adnotacja
W ostatnich ocenach strategicznych perspektyw rozwoju energetyki jądrowej można zauważyć tendencję do protekcjonalnego, aroganckiego stosunku do energetyki termojądrowej, co niestety w dużej mierze odpowiada rzeczywistemu stanowi rzeczy. Równocześnie analiza problemów i potencjału dwóch technologii jądrowych opartych na reakcjach jądrowych syntezy lekkich jąder i rozszczepiania ciężkich pokazuje, co następuje. Samodzielny, zakrojony na szeroką skalę rozwój każdego z tych obszarów nieuchronnie doprowadzi do konieczności przezwyciężenia nierozwiązanych jeszcze problemów natury technologicznej, materiałoznawczej, środowiskowej i ekonomicznej, co będzie rodzić pytanie o celowość dalszego rozwoju tych sektorów energii. Jednocześnie fizyczne cechy procesów rozszczepienia i syntezy obiektywnie wskazują na celowość ich łączenia w ramach jednego systemu energetyki jądrowej, co powoduje duży efekt synergistyczny, niwelujący ich negatywne aspekty, niezależnie rozwijając technologie jądrowe.
W artykule przedstawiono obliczenia zwielokrotnienia neutronów termojądrowych w płaszczu hybrydowego reaktora termojądrowego, które potwierdzają trafność fizyczną i rzetelność wyboru strategicznego kierunku rozwoju w postaci zintegrowanego systemu energetyki jądrowej.
Wprowadzenie
Teraz w ocenach strategicznej ścieżki rozwoju energetyki jądrowej następują poważne przewartościowania pozornie utrwalonych przepisów. Dwuskładnikowa koncepcja rozwoju energetyki jądrowej, w której współdziałają reaktory szybkiego i termicznego rozszczepienia, została niedawno poddana poważnej rewizji. Wcześniej zakładano, że rozwój strukturalny energetyki jądrowej będzie opierał się w początkowej fazie na budowaniu zdolności kosztem reaktorów termicznych. Następnie pojawią się szybkie reaktory o wysokim współczynniku rozmnażania 1,5 i wyższym. Umożliwi to, przy rosnącym niedoborze naturalnego uranu, zorganizowanie zamkniętego cyklu paliwowego z wydajnym przetwarzaniem napromieniowanego wypalonego paliwa jądrowego oraz zaspokojenie zapotrzebowania na izotopy rozszczepialne poprzez ich produkcję w reaktorach szybkich. Przypuszczanoże w systemie energetyki jądrowej udział reaktorów termicznych wyniesie ok. 60%, a reaktorów szybkich ok. 40%. Dławiki termiczne przejmą niedogodności pracy w systemie elektroenergetycznym (zakres mocy dostosowany do wymagań odbiorcy, praca w zmiennej krzywej obciążenia, zaspokojenie nieelektrycznych potrzeb systemu itp.). Reaktory szybkie będą działać przede wszystkim na zasadach podstawowych i wytwarzać paliwo z surowych izotopów dla siebie i dla reaktorów termicznych.oraz do produkcji paliwa z surowych izotopów dla siebie i dla reaktorów termicznych.oraz do produkcji paliwa z surowych izotopów dla siebie i dla reaktorów termicznych.
Współczesne tendencje
Film promocyjny:
Jednak poważne awarie, które miały miejsce w elektrowniach jądrowych, spowodowały konieczność znacznego zaostrzenia wymagań bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych. Z tego powodu dokonano znaczących zmian w projektach reaktorów szybkich, które koncentrują się na intensywnej produkcji paliwa, a nowe projekty koncepcyjne reaktorów szybkich są już rozważane ze współczynnikiem rozmnażania bliskim jedności, przy niskiej energochłonności rdzenia. W tej sytuacji zwolennicy nowych projektów szybkich reaktorów znaleźli inny sposób na utrzymanie ich znaczenia. Zaczęli propagować scenariusz, który zakłada, że w dłuższej perspektywie rezygnacja z reaktorów termicznych jest nieunikniona, że w każdym rozwoju wydarzeń reaktory szybkie zastąpią reaktory termiczne.
Ludzie różnie oceniają przyszłość i wielu uważa, że proponowany kierunek rozwoju energetyki jądrowej może nie zostać zrealizowany, a nowa koncepcja dominacji reaktorów szybkich okaże się błędna. I to stanowisko jest w dużej mierze uzasadnione. Dostępne alternatywy pozwalają mówić o możliwościach rozwoju energetyki jądrowej w dużo bardziej atrakcyjnej konfiguracji.
Najbardziej widoczne systemowe wady konstrukcji energetyki jądrowej, opartej głównie na szybkich reaktorach, są oczywiste. Nawet jeśli założymy, że sam reaktor szybki jest wykonany perfekcyjnie i nie ma wad, które mogłyby budzić wątpliwości co do jego absolutnej wyższości nad innymi projektami, to są nieuniknione trudności systemowe.
Pierwszy. Większość nowo wyprodukowanego izotopu rozszczepialnego (plutonu) w szybkich reaktorach będzie wytwarzana w rdzeniu, gdzie będzie wytwarzana energia i większość radioaktywnych produktów rozszczepienia. To wysoce aktywne paliwo musi być szybko przetworzone chemicznie. Ponowne przetwarzanie spowoduje uwolnienie wszystkich radioaktywnych izotopów z napromieniowanego paliwa. Duża ilość radioaktywności opuści zapieczętowany element paliwowy i zostanie rozprowadzona po całym pomieszczeniu roboczym. Pomimo tego, że będą starali się utrzymać pod kontrolą całą tę promieniotwórczość, to określi główne ryzyko potencjalnych incydentów radioaktywnych z różnych powodów, od głośnego czynnika ludzkiego po planowany sabotaż.
Druga. Szybkie reaktory będą musiały prawie całkowicie wymienić reaktory termiczne. Biorąc pod uwagę, że wymagany prototyp szybkich reaktorów nie jest jeszcze dostępny, taka wymiana będzie następować stopniowo, że rozpocznie się nie wcześniej niż w połowie stulecia, a nawet jeśli wszyscy na świecie zgodzą się go wspierać, procedura potrwa co najmniej dwa stulecia. W tym czasie wśród tych, którzy żyją po nas, prawdopodobnie znajdą się osoby, które będą w stanie wymyślić i wdrożyć bardziej atrakcyjny profil przemysłu jądrowego. A wysiłki zmierzające do stworzenia idealnego szybkiego reaktora pójdą na marne.
Trzeci. Wielokrotny recykling plutonu doprowadzi do powstania znacznej ilości pomniejszych aktynowców, izotopów nieobecnych w przyrodzie, których ludzkość z różnych powodów nie zamierza wytrwać i wymaga ich zniszczenia. Konieczne będzie także zorganizowanie transmutacji tych izotopów, procesu obarczonego wysokim ryzykiem wypadku, który może również doprowadzić do znacznego skażenia radioaktywnego środowiska.
Można by uznać te niedociągnięcia za nieuniknione zło, ale takie stanowisko można usprawiedliwić tylko w przypadku braku alternatywy, ale istnieje.
Energia fuzyjna
Alternatywą dla dominacji szybkich reaktorów może być rozwój energetyki jądrowej opartej na reaktorach termojądrowych i rozszczepialnych. Propozycje wykorzystania reaktorów termojądrowych w strukturze energetyki jądrowej, zapewniających znaczący wzrost potencjału neutronowego układu, złożył I. V. Kuchatov Później pojawiła się koncepcja hybrydowego reaktora termojądrowego, w którym wyprodukowano nowy izotop rozszczepialny i wyprodukowano energię. W ostatnich latach rozwój tej koncepcji był kontynuowany. Nowa wersja systemu jądrowego zakłada, że reaktory termojądrowe (reaktory termojądrowe) działają w celu produkcji paliwa jądrowego z surowych izotopów dla reaktorów rozszczepialnych, a reaktory rozszczepialne, tak jak obecnie, wytwarzają energię.
W niedawno opublikowanym artykule „Nuclear Problems of Fusion Energy” autorzy doszli do wniosku, że synteza jądrowa z wielu powodów nie powinna być traktowana jako technologia energetyczna na dużą skalę. Ale ten wniosek jest całkowicie niesprawiedliwy, gdy rozważa się zintegrowany system, w którym technologie energetyki jądrowej (synteza i rozszczepienie) wzajemnie się uzupełniają i zapewniają wydajniejsze wykonywanie trudnych dla siebie funkcji.
Stworzenie niezawodnego systemu energetyki jądrowej z reaktorami rozszczepienia i syntezy jądrowej jest najkorzystniejsze w ramach cyklu paliwowego toru. W tym przypadku udział reaktorów termojądrowych w układzie będzie minimalny (mniej niż 10%), sztuczny izotop rozszczepialny uran-233, uzyskany z wsadu izotopu toru-232, jest najlepszą opcją dla reaktorów neutronów termicznych, w zjednoczonym systemie jądrowym problem drobnych transuranów po prostu nie będzie istniał. Ilość Am, Cm itp. Wyprodukowanych w systemie. będzie znikoma. Taki system będzie miał cykl paliwowy, w którym ryzyko skażenia radioaktywnego środowiska będzie najmniejsze.
Naturalnym kryterium realizacji tej koncepcji jest równowaga neutronów. Reakcja jądrowa, na której będzie oparta produkcja neutronów w reaktorze termojądrowym, jest reakcją syntezy trytu i deuteru
D + T = He + n +17,6 MeV
W wyniku reakcji otrzymuje się neutron o energii 14,1 MeV oraz cząstkę alfa o energii 3,5 MeV, która pozostaje do ogrzewania plazmy. Wysokoenergetyczny neutron przelatujący przez ścianę komory próżniowej wnika w płaszcz reaktora termojądrowego, w którym się rozmnaża; wychwycony przez surowy izotop uzyskuje nowy izotop rozszczepialny. Namnażanie neutronu termojądrowego następuje w wyniku reakcji (n, 2n), (n, 3n) i (n, rozszczepienie) - reakcji rozszczepienia ciężkich jąder, w tym przypadku surowego izotopu. Wszystkie te reakcje mają charakter progowy. Rysunek 1 przedstawia wykresy wskazanych przekrojów. Aby zapewnić maksymalne mnożenie neutronów, ważne jest, aby podstawowy skład paliwa zawierał minimalną liczbę lekkich jąder i oczywiście pochłaniaczy neutronów.
Rys. 1 Mikrosekcje mnożenia neutronów w Th-232.
Aby ocenić potencjał produkcji nowych izotopów rozszczepialnych w reaktorze termojądrowym, przeprowadzono szereg obliczeń dla różnych wariantów składu paliwa podstawowego z torem jako izotopem wsadu. Obliczenia wykonano przy użyciu różnych programów i bibliotek danych jądrowych. Użyte programy to biblioteka MCU ENDF / B-6, MCNP, biblioteka ENDF / B-6, biblioteka grupy LUKY. W tabeli przedstawiono wyniki obliczeń wychwytu neutronów przez tor-232 na jedno źródło neutronów termojądrowych dla składu paliwa o określonym stosunku stężeń izotopów jądrowych. W niektórych przykładach wykonania założono, że wskazany stosunek izotopów został uzyskany nie jako związek chemiczny, ale konstruktywnie, gdy pewną ilość toru mieszano z odpowiednią ilością żądanego izotopu.
Tabela 1 Mnożenie neutronów termojądrowych (E = 14,1 MeV) w płaszczu reaktora hybrydowego z paliwem torowym.
W ostatniej kolumnie wymieniono wartości charakteryzujące mnożenie się neutronów w wyniku reakcji rozszczepienia surowego izotopu. Podano wartości produkcji neutronów w wyniku rozszczepienia, tj. ν∑f. W programie grupy LUKY macierze przekrojów dla reakcji (n, 2n) i (n, 3n) są zintegrowane z przekrojami dla nieelastycznego rozpraszania. Nie pozwala to na oddzielne uzyskanie wartości szybkości tych reakcji.
Ogólnie rzecz biorąc, przedstawione obliczone dane są ze sobą w dobrej zgodności, co daje podstawy do liczenia na efektywne namnażanie neutronów termojądrowych w płaszczu reaktora hybrydowego. Przedstawione w tabeli wyniki obliczeń pokazują teoretyczny potencjał mnożenia neutronów termojądrowych (14,1 MeV). W nieskończonym ośrodku z toru jest około 2,6, tj. jeden neutron mnoży się w wyniku reakcji (n, 2n) i reakcji (n, 3n) około 2 razy, a na skutek rozszczepienia toru-232 1,5 raza. Obliczenia dla różnych programów i różnych bibliotek różnią się o około 10%. Różnice te wynikają z wykorzystania kilku bibliotek danych jądrowych. Uwzględniając wskazany błąd, przedstawione wyniki mogą służyć jako konserwatywna wskazówka do oceny parametrów hodowli izotopów rozszczepialnych w płaszczu reaktora termojądrowego. Pokazują, że decydującym czynnikiem, który prowadzi do zmniejszenia zdolności do mnożenia się koca jest obecność w nim izotopów rozpraszających światło, w tym O-16, F-19, które również wykazują reakcję nieelastycznego rozpraszania neutronów przy dużych energiach. Obliczenia pokazują, że zastosowanie C-12 do produkcji okładzin ogniw paliwowych wypełniających koc jest dość obiecujące. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jest dwa i pół razy więcej jąder węgla niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt.co prowadzi do zmniejszenia zdolności koca do zwielokrotniania, to obecność w nim izotopów rozpraszających światło, w tym O-16, F-19, które również wykazują reakcję nieelastycznego rozpraszania neutronów przy wysokich energiach. Obliczenia pokazują, że użycie C-12 do produkcji okładzin ogniw paliwowych wypełniających koc jest dość obiecujące. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jest dwa i pół razy więcej jąder węgla niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt.co prowadzi do zmniejszenia zdolności koca do zwielokrotniania, to obecność w nim izotopów rozpraszających światło, w tym O-16, F-19, które również wykazują reakcję nieelastycznego rozpraszania neutronów przy wysokich energiach. Obliczenia pokazują, że użycie C-12 do produkcji okładzin ogniw paliwowych wypełniających koc jest dość obiecujące. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jest dwa i pół razy więcej jąder węgla niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt. F-19, które również mają reakcję nieelastycznego rozpraszania neutronów przy wysokich energiach. Obliczenia pokazują, że wykorzystanie S-12 do produkcji okładzin ogniw paliwowych wypełniających koc jest dość obiecujące. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jest dwa i pół razy więcej jąder węgla niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt. F-19, które również mają reakcję nieelastycznego rozpraszania neutronów przy wysokich energiach. Obliczenia pokazują, że zastosowanie C-12 do produkcji okładzin ogniw paliwowych wypełniających koc jest dość obiecujące. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jąder węgla jest dwa i pół razy więcej niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jąder węgla jest dwa i pół razy więcej niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt. Zastosowanie grafitu można uznać za jedną z opcji projektowych. Nawet w przypadku, gdy jąder węgla jest dwa i pół razy więcej niż toru, mnożnik neutronów termojądrowych jest bliski 2. Oznacza to, że przy prawidłowej organizacji równowagi neutronów jedno jądro nowego rozszczepialnego izotopu uranu-233 można otrzymać w kocu, a jedno jądro tryt.
Oczywiście w praktyce wystąpią straty neutronów i potrzebne będą dodatkowe neutrony, aby je skompensować. Takie neutrony można wytwarzać na różne sposoby. Na przykład część trytu, która jest wymagana do reakcji syntezy, może być wytwarzana w rdzeniu reaktora rozszczepienia. Potencjał tej metody uzupełniania neutronów jest bardzo duży. W reaktorach termicznego rozszczepienia dla cyklu paliwowego uranu-233 współczynnik rozmnażania wynosi około 0,8, tj. za jedno spalone jądro uranu-233 można uzyskać 0,8 jądra trytu. Wartość ta z nawiązką pokryje wszystkie straty neutronów. Możliwe jest zmniejszenie zawartości węgla w płaszczu reaktora termojądrowego, tj. aby okładzina ogniwa paliwowego była cieńsza, potencjał tej propozycji wynosi 0,2 - 0,3 dodatkowych neutronów. Innym sposobem na małe rozszczepienie uranu-233 zgromadzonego w płaszczu. Rozsądny potencjał tej opcji,która nie doprowadzi do znacznego wzrostu produktów rozszczepienia ciężkich jąder w powłoce, jest większa niż 0,5 neutronu.
Wniosek
Znaczenie skutecznego namnażania neutronów w ślepej próbce reaktora hybrydowego jest tym ważniejsze, że umożliwia odmowę ponownego przetwarzania SNF z reaktorów rozszczepialnych. W układzie będzie wystarczająco dużo neutronów, aby w pełni zrekompensować utratę izotopów rozszczepialnych podczas produkcji energii w reaktorach rozszczepialnych poprzez ich produkcję z izotopu zasilającego w płaszczu reaktora termojądrowego.
W ogóle nie ma znaczenia, jakiego typu reaktory rozszczepienia będą w systemie, szybkie czy termiczne, duże czy małe.
Wydobyciu nowo wyprodukowanego uranu-233 z podstawowego składu paliwa towarzyszyć będzie uwolnienie radioaktywności o około dwa do trzech rzędów wielkości mniejsze, w porównaniu z opcją, w której izotopy rozszczepialne będą musiały zostać oddzielone od SNF reaktorów rozszczepialnych. Ta okoliczność zapewni minimalne ryzyko skażenia radioaktywnego środowiska.
Na podstawie wykonanych obliczeń łatwo jest oszacować udział hybrydowych reaktorów termojądrowych. Będzie to mniej niż 10% mocy cieplnej całego układu, a zatem obciążenie ekonomiczne całego układu nie będzie duże, nawet jeśli hybrydowe reaktory termojądrowe będą droższe niż reaktory rozszczepialne.
Technologie termojądrowe osadzone w systemie energetyki jądrowej i ich przyszły rozwój należy traktować jako ogólny kierunek rozwoju strategicznego przemysłu jądrowego, zdolny do rozwiązywania kluczowych problemów zaopatrzenia w energię przez długi czas, praktycznie w dowolnej skali, przy minimalnym ryzyku negatywnego oddziaływania promieniotwórczego na środowisko.