт), но хватит тогда урана всего на 3,5 года.

Мощность на уране-235 можно поднимать практически неограниченно: в бомбе, сброшенной на Хиросиму, мгновенная мощность была в тысячу раз больше, чем вся мощность солнечной энергии, посьшаемой на планету, но выде-

лялась она десятые доли микросекунды. Так или иначе, но за счет U может

быть произведено энергии всего ~lJ5 10Дж, то есть на порядок меньше, чем за счет нефти.

Формулы (2.6) и (2.7) отражают идеальные оценки. На самом деле, по мере накопления осколков деления, последние все чаще захватывают нейтроны.

Плотность потока уменьшается, и недогоревший U приходится либо хоронить вместе с осколками, либо очищать от осколков и снова размещать в активной зоне. Необходимость рециклирования топлива приводит к тому, что темп

сгорания урана (это определяет мощность ядерной энергетики на U) не может достигнуть значения, вычисляемого по формуле (2.7). Сейчас тепловая

12 235

мощность всех АЭС мира меньше 10 Вт, и даже при такой мощности век U

не длиннее века нефти.

Удлинить век урана можно за счет применения реакторов-размножителей,

называемых также бридерными реакторами. В этих реакторах роль U вьшол-няет Ри, который получается из U при захвате нейтрона по схеме

238и + 239и

Р (23,5 мин)

239np

р (2,3 дн) 239 рц

И сжигается в реакции 239

Ри -Ь и Xi -Ь 2 -Ь Vpu И -Ь 200 МэВ.

(2.9)

(2.10)

Плутоний в классическом варианте бридерного реактора выделяют из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и вновь закладывают в активную зону. Если деление плутония производить не тепловыми, а быстрыми нейтронами, то число вторичных нейтронов несколько увеличивается (v=3,5), это позволяет нарабатывать плутония больше, чем было заложено. Получается так называемый замкнутый цикл, когда энергетика сама обеспечивает себя топливом. В классическом варианте плутоний нарабатывается не в основной активной зоне, а в дополнительной зоне воспроизводства. Захват нейтронов ураном-238 идет в основном

на тепловых hbhtj

высокую Ш10ТН0СТ1

Сечение захва-

деления: о

= 2,

в том же потоке ф

Реакторов-брр лива сейчас еще БН-600, работают точно плутония дл в зоне воспроизвс

ф>10н/(см2с).

от истины.

Во-первых, п энергонапряженно тока нейтронов.

Во-вторых, у1 кампании , а за!

чение времени Г^,. определяется эффе

В цикл перер; в отстойниках в i

оказывается в 10.

Совокупная мощ1

М , составит:

Для массы пр могла бы составит на тысячелетие*, ограничения.

* Из-за потерь ТИТ только на 200..,



OK ф = 103н/(см2.с) lacHO (2.7), суммарную гт.

урановой энергетики энергоустановок мира

[чески неограниченно: :тъ была в тысячу раз й на планету, но выде-

[О за счет U может

I порядок меньше, чем

, На самом деле, по ме-ахватывают нейтроны.

1риходится либо хоро-эва размещать в актив-одит к тому, что темп

етики на U) не мо-2.7). Сейчас тепловая 235,

Ои мощности век

и

fCTopoB-размножителеи,

(рах роль и выпол-трона по схеме

239рц (2.9)

(2.10)

юра выделяют из отра-в активную зону. Если я нейтронами, то число это позволяет нараба-[ так называемый замк-ливом. В классическом ной зоне, а в дополни-1-238 идет в основном

на тепловых нейтронах, поэтому в зоне воспроизводства стремятся получить высокую плотность потока тепловых нейтронов.

Сечение захвата нейтронов (так называемая реакция (и,у)) меньше сечения

деления: <Т„у = 2,7 барна. Поэтому скорость преобразования U в Ри в том же потоке ф = 10 н/(см с) будет меньше скорости деления

СОи^Ри =а„,уФ = 2,7 10 l/c = 10 год

(2.11)

Реакторов-бридеров с фактически замкнутым циклом воспроизводства топлива сейчас еще нет. Но есть прототипы, в частности, российский реактор БН-600, работающий четверть века на Белоярской АЭС, нарабатывал бы достаточно плутония для замыкания цикла. Физическая плотность потока нейтронов в зоне воспроизводства реакторов такого типа больше, чем в оценке (2.11):

ф > Ю' н/(см с). Но два фактора заставляют признать оценку (2.11) не далекой от истины.

Во-первых, после Чернобыльской аварии появилась тенденция снижать энергонапряженность реакторов. Легче всего это сделать, снизив плотность потока нейтронов.

Во-вторых, уран-238 в зоне воспроизводства облучается в течение времени кампании , а затем вместе с наработанным плутонием перерабатывается в течение времени . Поэтому средняя скорость преобразования урана в плутоний определяется эффективной плотностью потока нейтронов

Фэф=Ф

(2.12)

В цикл переработки включается выдержка тепловыделяющих сборок (ТВС) в отстойниках в течение многих лет. Поэтому эффективная плотность потока

13 2

оказывается в 10...30 раз меньше физической, то есть не более 10 н/(см с).

Совокупная мощность бридерной энергетики, обладающей массой урана-238

М , составит:

-30 -эо

(2.13)

Для массы природного урана 2,6 млн тонн мощность бридерной энергетики могла бы составить около 10 Вт. Согласно нашим оценкам, урана этого хватит на тысячелетие*, но добыть его нужно заранее. Есть, однако, более жесткие ограничения.

* Из-за потерь -2 % при каждой регенерации топлива, фактически этого урана хватит только на 200...300 лет [27].



Чтобы образовался нейтронный поток в зоне воспроизводства, нужно в основной активной зоне сжигать ранее наработанный плутоний, притом сжигать не больше, чем нарабатывается. Расчет реактора сложен, но возникающую при этом проблему можно грубо сформулировать так. Поддержать достаточную плотность потока нейтронов в сравнительно большом объеме зоны воспроизводства можно, только заложив в активную зону не меньше определенного количества плутония. Аналогично (2.12) количество плутония, находящегося в топливном цикле Мрц , связано с физическим количеством, закладываемым в ак-

тивную зону Мри^ :

М

(2.14)

Для классического бридерного варианта, в котором количество наработанного за кампанию плутония превышает количество сгоревшего на 20...30%, закладка в цикл Мрц составляет не менее 1 От/ГВт.

Но тогда для получения мощности в Ю^ Вт потребуется иметь в топливном цикле около-Ю^т плутония. Сейчас же в мире имеется М„а^ =10т плутония. Начальная совокупная мощность бридерных реакторов тогда может составить

(2.15)

< = 100 ГВт = Ю' Вт.

Затем разницу между наработанным и сгоревшим плутонием можно заложить в следующие реакторы. Зависимость мощности от времени t можно представить как

(2.16)

где Г2-период удвоения плутония.

В 1970-х годах стремились сделать Т2 меньше 10 лет, что приводило к энергонапряженным реакторам. После Чернобыльской аварии проекты бридерных реакторов стали делать менее энергонапряженными, и период удвоения возрос

до 20 лет. Если необходимо получить мощность W = 10Bt, имея начальную мощность = 10 Вт, то потребуется время

. т = Т2-6,6Т2, (2.17)

то есть 130 лет при Т2 = 20 лет.

Это значит, что в XXI веке классический бридерный вариант неосуществим даже в пределах нынешних энергомощностей. Даже чтобы заменить 10 % современных энергомощностей, потребуется сначала ввести -100 ГВт мощностей на имеющемся плутонии, а затем за 65 лет повысить их до 1000 ГВт

(Ю' Вт). Это то видны: глобальн

для открыт

для класса

стартовый 1 Оценки коэ4

гетики [15] оказа.

для открыт

для замкну Как видно, I

угля (см. § 1.4). экологического у до конца. ПоэтоА бы все равно вьп углем. При такоА энергомощностер гетики строить н;

Простейший вующей угольно: новые объекты э затратив энергию дачи Гдвд можно

ширенное воспрс зависимость мош

Время энерг время энергоотдЕ

X = 2 это и буде: ходящий время т Чтобы подче пример. Пусть ос с тем же сроком : имеют Х = 4. То]

поскольку 4 : Алгебраичес не следует восп]



1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 [ 11 ] 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 82 83 84 85 86 87 88 89 90

© ООО "Карат-Авто", 2001 – 2018
Разработчик – Евгений Андрианов