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

резко, на порядок. Это, в свою очередь, означает, что при современных технологиях можно рассчитывать на 2,5...5 млн тонн урана; надеясь же на 10 тонн, необходимо помнить, что коэффициент энергоотдачи АЭС начнет очень опасно приближаться к единице. . м > г,;;

§ 2.6. Тритиевый топливный цикл

На протяжении полувека ведутся работы по так называемому управляемому термоядерному синтезу (УТС). Цель - добиться медленного по сравнению с ядерным взрывом, но бьютрого по сравнению с процессами на Солнце сжигания ядерного горючего. Этого хотят достигнуть либо за счет постоянного ( квазипостоянного , в течение десятков миллисекунд) горения сравнительно больших, в десятки граммов, масс, либо за счет периодических коротких (в доли наносекунд) микровзрывов миллиграммовых количеств горючего.

Идеальным горючим для земных условий мог бы стать дейтерий -

изотоп водорода, содержание которого составляет 0,015% от основного {н изотопа водорода. Например, в 1 т воды содержится около 10 ТНЭ энергии дейтерия. В отличие от середины XX века, когда надеялись зажечь указанными выше способами дейтерий к концу XX века, ныне реализацию этого замысла прогнозируют на XXII век. В XXI веке обещают зажечь только смесь дейтерия и трития

\т - изотопа водорода, практически отсутствующего в природе. Дело в том, что тритий радиоактивен, период полураспада около 12,6 лет, поэтому он не мог накопиться в естественном водороде.

Горение сравнительно больших масс как дейтерий-тритиевой смеси, так и дейтерия давно реализовано в ядерно-взрывных устройствах. По программе УТС не удается пока получить горения даже дейтерий-тритиевой смеси, хотя для такого горения требуются намного меньшие температуры и плотности, чем для горения дейтерия.

Мы пока отвлечемся от проблемы зажигания и горения DT-смеси и будем считать, что оно реализовано. Это означает, что идет реакция

D-н Т-> Не-ь и-н 17,6 МэВ,

(2.19)

в результате которой каждое сгоревшее ядро трития порождает один нейтрон.

Но где взять тритий? Обычно его нарабатывают в ядерных реакторах деления, облучая литий. При этом на один поглощенный ядром Li нейтрон образуется одно ядро трития в реакции

(2.20)

Ситуация напоминает наработку плутония из урана-238 по схеме (2.9) в бридерном реакторе. Но там образуется v > 3 нейтронов. Один из них расходуется на поддержание цепной реакции деления, некоторая доля поглощается

в материалах акп быть использован

Это по крайне а прежде чем bctj ментом либо вьше

В § 2.4 было трон, обеспечить нуть топливный 1 первоначального хотя бы 1,01 ядра

Сделать это

полное число не! риллии:

Таким образ( рий и тритий, а и1 требуется, чтобы услышали от Ю. моядерного горен

Первое. Мол нейтронов в нем выше, не очень п нов в 1,25 раза и 5 Примером может взрыве дейтерий-цепции РКЕ-энер рами предполагз! ход из энергозар? щение, так как р

с энергией <1,85 ких процентов в ляется неизбежнс тельные каналы в

В концепци! воспроизводства доля нейтронов £ через окна, ост! вспышки.

Второе. Отв и тритиевый ЦИ1



современных техноло-(еясь же на 10 тонн, С начнет очень опасно

(аемому управляемому енного по сравнению !ами на Солнце сжига-1ет постоянного ( ква-ля сравнительно боль-< коротких (в доли на->чего.

1гать дейтерий -

от основного н изо-0 ТНЭ энергии дейте-ечь указанными выше )того замысла прогно-[есь дейтерия и трития

природе. Дело в том, 1ет, поэтому он не мог

тритиевой смеси, так 1ствах. По программе ритиевой смеси, хотя уры и плотности, чем

ия DT-смеси и будем ия

(2.19)

дает один нейтрон, рных реакторах деле-

>м Li нейтрон обра-

(2.20)

1-238 по схеме (2.9) I. Один из них расхо->ая доля поглощается

в материалах активной зоны, а на воспроизводство топлива в принципе может быть использовано

(2.21)

воспр max (v -1) > 2 нейтрона .

Это по крайней мере на один нейтрон больше, чем получается в реакции (2.19), а прежде чем вступить в реакцию (2.20), нейтрон может поглотиться другим элементом либо вьшететь из системы без взаимодействия.

В § 2.4 было обращено внимание на то, что, даже имея один лишний нейтрон, обеспечить заметный прирост плутония не удается. Если же нужно замкнуть топливный цикл в реакциях (2.19) и (2.20), необходимо с помощью одного первоначального нейтрона получить и успеть сжечь до того, как он распадется, хотя бы 1,01 ядра трития. и i

Сделать это предполагают за счет реакций (п,2п), способных увеличить

полное число нейтронов в системе. Наиболее легко такая реакция идет на бериллии:

Be + и^Ве + 2и2Не + 2и .

(2.22)

Таким образом, в тритиевом цикле горючими материалами являются дейтерий и тритий, а исходным топливом - дейтерий, литий и бериллий. Сколько их требуется, чтобы обеспечить глобальную энергетику? Впервые такой вопрос мы услышали от Ю.А. Зысина, руководившего экспериментами по критериям термоядерного горения в 1970-х годах. Существует несколько опасений.

Первое. Можно ли в принципе замкнуть тритиевый цикл, если вторичных нейтронов в нем меньше, чем в уран-плутониевом, замыкаемом, как показано выше, не очень просто. В идеальных предположениях увеличение числа нейтронов в 1,25 раза и увеличение числа атомов трития на 5... 10 % в расчетах получено. Примером может служить оценка коэффициента воспроизводства трития при взрыве дейтерий-тритиевого энергозаряда с энерговыделением 2 кт т. э. в концепции PNE-энергетики [31-34], предлагаемой американскими авторами. Авторами предполагались высокая степень выгорания трития, беспрепятственный выход из энергозаряда нейтронов с энергией 14 МэВ [33]. Это очень важное допущение, так как реакция [п,2п) пороговая. В частности, на бериллии нейтроны

с энергией <1,85 МэВ вообще не дадут размножения нейтронов. Потеря нескольких процентов в коэффициенте воспроизводства топлива за счет этого представляется неизбежной. Скорее всего, авторы концепции PNE надеются на дополнительные каналы воспроизводства трития в самом энергозаряде.

В концепции управляемого термоядерного синтеза получить коэффициент воспроизводства топлива больше единицы еще сложнее, так как значительная доля нейтронов будет поглощаться конструкционными материалами и выходить через окна, оставляемые для ввода энергии, инициирующей термоядерные вспышки. , . .

Второе. Отвлечемся от того, что и вспышки в УТС пока не реализованы, и тритиевый цикл трудно замкнуть из-за отрицательного баланса нейтронов.



Оценим необходимое количество лития и бериллия, чтобы цикл замкнуть. Количество ядер бериллия и лития, сгорающих в процессе воспроизводства топлива, будет, с точностью до коэффициента 2...3, равно числу ядер трития,

сгорающих в реакции (2.19). Для энергетики мощностью Ю' Вт это число равно п ~ 3-10 ядер/с = Ю' ядер/год . Другими словами, сгорать должно трития 5000 т/год, лития 10 ООО т/год, бериллия 15 ООО т/год. Сейчас в мире добывается -100 т/год бериллия [12], и увеличение производства в 150 раз наверняка непростая ресурсная, экономическая и экологическая задача. Нельзя сказать, чтобы это опасение, связанное с тритиевым циклом, совсем не обсуждалось. В концепции PNE показано, что известных запасов бериллия в США хватит для восполнения потерь на сотни лет [27]. Но как увеличить его производство, особенно учитывая, что бериллий в экологическом смысле очень опасен?

Есть еще одно жесткое ограничение мощности энергетики на тритиевом цикле. Сколько бериллия потребуется заложить в цикл и где его взять? Аналогично (2.13) можно выразить закладку любого элемента М, через его сгорающую за единицу

времени массу Шрр , среднюю плотность потока нейтронов в зоне воспроизводства ф и сечение реакции G:

гор ( - -

(2.23)

Для реакции Be(n,2n)2He сечение невелико: не превышает 70 миллибарн,

в среднем же для ДТ-нейтронов его можно оценить в 30 миллибарн. Плотность потока нейтронов определяется временем сжигания Г^ количества ядер трития гор Г и расстоянием R от места энерговьщеления до зоны воспроизводства:

1 гор т

4nR Т,

(2.24)

В случае концепции PNE расстояние R может быть малым, а число реакций большим, поэтому плотность потока

9pne = 1 о' 1 о'(см с) -10 н/(см2 год)

представляетвя достижимой. Но тогда среднее время сжигания бериллия

окажется около 30 лет, и закладка бериллия будет в 30 раз больше его ежегодного сгорания. Иными словами, необходимая масса бериллия составит около полумиллиона тонн на всю глобальную энергетику. При современных темпах добычи бериллия (около 100 т/год [13]) на его наработку ушло бы 5000 лет, но если увеличить производство в 100 раз, то наработку трития в концепции PNE нельзя считать безнадежной.

В концепции использовать тер1 производства не Плотность потоке

а время сгорания ( ИТС пришлось б ежегодно, или ~1: применить разруи но, каковы будут;

Условие (2.2 ством топлта. Г воспроизводящи?

Выражение ( ка нейтронов. Те на примере ИТС, деление мало, а; рианте. Идеи ото упоминавшейся модернизировать черкнув, что иде ванный термояд( нов которого 3aj плутоний предлЕ не раскрыты ни В частности, от i зависит величин шить энерговыд( го, это проще де ление комбинир реакцию (2.20) ? нов за счет (2.22 Э. Марвико! го бридерного ре (рис. 2.3) служи] тральной части к ном уран. При размещения c6oi или иным спосо



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