Новая ядерная энергетика

Статья дана без рисунков и формул.

Эффективное управление потоками тепловых нейтронов, направления применения.

Основным недостатком практически всех конструктивных схем атомных реакторов является малая эффективность использования нейтронов из-за большой утечки нейтронов из активной зоны. Задача эффективного управления потоками тепловых нейтронов стоит давно, но, тем не менее, для их увеличения применялось использование простейших отражателей нейтронов или увеличение объема активной зоны, чтобы уменьшить соотношение S/V и увеличить термализацию нейтронов в веществе замедлителя, а для их уменьшения, использовалось поглощение делящимся веществом и веществом СУЗов .

В 1991 году с целью повышения эффективности управления потоками тепловых нейтронов была разработана ЗФС – замедляющее-фокусирующая структура [1]. Данное устройство было запатентовано и стало базой ряда патентов в области ядерных и термоядерных реакторов[2, 3].

Создание устройства для эффективного управления потоками тепловых нейтронов основано на способе селекции нейтронов по направлению в пространстве и базируется на применении эффекта отражения нейтронов от поверхности материалов. Угол полного внешнего отражения нейтронов равен φs = 10' для поверхности из графита, φs = 12' для поверхности из бериллия, φs = 10,7' для поверхности из железа, φs = 11,5' для поверхности из никеля и φs = 9,5' для меди, φs = 5,0' для алюминия [4-6].

Несколько лет назад удалось провести ряд экспериментов на реакторе в Томске [7].

Было установлено, что эффект селективной сепарации нейтронов явно существует и практически значим.

На элементах из графита эффект селекции наблюдался в виде полос с повышенной проводимости зарегистрированных на кремниевых детектирующих пластинах, что было обусловлено потоком повышенной интенсивности тепловых нейтронов сформированным на поверхности профилированных селектирующих элементов из графита.

На небольшом секториальном блоке профилированных селектирующих элементов из алюминия, составляющем 1/45 часть полного цилиндра и имеющего длину 70 мм вдоль цилиндрической структуры, интенсивность суммарного потока тепловых нейтронов в выделенной области активной зоны была увеличена вдвое.

Процесс селективной сепарации нейтронов идет на пакете профилированных зеркал из вещества замедлителя с переменной, уменьшающейся кривизной направлении их вывода.

Вся поверхность профилированных подобным образом каналов ведет себя как непрерывная поверхность стоков в фазовом (угловом) пространстве диффузного поля нейтронов. Такая совокупность стоков на поверхности пластин интегрирует захваченные нейтроны диффузного поля и выводит их в выделенном кривизной поверхности направлении, при этом концентрируя и увеличивая их фазовую плотность. Селективный захват нейтронов идет вдоль всей ее профилированной поверхности, а вывод (при хорошо полированной поверхности) идет на узкой, hs ≈ 5 микрон, полосе потока у торца. Поэтому плотность потока вдоль этой полоски может на несколько порядков превышать плотность потока диффузного поля нейтронов, что и было показано в первом эксперименте.

В результате, нейтрон за время жизни многократно перерассеявшись на веществе замедлителя и многократно пересекая поверхности селектирующих пластин, попадет в угловую область захвата нейтрона структурой и уйдет в направлении фокусной области структуры для полезного использования в ней. При размерах устройства селекции – ЗФС больших диффузионной длины нейтронов в нем, фактически все термализованные нейтроны могут быть возвращены в ее фокусную область, где они и были рождены.

То есть в экспериментах показано, существование эффективного инструмента, резко повышающего культуру обращения с нейтронами и существенно расширяющего возможности конструкторов различных ядерных устройств, включая ядерные реакторы.

Существенной является возможность дальнейшего роста концентрации потока селектированных ЗФС нейтронов в их суммарном геометрическом фокусе со всей совокупности ее селектирующих каналов.

Важно также, что поскольку угол полного отражения нейтронов и их отражение от поверхностей из магнитных материалов зависит от величины внешнего магнитного поля, то при покрытии пластин пленками магнитных материалов и помещении ЗФС в магнитное поле, процессом вывода нейтронов можно управлять с динамикой в доли секунды. И тем самым можно оперативно управлять работой реактора с той же динамикой увеличивая его безопасность, или создавая импульсные мощные реакторные устройства.

Направления развития.

Появление нового способа и устройства для эффективного управления потоками тепловых нейтронов расширяет и спектр эффективных ядерных технологий и устройств.

Компактные ядерные реакторы на тепловых нейтронах.

Достаточно большая длина торможения нейтрона в ходе его термализации и малая вероятность возврата в ту область активной зоны, где он был рожден, привела к тому, что тепловые реакторы имеют достаточно большую активную зону с группой распределенных в ней ТВЭЛ и мощностью в единицы Гигаватт.

Наличие ЗФС с ее способностью с высокой вероятностью вернуть нейтрон после термализации и селекции в ту область реактора, где он был рожден, позволяет создавать компактные одно ТВЭЛьные реакторы малой мощности (от единиц киловатт). Возможен при этом самый широкий спектр их применения: от компактных ампульных реакторов энергообеспечения отдельных поселков до транспортных аппаратов включая летательные управляемые и беспилотные аппараты и космические аппараты.

Новая ядерная энергетика

Основная проблема, стоящая перед атомной энергетикой – ее открытый топливный цикл и хищническая схема работы, когда основная часть добываемого урана – фактически 99.5% идет в отходы в виде отвального, обедненного урана, или в виде отработанного ядерного топлива. Что в условиях существующей динамики ее роста в мире ведет к тому, что, через 30-40 лет будет уничтожена вся ее собственная сырьевая база и вообще стоит вопрос об обоснованности ее развития в настоящем виде. Это с необходимостью ставит задачу создания реакторов с высокой глубиной выгорания топлива и с внутренним топливным циклом.

Целью является создание нового типа установок атомной энергетики работающих на широком спектре ядерного топлива.

Принцип работы основан на повышении глубины выгорания топлива путем увеличения эффективности возврата тепловых нейтронов в активную зону и формирования внутреннего топливного цикла реактора. Базовым является Патент [8] с предложением ядерного реактора работающего с внутренним топливным циклом, что позволяет резко увеличить глубину выгорания топлива практически до 100% без его внешней переработки. Кроме того, расширяется возможность использовать более широкий спектр исходного топлива, включая обедненный гексафторид урана и отработанное ядерное топливо энергетических реакторов.

Предлагается гетерогенный ядерный реактор с разделением области циркулирования топлива на три различные зоны:

- активную зону с тепловыми нейтронами, находящуюся в фокусной области ЗФС;

- активную зону с быстрыми нейтронами;

- зону выдерживания топливной смеси вне активной зоны.

Наличие ЗФС резко увеличивает эффективность возврата и динамику управления потоками нейтронов, что повышает устойчивость такого гетерогенного реактора[9].

Вообще говоря, уже на этом этапе видна основная причина, по которой данный тип реактора с циркулирующим топливом оказывается более эффективным, чем обычный реактор деления ядер.

Дело в том, что в процессе нахождения топливной смеси в зоне выдерживания топливной смеси вне активной зоны или в активной зоне с быстрыми нейтронами, где сечение деления мало, эффективный период полураспада каждого элемента как бы уменьшается, поскольку часть времени актинид находится вне реактора.

И в результате, наличие области выдерживания топливной смеси вне активной зоны реактора ведет к тому, что увеличивается их доля, испытавшая бета и альфа распады. Тем самым выдерживание смеси вне тепловой зоны реактора, из-за бета-распадов в этом составе, прежде всего, четных неделящихся изотопов актинидов, увеличивает параметр деления (Z2/A) изотопов состава и переводит их в делящиеся изотопы. А в результате состав топливной смеси «облагораживается» и критичность становится положительной.

Стартовый состав выбирается так, чтобы критичность состава, начиная со старта, не падала ниже единицы все время работы реактора. Для тория, например, необходимо, чтобы, по меньшей мере, три четверти стартового состава составлял природный уран.

В долговременном масштабе времени, в результате поглощения быстрых и тепловых нейтронов и последующего деления, а также альфа и бета распадов получаемых ядер, в системе асимптотически формируется топливная смесь, обладающая слабо меняющимся составом, которую можно назвать - «стационарным составом» [10].

Стационарный состав с положительной критичностью топливной смеси образуется при участии изотопов топлива, обладающих малыми сечениями деления на тепловых нейтронах, например, Pu240 Pu242, которые обычно извлекают переработкой.

Из динамики кривых видно, что процесс формирования стационарного состава из стартового, при имеет сложный, нелинейный характер. Но при этом, начиная с некоторого момента, процесс становится достаточно спокойным, а состав стабилизируется.

Таким образом, в реакторе с циркулирующим топливом при наличии тепловой, быстрой активных зон и зоны охлаждения топливного состава, при работе на широком спектре воспроизводящих веществ, возможно формирование стационарных составов с положительной их критичностью. Глубина выгорания исходного топлива при этом является максимально полной. При этом для работы реактора нет необходимости химического выделения промежуточных актинидов, таких как U233 и Pu239. Тем самым показано, что возможна работа реактора с полностью замкнутым внутренним топливным циклом. Безопасность ядерного реактора обеспечивается и поддержанием критичности состава на минимальном уровне. Режим нераспространения обеспечивается малым обогащением ядерных материалов в процессе и отсутствием их внешней переработки.

Топливной базой такого развития является то, что на легководных реакторах с открытым топливным циклом было наработано огромное количество отходов в виде отработанного ядерного топлива. Сегодня в мире накопилось свыше 260 тысяч тонн ОЯТ. В России порядка 700 000 тонн ОГФУ отечественного происхождения и порядка 125 000 тонн западноевропейского ОГФУ, в США складировано 740 тысяч тонн ОГФУ[11, 12].

Термоядерный реактор

Существует множество направлений в термоядерной энергетике[13, 14].

Наличие способа позволяющего эффективно управлять потоками тепловых нейтронов создает условия осуществления управляемого термоядерного синтеза, когда формирование и нагрев плазмы до температур, необходимых для хода термоядерных реакций, осуществляется за счет внутренних экзотермических ядерных реакций[15].

Существенной является и возможность дальнейшего роста концентрации потока селектированных ЗФС нейтронов в их суммарном геометрическом фокусе со всей совокупности ее селектирующих каналов.

Базой является то, что в D+D реакциях существует два примерно равноценных канала, в которых рождаются или тритий плюс протон, или гелий-3 плюс нейтрон. И при этом у гелия-3 - 3He крайне высокое сечение реакций взаимодействия с нейтронами, при которых рождается быстрый тритий с выделением 3.27МэВ энергии.

В описываемом способе выгорающие с нейтронами в фокусной области (области катализа - 1) ядра 3He выжигают с нейтронами, рождая быстрые Т и затем их восполняют за счет рождения в основных реакциях синтеза. Ядра Т в области 2 удержания плазмы выжигают на D и там же восполняют за счет рождения в термоядерных реакциях дейтерия - D. Одновременно сосуществуют (D+D) цикл в котором, ядра D - дейтерия выжигаются и рождаются 3He и Т, а также (D+Т) цикл в котором, выжигаются ядра Т – трития и рождаются быстрые нейтроны.

Таким образом формируется каталитически замкнутый цикл работы устройства самостабилизированный по Т и 3Не. При этом цикл избыточен по нейтронам. Должен взаимодействовать лишь один из трех рожденных в цикле нейтронов, что снижает требования к добротности устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов. Избыточные нейтроны можно поглощать легкими изотопами водорода, и частично можно замкнуть цикл и по дейтерию.

Прежде всего, при взаимодействии потока тепловых нейтронов с Не3 выделяется 0.76МэВ энергии, и рождаются быстрые 190 keV-ные ядра T, которые взаимодействуют с выделением энергии, как с дейтерием, так и с гелием-3 и идет общий разогрев плазмы.

Основные реакции, идущие в термоядерной плазме:

(50%) D + D → T (1.01 МэВ) + р (3.02 МэВ) Q =4.03МэВ

(50%) D + D → 3Не (0.82 МэВ) + n (2.45 МэВ) Q =3.27МэВ

D + T → 4Не(3.50 МэВ) + n(14.1 МэВ ) Q =17.6 МэВ

D +3Не → 4Не(3.6 МэВ) + р(14.7 МэВ) Q =18.3 МэВ

(51%) 3Не+T → 4Не + р + n Q =12.1 МэВ

(43%) 3Не+T → 4Не(4.8 МэВ) + D(9.5 МэВ) Q =14.3 МэВ

(6%) 3Не+T → 5Не(2.4 МэВ) + p(11.9 МэВ) Q =14.3 МэВ

3Не +3Не → 4Не + 2p Q =18.4 МэВ

T +T → 4Не + 2n Q =11.3 МэВ

3Не +n → T(0.19МэВ) + p(0.57МэВ) Q = 0.76МэВ σT = 5400 бн

Сечение взаимодействия нейтронов с ядрами Не3 меняется как 1/v и в горячей термоядерной плазме температурой TplHe3 ≈ 10 kev, его можно оценить как:

Это сечение взаимодействия и скорость реакции больше, чем сечение и скорость обычных термоядерных реакций даже при термоядерных температурах плазмы.

Основой конструкции реактора является протяженная, цилиндрическая замедляющая фокусирующая структура (ЗФС). Плазма находится в продольной магнитной ловушке с внешним магнитным полем.

При численном моделировании, без учета ограничений гладкого приближения в варианте реактора для температуры плазмы Tpl = 15 kev, стационарный состав будет включать, примерно 70% дейтерия, 30% гелия-3 и около 1% трития (при этом гелий-4 и водород, выводятся из состава). С ростом температуры плазмы стационарный состав меняется, гелий-3 эффективно выгорает, растет концентрация и доминирует тритий.

Возможен реактор управляемого термоядерного синтеза, в котором устройство термализации и формирования направленного потока нейтронов выполнено так, что фокусная область размещена в приосевой области реактора и имеет форму конусов с общей вершиной, а узел ввода топливной смеси ориентирован внутрь этих конусов.

Сформированные пакетом селектирующих элементов потоки можно направить в выделенную геометрической структуры пакета область и фокусировать там. ЗФС реактора выполнена в виде протяженного, полого цилиндра, а селектирующие пластины ориентированы так, чтобы приосевая фокусная область была кольцевой и имела максимум на некотором радиусе и минимум плотности нейтронов в центре.

При этом, поскольку сечение взаимодействия гелия-3 с нейтронами существенно зависит от температуры и при этом, с уменьшением исходной температуры гелия как газа вводимого в реактор растет сечение взаимодействия и мощность энерговыделения в нем, то топливная смесь, включающая гелий-3, дейтерий и тритий вводится в виде холодной газовой струи в приосевую область под давлением больше 35 атм, или в виде мишеней.

Двигаясь через конусный сужающийся поток нейтронов, смесь взаимодействует с ними и разогревает плазму в магнитной ловушке, где и идет ее основное выгорание.

Вновь, обратим внимание на то, что в рассматриваемом реакторе, как на стадии нагрева плазмы, так и в процессе выгорания соблюдается положительный энергетический баланс, и нет необходимости в дополнительном источнике энергии, достаточно иметь в реакторе стартовый источник нейтронов. Возможен старт с топливным составом, который содержит избыточное количество Не3 и дейтерия на начальном этапе.

Прежде чем переходить к последующему анализу, зафиксируем положение[16], что для того чтобы некоторая система была устойчива и в ней существовал стационарный процесс, необходимо, чтобы в ней энерговыделение было равно энергопотерям и при этом не превышало некоторого критического для системы значения.

Поэтому для создания стационарного энергоэффективного термоядерного реактора необходимо наличие эффективной системы съема выделяющейся энергии.

Важно, используемое магнитное поле должно не жестко удерживать горячую термоядерную плазму, а в основном уменьшать ее радиальный дрейф и теплопроводность, до уровня, когда поддерживается температура, а энергия эффективно снимается с плазмы.

В отличие от других термоядерных реакторов, наличие внутреннего прогрева плазмы за счет взаимодействия нейтронов с гелием-3, позволяет реализовать вариант реактора с плазменной областью «омываемой» внешним теплоносителем. Теплоноситель может представлять газовую смесь 3He-D2, или холодную рабочую смесь 3He-D2-T2, или чистый газ D2, чтобы диффузия его в плазму не обрывала процесс.

Вообще говоря, П.Л. Капица[17] фактически уже проверил «омываемый» вариант экспериментально, изучая стабилизацию мощного плазменного СВЧ разряда и создавая вращающийся вихрь вокруг высокотемпературной плазмы. При этом, наблюдался эффект изоляции центральной высокотемпературной области плазмы от внешней, более холодной плазмы двойным электрическим слоем.

Кроме использования ЗФС в экспериментальной физике[18], представляет интерес их применение в технологии нейтронного легирования кремния[19, 20, 21].

Таким образом, появление нового способа эффективного управления нейтронами существенно расширяет возможности и пути развития ядерной энергетики этого века.

Литература

1. Дробышевский Ю.В., Столбов С.Н., Устройство для формирования направленного потока нейтронов, Патент RU №1821818, 1990 г.

2. Дробышевский Ю.В., Столбов С.Н. «Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер и устройство для его осуществления» Патент RU №2075116.

3. Дробышевский Ю.В., Столбов. С. Н., «Способ управляемого термоядерного синтеза и управляемый термоядерный реактор для его осуществления» Патент RU №2056649.

4. Гуревич И.И., Протасов В.П., Нейтронная физика, М., Энергоатомиздат, 1997г., 416.

5. Власов Н.А., Нейтроны, издательство Наука, М., 1971., 551.

6. Игнатович В.К., Нейтронная оптика, М. Физматлит, 2006. 335.

7. Варлачев В.А., Дробышевский Ю.В., Некрасов С.А., Петров Г.Н., Прохоров А.К., Столбов С.Н., Экспериментальная регистрация селективной сепарации тепловых нейтронов, SCI-ARTICLE, 2014, №11, с. 11-117.

8. Дробышевский Ю.В., Столбов С.Н. Ядерная энергетика с внутренним топливным циклом и высокой глубиной выгорания топлива // SCI-ARTICLE. 2015, № 18. С. 66-78.

9. Edward T. Dugan, Samer D. Kahook, Static and dynamic neutronic analysis of a burst-mode, multiple-cavity gas core reactor, rankine cycle space power system, Nuclear Technology, No. 2, La Grande Park, IL, US, 1993.

10. Дробышевский Ю.В., Столбов. С. Н., Исследование долговременной динамики топливной смеси в ядерном реакторе с циркулирующим топливом http://systemwork.ucoz.ru/_ld/0/12___.pdf

11. Bukharin Oleg. Understanding Russia’s Uranium Enrichment Complex. – Science and Global Security, 2004, Volume 12, pp. 193-218

12. Costs and Risks of Depleted Uranium from Proposed Enrichment Facility. - Science for Democratic Action, volume 13, #2, June 2005

13. Семенов И. «Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание? Материалы лекции, прочитанной 27 ноября 2008 года в ФИАНе»

14. И.Н. Головин, «Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с D3He)», ИАЭ-4885/8. М, 1989.

15. Дробышевский Ю.В., Столбов С.Н. Термоядерный реактор с внутренним каталитическим циклом // SCI-ARTICLE. 2014. № 16. С. 219-232.

16. «Взрывные явления, оценка и последствия» под ред. Я.Б. Зельдовича, Б.Е. Гельфанда. М. Мир, 1986, «Explosion and evaluation», W.E. Baker, P.A. Cox, P.S. Westine, J.J. Kulesz, R.A. Strehlov, 1983.

17. П.Л. Капица, «Свободный лазерный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении», ЖЭТФ, 1969, т.57, стр. 1801.

18. Дробышевский Ю.В., Дунилин В.М., Волков Г.Г., Столбов С.Н. «Реакторные нейтрино, структура нейтрона и геометрия пространства-времени», Известия института инженерной физики №3 (45) 2017.

19. Варлачев В.А., Зенков А.Г., Солодовников Е.С., Особенности нейтронно – трансмутационного легирования кремния на исследовательских реакторах, Известия вузов. Физика, 1998, №4, с. 210-215.

20. Varlachev V.A., Solodovnikov E.S., A Thermal Neutron Detector Based on Single-Crystalline Silicon, Instruments end Experimental Techniques, 2009, Vol. 52, No. 3, P. 342–344.

21. Ю.В. Дробышевский, С.Н. Столбов, С.А. Некрасов, Г.Н. Петров, А.К. Прохоров, «Способ и устройство для нейтронного легирования вещества» Патент RU №2514943, 2012 г.