Пример.
D-T синтез начинается с атома дейтерия и трития и заканчивается атомом гелия-4 и нейтроном. Начальная масса 2.013553 + 3.015500 = 5.029053. Конечная масса 4.001506 + 1.008665 = 5.010171. Вычитая второе из первого, найдём, что дефект массы равен 0.018882. Умножив на 931.494028 найдём полученную энергию, равную 17.58847 МэВ.
На заметку, термоядерный синтез производит энергию по мере слияния всё больших и больших атомов, пока они не вырастут до такой степени, что станут атомами железа. После этого, слияние тяжёлых атомов начинает потреблять больше энергии, чем производить.
Частицы
В данной таблице даются символы для различных частиц, которые могут быть использованы в качестве термоядерного топлива. Массы частиц даны на случай, если вы захотите посчитать дефект масс для приведённых ниже реакций и удивиться полученному количеству энергии.
Период полураспада трития составляет всего лишь 12.32 года, что немного затрудняет его использование в космосе, так как после двенадцати лет он наполовину распадётся на гелий-3. Именно поэтому не существует естественных месторождений трития. Большинство проектов реакторов, использующих тритий, полагаются на генераторы трития. Они обычно представляют из себя баки с жидким литием, окружающие реактор. Литий поглощает нейтроны и трансмутирует в свежий тритий и гелий-4.
Знаменитый гелий-3, который часто называют экономическим мотивом для покорения космоса, к сожалению, не так хорош, как можно было бы предположить. Во-первых, он отсутствует на Земле, из-за чего его трудно добывать. Некоторые энтузиасты хотят добывать его на Луне, не уточняя, его концентрация там очень мала. Для получения всего лишь тонны гелия-3, необходимо переработать 100 миллионов тонн лунного реголита. Как вариант, его можно вырабатывать на фабриках, но для этого необходимо большое количество нейтронов. В общих чертах, нужно получить тритий и ждать, пока он распадётся. Огромные количества гелия-3 доступны в атмосфере Сатурна и Урана, но для его добычи оттуда необходима соответствующая инфраструктура. Концентрация гелия-3 в их атмосферах может достигать десяти частей на миллион, что гораздо лучше, чем на Луне. Юпитер тоже содержит гелий-3 в своей атмосфере, но, из-за огромной гравитации, его добыча может быть сильно осложнена.
Введение
В данной статье описывается, на первый взгляд, очередной способ использования термоядерной энергии для осуществления быстрых пилотируемых космических полётов. Предыдущие усилия на этой стезе были безрезультатны, по большей степени из-за следующих двух причин. Во-первых, они были основаны на дизайне термоядерных реакторов. Прямолинейное применение подходов, используемых в реакторах, ведёт к системам с колоссальной массой и проблемами с отводом энергии. При подробном анализе для наиболее компактного концепта ТОКМАКа, сферического тора, масса корабля выходила в районе 4000 тонн. Максимальная же масса для выведения на низкую опорную орбиту с помощью химических ракет не должна превышать 200 тонн.Вторая причина в том, что, фактически, все предыдущие системы двигательных установок требовали сложных реакций, производящих, по большей части, заряженные частицы. Это было необходимо для уменьшения энергетических потерь через нейтроны. Наиболее перспективными были D- 3 He и P- 11 B. Но эти реакции требуют гораздо больших температур плазмы и были на порядки более труднодостижимы, чем D-T синтез, который гораздо более доступен и рассматривается в качестве единственного кандидата для применения на Земле. Являясь менее выгодными они, тем не менее, требуют огромного количества энергии для поддержания горения, делая их не немного лучше, чем альтернативные реакции деления.
Необходимо переосмыслить прошлые представления о том, как использовать термоядерную энергию в космических двигательных установках. Давайте посмотрим, что даёт химическим ракетным двигателям такие преимущества. Основная причина в том, что энергия, получаемая из химической реакции горения, может быть как большой, так и малой, по желанию. От 13 ГВт у тяжёлой ракеты-носителя Атлас, до 130 кВт у автомобиля. Стоит отметить, что при более низкой энергии, горение более эффективно, так как можно повышать температуру, не беспокоясь о необходимости интенсивного отвода тепла и термальных повреждениях, которые могут возникнуть при длительном непрерывном функционировании.
Как показали испытания атомных и водородных бомб, горение ядерного горючего может производить энергию на много порядков большую, чем тот же Атлас. Проблема в том, как контролировать выделение ядерной энергии для получения характеристик, необходимых для космических полётов: факел на несколько мегаватт, низкая удельная масса α (~ 1 кг/кВт) при высоком удельном импульсе Isp (> 20000 м/c). Оказалось, что, по крайней мере для ядерного деления, не существует возможности масштабирования вниз до необходимого масштаба энергии, так как для начала самоподдерживающейся реакции требуется определённая критическая масса (критическая конфигурация). В итоге, проекты, использующие реакции ядерного деления, такие как Орион, обычно давали тягу в миллионы тонн, что подходит только для космических кораблей с массой от 10 7 кг и выше.
К счастью, масштабы термоядерных реакций могут быть гораздо меньше и такие методы, как Magneto Inertial Fusion (мангито-инерциальный термоядерный синтез, MIF), позволяют получать большие количества энергии из ядерного материала в системах, которые могут подойти для космических двигательных установок по их размерам, весу, мощности и стоимости.
Физика двигателя
Двигатель основан на принципе трёхмерной имплозии (обжатие взрывной волной) металлической фольги вокруг FRC плазмоида (Field-reversed configuration - поле с обращённой конфигурацией) с помощью магнитного поля. Это необходимо для достижения необходимых для начала синтеза условий, таких как высокая температура и давление. Данный подход к запуску реакции является разновидностью инерциального синтеза. Для того, чтобы примерно понять, как он работает, можно взглянуть на инерциальный управляемый термоядерный синтез (Inertial Confinement Fusion - ICF). ICF синтез достигается с помощью трёхмерной имплозии сферической капсулы с криогенным топливом миллиметрового размера. Имплозия происходит благодаря взрывному испарению корпуса капсулы, после её нагрева с помощью лучей лазера, электронов, или ионов. Нагретый внешний слой капсулы взрывается во внешнем направлении, что производит противодействующую силу, ускоряющую остаток материала капсулы вовнутрь, сжимая её. Также при этом появляются ударные волны, движущиеся во внутрь мишени. Достаточно мощным набором ударных волн может сжать и нагреть топливо в центре настолько, что начнётся термоядерная реакция. В этом методе предполагается, что инерции небольшой капсулы хватит для удержания плазмы достаточно долго для того, чтобы всё топливо прореагировало и произвело полезный выход G ~ 200 или больше (G = энергия синтеза / энергия плазмы). ICF подход уже на протяжении десятилетий преследуется National Nuclear Security Administration (NNSA), так как представляет собой что-то вроде термоядерной бомбы в миниатюре. В связи с малыми размерами и массой, нагрев капсулы до температуры синтеза должен производиться в течении наносекунд. Оказалось, что наиболее многообещающим решением данной проблемы является массив из мощных импульсных лазеров, сфокусированных на капсуле с D-T топливом.Хочу отметить, что, когда дело доходит до космических полётов, основным показателем становится Δv - приращение скорости (м/с или км/с). Оно является мерой количества «усилий», которые необходимы для перехода от одной траектории на другую, при совершении орбитального маневра. Для космического корабля нет таких понятий, как запас топлива, максимальное расстояние, или максимальная скорость, есть только Δv. Максимальное Δv корабля может быть представлено, как то приращение скорости, которое он получит, израсходовав всё топливо. Важно знать, что «миссия» может быть охарактеризована, согласно тому, какое Δv требуется для её завершения. Для примера, подъём с Земли, гомановская траектория до Марса и посадка на него, требует бюджета Δv в 18 км/с. Если корабль имеет запас Δv больше, или равный Δv миссии, то он может выполнить эту миссию.
Для того, чтобы узнать Δv корабля, можно воспользоваться формулой Циолковского . 
где:
V - конечная (после выработки всего топлива) скорость летательного аппарата (м/с);
I - удельный импульс ракетного двигателя (отношение тяги двигателя к секундному расходу массы топлива, скорость истечения рабочего тела из сопла, м/с);
M 1 - начальная масса летательного аппарата (полезная нагрузка + конструкция аппарата + топливо, кг);
M 2 - конечная масса летательного аппарата (полезная нагрузка + конструкция, кг).
Из этого следует очень важное заключение, которое может быть не очень очевидно на первый взгляд. Если Δv миссии меньше, или равно удельному импульсу, то относительная масса корабля велика и становится возможным транспортировка большего полезного груза. Однако, если Δv миссии больше удельного импульса, относительная масса начинает уменьшаться экспоненциально, делая из корабля огромный бак с топливом с крошечной полезной нагрузкой. Собственно, именно из-за этого межпланетные полёты при использовании обычных химических двигателей сильно затруднены.
План 210-дневного полёта на Марс и обратно.
90-дневная миссия на Марс (ΔV = 13.5 км/с)
Цель: лучшее отношение полезной нагрузки к общей массе.Преимущества:
- Отсутствует необходимость в дополнительных транспортных миссиях
- Упрощённая архитектура миссии
- Возможность привести все запасы в ходе одной миссии
- Низкая стоимость миссии
- Возможность начать миссию уже после единственного запуска с Земли
30-дневная миссия на Марс (ΔV = 40.9 км/с)
Цель: наиболее быстрая миссия.Преимущества:
- Низкий риск
- Минимальное радиационное облучение
- Архитектура миссии типа Аполлон
- Ключ к регулярному посещению Марса
- Разработка технологий, необходимых для покорения глубокого космоса
В настоящее время NASA занимается разработкой системы космических запусков (Space Launch System, SLS) - сверхтяжёлой ракеты-носителя, способной выводить на низкую опорную орбиту от 70 до 130 тонн полезной нагрузки. Это делает возможной начала 90-дневной миссии к Марсу уже после одного запуска подобной ракеты-носителя.
Обе миссии имеют возможность непосредственной отмены и возврата на Землю.
Ключевые параметры миссии
| Допущения, касающиеся топлива | |
|---|---|
| Расходы на ионизацию материала вкладыша | 75 МДж/кг |
| Эффективность передачи энергии вкладышу (оставшаяся энергия возвращается обратно в конденсаторы) | 50% |
| Эффективность преобразования в тягу η t | 90% |
| Масса вкладыша (соответствует коэффициенту усиления от 50 до 500) | от 0,28 до 0,41 кг |
| Фактор воспламенения | 5 |
| Запас прочности (G F =G F(calc.) /2) | 2 |
| Допущения, касающиеся миссии | |
| Масса марсианского модуля (по Design Reference Architecture 5.0) | 61 т |
| Обитаемая зона | 31 т |
| Возвращаемая капсула | 16 т |
| Система спуска | 14 т |
| Относительная масса конденсаторов (в неё также входит необходимая проводка) | 1 Дж/г |
| Относительная масса солнечных батарей | 200 Вт/кг |
| Структурный фактор (баки, структура, радиаторы и пр.) | 10% |
| Полностью топливное торможение, аэродинамическое торможение не используется | |
| Конструкция корабля | |
| Структура (обтекатели, силовые структуры, каналы связи, АСУ, батареи) | 6,6 т |
| Система удержания лития | 0,1 т |
| Система создания и впрыска плазмы | 0,2 т |
| Механизм подачи топлива | 1,2 т |
| Батареи конденсаторов | 1,8 т |
| Катушки обжатия вкладыша | 0,3 т |
| Проводка и силовая электроника | 1,8 т |
| Солнечные батареи (180 кВт при 200 Вт/кг) | 1,5 т |
| Система терморегулирования | 1,3 т |
| Магнитное сопло | 0,2 т |
| Масса корабля | 15 т |
| Масса марсианского модуля | 61 т |
| Литиевое рабочее тело | 57 т |
| Общая масса | 133 т |
Частота повторения импульсов, судя по плану исследований, будет выше 0.1 Гц. Если учесть, что удельный импульс 51400 м/с, а масса рабочего тела 0,37 кг на один импульс, то можно посчитать импульс p = mv = 19018 кг·м/с. По закону сохранения импульса, скорость корабля увеличится на p/M = 19018/133000 = 0.14 м/с. Если принять радиус сопла в 1 м, то расширяющиеся газы будут давить на него в районе t = r/v =1/51400 =0,00002 с. Следовательно ускорение будет в районе a = dv/dt = 0,14/0,00002 = 7000 м/с 2 . Очевидно, что либо будут использоваться амортизаторы, как в проекте Дедал , или какие-либо другие технические решения по сглаживанию импульса.
Теги: Добавить метки
Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.
Ядерные силы и реакции.
Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10 –13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.
Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.
Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10 –24 см 2). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.
Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта – Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.
Термоядерные топлива.
Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.
Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t .
Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора.
Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
Временне и температурные условия.
Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).
В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3) выражается следующим образом:
где f (T ) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P 2 > P 1 примет вид
Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10 16 с/см 3 , а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч10 14 с/см 3 . Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.
В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.
Магнитное удержание плазмы.
Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением
Если принять P равным 100 Вт/см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер/см 3 , а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К
В этом случае при P = 100 Вт/см 3 , n » 3Ч10 15 ядер/см 3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.
Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
Плазма.
При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.
Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.
Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.
На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.
Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.
Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.
Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.
Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.
Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.
Открытые магнитные конфигурации.
Инерциальное удержание.
Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.
Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.
Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј –B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.
Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.
Токамак.
Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.
Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.
Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».
Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК .
Пинч с обращенным полем (ПОП).
Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q
Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.
Стелларатор.
В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.
Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.
Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.
Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.
При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология.
Перспективы термоядерных исследований.
Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).
Исследователи из Массачусетского технологического института (MIT) совместно с коллегами из США и Брюсселя разработали новый тип термоядерного топлива. С его помощью можно получить в десять раз больше энергии, чем из всех существующих образцов. Новое топливо содержит три вида ионов — частиц, заряд которых изменяется в зависимости от потери или приобретения электрона. Для изучения топлива используется токамак — тороидальная камера для магнитного удержания плазмы, создающая условия для управляемого термоядерного синтеза . Эксперименты с новинкой проводятся на базе токамака Alcator C-Mod , принадлежащего MIT, который обеспечивает наивысшее напряжение магнитного поля и давление плазмы во время испытаний.
Секрет нового топлива
Alcator C-Mod последний раз был запущен еще в сентябре 2016 года, но данные, полученные в результате проведенных экспериментов, были расшифрованы лишь недавно. Именно благодаря им ученым и удалось разработать новый, уникальный тип термоядерного топлива, значительно увеличивающего энергию ионов в плазме. Результаты были настолько обнадеживающими, что исследователи, работающие на Объединенном европейском торе (JET , еще один современный токамак) в Оксфордшире, США, провели собственный эксперимент и достигли такого же увеличения выработки энергии. Исследование, в котором подробно изложены результаты работы, было недавно опубликовано в Nature Physics .
Ключом к повышению эффективности ядерного топлива было добавление незначительного количества гелия-3 — стабильного изотопа гелия, который вместо двух нейтронов обладает лишь одним. Ядерное топливо, используемое в Alcator C-Mod, ранее содержало только два типа ионов, ионы дейтерия и водорода. Дейтерий, стабильный изотоп водорода с одним нейтроном ядре (у обычного водорода нейтронов нет совсем), занимает порядка 95% от общего состава топлива.
Исследователи из Центра плазмы и синтеза MIT (PSFC) использовали радиочастотный нагрев для того, чтобы воспламенить топливо, удерживаемое в форме суспензии промышленными магнитами. Этот метод основан на использовании антенн вне токамака, которые воздействуют на топливо с помощью радиоволн определенных частот. Они калибруются так, чтобы поражать лишь материал, количество которого в суспензии меньше всех прочих (в данном случае это водород). Водород обладает лишь малой долей от общей плотности топлива, а потому фокусировка радиочастотного нагрева на его ионах позволяет достичь экстремально высоких температур. Возбужденные ионы водорода затем взаимодействуют с ионами дейтерия, и полученные в результате из взаимодействия частицы бомбардируют наружную оболочку реактора, выделяя огромное количество тепла и электроэнергии.
А что же гелий-3 ? В новом топливе его меньше 1%, но именно его ионы играют решающую роль. Сфокусировав радиочастотный нагрев на столь незначительном количестве вещества, исследователи подняли энергию эонов до уровня мегаэлектроноволь (МэВ). Электроновольт — это количество энергии, полученное\потерянное в результате перехода электрона от одной точки электрического потенциала на уровень в 1 вольт выше. До сих пор мегаэлектронвольты в экспериментах с термоядерным топливом были лишь пределом мечтаний ученых — это на порядок больше, чем энергия всех образцов, полученных до сих пор.
Токамак: исследование термоядерных реакций
Alcatre C-Mod и JET представляют собой экспериментальные камеры термоядерного синтеза с возможностью достижения тех же плазменных давлений и температур, которые потребуются в полномасштабном реакторе синтеза. Стоит отметить, впрочем, что они меньше по размерам и не дают того, что исследователи называют «активированным синтезом» — синтеза, энергия которого напрямую преобразуется в энергию, которую можно использовать для других нужд. Тонкая настройка состава топлива, частоты радиоволн, магнитных полей и других переменных в этих экспериментах позволяют исследователям тщательно выбрать наиболее эффективный процесс синтеза, который потом можно будет воспроизвести в промышленном масштабе.
Как уже было сказано, американским ученым, работающим на JET, удалось не просто достичь тех же результатов, но и сравнить их с работой западных коллег, в результате чего научное сообщество получило уникальные данные измерений различных свойств невероятно сложных реакций, происходящих в перегретой плазме. В MIT исследователи использовали метод получения изображений реакции с помощью фазово-контрастной микроскопии , благодаря которому фазы электромагнитных волн трансформируются в контраст интенсивности. В свою очередь, ученые JET обладали возможностью более точно измерять энергию полученных частиц, и в результате картина того, что происходит во время реакций синтеза, получилась наиболее полной.
Ядерный синтез: революция в энергетике
Что это значит для нас с вами? Как минимум значительный прорыв в технологической сфере. Ядерный синтез, поставленный на нужды промышленности, может произвести революцию в производстве энергии. Его энергетический потенциал невероятно высок, а топливо состоит из самых распространенных элементов в Солнечной системе — водорода и гелия. К тому же, после сгорания термоядерного топлива не образуется опасных для экологии и человека отходов.
Как отмечает Nature , результаты этих экспериментов также помогут астрономам лучше понять роль гелия-3 в солнечной активности — ведь солнечные вспышки, несущие угрозу для земной энергетики и околоземных спутников, есть ни что иное, как результат протекания термоядерной реакции с колоссальным тепловым и электромагнитным излучением.
Уран - главный элемент атомной энергетики, используется как ядерное топливо, сырье для получения плутония и в ядерном оружии. Содержание урана в земной коре составляет 2,5-10 -4 %, а суммарное количество в слое литосферы толщиной 20 км доходит до 1,3-10 14 т. Минералы урана есть практически везде. Однако уран - рассеянный элемент. Это означает, что его концентрация в горных породах зачастую оказывается недостаточной для организации коммерчески оправданной добычи. Содержание урана в руде является одним из ключевых параметров, определяющих стоимость добычи. К бедным относят урановые руды, содержащие 0,03-0,10% урана, рядовым - 0,10-0,25%, средним - 0,25-0,5 %, к богатым - свыше 0,50 % 1 .
Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе (табл. 1.6).
Таблица 1.6
По последним данным разведанный объем запасов урана, стоимость добычи которого не превышает 130 $/кг U, составляет 5 327 200 т. Для категории со стоимостью добычи менее 260 $/кг U - 7 096 600 т. Кроме того, количество урана в так называемых прогнозируемых и предполагаемых запасах достигает 10429100 т .
Таблица 1 .7
Страны, обладающие наибольшими разведанными запасами урана со стоимостью, не превышающей 130 $/кг U
В последние годы каргина распределения месторождений урана по странам несколько изменилась в связи с тем, что при исследовании ряда урановых месторождений были обнаружены дополнительные ресурсы в странах Африки (Ботсване, Замбии, Исламской Республике Мавритания, Малави, Мали, Намибии, Объединенной Республике Танзания). Также новые запасы были обнаружены в Гайане, Колумбии, Парагвае, Перуи Швеции.
Основными минералами, содержащими уран, являются уранинит (смесь оксидов урана и тория с обшей формулой (U, Th)0 2x), настуран (оксиды урана: U0 2 , U0 3 , также известен как урановая смолка), карнотит - К, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, уранофан - Са (U0 2)Si0 3 (0Н) 2 -5Н 2 0 и другие 110].
Извлечение урана из горных пород осуществляется следующими способами:
- Карьерная добыча (открытый способ) используется для извлечения руды, которая находится на поверхности земной коры или залегает неглубоко. Способ заключается в создании котлованов, которые называются карьерами, или разрезами. К настоящему времени месторождения, допускающие добычу карьерным методом, практически исчерпаны. Добыча составляет 23 %;
- Шахтная добыча (закрытый способ) применяется для добычи полезных ископаемых, залегающих на значительной глубине, и подразумевает сооружение комплекса подземных горных выработок. Добыча - 32%;
- Подземное выщелачивание подразумевает закачивание в пласт под давлением водного раствора химического реагента, который, проходя через руду, избирательно растворяет природные соединения урана. Затем выщелачивающий раствор, содержащий уран и сопутствующие металлы, выводится на поверхность земли через откачные скважины. Добыча - 39%.
- Совместная добыча с рудами других металлов (уран в данном случае является побочным продуктом) - составляет 6 %.
Производство диоксидного топлива из урановой руды представляет собой сложный и дорогостоящий процесс, включающий в себя извлечение урана из руды, его концентрирование, очистку (аффинаж), конверсию (получение гексафторида урана, обогащение, деконверсию (перевод UF 6 b U0 2), изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов).
На первом этапе переработки урановой руды, добытой карьерным и шахтным способами, ее измельчают и сортируют по радиоактивности. После сортировки куски руды дополнительно дробят и направляют на выщелачивание для перевода урана в растворимую форму. Выбор химического раствора для вскрытия руды зависит от типа минерала, включающего уран. В некоторых случаях для вскрытия руды используют микробиологические методы.
В результате выщелачивания образуется продуктивный раствор, содержащий уран. При дальнейшей переработке продуктивного раствора методами ионного обмена, экстракции или осаждения происходит концентрирование урана и отделение нежелательных примесей (Na, К, Са, Mg, Fe, Mn, Ni и др.). Полученный продукт фильтруют, высушивают и нагревают до высокой температуры, при которой образуется закись- окись урана - желтый кек (U 3 0 8). Для глубокой очистки урана от примесей производят аффинаж, традиционная схема которого заключается в растворении U 3 0 8 в азотной кислоте и очистке методом экстракции (реже осаждения). При этом конечным продуктом аффинажной технологии является U 3 0 8 или триоксид урана U0 3 Полученный оксидный продукт переводят в газообразное состояние - UF 6 , наиболее удобное для обогащения. Данный процесс называется конверсией.
Измельченная урановая руда (см. рис. 1.10) поступает на завод по ее переработке. Концентрат руды (природный уран) направляется на завод для получения шестифтористого урана (UF 6).
Рис. 1.10.
В цикл добавляется уран с радиохимического завода по регенерации топлива. Шестифтористый уран отправляется на завод по обогащению природного и регенерированного урана для повышения содержания изотопа 235 U. Для разделения изотопов урана требуются специальные методы (газодиффузионный и газоцентрифужный), так как разделяемые изотопы 23:> и и 238 и представляют собой один химический элемент (т. е. не могут быть разделены химическими методами) и различаются только по массовому числу (235 и 238 а. е.м.). Эти методы чрезвычайно сложны и требуют значительных затрат энергии, времени и специального оборудования. Газодиффузионный метод основан на различии в скоростях проникновения гексафторидов урана-238 и урана-235 через пористые перегородки (мембраны). При пропускании газообразного урана через одну мембрану концентрациями изменяется всего на 0,43%, т. е. исходная концентрация 2Ъ и возрастаете 0,710 до 0,712%. Для значительного обогащения смеси 235 U процесс разделения необходимо многократно повторять. Так, для получения из природного урана смеси, обогащенной до 2,4% no 235 U, и концентрации 235 U в обедненном уране (отвале) 0,3 % требуется около 840 ступеней. Каскад для получения высокообогащенного урана (90% и выше) должен иметь 3000 ступеней.
Более эффективен газоцентрифужный метод, при котором гексафториды изотопов урана-235 и 238 вводятся в газовую центрифугу, которая вращается со скоростью 1500 оборотов в секунду. При этом возникает значительная центробежная сила, отжимающая уран-238 к стенке, а уран-235 концентрируется в зоне оси вращения. Для достижения требуемой степени обогащения газовые центрифуги объединяют в каскады, состоящие из десятков тысяч аппаратов.
Для перевода U F 6 после обогащения в диоксид урана U О, применяют «мокрый» (растворение в воде, осаждение и прокаливание) и «сухой» (сжигание UF 6 в водородном пламени) способы. Полученный порошок U0 2 прессуют в таблетки и спекают при температуре примерно 1750° С.
После обогащения два потока - обогащенный уран и обедненный уран - двигаются разными путями. Обедненный уран хранится на диффузионном заводе, а обогащенный превращается в диоксид урана (U0 2) и отправляется на завод для изготовления твэлов.
На этих заводах U0 2 , предназначенный для реакторов, переводят в топливные таблетки. Таблетки разогревают и спекают, чтобы получить твердую плотную консистенцию (рис. 1.11). После обработки их помешают в трубки (оболочки) из циркония, приваривают с торцов заглушки, и получается тепловыделяющий элемент. Определенное число твэлов собирают вместе в единую конструкцию - тепловыделяющую сборку (ТВС).
Рис. 1.11. Топливные таблетки из U0 2
Готовые ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах железнодорожным, автомобильным или морским транспортом. В некоторых случаях используют воздушный транспорт.
Во всем мире ведутся работы по повышению технических и экономических характеристик ядерного топлива. Наиболее важным требованием с точки зрения экономической эффективности ядерного топлива является увеличение глубины выгорания. Для более полного использования урана топливо должно находиться в активной зоне реактора дольше (см. табл. 1.8). Для увеличения кампании топлива совершенствуются конструкционные материалы, которые должны работать в более длительных и тяжелых условиях эксплуатации; топливные композиции (для снижения выхода продуктов деления); повышается жесткость каркасов ТВС.
Таблица 1.8
Современные и перспективные топливные циклы ВВЭР на обогащенном природном уране
|
Состояние на 2014 г. |
Ближайшая перспектива |
||||||
|
Топливный |
Тепловая мощность реактора, |
Топливный |
Тепловая мощность реактора, |
||||
|
Бал АЭС 1-3 |
|||||||
|
РосАЭС 1,2 |
|||||||
|
Кал АЭС 1-4 |
ТВСА-плюс |
||||||
|
типа ТВС-2 М |
|||||||
|
типа ТВС-2 М |
|||||||
|
Болгария |
Козлодуй 5,6 |
||||||
|
Тяньвань 1,2 |
|||||||
|
Тяньвань 3,4 |
|||||||
|
Темелин 1,2 |
|||||||
|
Каданкулам 1 |
|||||||
|
Каданкулам 2 |
|||||||
|
ЗаАЭС, ЮУАЭС, Хм АЭС, РовАЭС |
|||||||
1.4. Ядер нов топливо
Для реакторов типа ВВЭР-1000 существуют два основных усовершенствованных вида ТВС (рис. 1.12): ТВСА(разработки ОКБМ имени И. И. Африкантова) и ТВС-2 М (разработки ОКБ «Гидропресс»),
Рис. 1.12. Тепловыделяющие сборки для реактора ВВЭР: а - ТВСА-PLUS, б - ТВС-2 М
Топливные сборки ТВСА-PLUS и ТВС-2 М обладают идентичными технико-экономическими характеристиками, обеспечивающими возможность повышения мощности РУ до 104% от номинальной, 18-месячный топливный цикл (подпитка 66 шт.), выгорание в твэле - 72 МВтсут/кг U, возможность эксплуатации в маневренном режиме, защиту от посторонних предметов.
Возрастающая доля выработки электроэнергии на АЭС в энергетическом балансе и переход к либеральному рынку электроэнергии потребует в ближайшие годы перевода части энергоблоков АЭС на работу в маневренном режиме. Такой режим эксплуатации, не использовавшийся раньше на АЭС, предъявляет и дополнительные требования к топливу и топливным циклам. Должно быть разработано топливо, сохраняющее высокие эксплуатационные характеристики в условиях переменных нагрузок.
- По данным совместного отчета МАГАТЭ и ОЭСР «Уран-2011: запасы, добыча и спрос».
Новосибирский завод химконцентратов в 2011 году произвел и реализовал 70% мирового потребления изотопа лития-7 (1300 кг), поставив новый рекорд в истории завода. Однако основным продуктом производства НЗХК является ядерное топливо.
Это словосочетание действует на сознание новосибирцев впечатляюще и пугающе, заставляя воображать о предприятии все, что угодно: начиная от трехногих рабочих и отдельного подземного города и заканчивая радиоактивным ветром.
Так что же на самом деле скрывается за заборами самого таинственного завода Новосибирска, производящего ядерное топливо в черте города?
ОАО «Новосибирский завод химконцентратов» - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании «ТВЭЛ» Госкорпорации «Росатом».
Мы пришли в цех, где изготавливают тепловыделяющие сборки - ТВС, которые загружаются в ядерные энергетические реакторы. Это и есть ядерное топливо для АЭС. Для входа на производство нужно надеть халат, шапочку, бахилы из ткани, на лицо - «Лепесток».
В цехе сосредоточены все работы, связанные с урансодержащими материалами. Этот технологический комплекс является одним из основных для НЗХК (ТВС для АЭС занимают приблизительно 50 % в структуре реализованной продукции ОАО «НЗХК»).
Операторская, откуда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки.
Рабочие проводят регламентные работы: через определенные промежутки времени даже самое новое оборудование останавливают и проверяют. В самом цехе всегда достаточно много воздуха - постоянно работает вытяжная вентиляция.
В таких биконусах хранится порошок диоксида урана. В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться.
Установка, которая производит прессование топливных таблеток. Как из песка дети делают куличики, надавливая на формочку, так и здесь: урановая таблетка прессуется под давлением.
Молибденовая лодочка с таблетками, которые ждут отправления в печь на отжиг. До отжига у таблеток зеленоватый оттенок и другой размер.
Контакт порошка, таблетки и окружающей среды сведен к минимуму: все работы ведутся в боксах. Для того чтобы что-то поправлять внутри, в боксы встроены специальные перчатки.
Факелы сверху - это догорающий водород. Таблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов.
Черные шкафы - это водородные высокотемпературные печи, в которых молибденовая лодочка проходит различные температурные зоны. Открывается заслонка, и в печь, откуда вырываются языки пламени, заходит молибденовая лодочка.
Готовые таблетки шлифуются, поскольку они должны быть строго определенного размера. И на выходе контролеры проверяют каждую таблетку, чтобы не было ни сколов, ни трещин, никаких дефектов.
Одна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 640 кг дров, 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа, 350 кг нефти.
Таблетки диоксида урана после отжига в водородной печи.
Здесь циркониевые трубки заполняют таблетками диоксида урана. На выходе имеем готовые твэлы (около 4 м в длину) - тепловыделяющие элементы. Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо.
Таких автоматов с газировкой на улицах города уже не встретить, пожалуй, только на НЗХК. Хотя в советские времена они были очень распространены.
В этом автомате стакан можно помыть, а затем наполнить газированной, негазированной или охлажденной водой.
По оценке департамента природных ресурсов и охраны окружающей среды, высказанной в 2010 году, НЗХК не оказывает значимого влияния на загрязнение окружающей среды.
Пара таких породистых куриц постоянно проживает и откладывает яйца в добротном деревянном вольере, который находится на территории цеха.
Рабочие сваривают каркас для тепловыделяющей сборки. Каркасы бывают разные, в зависимости от модификации ТВС.
На заводе работают 2277 человек, средний возраст персонала - 44,3 года, 58 % - мужчины. Средняя заработная плата превышает 38 000 руб.
Большие трубки - это каналы для системы управления защиты реактора. В этот каркас затем установят 312 твэлов.
По соседству с НЗХК расположилась ТЭЦ-4. Со ссылкой на экологов представители завода сообщили: в год одна ТЭЦ выбрасывает радиоактивных веществ в 7,5 раз больше, чем НЗХК.
Слесарь-сборщик Виктор Пустозеров, ветеран завода и атомной энергетики, имеет 2 ордена Трудовой Славы
Головка и хвостовик для ТВС. Их устанавливают в самом конце, когда в каркасе уже стоят все 312 твэлов.
Финальный контроль: готовые ТВС проверяют специальными щупами, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Контролеры чаще всего женщины, это очень кропотливая работа.
В таких контейнерах ТВС отправляются потребителю - по 2 кассеты в каждом. Внутри у них свое уютное войлочное ложе.
Топливо для атомных станций, произведенное в ОАО «НЗХК», используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. Стоимость ТВС является коммерческой тайной.
Работа на НЗХК ничуть не опаснее работы на любом промышленном предприятии. За состоянием здоровья работников ведется постоянный контроль. За последние годы не выявлено ни одного случая профзаболеваний среди работников.
