annotazione
Nelle recenti valutazioni delle prospettive strategiche per lo sviluppo del nucleare, si può notare la tendenza ad un atteggiamento condiscendente e arrogante nei confronti dell'energia termonucleare, che purtroppo corrisponde in larga parte alla situazione reale. Allo stesso tempo, un'analisi dei problemi e delle potenzialità di due tecnologie nucleari basate su reazioni nucleari di fusione di nuclei leggeri e fissione di nuclei pesanti mostra quanto segue. Lo sviluppo indipendente su larga scala di ciascuna di queste aree porterà inevitabilmente alla necessità di superare i problemi ancora irrisolti di natura tecnologica, scienza dei materiali, ambientale ed economica, che solleveranno la questione della opportunità di un ulteriore sviluppo di questi settori energetici. Allo stesso tempo, le caratteristiche fisiche dei processi di fissione e fusione indicano oggettivamente l'opportunità di combinarli all'interno di un unico sistema energetico nucleare, il che provoca un grande effetto sinergico che sopprime i loro aspetti negativi, sviluppando le tecnologie nucleari in modo indipendente.
L'articolo presenta i calcoli della moltiplicazione dei neutroni termonucleari nella coltre di un reattore termonucleare ibrido, che confermano la validità fisica e l'affidabilità della scelta della direzione strategica dello sviluppo sotto forma di un sistema di energia nucleare unito.
introduzione
Ora, nelle valutazioni del percorso strategico di sviluppo del nucleare, sono in atto gravi rivalutazioni delle disposizioni apparentemente stabilite. Il concetto a due componenti per lo sviluppo dell'energia nucleare, in cui i reattori a fissione veloce e termica operano di concerto, ha recentemente subito una seria revisione. In precedenza, si presumeva che lo sviluppo strutturale del nucleare si sarebbe basato nella fase iniziale, sul rafforzamento delle capacità a scapito dei reattori termici. Successivamente appariranno reattori veloci con un alto rapporto di riproduzione di 1,5 e superiore. Ciò consentirà, con una crescente carenza di uranio naturale, di organizzare un ciclo chiuso del combustibile con un efficiente ritrattamento del combustibile nucleare esaurito irradiato e di soddisfare il fabbisogno di isotopi fissili producendoli in reattori veloci. Si presumevache nel sistema nucleare la quota dei reattori termici sarà di circa il 60% e quella dei reattori veloci sarà di circa il 40%. I reattori termici si assumeranno gli inconvenienti di lavorare nel sistema di alimentazione (intervallo di potenza adattato alle esigenze del consumatore, funzionamento in una curva di carico variabile, fornire esigenze non elettriche del sistema, ecc.). I reattori veloci funzioneranno principalmente su base di base e produrranno combustibile da isotopi grezzi per se stessi e per i reattori termici.e per produrre combustibile da isotopi grezzi per sé e per i reattori termici.e per produrre combustibile da isotopi grezzi per sé e per i reattori termici.
Tendenze moderne
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Tuttavia, i gravi incidenti verificatisi nelle centrali nucleari hanno portato alla necessità di inasprire notevolmente i requisiti di sicurezza per le centrali nucleari. Per questo motivo, sono state apportate modifiche significative ai progetti di reattori veloci incentrati sulla produzione intensiva di combustibile e sono già allo studio nuovi progetti concettuali di reattori veloci con un rapporto di riproduzione vicino all'unità, con una bassa intensità energetica del nucleo. In questa situazione, i sostenitori di nuovi progetti di reattori veloci hanno trovato un altro modo per mantenere la loro importanza. Hanno iniziato a propagarsi uno scenario che presuppone che a lungo termine il rifiuto dei reattori termici sia inevitabile, che in qualsiasi sviluppo di eventi i reattori veloci sostituiranno quelli termici.
Le persone hanno valutazioni diverse del futuro e molti credono che la direzione proposta per lo sviluppo dell'energia nucleare potrebbe non essere realizzata e il nuovo concetto di dominio dei reattori veloci si rivelerà sbagliato. E questa posizione è ampiamente giustificata. Le alternative disponibili ci consentono di parlare delle opzioni per lo sviluppo del sistema nucleare in una configurazione molto più attraente.
Le carenze sistemiche più evidenti nella costruzione di energia nucleare, basata principalmente su reattori veloci, sono evidenti. Anche supponendo che il reattore veloce stesso sia realizzato perfettamente e non abbia difetti che possano far sorgere dubbi sulla sua assoluta superiorità rispetto a qualsiasi altro progetto, ci sono inevitabili difficoltà sistemiche.
Primo. La parte principale dell'isotopo fissile di nuova produzione (plutonio) nei reattori veloci sarà prodotta nel nucleo, dove verrà prodotta l'energia e si formerà la maggior parte dei prodotti di fissione radioattivi. Questo combustibile altamente attivo deve essere processato chimicamente rapidamente. Il ritrattamento rilascerà tutti gli isotopi radioattivi dal combustibile irradiato. Una grande quantità di radioattività lascerà l'elemento combustibile sigillato e sarà distribuita in tutta la stanza di lavoro. Nonostante cercheranno di tenere sotto controllo tutta questa radioattività, determinerà il rischio principale di potenziali incidenti radioattivi, per vari motivi, dal famigerato fattore umano al sabotaggio pianificato.
Secondo. I reattori veloci dovranno sostituire quelli termici, quasi completamente. Considerando che il prototipo richiesto di reattori veloci non è ancora disponibile, che tale sostituzione avverrà gradualmente, che inizierà non prima della metà del secolo, e anche se tutti nel mondo sono d'accordo a sostenerlo, la procedura durerà per almeno due secoli. Durante questo periodo, tra coloro che vivono dopo di noi, ci saranno probabilmente persone in grado di elaborare e attuare un profilo più attraente dell'industria nucleare. E gli sforzi per creare il reattore veloce ideale saranno vani.
Terzo. Il riciclaggio multiplo del plutonio porterà alla formazione di una quantità significativa di attinidi minori, isotopi assenti in natura, con i quali l'umanità, per vari motivi, non intende sopportare e richiede la loro distruzione. Sarà inoltre necessario organizzare la trasmutazione di questi isotopi, un processo ad alto rischio di incidente in grado anche di portare a significative contaminazioni radioattive dell'ambiente.
Si potrebbero accettare queste mancanze come un male inevitabile, ma una tale posizione può essere giustificata solo in assenza di un'alternativa, ma esiste.
Energia da fusione
Un'alternativa al predominio dei reattori veloci può essere lo sviluppo di un sistema di energia nucleare basato su reattori a fusione e fissione. Le proposte per l'uso di reattori termonucleari nella struttura dell'energia nucleare, fornendo un aumento significativo del potenziale neutronico del sistema, sono state fatte da I. V. Kuchatov Più tardi, apparve il concetto di un reattore termonucleare ibrido, nel cui vuoto fu prodotto un nuovo isotopo fissile e fu prodotta energia. Negli ultimi anni, lo sviluppo di questo concetto è continuato. La nuova versione del sistema nucleare presuppone che i reattori a fusione (reattori termonucleari) funzionino per produrre combustibile nucleare da isotopi grezzi per i reattori a fissione e i reattori a fissione, come ora, producono energia.
In un articolo pubblicato di recente "Problemi nucleari dell'energia da fusione", gli autori hanno concluso che la fusione, per una serie di ragioni, non dovrebbe essere considerata una tecnologia energetica su larga scala. Ma una tale conclusione è del tutto ingiusta se si considera un sistema integrato in cui le tecnologie dell'energia nucleare (fusione e fissione) si completano a vicenda e forniscono prestazioni più efficienti di funzioni che sono difficili per l'altro.
La creazione di un sistema di energia nucleare affidabile con reattori a fissione e fusione è più preferibile nell'ambito del ciclo del combustibile al torio. In questo caso, la quota di reattori termonucleari nel sistema sarà minima (meno del 10%), l'isotopo fissile artificiale uranio-233, ottenuto dall'isotopo di alimentazione torio-232 è l'opzione migliore per i reattori a neutroni termici, nel sistema nucleare unito il problema dei transurani minori semplicemente non esisterà. La quantità di Am, Cm, ecc. Prodotta nel sistema. sarà trascurabile. Un tale sistema avrà un ciclo del combustibile in cui il rischio di contaminazione radioattiva dell'ambiente sarà il più basso.
Il criterio naturale per l'attuazione di questo concetto è il bilancio dei neutroni. La reazione nucleare su cui si baserà la produzione di neutroni in un reattore a fusione è la reazione di fusione di trizio e deuterio
D + T = He + n +17,6 MeV
Come risultato della reazione, si ottengono un neutrone con un'energia di 14,1 MeV e una particella alfa con un'energia di 3,5 MeV, che rimane per riscaldare il plasma. Un neutrone ad alta energia che vola attraverso la parete della camera a vuoto entra nel mantello di un reattore termonucleare, nel quale si moltiplica; quando viene catturato da un isotopo grezzo, si ottiene un nuovo isotopo fissile. La moltiplicazione di un neutrone termonucleare si verifica come risultato delle reazioni (n, 2n), (n, 3n) e (n, fissione) - la reazione di fissione di nuclei pesanti, in questo caso, un isotopo grezzo. Tutte queste reazioni sono di natura soglia. La figura 1 mostra i grafici delle sezioni trasversali indicate. Per garantire la massima moltiplicazione dei neutroni, è importante che la composizione del carburante di coperta contenga un numero minimo di nuclei leggeri e, naturalmente, assorbitori di neutroni.
Fig. 1 Microsezioni della moltiplicazione dei neutroni in Th-232.
Per valutare il potenziale per la produzione di nuovi isotopi fissili in un reattore termonucleare, è stata eseguita una serie di calcoli per diverse varianti di composizioni di combustibile di coperta con torio come isotopo di alimentazione. I calcoli sono stati eseguiti utilizzando vari programmi e librerie di dati nucleari. I programmi utilizzati erano la libreria MCU ENDF / B-6, MCNP, la libreria ENDF / B-6, la libreria del gruppo LUKY. La tabella mostra i risultati dei calcoli della cattura di neutroni su torio-232 per una sorgente di neutroni di fusione per una composizione di combustibile con il rapporto specificato di concentrazioni di isotopi nucleari. In alcune forme di realizzazione, si presumeva che il rapporto indicato di isotopi fosse ottenuto non come un composto chimico, ma in modo costruttivo, quando una certa quantità di torio veniva agitata con la quantità appropriata dell'isotopo desiderato.
Tabella 1 Moltiplicazione di neutroni termonucleari (E = 14,1 MeV) nel mantello di un reattore ibrido con una composizione di combustibile di torio.
L'ultima colonna elenca i valori che caratterizzano la moltiplicazione dei neutroni dovuta alla reazione di fissione dell'isotopo grezzo. Vengono forniti i valori della produzione di neutroni dovuta alla fissione, ad es. ν∑f. Nel programma LUKY group, le matrici delle sezioni d'urto per la reazione (n, 2n) e (n, 3n) sono integrate con le sezioni d'urto per lo scattering anelastico. Ciò non consente di ottenere separatamente i valori delle velocità di queste reazioni.
Nel complesso, i dati calcolati presentati sono in buon accordo tra loro, il che dà motivo di contare sull'effettiva moltiplicazione dei neutroni termonucleari nel mantello di un reattore ibrido. I risultati dei calcoli presentati nella tabella mostrano il potenziale di moltiplicazione teorico dei neutroni termonucleari (14,1 MeV). In un mezzo infinito di torio, è di circa 2,6, cioè un neutrone si moltiplica a causa delle reazioni (n, 2n) e delle reazioni (n, 3n) circa 2 volte, ea causa della fissione del torio-232 in 1,5 volte. I calcoli per diversi programmi e diverse librerie differiscono di circa il 10%. Queste differenze sono dovute all'uso di diverse librerie di dati nucleari. Tenendo conto dell'errore indicato, i risultati presentati possono servire come linea guida conservativa per la valutazione dei parametri di riproduzione degli isotopi fissili nel mantello di un reattore termonucleare. Mostrano che il fattore determinante che porta ad una diminuzione della capacità di moltiplicazione della coperta è la presenza in essa di isotopi di diffusione della luce, tra cui O-16, F-19, che hanno anche una reazione di diffusione anelastica di neutroni ad alte energie. I calcoli mostrano che l'uso di C-12 per la produzione di rivestimenti per celle a combustibile che riempiono il mantello è abbastanza promettente. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio.ciò che porta ad una diminuzione della capacità di moltiplicazione della coperta è la presenza in essa di isotopi di diffusione della luce, tra cui O-16, F-19, che hanno anche una reazione di diffusione anelastica di neutroni ad alte energie. I calcoli mostrano che l'uso di S-12 per la produzione di rivestimenti per celle a combustibile che riempiono la coperta è abbastanza promettente. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di design. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio. Ciò che porta ad una diminuzione della capacità di moltiplicazione del mantello è la presenza di isotopi di diffusione della luce in esso, tra cui O-16, F-19, che hanno anche una reazione di diffusione anelastica di neutroni ad alte energie. I calcoli mostrano che l'uso di C-12 per la produzione di rivestimenti per celle a combustibile che riempiono il mantello è abbastanza promettente. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio. Gli F-19 hanno anche una reazione di diffusione anelastica di neutroni ad alte energie. I calcoli mostrano che l'uso di S-12 per la produzione di rivestimenti per celle a combustibile che riempiono la coperta è abbastanza promettente. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio. Gli F-19 hanno anche una reazione di diffusione anelastica di neutroni ad alte energie. I calcoli mostrano che l'uso di C-12 per la produzione di rivestimenti per celle a combustibile che riempiono il mantello è abbastanza promettente. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio. L'uso della grafite può essere considerato come una delle opzioni di progettazione. Anche nel caso in cui ci siano due volte e mezzo più nuclei di carbonio del torio, il fattore di moltiplicazione dei neutroni termonucleari è vicino a 2. Ciò significa che con la corretta organizzazione del bilancio dei neutroni, un nucleo di un nuovo isotopo fissile uranio-233 può essere ottenuto in una coperta e un nucleo trizio.
Naturalmente, in pratica, ci saranno perdite di neutroni e saranno necessari neutroni aggiuntivi per compensarle. Tali neutroni possono essere prodotti in vari modi. Ad esempio, una parte del trizio, necessaria per la reazione di fusione, può essere prodotta nel nucleo di un reattore a fissione. Il potenziale di questo metodo di rifornimento dei neutroni è molto alto. Nei reattori a fissione termica per il ciclo del combustibile uranio-233, il rapporto di riproduzione è di circa 0,8, cioè per un nucleo di uranio-233 bruciato, si possono ottenere 0,8 nuclei di trizio. Questo valore coprirà più che tutte le perdite di neutroni. È possibile ridurre il contenuto di carbonio del mantello di un reattore a fusione, ad es. per rendere più sottile il rivestimento della cella a combustibile, il potenziale di questa proposta è 0,2.-0,3 neutroni aggiuntivi. Un altro modo per consentire una piccola fissione dell'uranio-233 accumulato nella coperta. Potenziale ragionevole di questa opzione,che non porterà ad un aumento significativo dei prodotti di fissione dei nuclei pesanti nella coperta è superiore a 0,5 neutroni.
Conclusione
L'importanza di una moltiplicazione efficiente dei neutroni nel bianco di un reattore ibrido è tanto più importante perché consente di abbandonare il ritrattamento di SNF da reattori a fissione. Ci saranno abbastanza neutroni nel sistema per compensare completamente la perdita di isotopi fissili durante la produzione di energia nei reattori a fissione mediante la loro produzione dall'isotopo di alimentazione nel mantello di un reattore termonucleare.
Non importa affatto che tipo di reattori a fissione ci siano nel sistema, veloce o termico, grande o piccolo.
L'estrazione dell'uranio-233 di nuova produzione dalla composizione del carburante di coperta sarà accompagnata dal rilascio di radioattività di circa due o tre ordini di grandezza in meno, rispetto all'opzione quando gli isotopi fissili dovranno essere separati dal SNF dei reattori a fissione. Questa circostanza garantirà il minimo rischio di contaminazione radioattiva dell'ambiente.
Sulla base dei calcoli effettuati, è facile stimare la proporzione di reattori termonucleari ibridi. Sarà inferiore al 10% della capacità termica dell'intero sistema e, di conseguenza, l'onere economico dell'intero sistema non sarà grande, anche se i reattori ibridi a fusione sono più costosi dei reattori a fissione.
Le tecnologie termonucleari integrate nel sistema nucleare e il loro sviluppo futuro dovrebbero essere considerate come la direzione generale dello sviluppo strategico dell'industria nucleare, in grado di risolvere i problemi chiave dell'approvvigionamento energetico per lungo tempo, praticamente di qualsiasi scala, con un minimo rischio di impatto radioattivo negativo sull'ambiente.
