anotácia
V posledných hodnoteniach strategických vyhliadok rozvoja jadrovej energie je možné zaznamenať tendenciu povýšeneckého arogantného prístupu k termonukleárnej energii, ktorá, bohužiaľ, z veľkej časti zodpovedá skutočnému stavu veci. Súčasne ukazuje analýza problémov a potenciálu dvoch jadrových technológií založených na jadrových reakciách fúzie ľahkých jadier a štiepenia ťažkých jadier. Nezávislý rozsiahly rozvoj každej z týchto oblastí nevyhnutne povedie k potrebe prekonať stále nedoriešené problémy technologickej, materiálovej vedy, environmentálnej a ekonomickej povahy, čo vyvolá otázku účelnosti ďalšieho rozvoja týchto energetických odvetví. Fyzické vlastnosti procesov štiepenia a fúzie zároveň objektívne naznačujú vhodnosť ich kombinácie v rámci jediného systému jadrovej energie, čo spôsobuje veľký synergický efekt, ktorý potláča ich negatívne aspekty, a to pri samostatnom vývoji jadrových technológií.
Článok predstavuje výpočty znásobenia termonukleárnych neutrónov v deke hybridného termonukleárneho reaktora, ktoré potvrdzujú fyzickú platnosť a spoľahlivosť voľby strategického smeru vývoja v podobe zjednoteného jadrového energetického systému.
Úvod
Teraz pri hodnotení strategickej cesty rozvoja jadrovej energie dochádza k vážnemu prehodnocovaniu zdanlivo zavedených ustanovení. Dvojzložkový koncept rozvoja jadrovej energie, v ktorom súbežne pracujú rýchle a tepelné štiepne reaktory, prešiel v poslednej dobe vážnou revíziou. Predtým sa predpokladalo, že štrukturálny rozvoj jadrovej energie bude založený v počiatočnej fáze na budovaní kapacít na úkor tepelných reaktorov. V budúcnosti budú k dispozícii rýchle reaktory s vysokým hniezdnym pomerom rádovo 1,5 a vyšším. To umožní, s rastúcim nedostatkom prírodného uránu, organizovať uzavretý palivový cyklus s účinným prepracovaním vyhoreného jadrového paliva a uspokojiť potrebu štiepnych izotopov ich výrobou v rýchlych reaktoroch. Predpokladalo saže v jadrovej energetickej sústave bude podiel tepelných reaktorov asi 60% a podiel rýchlych reaktorov asi 40%. Tepelné reaktory prevezmú nepríjemnosti pri práci v energetickom systéme (rozsah výkonu prispôsobený požiadavkám spotrebiteľa, prevádzka v krivke premenlivého zaťaženia, zabezpečujúce neelektrické potreby systému atď.). Rýchle reaktory budú pracovať predovšetkým na báze a budú vyrábať palivo zo surových izotopov pre seba a pre tepelné reaktory.a na výrobu paliva zo surových izotopov pre seba a pre tepelné reaktory.a na výrobu paliva zo surových izotopov pre seba a pre tepelné reaktory.
Moderné tendencie
Propagačné video:
Vážne nehody, ktoré sa stali v jadrových elektrárňach, však viedli k potrebe významne sprísniť bezpečnostné požiadavky na jadrové elektrárne. Z tohto dôvodu boli urobené významné úpravy návrhov rýchlych reaktorov zameraných na intenzívnu výrobu paliva a už sa uvažuje o nových koncepčných návrhoch rýchlych reaktorov s množiteľským pomerom blízkym jednote s nízkou energetickou náročnosťou aktívnej zóny. V tejto situácii našli prívrženci nových projektov rýchlych reaktorov ďalší spôsob, ako si udržať svoj význam. Začali propagovať scenár, ktorý predpokladá, že z dlhodobého hľadiska je odmietnutie tepelných reaktorov nevyhnutné, že pri akomkoľvek vývoji udalostí rýchle reaktory nahradia tepelné reaktory.
Ľudia hodnotia budúcnosť rôzne a mnohí sa domnievajú, že navrhované smerovanie vývoja jadrovej energie sa nemusí uskutočniť, a nový koncept dominancie rýchlych reaktorov sa ukáže ako nesprávny. A táto pozícia je do značnej miery oprávnená. Dostupné alternatívy nám umožňujú hovoriť o možnostiach rozvoja systému jadrovej energie v oveľa atraktívnejšej konfigurácii.
Najvýraznejšie systémové nedostatky pri výstavbe jadrovej energie, založené hlavne na rýchlych reaktoroch, sú zrejmé. Aj keď predpokladáme, že samotný rýchly reaktor je vyrobený perfektne a nemá chyby, ktoré by vzbudzovali pochybnosti o jeho absolútnej prevahe nad ostatnými projektmi, existujú nevyhnutné systémové ťažkosti.
Najprv. Prevažná časť novo vyrobeného štiepneho izotopu (plutónium) v rýchlych reaktoroch sa bude vyrábať v jadre, kde sa bude vyrábať energia a vytvorí sa prevažná časť produktov rádioaktívneho štiepenia. Toto vysoko aktívne palivo musí byť rýchlo chemicky spracované. Prepracovaním sa z ožiareného paliva uvoľnia všetky rádioaktívne izotopy. Veľké množstvo rádioaktivity opustí utesnený palivový článok a bude distribuované po celej pracovnej miestnosti. Napriek tomu, že sa pokúsia udržať všetku túto rádioaktivitu pod kontrolou, bude z rôznych dôvodov určovať hlavné riziko potenciálnych rádioaktívnych incidentov, od notoricky známeho ľudského faktora po plánovanú sabotáž.
Druhý. Rýchle reaktory budú musieť takmer úplne nahradiť tepelné. Berúc do úvahy, že požadovaný prototyp rýchlych reaktorov ešte nie je k dispozícii, že takáto výmena bude prebiehať postupne, že sa začne najskôr v polovici storočia, a aj keď ho budú všetci na svete súhlasiť s jeho podporou, postup bude trvať najmenej dve storočia. V tomto období medzi tými, ktorí po nás žijú, pravdepodobne budú ľudia, ktorí dokážu vymyslieť a realizovať atraktívnejší profil jadrového priemyslu. A úsilie na vytvorenie ideálneho rýchleho reaktora bude márne.
Po tretie. Viacnásobná recyklácia plutónia povedie k tvorbe významného množstva menších aktinidov, izotopov, ktoré sa v prírode nevyskytujú, s ktorými sa ľudstvo z rôznych dôvodov nemieni zmieriť a vyžaduje ich zničenie. Bude tiež potrebné zorganizovať transmutáciu týchto izotopov, čo je proces s vysokým rizikom nehody, ktorý môže tiež viesť k významnej rádioaktívnej kontaminácii životného prostredia.
Dalo by sa akceptovať tieto nedostatky ako nevyhnutné zlo, ale takéto postavenie je možné ospravedlniť iba pri absencii alternatívy, ale existuje.
Energia fúzie
Alternatívou k dominancii rýchlych reaktorov môže byť vývoj systému jadrovej energie založeného na fúznych a štiepnych reaktoroch. Návrhy na použitie termonukleárnych reaktorov v štruktúre jadrovej energie, poskytujúcich výrazné zvýšenie neutrónového potenciálu systému, predložil I. V. Kuchatov Neskôr sa objavil koncept hybridného termonukleárneho reaktora, v ktorého blanku bol vyrobený nový štiepny izotop a bola vyrobená energia. V posledných rokoch vývoj tohto konceptu pokračoval. Nová verzia jadrového systému predpokladá, že fúzne reaktory (termonukleárne reaktory) pracujú na výrobu jadrového paliva zo surových izotopov pre štiepne reaktory a štiepne reaktory, ako je tomu teraz, produkujú energiu.
V nedávno publikovanom článku „Jadrové problémy energie jadrovej syntézy“autori dospeli k záveru, že fúzia by sa z mnohých dôvodov nemala považovať za rozsiahlu energetickú technológiu. Ale takýto záver je úplne nespravodlivý, keď sa vezme do úvahy integrovaný systém, v ktorom sa jadrové energetické technológie (fúzia a štiepenie) navzájom dopĺňajú a poskytujú efektívnejší výkon funkcií, ktoré sú pre druhého náročné.
V rámci tóriového palivového cyklu je najvýhodnejšie vytvoriť spoľahlivý jadrový energetický systém so štiepnymi a fúznymi reaktormi. V takom prípade bude podiel termonukleárnych reaktorov v systéme minimálny (menej ako 10%), umelý štiepny izotop urán-233 získaný z privádzaného izotopu tórium-232 je najlepšou voľbou pre tepelné neutrónové reaktory, v zjednotenom jadrovom systéme problém menších transuránov jednoducho nebude existovať. Množstvo Am, Cm atď. Vyrobené v systéme. bude zanedbateľný. Takýto systém bude mať palivový cyklus, v ktorom bude riziko rádioaktívnej kontaminácie životného prostredia najmenšie.
Prirodzeným kritériom implementácie tohto konceptu je neutrónová rovnováha. Jadrová reakcia, na ktorej bude založená výroba neutrónov vo fúznom reaktore, je reakcia fúzie trícia a deutéria.
D + T = He + n +17,6 MeV
V dôsledku reakcie sa získa neutrón s energiou 14,1 MeV a alfa častica s energiou 3,5 MeV, ktorá zostáva na zahriatie plazmy. Vysokoenergetický neutrón letiaci cez stenu vákuovej komory vstupuje do deky termonukleárneho reaktora, v ktorom sa množí; pri jeho zachytení surovým izotopom sa získa nový štiepny izotop. Násobenie termonukleárneho neutrónu nastáva v dôsledku reakcií (n, 2n), (n, 3n) a (n, štiepenie) - štiepnej reakcie ťažkých jadier, v tomto prípade surového izotopu. Všetky tieto reakcie majú prahovú povahu. Obrázok 1 zobrazuje grafy naznačených prierezov. Na zabezpečenie maximálneho množenia neutrónov je dôležité, aby plošné zloženie paliva obsahovalo minimálny počet ľahkých jadier a samozrejme absorbéry neutrónov.
Obr. 1 Mikrosekcie množenia neutrónov v Th-232.
Na vyhodnotenie potenciálu výroby nových štiepnych izotopov v termonukleárnom reaktore sa uskutočnila séria výpočtov pre rôzne varianty zložených palivových zmesí s tóriom ako vstupným izotopom. Výpočty sa uskutočňovali pomocou rôznych programov a knižníc jadrových údajov. Použité programy MCU knižnica ENDF / B-6, MCNP, knižnica ENDF / B-6, skupinová knižnica LUKY. V tabuľke sú uvedené výsledky výpočtov zachytávania neutrónov tóriom-232 na jeden fúzny zdroj neutrónov pre zloženie paliva so stanoveným pomerom koncentrácií jadrových izotopov. V niektorých uskutočneniach sa predpokladalo, že uvedený pomer izotopov sa nezískal ako chemická zlúčenina, ale konštruktívne, keď sa určité množstvo tória zmiešalo s vhodným množstvom požadovaného izotopu.
Tabuľka 1 Násobenie termonukleárnych neutrónov (E = 14,1 MeV) vo vrstve hybridného reaktora so zložením tória.
Posledný stĺpec zobrazuje hodnoty charakterizujúce množenie neutrónov v dôsledku štiepnej reakcie surového izotopu. Uvádzajú sa hodnoty produkcie neutrónov v dôsledku štiepenia, t.j. ν∑f. V skupinovom programe LUKY sú matice prierezu pre reakciu (n, 2n) a (n, 3n) integrované s prierezmi pre nepružný rozptyl. To neumožňuje získať hodnoty rýchlostí týchto reakcií osobitne.
Všeobecne sú predložené vypočítané údaje v dobrej vzájomnej zhode, čo dáva dôvod rátať s efektívnym znásobením termonukleárnych neutrónov v blanku hybridného reaktora. Výsledky výpočtov uvedené v tabuľke ukazujú teoretický multiplikačný potenciál termonukleárnych neutrónov (14,1 MeV). V nekonečnom prostredí tória je to približne 2,6, t.j. jeden neutrón sa množí v dôsledku reakcií (n, 2n) a reakcií (n, 3n) približne 2-krát a v dôsledku štiepenia tória 232 v 1,5-násobku. Výpočty pre rôzne programy a rôzne knižnice sa líšia asi o 10%. Tieto rozdiely sú dôsledkom použitia niekoľkých knižníc jadrových údajov. S prihliadnutím na indikovanú chybu môžu predložené výsledky slúžiť ako konzervatívne usmernenie pre hodnotenie parametrov množenia štiepnych izotopov v deka termonukleárneho reaktora. Ukazujú, že určujúcim faktorom, ktorý vedie k zníženiu množiacej sa schopnosti prikrývky, je prítomnosť izotopov rozptyľujúcich svetlo, vrátane O-16, F-19, ktoré tiež reagujú na nepružný rozptyl neutrónov pri vysokých energiách. Výpočty ukazujú, že použitie S-12 na výrobu plášťov palivových článkov, ktoré vypĺňajú prikrývku, je celkom sľubné. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že je tu dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium.čo vedie k zníženiu rozmnožovacej schopnosti prikrývky je prítomnosť izotopov rozptyľujúcich svetlo v nej, vrátane O-16, F-19, ktoré tiež reagujú nepružným rozptylom neutrónov pri vysokých energiách. Výpočty ukazujú, že použitie S-12 na výrobu plášťov palivových článkov, ktoré vypĺňajú prikrývku, je dosť sľubné. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že existuje dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium.čo vedie k zníženiu rozmnožovacej schopnosti prikrývky je prítomnosť izotopov rozptyľujúcich svetlo v nej, vrátane O-16, F-19, ktoré tiež reagujú nepružným rozptylom neutrónov pri vysokých energiách. Výpočty ukazujú, že použitie S-12 na výrobu plášťov palivových článkov, ktoré vypĺňajú prikrývku, je celkom sľubné. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že existuje dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium. F-19 majú tiež reakciu nepružného rozptylu neutrónov pri vysokých energiách. Výpočty ukazujú, že použitie C-12 na výrobu plášťov palivových článkov, ktoré vypĺňajú prikrývku, je dosť sľubné. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že je tu dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium. F-19 majú tiež reakciu nepružného rozptylu neutrónov pri vysokých energiách. Výpočty ukazujú, že použitie C-12 na výrobu plášťov palivových článkov, ktoré vypĺňajú prikrývku, je dosť sľubné. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že je tu dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že je tu dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium. Použitie grafitu možno považovať za jednu z konštrukčných možností. Aj v prípade, že je tu dva a polkrát viac uhlíkových jadier ako tórium, multiplikačný faktor termonukleárnych neutrónov sa blíži k 2. To znamená, že pri správnej organizácii neutrónovej rovnováhy možno jedno jadro nového štiepneho izotopu uránu-233 získať v deke a jedno jadro trícium.
V praxi samozrejme dôjde k stratám neutrónov a na ich kompenzáciu budú potrebné ďalšie neutróny. Takéto neutróny sa dajú vyrobiť rôznymi spôsobmi. Napríklad časť trícia, ktorá je nevyhnutná pre fúznu reakciu, sa môže vyrobiť v jadre štiepneho reaktora. Potenciál tejto metódy doplňovania neutrónov je veľmi vysoký. V tepelných štiepnych reaktoroch pre palivový cyklus urán-233 je hniezdiaci pomer asi 0,8, t.j. pre jedno spálené jadro uránu-233 možno získať 0,8 jadra trícia. Táto hodnota viac ako pokryje všetky straty neutrónov. Je možné znížiť obsah uhlíka vo vrstve fúzneho reaktora, t.j. aby bol plášť palivového článku tenší, potenciál tohto návrhu je 0,2.-0,3 ďalších neutrónov. Ďalším spôsobom, ako umožniť malé štiepenie uránu-233 nahromadeného v deke. Primeraný potenciál tejto možnosti,čo nepovedie k výraznému zvýšeniu štiepnych produktov ťažkých jadier v deke je viac ako 0,5 neutrónov.
Záver
Dôležitosť efektívneho množenia neutrónov v prikrývke hybridného reaktora je o to dôležitejšia, že umožňuje odmietnuť prepracovanie vyhoreného jadrového paliva z štiepnych reaktorov. V systéme bude dostatok neutrónov na to, aby plne kompenzoval stratu štiepnych izotopov počas výroby energie v štiepnych reaktoroch ich produkciou zo vstupného izotopu v deka termonukleárneho reaktora.
Vôbec nezáleží na tom, aký typ štiepnych reaktorov bude v systéme, rýchly alebo tepelný, veľký alebo malý.
Extrakcia novo vyrobeného uránu-233 z plošnej palivovej zmesi bude sprevádzaná uvoľňovaním rádioaktivity asi o dva až tri rády menej, v porovnaní s možnosťou, keď budú štiepne izotopy musieť byť oddelené od SNF štiepnych reaktorov. Táto okolnosť zabezpečí minimálne riziko rádioaktívnej kontaminácie životného prostredia.
Na základe vykonaných výpočtov je ľahké odhadnúť podiel hybridných termonukleárnych reaktorov. Bude to menej ako 10% tepelného výkonu celého systému, a preto nebude ekonomická záťaž celého systému veľká, aj keď sú hybridné termonukleárne reaktory nákladnejšie ako štiepne reaktory.
Termonukleárne technológie zabudované v jadrovej energetickej sústave a ich budúci vývoj treba považovať za všeobecné smerovanie strategického rozvoja jadrového priemyslu, schopné dlhodobo riešiť kľúčové problémy dodávok energie, prakticky v akomkoľvek rozsahu, s minimálnym rizikom negatívnych rádioaktívnych dopadov na životné prostredie.
