Запрошуємо розробників корисного устаткування до співпраці

Реактори-розмножувачі на швидких нейтронах

Нині як основне джерело енергії людство здебільшого використовує органічне паливо, а його запаси швидко вичерпуються. Тож існує актуальна проблема заміни традиційного палива іншим, що має добрі показники отримання й перетворення. В недалекому майбутньому в цьому плані буде перспективним використання реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах, що дозволять повністю використовувати енергію, яка запасена природою у важких ядрах урану й торію.

Першим прототипом енергетичної станції майбутнього з реактором на швидких нейтронах стала побудована в 1973 р. станція в м. Шевченко з реактором потужністю 350 МВт.

235 • 238

В природі існують два ізотопи урану: U і U, при цьому

238 • 235

запаси U становлять 99,3 % загальних запасів урану, a U -

всього 0,7 % [3].

235

Ізотоп урану U, який використовується в сучасних теплових реакторах, є єдиним в природі ізотопом, який ділиться і належить до непоновлювальних ресурсів.

Таким чином, при розвитку атомної енергетики в подальшому

238 ->

слід орієнтуватися на ізотоп U. Цей ізотоп не підтримує

ланцюгову реакцію під впливом нейтронів, але може бути перетвореним у такий елемент, що таку реакцію підтримує.

При взаємодії швидких нейтронів (що мають велику енергію) на

238 239

U утворюються ядра U, в яких починається р-розпад, який має

період напіврозпаду 23,5 хв, у результаті чого отримується новий

елемент - нептуній. У свою чергу, нептуній розпадається, випускаючи

р-частинки, і з періодом напіврозпаду 2,35 доби перетворюється в

плутоній. Символічно це має такий вигляд:

238и + п—>239U—>239Np + (3 + y_>239pu + (3 + Y.

Даний процес являє собою розширене відтворення ядерного

239 • ^ 239 • • 235

палива - Ри. Плутоній Ри навіть більшою мірою, ніж U, схильний до теплової нейтронної реакції ділення, й за одне ділення він утворює в середньому більшу кількість нейтронів.

Структурну схему реактора-розмножувача на швидких нейтронах

239

наведено на рисунку 3.2.7 [3]. В результаті реакції розкладу Ри утворюються швидкі нейтрони, енергія яких поглинається теплоносієм із послідуючим виробництвом пари. В сучасних конструкціях як теплоносій використовується рідкий натрій, що дозволяє збільшити термічний ККД АЕС з ЗО до 40 %.

г ршнП

Руда

Рисунок 3.2.7 - Схема потоку речовини й енергії в реакторі-розмножувачі

на швидких нейтронах:

1 - збагачення уранової руди; 2 - подільний матеріал; 3 - ядерна паливна сировина; 4 - відтворення подільного матеріалу; 5 - продукти радіоактивного розпаду; 6 - корисна робота; 7 - конденсатор; РШН - реактор-розмножувач на швидких нейтронах; ШН - швидкі нейтрони; СкТ - скидна теплота;

Т - теплоносій

Реактори на швидких нейтронах мають властивість відтворення ядерного пального з коефіцієнтом відтворення 1,4 і більше, але потрібно 8-10 років, щоб реактор на швидких нейтронах міг виробити плутоній, необхідний для побудови такого реактора.

Таким чином, одним з основних аргументів конкурентоспроможності ядерної енергетики XXI ст. є необмеженість паливних ресурсів, що зумовлена можливістю відтворення ядерного палива - плутонію.

Роль реакторів-розмножувачів у вирішенні проблеми вироблення людством значної кількості енергії велика. Однак ще більше значення матиме оволодіння енергією термоядерних реакцій, де відбуватиметься синтез легких елементів. При цьому буде отримано практично невичерпне джерело енергії. В морях нашої планети містяться легкі елементи, що піддаються синтезу. Вони можуть забезпечити людство енергією на багато мільйонів років.

Проблема полягає в здійсненні керованої реакції синтезу. Ядерний синтез був відомий за декілька років до відкриття здатності ядер до ділення. В 1931 р. Гарольд Юра вперше виділив дейтерій із води і за допомогою невеликих прискорювачів показав, що реакція двох ядер дейтерію супроводжується виділенням енергії. Реакція синтезу відбувається при наданні ядрам великої швидкості, при якій кінетична енергія достатня для подолання енергії електростатичного відштовхування позитивно заряджених ядер [2].

За природних умов на Сонці та інших зірках відбуваються термоядерні реакції при високих температурах. На Землі висока температура, що потрібна для здійснення реакції синтезу легких елементів, може бути отримана, наприклад, при вибуху атомної бомби. Практично миттєва реакція синтезу відбувається в водневих бомбах. Завдання полягає в отриманні неперервної реакції синтезу, що можливо за таких умов:

- паливо має бути чистим і складатися з легких ядер (як потенційне паливо розглядаються дейтерій і тритій - ізотопи водню з відносною атомною масою 2 і 3 відповідно);

15 З

- густина палива повинна бути не меншою 10 ядер в 1 см ;

- температура має бути не менше 100 млн °С і не більше 1 млрд °С;

- максимальна температура палива при необхідній її густині повинна підтримуватися протягом десятих часток секунди.

Однією з основних перешкод для отримання керованого термоядерного синтезу є утримання плазми, якій властива надзвичайна нестабільність. У природних умовах на Сонці плазма перебуває в сильному гравітаційному полі. На Землі її можна втримати в спеціальному сильному магнітному полі.

Отримання енергії за рахунок синтезу ядер має ряд суттєвих переваг:

- використовується дешеве паливо з практично невичерпними запасами;

- виключаються аварії ядерних пристроїв, подібні до аварій при виникненні не керованої реакції ділення ядер;

- отримуються нетоксичні і нерадіоактивні кінцеві продукти термоядерного синтезу;

- енергія заряджених частинок, із яких складається високотемпературна плазма, безпосередньо перетворюється на електричну енергію в МГД-генераторах. При цьому можна отримати високі значення ККД (до 90 %), що дозволить різко скоротити теплове забруднення довкілля.

Для термоядерного синтезу використовуються ізотопи водню -

дейтерій і тритій. Ядро дейтерію Н являє собою протон і нейтрон, дейтерій є стійкою речовиною, зустрічається в природі в кількості

приблизно 0,015 % кількості чистого водню і, як правило,

добувається з води. Тритій Н нестійкий, має період напіврозпаду 12,26 року, його легко отримати під час різних ядерних реакцій.

Ядерна реакція, при якій одне з утворених ядер має масу, більшу ніж маса будь-якого з початкових ядер, називається реакцією термоядерного синтезу. В результаті термоядерного синтезу маса кінцевих продуктів синтезу менша сумарної маси початкових речовин, різниця в масах і становить кінетичну енергію термоядерного синтезу.

Серед можливих варіантів синтезу ізотопів водню найбільший інтерес становлять такі реакції:

2Н+2Н—>3Н + и + у;

2Н+2Н^3Н + р + г,

2Н+3Н—>4Не + и + у,

де п - нейтрон; р - протон;

у - енергія, що виділяється при синтезі, МеВ.

Велике значення має собою третя реакція, в результаті якої виділяється 17,6 МеВ енергії (в першій і другій реакціях відповідно

3,2 і 4,0 МеВ).

Конструювання та експлуатація термоядерних електростанцій потребують дотримання заходів безпеки, бо тритій є радіоактивним, а
ймовірно, що саме цей елемент буде використано як паливо. Тритій не має сильно проникаючої радіації, тому слід побоюватися насамперед потрапляння його усередину організму. Необхідно також передбачити захист від потоку нейтронів, яким супроводжується реакція синтезу. Нейтрони можуть взаємодіяти з матеріалами навколишнього середовища і утворювати "наведену" радіоактивність.

Тритій

Енергія

Гелій

Реакція синтезу іонів водню (дейтерію і тритію) проходить за схемою, зображеною на рисунку 3.2.8. В результаті реакції дейтерію з тритієм утворюється ядро гелію і нейтрон, який несе основну енергію реакції, - близько 17,6 МеВ.

Дейтерій

Нейтрон

Рисунок 3 .2.8 - Схема реакції синтезу ізотопів водню - дейтерію і тритію

Слід відзначити, що тритій утворюється безпосередньо в реакторі. Це відбувається тому, що ядра літію, який входить до складу внутрішньої стінки реактора, захоплюють нейтрони, котрі

виділяються в процесі реакції. Використовуючи природну суміш

f ♦ П

ізотопів літію Li і Li, в реакторі можна отримати коефіцієнт

відтворення тритію, що дорівнює 1,2-1,5, тобто реактор виробляє паливо:

6Li + п-»3Н+4Не + 4,8 МеВ;

7Li + n-»3H+4He + n -2,5 МеВ.

Іншими словами, в реакторі фактично спалюється літій, 1 г якого за цих умов еквівалентний приблизно масі умовного палива 1 т. При такому співвідношенні еквівалентні запаси літію приблизно втричі вище запасів усіх традиційних видів палива, при цьому добути літій відносно неважко.

Схему потоків речовини й енергії в термоядерному реакторі наведено на рисунку 3.2.9 [3].

Рисунок 3.2.9 - Схема потоків речовини й енергії в термоядерному реакторі:

1 - сепарація дейтерію; 2 - камера термоядерного синтезу; 3 - банкет-

уповільнювач; 4 - турбіна; 5 - конденсатор; ТР - термоядерний реактор;

Т - теплоносій; ПТР - продукт термоядерної реакції 4Не; п - нейтрони;

СО - Світовий океан; СкТ - скидна теплота

со

На X Європейській конференції з фізики плазми й керованого термоядерного синтезу було визнано перспективним отримання керованого термоядерного синтезу в "токамаках", запропонованих радянськими вченими.

Слово "токамак" введено групою радянських учених під керівництвом академіка Л. А. Арцимовича, які, розпочавши в 1950-ті роки дослідження керованих термоядерних реакцій, вибрали для цієї мети вакуумну камеру у формі бублика, всередині якої за допомогою потужного газового розряду створювали високотемпературну плазму.

Для стабілізації плазми використовувалося сильне повздовжнє магнітне поле. Від назв основних компонентів пристрою - ТОроїдальна КАмера з МАгнітними Котушками - і було утворено слово „токамак”

Ідея магнітної термоізоляції плазми дуже проста. Відомо, що заряджена частинка (а плазма складається із заряджених частинок - електронів та іонів) не може рухатися впоперек магнітної силової лінії. Якщо створити систему замкнених магнітних силових ліній, то можливо утримувати плазму в якомусь обмеженому об’ємі. Конкретних варіантів реалізації цієї ідеї існує немало, але найбільш розвиненим на сьогодні є варіант токамака.

Зовні токамак подібний до великого трансформатора (рисунок 3.2.10) із залізним замкненим осердям і первинною обкладкою, по якій пропускають змінний електричний струм - в простішому випадку струм розрядки конденсаторної батареї. Вторинною обкладкою служить єдиний замкнений виток тороїдальної вакуумної камери - плазмовий шнур. На вакуумну камеру надіто котушки, які утворюють сильне (декілька тесел (Тл)) тороїдальне магнітне поле.

При розрядці батареї в камері з’являється вихрове електричне поле, утворення якого призводить до пробиття газу, його іонізації та нагрівання до високих температур. Це нагадує дію лампи денного світла, але в більших масштабах. Наприклад, у пристрої ’’Токамак - 10”, що створений в Інституті атомної енергії ім. І. В. Курчатова, струм

З ♦

у плазмі сягає 600 тис. А, а сама плазма має об’єм близько 4 м. Під дією струму плазма нагрівається до дуже високої температури, у великих пристроях - до кількох десятків мільйонів градусів.

Регулюючі витки Осердя трансформатора

Обмотка тороїдального поля

Поле струму

Первинна обмотка

Тороїдальне поле Плазмовий виток Струм у плазмі

Рисунок 3.2.10 - Схема пристрою „токамак”

Будь-який виток зі струмом, а плазмовий особливо, збільшує свій діаметр: протилежно направлені струми відштовхуються. Для

компенсації цього відштовхування в токамаку є спеціальні регулюючі витки, які створюють магнітне поле, перпендикулярне площині тороїдальної камери. Взаємодія цього поля зі струмом у шнурі дає радіальну силу, що утримує плазмовий виток від розширення. Струм у витках регулюється спеціальною автоматичною системою, що слідкує за положенням і рухом плазмового шнура.

Зі зростанням температури плазми її електричний опір не збільшується, як в інших речовин, а падає, і за визначеним струмом зменшується нагрівання шнура. Збільшити ж струм у токамаку вище певної межі неможливо. Якщо магнітне поле струму стане надлишково великим порівняно з тороїдальним полем котушок, шнур почне звиватися і викинеться на стінку. Тому для нагрівання плазми

до температури вище 10 млн °С у токамаку використовують додаткові методи нагрівання: за допомогою інжекції в плазму пучків швидких атомів (заряджені частинки не змогли б влетіти в камеру упоперек магнітного поля) або введення в камеру високочастотних електромагнітних хвиль. Таким чином, плазму в токамаку уже вдалося

нагріти до 70 млн ° С.

Досягнута термоізоляція плазми в токамаку всього в декілька разів гірша, ніж та, що необхідна для термоядерного реактора, і її можливо поліпшити за рахунок збільшення розмірів пристрою. Тому вже сьогодні вчені різних країн узялися до проектування експериментального інтернаціонального термоядерного реактора - ІНТОР (рисунок 3.2.11). В такому реакторі тороїдальне поле утворюватиметься надпровідними котушками, що охолоджуються рідким гелієм, а це дозволить запобігти витрачанню енергії на підтримування магнітного поля. Між котушками й плазмою розміщується захист від нейтронів, що породжуються в термоядерних реакціях, у вигляді бланкета (в перекладі з англійської це слово означає „ковдра”) - це шар речовини, що містить літій. Тут швидкі термоядерні нейтрони загальмовуються, нагріваючи бланкет, і вступають у ядерні реакції з літієм, у результаті чого відтворюється тритій, який згорів при термоядерному синтезі і відсутній у природі. Через бланкет прокачується теплоносій, наприклад вода, й утворюється пара, яка далі надходить на турбіни для виробництва електричної енергії.

Рисунок 3 .2.11 - Поперечний розріз термоядерного реактора

В ІНТОР відбувається самопідтримуювальна термоядерна реакція в імпульсному режимі. Дейтерієво-триіієва плазма протягом 4-5 с

нагрівається до необхідної температури (близько 100 млн °С), далі джерела нагрівання відключаються і протягом 200 с відбувається реакція. Потім реакція переривається для вилучення шлаків, які є продуктами взаємодії плазми зі стінкою реактора, упорскується нова порція палива, і через 20-30 с цикл повторюється. Проектна теплова потужність ІНТОР досить велика - близько 600 МВт. її можна порівняти з потужністю перших промислових атомних електричних станцій.

Сьогодні в багатьох лабораторіях світу ведуться дослідження з лазерного термоядерного синтезу. В таких пристроях тверді або рідкі частинки із суміші дейтерію з тритієм розташовуються у фокусі лазерних променів (які сходяться), стискаються і нагріваються до високих температур. Відомо, що густина ядер у твердій речовині близько в мільйон разів вища, ніж густина плазми в токамаку, а швидкість реакції в густішій речовині вища. Тому якщо швидко нагріти таку частинку речовини й здавити її тиском лазерних променів, речовина встигне повністю прореагувати - швидше, ніж плазма розпадеться й охолоне.

Відпрацьовується також інший спосіб швидкого нагрівання та стискання термоядерних цілей. Декілька потужних лінійних прискорювачів одночасно "вистрелюють" з усіх боків по цілі пучками релятивістських електронів (що рухаються зі швидкістю, близькою до швидкості світла). Як і за допомогою лазерів, тут вдається швидко нагріти ціль до декількох десятків мільйонів градусів і досягти її тисячократного стиснення.

Разом із тим створення керованої термоядерної реакції та її використання в промислових масштабах - справа багатьох десятиліть. Перші промислові термоядерні станції з’являться не раніше середини цього століття.

Додати коментар

Реквізити Майстерні своєї справи

Адреса і телефони:

Україна, Кіровоградська обл., м. Олександрія, вул. Куколівське шосе 5/1А,
тел./факс +38 (05235) 7 41 13,
+380 (68) 408 39 56 — будівельне обладнання, шлакоблочні вібропреси
+380 (50) 984 5 684 — будівельне обладнання, шлакоблочні вібропреси
+380 (67) 561 22 71 — решта обладнання
ICQ: 491675177
e-mail: msd@inbox.ru

WordPress Video Lightbox