anotace
V posledních hodnoceních strategických vyhlídek na rozvoj jaderné energie lze zaznamenat tendenci povýšeného arogantního přístupu k termonukleární energii, což bohužel z velké části odpovídá skutečnému stavu věcí. Současně analýza problémů a potenciálu dvou jaderných technologií založených na jaderných reakcích fúze lehkých jader a štěpení těžkých ukazuje následující. Nezávislý rozsáhlý rozvoj každé z těchto oblastí nevyhnutelně povede k potřebě překonat dosud nevyřešené problémy technologické, materiálové vědy, environmentální a ekonomické povahy, což vyvolá otázku účelnosti dalšího rozvoje těchto energetických odvětví. Fyzické rysy štěpných a fúzních procesů zároveň objektivně naznačují vhodnost jejich kombinace v rámci jediného systému jaderné energie, což způsobuje velký synergický efekt, který potlačuje jejich negativní aspekty, a to při samostatném vývoji jaderných technologií.
Článek prezentuje výpočty násobení termonukleárních neutronů ve víku hybridního termonukleárního reaktoru, které potvrzují fyzickou platnost a spolehlivost volby strategického směru vývoje v podobě integrovaného systému jaderné energetiky.
Úvod
Nyní při hodnocení strategické cesty rozvoje jaderné energie dochází k vážnému přehodnocení zdánlivě zavedených opatření. Dvousložkový koncept rozvoje jaderné energie, ve kterém fungují společně rychlé a tepelné štěpné reaktory, prošel v poslední době vážnou revizí. Dříve se předpokládalo, že strukturální rozvoj jaderné energie bude založen v počáteční fázi na budování kapacit na úkor tepelných reaktorů. Následně se objeví rychlé reaktory s vysokým poměrem rozmnožování 1,5 a vyšším. To umožní s rostoucím nedostatkem přírodního uranu uspořádat uzavřený palivový cyklus s účinným přepracováním vyhořelého vyhořelého jaderného paliva a uspokojit potřebu štěpných izotopů jejich výrobou v rychlých reaktorech. To se předpokládalože v jaderné energetické soustavě bude podíl tepelných reaktorů asi 60% a podíl rychlých reaktorů bude asi 40%. Tepelné reaktory budou řešit nepříjemnosti práce v energetickém systému (rozsah výkonu přizpůsobený požadavkům spotřebitele, práce v proměnné křivce zatížení, zajišťující neelektrické potřeby systému atd.). Rychlé reaktory budou fungovat převážně na bázi a budou vyrábět palivo ze surových izotopů pro sebe a pro tepelné reaktory.a vyrábět palivo ze surových izotopů pro sebe a pro tepelné reaktory.a vyrábět palivo ze surových izotopů pro sebe a pro tepelné reaktory.
Moderní tendence
Propagační video:
Těžké nehody, ke kterým došlo v jaderných elektrárnách, však vedly k potřebě významně zpřísnit bezpečnostní požadavky na jaderné elektrárny. Z tohoto důvodu byly provedeny významné úpravy návrhů rychlých reaktorů zaměřených na intenzivní výrobu paliva a nové koncepční návrhy rychlých reaktorů jsou již zvažovány s poměrem rozmnožování blízkým jednotě s nízkou energetickou náročností aktivní zóny. V této situaci nalezli stoupenci nových projektů rychlých reaktorů další způsob, jak si udržet svůj význam. Začali propagovat scénář, který předpokládá, že z dlouhodobého hlediska je opuštění tepelných reaktorů nevyhnutelné, že v jakémkoli vývoji událostí nahradí rychlé reaktory rychlé reaktory.
Lidé mají různá hodnocení budoucnosti a mnozí věří, že navrhovaný směr rozvoje jaderné energie nemusí být realizovatelný a nový koncept dominance rychlých reaktorů se ukáže jako chybný. A tato pozice je do značné míry oprávněná. Dostupné alternativy nám umožňují hovořit o možnostech rozvoje jaderné energetické soustavy v mnohem atraktivnější konfiguraci.
Nejviditelnější systémové nedostatky ve výstavbě jaderné energie, založené hlavně na rychlých reaktorech, jsou zřejmé. I když předpokládáme, že samotný rychlý reaktor je vyroben perfektně a nemá žádné nedostatky, které by vzbudily pochybnosti o jeho absolutní převaze nad jinými projekty, existují nevyhnutelné systémové potíže.
Za prvé. Převážná část nově vyrobeného štěpného izotopu (plutonium) v rychlých reaktorech se bude vyrábět v jádru, kde se bude vyrábět energie a bude se tvořit převážná část radioaktivních štěpných produktů. Toto vysoce aktivní palivo musí být rychle chemicky zpracováno. Přepracováním se z ozářeného paliva uvolní všechny radioaktivní izotopy. Velké množství radioaktivity opustí uzavřený palivový článek a bude distribuováno po celé pracovní místnosti. Navzdory skutečnosti, že se pokusí udržet veškerou tuto radioaktivitu pod kontrolou, určí z různých důvodů hlavní riziko potenciálních radioaktivních incidentů, od notoricky známého lidského faktoru až po plánovanou sabotáž.
Druhý. Rychlé reaktory budou muset téměř úplně nahradit tepelné. Vzhledem k tomu, že požadovaný prototyp rychlých reaktorů ještě není k dispozici, že taková výměna bude probíhat postupně, že začne nejdříve v polovině století, ai kdyby všichni na světě souhlasili s jeho podporou, postup bude trvat nejméně dvě století. Během této doby mezi těmi, kteří po nás žijí, pravděpodobně budou lidé, kteří jsou schopni vymyslet a realizovat atraktivnější profil jaderného průmyslu. A úsilí o vytvoření ideálního rychlého reaktoru bude zbytečné.
Třetí. Vícenásobná recyklace plutonia povede k tvorbě významného množství menších aktinidů, v přírodě nepřítomných izotopů, s nimiž se lidstvo z různých důvodů nehodlá smířit a vyžaduje jejich zničení. Rovněž bude nutné zorganizovat transmutaci těchto izotopů, což je proces s vysokým rizikem nehody, který je rovněž schopen vést k významné radioaktivní kontaminaci životního prostředí.
Dalo by se přijmout tyto nedostatky jako nevyhnutelné zlo, ale takové postavení lze ospravedlnit pouze při absenci alternativy, ale existuje.
Fúzní energie
Alternativou k dominanci rychlých reaktorů může být vývoj jaderného energetického systému založeného na fúzních a štěpných reaktorech. I. V. navrhl použití termonukleárních reaktorů ve struktuře jaderné energie, které významně zvýší neutronový potenciál systému. Kuchatov Později se objevil koncept hybridního termonukleárního reaktoru, v jehož blanku byl vyroben nový štěpný izotop a byla vyrobena energie. V posledních letech vývoj tohoto konceptu pokračoval. Nová verze jaderného systému předpokládá, že fúzní reaktory (termonukleární reaktory) pracují na produkci jaderného paliva ze surových izotopů pro štěpné reaktory a štěpné reaktory, stejně jako nyní, produkují energii.
V nedávno publikovaném článku „Jaderné problémy termonukleární energetické techniky“autoři dospěli k závěru, že termonukleární fúze by z řady důvodů neměla být považována za energetickou technologii velkého rozsahu. Tento závěr je však zcela nespravedlivý, když vezmeme v úvahu integrovaný systém, ve kterém se jaderné energetické technologie (fúze a štěpení) navzájem doplňují a poskytují efektivnější výkon funkcí, které jsou pro druhého obtížné.
Vytvoření spolehlivého systému jaderné energie s štěpnými a fúzními reaktory je nejvýhodnější v rámci thoriového palivového cyklu. V tomto případě bude podíl termonukleárních reaktorů v systému minimální (méně než 10%), umělý štěpný izotop uran-233 získaný ze vstupního izotopu thorium-232 je nejlepší volbou pro tepelné neutronové reaktory, ve sjednoceném jaderném systému problém menších transuranů jednoduše nebude existovat. Množství Am, Cm atd. Vyrobené v systému. bude zanedbatelné. Takový systém bude mít palivový cyklus, ve kterém bude riziko radioaktivní kontaminace prostředí nejnižší.
Přirozeným kritériem pro implementaci tohoto konceptu je neutronová rovnováha. Jaderná reakce, na které bude založena výroba neutronů ve fúzním reaktoru, je reakce fúze tritia a deuteria
D + T = He + n +17,6 MeV
Výsledkem reakce je získání neutronu s energií 14,1 MeV a alfa částice s energií 3,5 MeV, která zbývá k zahřátí plazmy. Vysokoenergetický neutron letící stěnou vakuové komory vstupuje do deky termonukleárního reaktoru, ve kterém se množí; když je zachycen surovým izotopem, je získán nový štěpný izotop. Násobení termonukleárního neutronu nastává v důsledku reakcí (n, 2n), (n, 3n) a (n, štěpení) - štěpné reakce těžkých jader, v tomto případě surového izotopu. Všechny tyto reakce mají prahovou povahu. Obrázek 1 ukazuje grafy uvedených průřezů. Pro zajištění maximálního množení neutronů je důležité, aby plošné složení paliva obsahovalo minimální množství lehkých jader a samozřejmě absorbéry neutronů.
Obr. 1 Mikrořezy množení neutronů v Th-232.
Aby se posoudil potenciál pro výrobu nových štěpných izotopů v termonukleárním reaktoru, byla provedena řada výpočtů pro různé varianty plošných palivových směsí s thoriem jako vstupním izotopem. Výpočty byly prováděny pomocí různých programů a jaderných datových knihoven. Použité programy byly MCU knihovna ENDF / B-6, MCNP, knihovna ENDF / B-6, skupinová knihovna LUKY. Tabulka ukazuje výsledky výpočtů zachycení neutronů thoriem-232 na jeden zdroj neutronů fúze pro složení paliva se stanoveným poměrem koncentrací jaderných izotopů. V některých provedeních se předpokládalo, že indikovaný poměr izotopů nebyl získán jako chemická sloučenina, ale konstruktivně, když bylo určité množství thoria mícháno s vhodným množstvím požadovaného izotopu.
Tabulka 1 Násobení termonukleárních neutronů (E = 14,1 MeV) v ploše hybridního reaktoru se složením thoria na palivo.
Poslední sloupec uvádí hodnoty charakterizující množení neutronů v důsledku štěpné reakce surového izotopu. Jsou uvedeny hodnoty produkce neutronů v důsledku štěpení, tj. ν∑f. Ve skupinovém programu LUKY jsou matice průřezu pro reakci (n, 2n) a (n, 3n) integrovány s průřezy pro nepružný rozptyl. To neumožňuje získat hodnoty rychlostí těchto reakcí samostatně.
Obecně jsou předložená vypočítaná data ve vzájemné dobré shodě, což dává důvod počítat s účinným množením termonukleárních neutronů v ploše hybridního reaktoru. Výsledky výpočtu uvedené v tabulce ukazují teoretický multiplikační potenciál termonukleárních neutronů (14,1 MeV). V nekonečném prostředí z thoria je přibližně 2,6, tj. jeden neutron se množí v důsledku reakcí (n, 2n) a reakcí (n, 3n) přibližně dvakrát a v důsledku štěpení thoria-232 v 1,5násobku. Výpočty pro různé programy a různé knihovny se liší přibližně o 10%. Tyto rozdíly jsou způsobeny použitím několika knihoven jaderných dat. S přihlédnutím k indikované chybě mohou prezentované výsledky sloužit jako konzervativní vodítko pro hodnocení parametrů šlechtění štěpných izotopů ve víku termonukleárního reaktoru. Ukazují, že určujícím faktorem, který vede ke snížení multiplikační schopnosti přikrývky, je přítomnost izotopů rozptylujících světlo, včetně O-16, F-19, které také mají reakci nepružného rozptylu neutronů při vysokých energiích. Výpočty ukazují, že použití S-12 pro výrobu obkladů palivových článků vyplňujících deku je docela slibné. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium.což vede ke snížení multiplikační schopnosti deky je přítomnost izotopů rozptylujících světlo v ní, včetně O-16, F-19, které také reagují na nepružný rozptyl neutronů při vysokých energiích. Výpočty ukazují, že použití C-12 pro výrobu obkladů palivových článků vyplňujících deku je docela slibné. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium.což vede ke snížení multiplikační schopnosti deky je přítomnost izotopů rozptylujících světlo v ní, včetně O-16, F-19, které také reagují na nepružný rozptyl neutronů při vysokých energiích. Výpočty ukazují, že použití S-12 pro výrobu obkladů palivových článků vyplňujících deku je docela slibné. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium. F-19, které mají také reakci nepružného rozptylu neutronů při vysokých energiích. Výpočty ukazují, že použití S-12 pro výrobu obkladů palivových článků vyplňujících deku je docela slibné. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 v dece a jedno jádro tritium. F-19 také reagují na nepružný rozptyl neutronů při vysokých energiích. Výpočty ukazují, že použití C-12 pro výrobu obkladů palivových článků vyplňujících deku je docela slibné. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium. Použití grafitu lze považovat za jednu z konstrukčních možností. I v případě, že existuje dva a půlkrát více uhlíkových jader než thoria, je multiplikační faktor termonukleárních neutronů blízký 2. To znamená, že při správné organizaci neutronové rovnováhy lze v dece získat jedno jádro nového štěpného izotopu uranu-233 a jedno jádro tritium.
V praxi samozřejmě dojde ke ztrátám neutronů a k jejich kompenzaci budou zapotřebí další neutrony. Takové neutrony lze vyrábět různými způsoby. Například část tritia, která je nutná pro fúzní reakci, lze vyrobit v jádru štěpného reaktoru. Potenciál této metody doplňování neutronů je velmi vysoký. V reaktorech s tepelným štěpením pro palivový cyklus uran-233 je poměr rozmnožování asi 0,8, tj. pro jedno spálené jádro uranu 233 lze získat 0,8 jádra tritia. Tato hodnota více než pokryje všechny ztráty neutronů. Je možné snížit obsah uhlíku ve víku fúzního reaktoru, tj. pro ztenčení opláštění palivových článků je potenciál tohoto návrhu 0,2 - 0,3 dalších neutronů. Další způsob, jak umožnit malé štěpení uranu 233 nahromaděného v dece. Přiměřený potenciál této možnosti,což nepovede k významnému zvýšení štěpných produktů těžkých jader v dece je více než 0,5 neutronů.
Závěr
Důležitost účinného množení neutronů ve slepé uličce hybridního reaktoru je o to důležitější, že umožňuje upustit od přepracování SNF z štěpných reaktorů. V systému bude dostatek neutronů, aby plně kompenzoval ztrátu štěpných izotopů během výroby energie ve štěpných reaktorech jejich produkcí ze vstupního izotopu ve víku termonukleárního reaktoru.
Vůbec nezáleží na tom, jaký typ štěpných reaktorů je v systému, rychlý nebo tepelný, velký nebo malý.
Těžba nově vyrobeného uranu-233 z plošného palivového složení bude doprovázena uvolňováním radioaktivity asi o dva až tři řády méně, ve srovnání s možností, kdy bude nutné štěpné izotopy oddělit od SNF štěpných reaktorů. Tato okolnost zajistí minimální riziko radioaktivní kontaminace životního prostředí.
Na základě provedených výpočtů je snadné odhadnout podíl hybridních termonukleárních reaktorů. Bude to méně než 10% tepelné kapacity celého systému a v důsledku toho nebude ekonomická zátěž celého systému velká, i když jsou hybridní fúzní reaktory dražší než štěpné reaktory.
Termonukleární technologie zabudované v systému jaderné energetiky a jejich budoucí vývoj je třeba považovat za obecný směr strategického rozvoje jaderného průmyslu, schopný dlouhodobě řešit klíčové problémy dodávek energie, prakticky v jakémkoli rozsahu, s minimálním rizikem negativního radioaktivního dopadu na životní prostředí.