Cum se face combustibilul nuclear (29 de fotografii). Rusia modernizează combustibilul nuclear Combustibilul atomic

Exemplu.
Fuziunea D-T începe cu un atom de deuteriu și tritiu și se termină cu un atom de heliu-4 și un neutron. Masa inițială 2,013553 + 3,015500 = 5,029053. Masa finală 4,001506 + 1,008665 = 5,010171. Scăzând al doilea din primul, constatăm că defectul de masă este egal cu 0,018882. Înmulțind cu 931,494028 găsim energia rezultată egală cu 17,58847 MeV.

Rețineți că fuziunea nucleară produce energie pe măsură ce atomii din ce în ce mai mari fuzionează împreună până când cresc până la punctul în care devin atomi de fier. După aceasta, fuziunea atomilor grei începe să consume mai multă energie decât produce.

Particule

Acest tabel oferă simboluri pentru diferite particule care pot fi folosite ca combustibil de fuziune. Masele particulelor sunt date în cazul în care doriți să calculați defectul de masă pentru reacțiile de mai jos și să fiți surprins de cantitatea de energie obținută.

Tritiul are un timp de înjumătățire de numai 12,32 ani, ceea ce îl face puțin dificil de utilizat în spațiu, deoarece după doisprezece ani se va descompune pe jumătate în heliu-3. Acesta este motivul pentru care nu există depozite naturale de tritiu. Majoritatea modelelor de reactoare care utilizează tritiu se bazează pe generatoare de tritiu. Acestea sunt de obicei rezervoare de litiu lichid care înconjoară reactorul. Litiul absoarbe neutronii și se transmută în tritiu proaspăt și heliu-4.

Celebrul heliu-3, care este adesea citat ca motiv economic pentru explorarea spațiului, din păcate, nu este atât de bun pe cât s-ar putea aștepta. În primul rând, nu se găsește pe Pământ, ceea ce face dificil de obținut. Unii entuziaști vor să-l mine pe Lună, fără să precizeze, concentrația lui acolo este foarte scăzută. Pentru a obține doar o tonă de heliu-3, este necesar să procesăm 100 de milioane de tone de regolit lunar. Alternativ, poate fi produs în fabrici, dar acest lucru necesită un număr mare de neutroni. În termeni generali, trebuie să obțineți tritiu și să așteptați ca acesta să se degradeze. Cantități uriașe de heliu-3 sunt disponibile în atmosferele lui Saturn și Uranus, dar este nevoie de infrastructura adecvată pentru a-l extrage de acolo. Concentrația de heliu-3 în atmosfera lor poate ajunge la zece părți pe milion, ceea ce este mult mai bun decât pe Lună. Jupiter conține și heliu-3 în atmosfera sa, dar datorită gravitației sale enorme, extracția sa poate fi foarte dificilă.

Introducere

Acest articol descrie, la prima vedere, o altă metodă de utilizare a energiei termonucleare pentru zboruri spațiale rapide cu echipaj. Eforturile anterioare pe această cale nu au avut succes, în mare parte din următoarele două motive. În primul rând, s-au bazat pe proiectarea reactoarelor de fuziune. Aplicarea simplă a abordărilor utilizate în reactoare duce la sisteme cu masă enormă și probleme cu disiparea energiei. Într-o analiză detaliată, pentru cel mai compact concept TOKMAK, un tor sferic, masa navei a fost în jur de 4000 de tone. Masa maximă pentru lansarea pe o orbită de referință joasă folosind rachete chimice nu trebuie să depășească 200 de tone.

Al doilea motiv este că, de fapt, toate sistemele de propulsie anterioare necesitau reacții complexe producând, în cea mai mare parte, particule încărcate. Acest lucru a fost necesar pentru a reduce pierderile de energie prin neutroni. Cele mai promițătoare au fost D-3 He și P-11 B. Dar aceste reacții necesită temperaturi mult mai ridicate ale plasmei și au fost ordine de mărime mai greu de realizat decât fuziunea D-T, care este mult mai accesibilă și este considerată singurul candidat pentru aplicare pe Pământ. . Deși sunt mai puțin profitabile, ele necesită totuși cantități enorme de energie pentru a menține arderea, ceea ce le face puțin mai bune decât reacțiile alternative de fisiune.

Ideile anterioare despre cum se utilizează energia de fuziune în sistemele de propulsie spațială trebuie regândite. Să ne uităm la ce oferă motoarele cu rachete chimice astfel de avantaje. Motivul principal este că energia obținută din reacția chimică de ardere poate fi atât de mare sau cât de mică se dorește. De la 13 GW pentru un vehicul greu de lansare Atlas, la 130 kW pentru o mașină. Este de remarcat faptul că, la energie mai mică, arderea este mai eficientă, deoarece temperatura poate fi crescută fără a vă face griji cu privire la necesitatea unei îndepărtari intensive a căldurii și a deteriorării termice care pot apărea cu funcționarea continuă pe termen lung.

După cum au arătat testele cu bombe atomice și cu hidrogen, arderea combustibilului nuclear poate produce energie cu multe ordine de mărime mai mare decât același Atlas. Problema este cum se controlează eliberarea energiei nucleare pentru a obține caracteristicile necesare zborurilor spațiale: un pana de mai mulți megawați, greutate specifică scăzută α (~ 1 kg/kW) cu impuls specific ridicat Isp (> 20000 m/s). Se dovedește că, cel puțin pentru fisiunea nucleară, nu există nicio modalitate de a reduce la scara energetică necesară, deoarece este necesară o anumită masă critică (configurație critică) pentru ca reacția să înceapă auto-susținerea. Drept urmare, proiectele care utilizează reacții de fisiune nucleară, cum ar fi Orion, au produs în mod obișnuit milioane de tone de forță, care este potrivită numai pentru nave spațiale cu o masă de 107 kg și mai mult.

Din fericire, amploarea reacțiilor de fuziune poate fi mult mai mică, iar tehnici precum Magneto Inertial Fusion (MIF) pot produce cantități mari de energie din material nuclear în sisteme care pot găzdui sisteme de propulsie spațială în greutate, putere și cost.

Fizica motorului

Motorul se bazează pe principiul imploziei tridimensionale (compresie printr-o undă de explozie) a foliei metalice în jurul unui plasmoid FRC (configurație în câmp inversat) folosind un câmp magnetic. Acest lucru este necesar pentru a atinge condițiile necesare pentru a începe sinteza, cum ar fi temperatura și presiunea ridicată. Această abordare a pornirii unei reacții este un tip de fuziune inerțială. Pentru a înțelege aproximativ cum funcționează, puteți arunca o privire la Inertial Confinement Fusion (ICF). Sinteza ICF este realizată folosind implozia tridimensională a unei capsule sferice cu combustibil criogenic de dimensiuni milimetrice. Implozia are loc din cauza evaporării explozive a corpului capsulei, după ce este încălzită folosind fascicule laser, electroni sau ioni. Stratul exterior încălzit al capsulei explodează spre exterior, ceea ce produce o contraforță care accelerează restul materialului capsulei spre interior, comprimându-l. De asemenea, undele de șoc apar în mișcare în țintă. Un set suficient de puternic de unde de șoc poate comprima și încălzi combustibilul din centru atât de mult încât începe o reacție termonucleară. Această metodă presupune că inerția unei capsule mici este suficientă pentru a menține plasma suficient de mult pentru ca tot combustibilul să reacționeze și să producă o ieșire utilă de G ~ 200 sau mai mult (G = energie de fuziune/energie plasmatică). Abordarea ICF a fost urmată de Administrația Națională de Securitate Nucleară (NNSA) de zeci de ani, deoarece reprezintă ceva ca o bombă termonucleară în miniatură. Datorită dimensiunii și greutății sale mici, capsula trebuie încălzită la temperatura de sinteză în câteva nanosecunde. S-a dovedit că cea mai promițătoare soluție la această problemă este o serie de lasere pulsate de mare putere concentrate pe o capsulă cu combustibil D-T.

Aș dori să remarc că, atunci când vine vorba de zboruri spațiale, indicatorul principal este Δv - increment de viteză (m/s sau km/s). Este o măsură a cantității de „efort” care este necesar pentru a trece de la o traiectorie la alta atunci când se efectuează o manevră orbitală. Pentru o navă spațială nu există concepte precum rezerva de combustibil, distanța maximă sau viteza maximă, există doar Δv. Δv maxim al unei nave poate fi reprezentat ca creșterea vitezei pe care o va primi după consumarea întregului combustibil. Este important de știut că o „misiune” poate fi caracterizată în funcție de ceea ce Δv este necesar pentru a o îndeplini. De exemplu, ascensiunea de pe Pământ, traiectoria lui Homan către Marte și aterizarea pe acesta necesită un buget Δv de 18 km/s. Dacă nava are o rezervă Δv mai mare sau egală cu misiunea Δv, atunci poate finaliza această misiune.

Pentru a afla Δv al navei, puteți folosi formula Tsiolkovsky.

Unde:
V este viteza finală (după ce tot combustibilul a fost consumat) a aeronavei (m/s);
I este impulsul specific al motorului rachetă (raportul dintre forța motorului și consumul de masă al celui de-al doilea combustibil, viteza fluidului de lucru care iese din duză, m/s);
M 1 - masa inițială a aeronavei (sarcină utilă + proiectarea vehiculului + combustibil, kg);
M 2 - masa finală a aeronavei (sarcină utilă + structură, kg).

De aici rezultă o concluzie foarte importantă, care poate să nu fie foarte evidentă la prima vedere. Dacă Δv al misiunii este mai mic sau egal cu impulsul specific, atunci masa relativă a navei este mare și devine posibil să se transporte o sarcină utilă mai mare. Cu toate acestea, dacă Δv al misiunii este mai mare decât impulsul specific, masa relativă începe să scadă exponențial, făcând nava un rezervor uriaș de combustibil cu o sarcină utilă mică. De fapt, tocmai din această cauză zborurile interplanetare cu motoare chimice convenționale sunt foarte dificile.

Planificați un zbor de 210 de zile către Marte și retur.

Misiune de 90 de zile pe Marte (ΔV = 13,5 km/s)

Obiectiv: raport mai bun sarcină utilă/greutatea totală.
Avantaje:

• Nu este nevoie de misiuni de transport suplimentare
• Arhitectura misiunii simplificată
• Abilitatea de a aduce toate proviziile în timpul unei misiuni
• Cost redus de misiune
• Posibilitatea de a începe o misiune după o singură lansare de pe Pământ

Misiune de 30 de zile pe Marte (ΔV = 40,9 km/s)

Scop: cea mai rapidă misiune.
Avantaje:

• Risc scazut
• Expunere minimă la radiații
• Arhitectura misiunii Apollo
• Cheia pentru a vizita în mod regulat Marte
• Dezvoltarea tehnologiilor necesare pentru a cuceri spațiul adânc

NASA dezvoltă în prezent Space Launch System (SLS), un vehicul de lansare super-greu capabil să lanseze 70 până la 130 de tone de sarcină utilă pe o orbită joasă de referință. Acest lucru face posibilă începerea unei misiuni de 90 de zile pe Marte după o singură lansare a unui astfel de vehicul de lansare.

Ambele misiuni au capacitatea de a anula imediat și de a se întoarce pe Pământ.

Parametrii cheie ai misiunii

Ipoteze privind combustibilul
Costuri pentru ionizarea materialului de căptușeală	75 MJ/kg
Eficiența transferului de energie către căptușeală (energia rămasă este returnată înapoi la condensatori)	50%
Eficiența de conversie la tracțiune η t	90%
Greutatea căptușelii (corespunde cu creșterea de la 50 la 500)	de la 0,28 la 0,41 kg
Factorul de aprindere	5
Marja de siguranță (G F =G F(calc.) /2)	2
Presupunerile misiunii
Modulul Mass of the Mars (conform Design Reference Architecture 5.0)	61 t
Zona locuibila	31 t
Capsula înapoi	16 t
Sistem de eliberare	14 t
Greutatea relativă a condensatoarelor (aceasta include și cablajul necesar)	1 J/g
Masa relativă a panourilor solare	200 W/kg
Factorul structural (rezervoare, structură, calorifere etc.)	10%
Frânare completă cu combustibil, fără aerofrânare utilizată
Designul navei
Structura (caraje, structuri de putere, canale de comunicare, sisteme de control automate, baterii)	6,6 t
Sistem de reținere a litiului	0,1 t
Sistem de creare și injectare a plasmei	0,2 t
Mecanism de alimentare cu combustibil	1,2 t
Banci de condensatoare	1,8 t
Liner Bobine de compresie	0,3 t
Cablaj și electronică de putere	1,8 t
Panouri solare (180 kW la 200 W/kg)	1,5 t
Sistem de control termic	1,3 t
Duza magnetica	0,2 t
Greutatea navei	15 t
Modulul Masa lui Marte	61 t
Fluid de lucru cu litiu	57 t
greutate totală	133 t

Rata de repetare a pulsului, judecând după planul de cercetare, va fi mai mare de 0,1 Hz. Dacă luăm în considerare că impulsul specific este de 51400 m/s, iar masa fluidului de lucru este de 0,37 kg pe impuls, atunci putem calcula impulsul p = mv = 19018 kg m/s. Conform legii conservării impulsului, viteza navei va crește cu p/M = 19018/133000 = 0,14 m/s. Dacă luăm că raza duzei este de 1 m, atunci gazele în expansiune vor apăsa asupra ei în regiunea t = r/v =1/51400 =0,00002 s. Prin urmare, accelerația va fi în zona a = dv/dt = 0,14/0,00002 = 7000 m/s 2 . Este evident că se vor folosi fie amortizoare, ca în proiectul Daedalus, fie alte soluții tehnice pentru a netezi impulsul.

Etichete: Adăugați etichete

Uraniul este principalul element al energiei nucleare, folosit ca combustibil nuclear, materie primă pentru producerea plutoniului și în armele nucleare. Conținutul de uraniu din scoarța terestră este de 2,5-10 -4%, iar cantitatea totală dintr-un strat gros de 20 km al litosferei ajunge la 1,3-10 14 tone de minerale de uraniu se găsesc aproape peste tot. Cu toate acestea, uraniul este un oligoelement. Aceasta înseamnă că concentrația sa în roci este adesea insuficientă pentru o producție viabilă din punct de vedere comercial. Conținutul de uraniu din minereu este unul dintre parametrii cheie care determină costul de producție. Minereurile de uraniu care conțin 0,03-0,10% uraniu sunt considerate sărace, obișnuite - 0,10-0,25%, medii - 0,25-0,5%, bogate - peste 0,50% 1.

Uraniul are 14 izotopi, dar doar trei dintre ei apar în natură (Tabelul 1.6).

Tabelul 1.6

Conform ultimelor date, volumul explorat de rezerve de uraniu, al cărui cost de producție nu depășește 130 USD/kg U, este de 5.327.200 tone pentru categoria cu un cost de producție mai mic de 260 USD/kg U - 7.096.600 tone În plus, cantitatea de uraniu din așa-numitele rezerve prognozate și estimate ajunge la 10.429.100 de tone.

tabelul 1.7

Țări cu cele mai mari rezerve dovedite de uraniu, cu o valoare care nu depășește 130 USD/kg U

În ultimii ani, distribuția zăcămintelor de uraniu pe țări s-a schimbat oarecum datorită faptului că în timpul studiului unui număr de zăcăminte de uraniu au fost descoperite resurse suplimentare în țări africane (Botswana, Zambia, Republica Islamică Mauritania, Malawi, Mali). , Namibia, Republica Unită Tanzania). De asemenea, au fost descoperite noi rezerve în Guyana, Columbia, Paraguay, Peru și Suedia.

Principalele minerale care conțin uraniu sunt uraninitul (amestec de oxizi de uraniu și toriu cu formula generală (U, Th)0 2x), pitchblenda (oxizi de uraniu: U0 2, U0 3, cunoscut și sub denumirea de smoală de uraniu), carnotita - K, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, uranofan - Ca (U0 2)Si0 3 (0H) 2 -5H 2 0 şi alţii 110].

Extracția uraniului din roci se realizează în următoarele moduri:

• Exploatarea în carieră(metoda deschisă) este folosită pentru extragerea minereului care se află pe suprafața scoarței terestre sau care se află la mică adâncime. Metoda presupune crearea de gropi numite cariere sau tăieturi. Până în prezent, zăcămintele care pot fi exploatate prin minerit în cariere au fost practic epuizate. Producția este de 23%;
• Mine de mine(metoda închisă) este utilizată pentru extracția mineralelor situate la adâncimi semnificative și presupune construirea unui complex de lucrări miniere subterane. Productie - 32%;
• Leşiere in situ presupune pomparea în formațiune sub presiune a unei soluții apoase a unui reactiv chimic, care, trecând prin minereu, dizolvă selectiv compușii naturali de uraniu. Soluția de levigare, care conține uraniu și metale asociate, este apoi adusă la suprafața pământului prin puțuri de extracție. Productie - 39%.
• Exploatarea în comun cu minereuri din alte metale(uraniul în acest caz este un produs secundar) - este de 6%.

Producția de dioxid de combustibil din minereu de uraniu este un proces complex și costisitor, incluzând extracția uraniului din minereu, concentrarea acestuia, purificarea (rafinarea), conversia (producția de hexafluorură de uraniu, îmbogățirea, deconversia (traducere UF) 6 b U0 2), producerea elementelor de combustibil (barele de combustibil).

În prima etapă de prelucrare a minereului de uraniu extras prin metode de carieră și mină, acesta este zdrobit și sortat prin radioactivitate. După sortare, bucățile de minereu sunt în continuare zdrobite și trimise la levigare pentru a transforma uraniul într-o formă solubilă. Alegerea soluției chimice pentru deschiderea minereului depinde de tipul de mineral care include uraniu. În unele cazuri, pentru deschiderea minereului se folosesc metode microbiologice.

Ca urmare a leșierii, se formează o soluție productivă care conține uraniu. În timpul prelucrării ulterioare a soluției productive prin metode de schimb ionic, extracție sau precipitare, uraniul este concentrat și impuritățile nedorite (Na, K, Ca, Mg, Fe, Mn, Ni etc.) sunt separate. Produsul rezultat este filtrat, uscat și încălzit la o temperatură ridicată, la care se formează oxid de uraniu - turtă galbenă (U 3 0 8). Pentru purificarea profundă a uraniului de impurități, se efectuează rafinarea, a cărei schemă tradițională este dizolvarea U 3 0 8 în acid azotic și purificarea acestuia prin extracție (mai puțin frecvent, precipitare). În acest caz, produsul final al tehnologiei de rafinare este U 3 0 8 sau trioxidul de uraniu U0 3. Produsul de oxid rezultat este transformat într-o stare gazoasă - UF 6, care este cel mai convenabil pentru îmbogățire. Acest proces se numește conversie.

Minereul de uraniu zdrobit (vezi Fig. 1.10) este furnizat unei fabrici de procesare. Concentratul de minereu (uraniu natural) este trimis la uzină pentru a produce hexafluorură de uraniu (UF 6).

Orez. 1.10.

Uraniul dintr-o instalație de regenerare a combustibilului radiochimic este adăugat la ciclu. Hexafluorura de uraniu este trimisă la o instalație pentru îmbogățirea uraniului natural și regenerat pentru a crește conținutul de izotop 235 U Pentru a separa izotopii de uraniu, sunt necesare metode speciale (difuziunea gazului și centrifugarea cu gaz), deoarece izotopii 23:> și separați. și 238 reprezintă un element chimic (adică nu pot fi separate prin metode chimice) și diferă doar prin numărul de masă (235 și 238 amu). Aceste metode sunt extrem de complexe și necesită cantități semnificative de energie, timp și echipamente speciale. Metoda de difuzie a gazelor se bazează pe diferența dintre ratele de penetrare a hexafluorurilor de uraniu-238 și uraniu-235 prin pereții poroase (membrane). Când uraniul gazos este trecut printr-o membrană, concentrațiile se modifică cu doar 0,43%, adică concentrația inițială este 2b și crește de la 0,710 la 0,712%. Pentru a îmbogăți semnificativ amestecul cu 235 U, procesul de separare trebuie repetat de mai multe ori. Astfel, pentru a obține un amestec din uraniu natural îmbogățit la 2,4% nu 235 U, și o concentrație de 235 U în uraniu sărăcit (deșeuri) de 0,3%, sunt necesare aproximativ 840 de pași. Cascada pentru producerea uraniului foarte îmbogățit (90% și mai mult) trebuie să aibă 3000 de etape.

Mai eficientă este metoda centrifugei cu gaz, în care hexafluorurile izotopilor de uraniu-235 și 238 sunt introduse într-o centrifugă cu gaz, care se rotește cu o viteză de 1500 de rotații pe secundă. În acest caz, apare o forță centrifugă semnificativă, împingând uraniul-238 spre perete, iar uraniul-235 este concentrat în zona axei de rotație. Pentru a obține gradul de îmbogățire necesar, centrifugele cu gaz sunt combinate în cascade formate din zeci de mii de dispozitive.

Pentru a transforma UF 6 după îmbogățire în dioxid de uraniu U O, se folosesc metodele „umed” (dizolvare în apă, precipitare și calcinare) și „uscat” (combustia UF 6 într-o flacără de hidrogen). Pulberea de U02 rezultată este presată în tablete și sinterizată la o temperatură de aproximativ 1750°C.

După îmbogățire, cele două fluxuri - uraniu îmbogățit și uraniu sărăcit - urmează căi diferite. Uraniul sărăcit este depozitat într-o instalație de difuzie, iar uraniul îmbogățit este transformat în dioxid de uraniu (U0 2) și trimis la uzină pentru fabricarea elementelor combustibile.

La aceste centrale, U0 2 destinat reactoarelor este transformat în pelete de combustibil. Tabletele sunt încălzite și sinterizate pentru a obține o consistență tare, densă (Fig. 1.11). După prelucrare, acestea sunt așezate în tuburi (cochilii) din zirconiu, dopurile sunt sudate la capete, iar rezultatul este element de combustibil. Un anumit număr de bare de combustibil sunt asamblate într-o singură structură - ansamblu combustibil(TVS).

Orez. 1.11. Peleți de combustibil de la U0 2

Ansamblurile de combustibil finite sunt livrate centralelor nucleare în containere speciale prin transport feroviar, rutier sau maritim. În unele cazuri, se utilizează transportul aerian.

În întreaga lume se lucrează pentru îmbunătățirea caracteristicilor tehnice și economice ale combustibilului nuclear. Cea mai importantă cerință din punct de vedere al eficienței economice a combustibilului nuclear este creșterea consumului de combustibil. Pentru o utilizare mai completă a uraniului, combustibilul trebuie să rămână în miezul reactorului mai mult timp (a se vedea tabelul 1.8). Pentru a crește durata de viață a combustibilului, se îmbunătățesc materialele structurale, care trebuie să funcționeze în condiții de funcționare mai lungi și mai severe; compozițiile combustibilului (pentru a reduce randamentul produselor de fisiune); rigiditatea cadrelor ansamblului combustibil crește.

Tabelul 1.8

Cicluri de combustibil VVER moderne și promițătoare care utilizează uraniu natural îmbogățit

		Starea pentru 2014			Termen apropiat
			Combustibil	Termic putere reactor,		Combustibil	Termic putere reactor,
	Bilă NPP 1-3
	RosAES 1,2
	Kal CNE 1-4				TVSA-plus
					tip TVS-2 M
					tip TVS-2 M
Bulgaria	Kozloduy 5.6
	Tianwan 1.2
	Tianwan 3.4
	Temelin 1,2
	Kadankulam 1
	Kadankulam 2
	ZaNPP, CNE Ucraina de Sud, CNE Khm, CNE Rov

1.4. Combustibil nuclear

Pentru reactoarele de tip VVER-1000, există două tipuri principale îmbunătățite de ansambluri de combustibil (Fig. 1.12): TVSA (dezvoltat de OKBM numit după I. I. Afrikantov) și TVS-2 M (dezvoltat de OKB Gidropress),

Orez. 1.12. Ansambluri de combustibil pentru reactorul VVER: A- TVSA-PLUS, b- TVS-2 M

Ansamblurile de combustibil TVSA-PLUS și TVS-2 M au caracteristici tehnice și economice identice, oferind capacitatea de a crește puterea centralei reactorului până la 104% din ciclul nominal de combustibil de 18 luni (combustibil 66 de bucăți), combustibil ardere - 72 MW zi/kg U, posibilitate de funcționare în regim manevrabil, protecție împotriva obiectelor străine.

Ponderea din ce în ce mai mare a producției de energie electrică la centralele nucleare în balanța energetică și tranziția către o piață liberală a energiei electrice va necesita în următorii ani trecerea unor unități nucleare la funcționarea în mod flexibil. Acest mod de funcționare, care nu a fost folosit până acum la centralele nucleare, impune și cerințe suplimentare privind combustibilul și ciclurile combustibilului. Trebuie dezvoltat un combustibil care să mențină caracteristicile de înaltă performanță în condiții de încărcare variabilă.

• Potrivit raportului comun al AIEA și OCDE „Uraniu 2011: rezerve, producție și cerere”.

Principiul de funcționare și proiectarea TURD

În prezent, sunt propuse 2 opțiuni de proiectare pentru TURD:

TNR bazat pe un reactor termonuclear cu plasmă magnetică

În primul caz, principiul de funcționare și proiectare a TNRE sunt următoarele: partea principală a motorului este reactorul în care are loc o reacție de fuziune termonucleară controlată. Reactorul este o „cameră” cilindrică goală, deschisă pe o parte, așa-numita. o instalație de fuziune termonucleară „capcană deschisă” (numită și „sticlă magnetică” sau o cameră oglindă). „Camera” reactorului nu trebuie neapărat (și chiar nedorit) să fie complet etanșă, cel mai probabil, va fi o sarpă ușoară, stabilă la dimensiune, care transportă bobinele sistemului magnetic. În prezent, așa-numita schemă este considerată cea mai promițătoare. „ilimitare ambipolară” sau „oglinzi magnetice” (ing. oglinzi tandem), deși sunt posibile alte scheme de izolare: capcane gaz-dinamice, izolare centrifugă, câmp magnetic inversat (FRC). Conform estimărilor moderne, lungimea „camerei” de reacție va fi de la 100 la 300 m cu un diametru de 1-3 m în camera reactorului sunt create condiții suficiente pentru a începe fuziunea termonucleară a componentelor selectate pereche de combustibil (temperaturi de ordinul a sute de milioane de grade, factorii criterii Lawson). Combustibilul termonuclear - plasmă preîncălzită dintr-un amestec de componente ale combustibilului - este alimentat în camera reactorului, unde are loc o reacție de fuziune constantă. Generatoarele de câmp magnetic (bobine magnetice de un design sau altul) care înconjoară miezul creează câmpuri de intensitate mare și configurație complexă în camera reactorului, care țin plasma termonucleară la temperatură înaltă de contactul cu structura reactorului și stabilizează procesele care au loc în aceasta. Zona de „ardere” termonucleară (torța cu plasmă) se formează de-a lungul axei longitudinale a reactorului. Plasma rezultată, ghidată de sisteme de control magnetic, curge din reactor printr-o duză, creând împingerea jetului.

Trebuie menționată posibilitatea funcționării „multi-mode” a TURD. Prin injectarea unei substanțe relativ rece în jetul de plasmă, forța generală a motorului poate fi crescută brusc (prin reducerea impulsului specific), ceea ce va permite unei nave cu un motor turbopropulsor să manevreze eficient în câmpurile gravitaționale ale corpurilor cerești masive. , cum ar fi planetele mari, unde este adesea necesară o forță totală mare a motorului. Potrivit estimărilor generale, un motor cu propulsie nucleară de un astfel de design poate dezvolta o tracțiune de la câteva kilograme până la zeci de tone cu un impuls specific de la 10.000 de secunde la 4 milioane de secunde. Pentru comparație, impulsul specific al celor mai avansate motoare de rachete chimice este de aproximativ 450 de secunde.

TURD bazat pe sisteme de fuziune inerțială (reactor termonuclear cu impulsuri)

Motorul de al doilea tip este un motor termonuclear cu impulsuri inerțiale. Într-un astfel de reactor, o reacție termonucleară controlată are loc în modul pulsat (fracții de microsecundă cu o frecvență de 1-10 Hz), cu compresie și încălzire periodică a microțintelor care conțin combustibil termonuclear. Inițial, a fost planificat să se utilizeze un motor de fuziune cu laser (LTYARD). Un astfel de LTE a fost propus, în special, pentru o sondă automată interstelară în proiectul Daedalus. Partea sa principală este un reactor care funcționează în modul pulsat. Combustibilul termonuclear (de exemplu, deuteriu și tritiu) este furnizat în camera sferică a reactorului sub formă de ținte - un design complex de sfere dintr-un amestec de componente de combustibil înghețat într-o carcasă cu un diametru de câțiva milimetri. Pe partea exterioară a camerei există lasere puternice - de ordinul a sute de terawatt -, un impuls de radiație în nanosecunde de la care lovește ținta prin ferestre transparente optic din pereții camerei. În acest caz, pe suprafața țintei se creează instantaneu o temperatură de peste 100 de milioane de grade la o presiune de aproximativ un milion de atmosfere - condiții suficiente pentru începerea unei reacții termonucleare. Are loc o microexplozie termonucleară cu o putere de câteva sute de kilograme de TNT. Frecvența unor astfel de explozii în camera din proiectul Daedalus este de aproximativ 250 pe secundă, ceea ce a necesitat alimentarea țintelor cu combustibil la o viteză de peste 10 km/s folosind un pistol EM. Plasma în expansiune curge din partea deschisă a camerei reactorului printr-o duză cu un design adecvat, creând tracțiunea jetului. În prezent, s-a dovedit teoretic și practic că metoda laser de comprimare/încălzire a microțintelor este un punct mort - și este practic imposibil să construiești lasere de o asemenea putere cu o resursă suficientă. Prin urmare, opțiunea cu compresie/încălzire prin fascicul de ioni a microțintelor este în prezent luată în considerare pentru sinteza inerțială, deoarece este mai eficientă, compactă și cu o resursă mult mai lungă.

Și totuși, există o părere că o TURE bazată pe principiul pulsului inerțial este prea voluminoasă din cauza puterilor foarte mari care circulă în el, cu un impuls și o forță specifică mai proastă decât o TURE cu limitare magnetică, care este cauzată de puls. -tip periodic al actiunii sale . Din punct de vedere ideologic, rachetele explozive bazate pe încărcături termonucleare, cum ar fi proiectul Orion, sunt adiacente TURE-urilor bazate pe principiul pulsului inerțial.

Tipuri de reacții și combustibil de fuziune

Un TNRE poate folosi diferite tipuri de reacții termonucleare în funcție de tipul de combustibil utilizat. În special, următoarele tipuri de reacții sunt în mod fundamental fezabile:

Reacția deuteriu + tritiu (combustibil D-T)

2 H + 3 H = 4 He + n la o ieșire de energie de 17,6 MeV

Această reacție este cea mai ușor realizabilă din punctul de vedere al tehnologiilor moderne, oferă un randament energetic semnificativ, iar componentele combustibilului sunt relativ ieftine. Dezavantajul său este o ieșire foarte mare de radiație neutronică nedorită (și inutilă pentru generarea directă de împingere), care duce cea mai mare parte a puterii de reacție și reduce drastic eficiența motorului. Tritiul este radioactiv, timpul său de înjumătățire este de aproximativ 12 ani, adică stocarea sa pe termen lung este imposibilă. În același timp, este posibil să se înconjoare un reactor cu deuteriu-tritiu cu un înveliș care conține litiu: acesta din urmă, iradiat de un flux de neutroni, se transformă în tritiu, care într-o anumită măsură închide ciclul combustibilului, deoarece reactorul funcționează în generator. modul. Astfel, combustibilul pentru un reactor D-T este de fapt deuteriu și litiu.

Reacția deuteriu + heliu-3

2 H + 3 He = 4 He + p. cu o ieșire de energie de 18,3 MeV

Condițiile pentru realizarea acesteia sunt mult mai complicate. Heliul-3 este, de asemenea, un izotop rar și extrem de scump. În prezent nu este produs la scară industrială. Deși randamentul energetic al reacției D-T este mai mare, reacția D-3He are următoarele avantaje:

Flux de neutroni redus, reacția poate fi clasificată ca „fără neutroni”,

Masă mai mică de protecție împotriva radiațiilor,

Greutate mai mică a bobinelor magnetice ale reactorului.

În timpul reacției D-3 He, doar aproximativ 5% din putere este eliberată sub formă de neutroni (față de 80% pentru reacția D-T). Toată energia rămasă poate fi utilizată direct pentru a crea tracțiunea jetului. Astfel, reacția D-3He este mult mai promițătoare pentru utilizare într-un reactor nuclear.

Alte tipuri de reacții

Reacția dintre nucleele de deuteriu (D-D, monopropulsant) D + D -> 3 He + n cu un randament energetic de 3,3 MeV și

D + D -> T + p+ cu o ieșire de energie de 4 MeV. Randamentul de neutroni în această reacție este destul de semnificativ.

Sunt posibile alte tipuri de reacții:

P + 6 Li → 4 He (1,7 MeV) + 3 He (2,3 MeV) 3 He + 6 Li → 2 4 He + p + 16,9 MeV p + 11 B → 3 4 He + 8,7 MeV

Nu există un randament de neutroni în reacțiile de mai sus.

Alegerea combustibilului depinde de mulți factori - disponibilitatea și costul scăzut al acestuia, producția de energie, ușurința de a realiza condițiile necesare pentru reacția de fuziune termonucleară (în primul rând temperatura), caracteristicile necesare de proiectare ale reactorului etc. Cele mai promițătoare pentru implementarea motoarelor de rachete cu propulsie nucleară sunt așa-numitele. Reacții „fără neutroni”, deoarece fluxul de neutroni generat de fuziunea termonucleară (de exemplu, în reacția deuteriu-tritiu) preia o parte semnificativă a puterii și nu poate fi folosit pentru a crea forță. În plus, radiația neutronică generează radioactivitate indusă în structura reactorului și a navei, creând un pericol pentru echipaj. Reacția deuteriu-heliu-3 este promițătoare din cauza lipsei de producție de neutroni. În prezent, a fost propus un alt concept de TNRE - folosind cantități mici de antimaterie ca catalizator pentru o reacție termonucleară.

Istoria, starea actuală și perspectivele dezvoltării TURD

Ideea creării unui TNRE a apărut aproape imediat după primele reacții termonucleare (testarea sarcinilor termonucleare). Una dintre primele publicații pe tema dezvoltării TURD a fost un articol de J. Ross publicat în 1958. În prezent, sunt în desfășurare dezvoltări teoretice ale unor astfel de tipuri de motoare (în special, bazate pe fuziunea termonucleară cu laser) și, în general, cercetări practice extinse în domeniul fuziunii termonucleare controlate. Există premise teoretice și de inginerie solide pentru implementarea acestui tip de motor în viitorul apropiat. Pe baza caracteristicilor calculate ale TNRE-urilor, astfel de motoare vor putea asigura crearea unui transport interplanetar de mare viteză și eficient pentru explorarea Sistemului Solar. Cu toate acestea, mostre reale de TNRE nu au fost încă create în acest moment (2012).

Vezi si

Legături

• Cosmonautica secolului XXI: motoare termonucleare // ziarul „For Science”, 2003
• New Scientist Space (23.01.2003): fuziunea nucleară ar putea alimenta nava spațială NASA (engleză)
• Physical Encyclopedia, vol. 4, articolul „reacții termonucleare”, la pagina 102, Moscova, „Big Russian Encyclopedia”, 1994, 704 p.

Motor cu aburi Motorul lui Stirling Motor cu aer După tipul de fluid de lucru Gaz Uzina cu turbine cu gaz Centrala electrica cu turbina cu gaz Motoare cu turbine pe gaz Aburi Centrală cu ciclu combinat Turbina cu condensare Turbine hidraulice Turbină cu elice Convertor de cuplu Prin caracteristicile de proiectare Turbină axială (axială). Turbina centrifuga (radiala,

Ciclul de viață al combustibilului nuclear pe bază de uraniu sau plutoniu începe la întreprinderile miniere, uzinele chimice, în centrifuge cu gaz și nu se termină în momentul în care ansamblul combustibil este descărcat din reactor, deoarece fiecare ansamblu combustibil trebuie să parcurgă o cale lungă. de eliminare și apoi de reprocesare.

Extracția materiilor prime pentru combustibil nuclear

Uraniul este cel mai greu metal de pe pământ. Aproximativ 99,4% din uraniul pământului este uraniu-238 și doar 0,6% este uraniu-235. Raportul Cartei Roșii al Agenției Internaționale pentru Energie Atomică arată că producția și cererea de uraniu sunt în creștere, în ciuda accidentului nuclear de la Fukushima, care i-a lăsat pe mulți să se întrebe despre perspectivele energiei nucleare. Numai în ultimii ani, rezervele dovedite de uraniu au crescut cu 7%, ceea ce este asociat cu descoperirea de noi zăcăminte. Cei mai mari producători rămân Kazahstan, Canada și Australia, ei extrag până la 63% din uraniul mondial. În plus, rezervele de metale sunt disponibile în Australia, Brazilia, China, Malawi, Rusia, Niger, SUA, Ucraina, China și alte țări. Anterior, Pronedra a scris că în 2016 au fost extrase 7,9 mii de tone de uraniu în Federația Rusă.

Astăzi, uraniul este extras în trei moduri diferite. Metoda deschisă nu își pierde relevanța. Se folosește în cazurile în care depozitele sunt aproape de suprafața pământului. Cu metoda deschisă, buldozerele creează o carieră, apoi minereul cu impurități este încărcat în basculante pentru transport la complexele de procesare.

Adesea corpul de minereu se află la mare adâncime, caz în care se folosește metoda de exploatare subterană. O mină este săpată până la doi kilometri adâncime, roca este extrasă prin forare în drifturi orizontale și transportată în sus în lifturile de marfă.

Amestecul care este transportat în sus în acest fel are multe componente. Roca trebuie zdrobită, diluată cu apă și îndepărtat excesul. Apoi, se adaugă acid sulfuric la amestec pentru a efectua procesul de leșiere. În timpul acestei reacții, chimiștii obțin un precipitat galben de săruri de uraniu. În cele din urmă, uraniul cu impurități este purificat într-o instalație de rafinare. Abia după aceasta se produce oxid de uraniu, care este tranzacționat la bursă.

Există o metodă mult mai sigură, ecologică și eficientă din punct de vedere al costurilor, numită foraj de leșiere in situ (ISL).

Cu această metodă de exploatare, teritoriul rămâne sigur pentru personal, iar fondul de radiații corespunde fondului din orașele mari. Pentru a extrage uraniu folosind leșierea, trebuie să forați 6 găuri la colțurile hexagonului. Prin aceste puțuri, acidul sulfuric este pompat în depozitele de uraniu și amestecat cu sărurile sale. Această soluție este extrasă, și anume, pompată printr-un puț din centrul hexagonului. Pentru a obține concentrația necesară de săruri de uraniu, amestecul este trecut de mai multe ori prin coloane de sorbție.

Producția de combustibil nuclear

Este imposibil să ne imaginăm producția de combustibil nuclear fără centrifuge cu gaz, care sunt folosite pentru a produce uraniu îmbogățit. După atingerea concentrației necesare, dioxidul de uraniu este presat în așa-numitele tablete. Sunt create folosind lubrifianți care sunt îndepărtați în timpul arderii în cuptoare. Temperatura de ardere ajunge la 1000 de grade. După aceasta, tabletele sunt verificate pentru a se asigura că îndeplinesc cerințele menționate. Calitatea suprafeței, conținutul de umiditate și raportul dintre oxigen și uraniu sunt importante.

În același timp, învelișurile tubulare pentru elementele de combustibil sunt pregătite într-un alt atelier. Procesele de mai sus, inclusiv dozarea și ambalarea ulterioară a tabletelor în tuburi de înveliș, etanșarea, decontaminarea, se numesc fabricarea combustibilului. În Rusia, crearea ansamblurilor de combustibil (FA) este realizată de Mashinostroitelny Zavod din regiunea Moscova, Uzina de concentrate chimice Novosibirsk din Novosibirsk, Uzina Polimetale din Moscova și altele.

Fiecare lot de ansambluri de combustibil este creat pentru un anumit tip de reactor. Ansamblurile de combustibili europene sunt realizate în formă de pătrat, în timp ce cele rusești au o secțiune transversală hexagonală. Reactoarele de tip VVER-440 și VVER-1000 sunt utilizate pe scară largă în Federația Rusă. Primele tije de combustibil pentru VVER-440 au început să fie dezvoltate în 1963, iar pentru VVER-1000 - în 1978. În ciuda faptului că noi reactoare cu tehnologii de siguranță post-Fukushima sunt introduse în mod activ în Rusia, există multe instalații nucleare de stil vechi care funcționează în întreaga țară și în străinătate, astfel încât ansamblurile de combustibil pentru diferite tipuri de reactoare rămân la fel de relevante.

De exemplu, pentru a furniza ansambluri de combustibil pentru un miez al reactorului RBMK-1000, sunt necesare peste 200 de mii de componente din aliaje de zirconiu, precum și 14 milioane de pelete de dioxid de uraniu sinterizat. Uneori, costul de fabricație a unui ansamblu combustibil poate depăși costul combustibilului conținut în elemente, motiv pentru care este atât de important să se asigure o eficiență energetică ridicată per kilogram de uraniu.

Costurile proceselor de producție în %

Separat, merită menționate ansamblurile de combustibil pentru reactoarele de cercetare. Ele sunt concepute astfel încât să facă observarea și studiul procesului de generare a neutronilor cât mai confortabile. Astfel de bare de combustibil pentru experimente în domeniile fizicii nucleare, producția de izotopi și medicina radiațiilor sunt produse în Rusia de uzina de concentrate chimice din Novosibirsk. FA-urile sunt create pe baza unor elemente fără sudură cu uraniu și aluminiu.

Producția de combustibil nuclear în Federația Rusă este realizată de compania de combustibil TVEL (o divizie a Rosatom). Compania lucrează la îmbogățirea materiilor prime, asamblarea elementelor combustibile și oferă, de asemenea, servicii de autorizare a combustibilului. Uzina mecanică Kovrov din regiunea Vladimir și uzina de centrifugare a gazelor Ural din regiunea Sverdlovsk creează echipamente pentru ansamblurile de combustibil rusești.

Caracteristici ale transportului barelor de combustibil

Uraniul natural se caracterizează printr-un nivel scăzut de radioactivitate, totuși, înainte de producerea ansamblurilor de combustibil, metalul este supus unei proceduri de îmbogățire. Conținutul de uraniu-235 din minereul natural nu depășește 0,7%, iar radioactivitatea este de 25 becquerelli la 1 miligram de uraniu.

Peleții de uraniu, care sunt plasați în ansambluri de combustibil, conțin uraniu cu o concentrație de uraniu-235 de 5%. Ansamblurile combustibile finite cu combustibil nuclear sunt transportate în containere metalice speciale de înaltă rezistență. Pentru transport se utilizează transportul feroviar, rutier, maritim și chiar aerian. Fiecare container conține două ansambluri. Transportul combustibilului neiradiat (proaspăt) nu prezintă un pericol de radiație, deoarece radiația nu se extinde dincolo de tuburile de zirconiu în care sunt plasate granulele de uraniu presate.

Se dezvoltă o rută specială pentru transportul de combustibil; încărcătura este transportată însoțită de personal de securitate de la producător sau client (mai des), ceea ce se datorează în primul rând costului ridicat al echipamentului. În întreaga istorie a producției de combustibil nuclear, nu a fost înregistrat niciun accident de transport care să implice ansambluri de combustibil care să fi afectat fondul de radiații al mediului sau să fi dus la victime.

Combustibil în miezul reactorului

O unitate de combustibil nuclear - un TTEL - este capabilă să elibereze cantități enorme de energie pe o perioadă lungă de timp. Nici cărbunele, nici gazul nu se pot compara cu astfel de volume. Ciclul de viață al combustibilului la orice centrală nucleară începe cu descărcarea, îndepărtarea și depozitarea combustibilului proaspăt în depozitul de ansamblu de combustibil. Când lotul anterior de combustibil din reactor se arde, personalul asamblează ansamblurile de combustibil pentru încărcare în miez (zona de lucru a reactorului unde are loc reacția de descompunere). De regulă, combustibilul este reîncărcat parțial.

Combustibilul complet este adăugat în miez numai în momentul primei porniri a reactorului. Acest lucru se datorează faptului că barele de combustibil din reactor ard în mod neuniform, deoarece fluxul de neutroni variază în intensitate în diferite zone ale reactorului. Datorită dispozitivelor de contorizare, personalul stației are posibilitatea de a monitoriza în timp real gradul de ardere al fiecărei unități de combustibil și de a efectua înlocuiri. Uneori, în loc să încarce noi ansambluri de combustibil, ansamblurile sunt mutate între ele. În centrul zonei active, epuizarea apare cel mai intens.

FA după o centrală nucleară

Uraniul care a fost cheltuit într-un reactor nuclear se numește iradiat sau ars. Și astfel de ansambluri de combustibil sunt combustibil nuclear uzat. SNF este poziționat separat de deșeurile radioactive, deoarece are cel puțin 2 componente utile - uraniu nears (adâncimea de ardere a metalului nu atinge niciodată 100%) și radionuclizi transuraniu.

Recent, fizicienii au început să folosească izotopii radioactivi acumulați în combustibilul nuclear uzat în industrie și medicină. După ce combustibilul și-a încheiat campania (timpul în care ansamblul se află în miezul reactorului în condiții de funcționare la puterea nominală), acesta este trimis în piscina de răcire, apoi spre depozitare direct în compartimentul reactorului, iar după aceea pentru reprocesare sau eliminare. Piscina de răcire este proiectată pentru a elimina căldura și a proteja împotriva radiațiilor ionizante, deoarece ansamblul combustibilului rămâne periculos după scoaterea din reactor.

În SUA, Canada sau Suedia, combustibilul uzat nu este trimis spre reprocesare. Alte țări, inclusiv Rusia, lucrează la un ciclu închis al combustibilului. Vă permite să reduceți semnificativ costul de producere a combustibilului nuclear, deoarece o parte din combustibilul uzat este reutilizată.

Barele de combustibil sunt dizolvate în acid, după care cercetătorii separă plutoniul și uraniul neutilizat de deșeuri. Aproximativ 3% din materii prime nu pot fi refolosite; acestea sunt deșeuri de mare activitate care sunt supuse unor proceduri de bituminizare sau vitrificare.

1% plutoniu poate fi recuperat din combustibilul nuclear uzat. Acest metal nu trebuie să fie îmbogățit; Rusia îl folosește în procesul de producere a combustibilului inovator MOX. Un ciclu de combustibil închis face posibilă realizarea unui ansamblu de combustibil cu aproximativ 3% mai ieftin, dar această tehnologie necesită investiții mari în construcția de unități industriale, așa că nu a devenit încă răspândită în lume. Cu toate acestea, compania de combustibil Rosatom nu oprește cercetările în această direcție. Pronedra a scris recent că Federația Rusă lucrează la un combustibil capabil să recicleze izotopii de americiu, curiu și neptuniu din miezul reactorului, care sunt incluși în aceleași 3% din deșeurile foarte radioactive.

Producători de combustibil nuclear: rating

1. Compania franceză Areva a furnizat până de curând 31% din piața globală a ansamblurilor de combustibil. Compania produce combustibil nuclear și asamblează componente pentru centralele nucleare. În 2017, Areva a suferit o renovare calitativă, noi investitori au venit în companie, iar pierderea colosală a anului 2015 a fost redusă de 3 ori.
2. Westinghouse este divizia americană a companiei japoneze Toshiba. Ea dezvoltă activ piața din Europa de Est, furnizând ansambluri de combustibil pentru centralele nucleare din Ucraina. Împreună cu Toshiba, oferă 26% din piața globală de producție a combustibilului nuclear.
3. Pe locul trei se află compania de combustibili TVEL a corporației de stat Rosatom (Rusia). TVEL furnizează 17% din piața globală, are un portofoliu de contracte pe zece ani în valoare de 30 de miliarde de dolari și furnizează combustibil la peste 70 de reactoare. TVEL dezvoltă ansambluri de combustibil pentru reactoare VVER și intră, de asemenea, pe piața centralelor nucleare de design occidental.
4. Japan Nuclear Fuel Limited, conform celor mai recente date, furnizează 16% din piața mondială și furnizează ansambluri de combustibil pentru majoritatea reactoarelor nucleare din Japonia.
5. Mitsubishi Heavy Industries este un gigant japonez care produce turbine, cisterne, aparate de aer condiționat și, mai recent, combustibil nuclear pentru reactoare în stil occidental. Mitsubishi Heavy Industries (o divizie a companiei-mamă) este angajată în construcția de reactoare nucleare APWR și activități de cercetare împreună cu Areva. Această companie a fost aleasă de guvernul japonez pentru a dezvolta noi reactoare.