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

ггобы цикл замкнуть, lecce воспроизводства но числу ядер трития, 10 Вт это число рав-горать должно трития час в мире добывается ) раз наверняка непро-г1ельзя сказать, чтобы )суждалось. В концеп-IA хватит для воспол-)оизводство, особенно 1сен?

ки на тритиевом цикле, ять? Аналогично (2.13) гораюшую за единицу )в в зоне воспроизвод-

(2.23)

}ышает 70 миллибарн, лиллибарн. Плотность мичества ядер трития оспроизводства:

I (2.24)

лым, а число реакций

ния бериллия

эольше его ежегодно-я составит около переменных темпах до-[0 бы 5000 лет, но ес-ия в концепции PNE

В концепции инерциального термоядерного синтеза (ИТС) предполагается использовать термоядерные взрывы энерговыделением -250 кг т. э., а зону воспроизводства не разрушать. Поэтому наиболее часто принимается R ~ 5 м. Плотность потока при этом не может превышать

Фите Ю' н/(см с) - 3 10 н/(см2

а время сгорания бериллия окажется не меньше 10 ООО лет. Таким образом, в случае ИТС пришлось бы заложить бериллия в 10 ООО раз больше, чем должно сгорать ежегодно, или -150 ООО ООО т (150 миллионов тонн!). Конечно, можно попытаться применить разрушаемую зону воспроизводства, снизив закладку до -15 млн тонн, но, каковы будут усилия на ежесекундное воссоздание этой зоны?

Условие (2.23) характерно для любого ядерного варианта с воспроизводством топлива. При малых значениях плотностей потоков нейтронов закладки воспроизводящих материалов слишком велики.

§ 2.7. Взрывной бридерный реактор

Выражение (2.23) указывает на необходимость увеличения плотности потока нейтронов. Термоядерные взрывы с энерговыделением 0,25 тт. э., как видно на примере ИТС, не приведут к желаемому результату. Причина ясна: энерговыделение мало, а зона воспроизводства горючего планируется в сохраняемом варианте. Идеи отступить от этого принципа известны давно. А.Д. Сахаров в уже упоминавшейся статье Ядерная энергетика и свобода Запада [3] предлагал модернизировать бридерный вариант использования энергии урана-238 (подчеркнув, что идея принадлежит не ему): применить специально сконструированный термоядерный заряд ... максимально малой мощности , за счет нейтронов которого заложенный в заряд уран-238 преобразуется в плутоний. Далее плутоний предлагалось использовать в обычных ядерных реакторах. В работе не раскрыты ни мощность заряда, ни топливный цикл, относящийся к нему. В частности, от того, будет ли использован в термоядерном заряде тритий (2.19), зависит величина малой мощности . С тритием больше возможностей уменьшить энерговыделение, но тогда придется его где-то нарабатывать. Скорее всего, это проще делать в тех же реакторах, где происходит основное энерговыделение комбинированной системы (взрывная камера + реакторы), используя реакцию (2.20) и получающееся при этом небольшое увеличение числа нейтронов за счет (2.22).

Э. Марвиком (США) были запатентованы [35] несколько вариантов взрывного бридерного реактора (ВБР). Согласно его исследованиям, в ВБР энергозарядом (рис. 2.3) служит близкая к сферической сборка из плутония и урана-238, в центральной части которой больше (до 90 %) плутония, а в периферийной - в основном уран. При изготовлении сборка близка к критическому состоянию. После размещения сборки во взрывной камере она переводится через критсостояние тем или иным способом, например за счет пневматического ввода дополнительного



плутониевого цилиндра в центр сборки. Происходит быстрое нарастание над-

критичности и ядерный взрыв с энерговыделением Q ~ 0,1 кт т. э. (4 10Дж). Тепловая мощность энергоустановки равна

взр

(2.25)

где Твзр-время между взрывами (для ВБР Твзр = 10... 15 с).

Утилизация энергии взрыва осуществляется в толстостенной стальной камере с характерным радиусом ~10 м. Перед взрывом в камеру вводятся струи теплоносителя - жидкого натрия, которому и передается энергия взрыва.


Рис. 2.3. Схема энергозаряда ВБР:

1 - центральная часть сборки (плутоний с добавкой урана, эквивалент активной зоны); 2 - периферийная часть сборки (уран с добавкой плутония, эквивалент зоны воспроизводства); 3 - управляющий цилиндр (плутоний); 4 - разгонное пневмоустройство; 5 - струя теплоносителя

В предложении Э. Марвика заряд может иметь сколь угодно малую мощность, поскольку не нужно зажигать термоядерное горючее. ВБР не требует дополнительных реакторов обычного типа. Но уменьшение энергии взрыва приведет к увеличению затрат в топливном цикле, очень напряженном и при Q ~ 0,1 кт т. э.

В энергозаряде ВБР мгновенная плотность потока нейтронов на уране-238

достигает фф =5 10н/см с, средняя за один период между взрывами:

Фэф|-2-10н/см-с. Если же переработка топлива осуществляется через 100 взрывов, то

Фэф,оо=2 10(см2.с),

так как в 100 раз увеличивается время кампании, в течение которого соотношение между наработанным плутонием и заложенным ураном не меняется.

Это на два т того, в энергозаря коэффициент BOCI в классическом б] производства взр1 регенерации, хар; тельно малого (К выделению выгор чем в классическ

мощностью ш' примерно в 10001

Отстаиваемая доли энергии за с чены. Для зажип нарабатывается в дейтерия. Таких i плутония в ИНИЦ] в количествах, зн энергетики, не С0(

Устройство, I звали котлом взрь Более детально сс вах. Здесь мы toj ным реактором С Численный индек тоннах тротилово тепловую мошрос но равна числу ю

Наряду С урс рий-урановый ци

Th, который г

232ТЬ

Уран-233 п( от плутония, он X

Однако сред

Pu , приблиз! по классической



ртрое нарастание над-1,1 ктт. э. (4-10Дж).

(2.25)

ic).

эстенной стальной ка-самеру вводятся струи энергия взрыва.

г активной зоны); 2 - пе-1ы воспроизводства); 3 - - струя теплоносителя

вдно малую мощность, ! требует дополнитель-ва приведет к увеличе-0,1 ктт. э.

iTpoHOB на уране-238 у взрывами:

взрывов, то

: которого соотноше-не меняется.

Это на два порядка выше, чем в классическом бридерном варианте. Кроме того, в энергозаряде ВБР нет дополнительных поглотителей нейтронов. Поэтому коэффициент воспроизводства и скорость наработки топлива много больше, чем в классическом бридерном варианте. В ВБР зона энерговыделения и зона воспроизводства взрываются, за счет этого исключаются многие операции в цикле регенерации, характерные для классического варианта. Однако из-за сравнительно малого (100 т т. э.) энерговыделения и соответствующего этому энерговыделению выгорания плутония (-0,1 %) объем регенерации топлива больше, чем в классическом бридерном варианте. Для глобальной энергетики на ВБР

мощностью ю' Вт ежегодная переработка урана превысила бы современную примерно в 1000 раз.

§2.8. КВС

Отстаиваемая нами концепция [36-43] предполагает получение основной доли энергии за счет взрывов дейтерия, запасы которого практически не ограничены. Для зажигания дейтерия используется инициатор из плутония, который нарабатывается в реакции (2.9) за счет нейтронов, образующихся при горении дейтерия. Таких нейтронов образуется на два порядка больше, чем сгорает ядер плутония в инициаторе, поэтому получение делящихся материалов (ДМ) даже в количествах, значительно превышающих собственные потребности взрывной энергетики, не составит труда.

Устройство, в котором производится взрыв и преобразуется энергия, мы назвали котлом взрывного сгорания (КВС). Одна из схем КВС приведена на рис. 2.4. Более детально составные части КВС будут рассматриваться в последующих главах. Здесь мы только приведем основные характеристики в сравнении с бридер-ным реактором (табл. 2.3) и поясним исходные предпосьшки и терминологию. Численный индекс КВС означает мощность используемого энергозаряда в кило-тоннах тротилового эквивалента (кт т. э.). Индекс, стоящий в скобках, обозначает тепловую мощность энергоустановки в гигаватгах (ГВт). Последняя приблизительно равна числу килотонн , взрываемых в КВС ежечасно.

Наряду с уран-плутониевым циклом в КВС может быть использован и торий-урановый цикл. В нем в качестве воспроизводящего материала используется

Th, который под действием нейтронов преобразуется в уран-233 по схеме

232ть п 233тн Г(22мин^ 233р^ р-(27дн.) 233 . (2.26)

Уран-233 по ядерно-физическим характеристикам не сильно отличается от плутония, он хорошо делится:

233,

(2.27)

Однако среднее число вторичных нейтронов v для U меньше, чем для Ри , приблизительно на 0,5. Поэтому использовать торий-урановый цикл

по классической бридерной схеме затруднительно.



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