Энергетическая утилизация оружейного плутония.
Прочитал материал о плутониевой проблеме, возникшей между Россией и США. Вспоимнил один из своих старых проектов, и решил поделится с ним на нашем форуме.
В связи с договоренностью об уменьшении уровня ядерного противостояния между США и Россией значительная доля ядерных боеприпасов в этих странах была ликвидирована. То есть боеприпасы были разобраны на свои основные компоненты. В результате у этих основных держателей ядерного оружия образовался изрядный запас оружейного плутония-239. При чем, если в начале ядерной эры плутоний (для ядерного оружия) синтезировали в специальных ядерных реакторах, (например, в СССР один из таких реакторов располагался на берегу Каспийского моря, в г. Шевченко, сейчас Казахстан), то сейчас нужды в этих реакторах нет ни какой. И не только из-за снижения уровня ядерного противостояния.
Дело в том, что плутоний обязательно синтезируется в ядерных реакторах обычных АЭС. И хотя в этих реакторах он синтезируется не столь эффективно как в специализированных реакторах, но, учитывая огромную (по всему миру) суммарную мощность реакторов АЭС, плутония в мире синтезируется очень и очень много. Значительно больше, чем в эпоху ядерного противостояния синтезировалось в специальных военных реакторах. Этот плутоний является постоянной головной болью МАГАТЭ. Это агентство должно строго следить за тем, чтобы облученное (отработанное) ядерное топливо (в котором обязательно содержится синтезированный плутоний 239) с АЭС было возвращено строго в определенные страны. Эти страны не только владеют технологией переработки отработанного ядерного топлива, но они гарантируют, что извлеченный из отработанного ядерного топлива плутоний не будет использован в ядерном оружии.
Не трудно догадаться, что сейчас основная часть облученного топлива с АЭС перерабатывается в России и США. То есть сейчас в этих странах скопились огромные запасы плутония, количество которого постоянно возрастает. Можно предположить, что к настоящему времени его энергетический эквивалент составляет от нескольких десятков до сотен миллиардов тонн условного топлива. Однако реализовать эту энергию, например, путем непосредственного «сжигания» этот плутоний в ядерных реакторах существующих АЭС невозможно.
О причинах этого в открытой литературе особо не распространяются, но можно предположить, что это связано с тем, что при делении ядер плутония не образуется вообще или образуется, но очень мало, т.н. запаздывающих нейтронов. А именно эти нейтроны обеспечивают управляемость ядерных реакторов на урановом топливе. В их отсутствии цепная реакция может развиваться только по двум сценариям. Если коэффициент размножения нейтронов в активной зоне ядерного реактора меньше единицы (до критическая масса плутониевого топлива) то под действие начального нейтрона цепная реакция в плутонии быстро затухает. Когда же этот коэффициент больше единицы (сверхкритическая масса плутония), то время, отделяющее начало цепной реакции в активной зоне реактора, до взрыва этой зоны оказывается столь коротким, что никакие реальные устройства управления потоками нейтронов, т.е. устройства управления ядерной реакцией, срабатывать не успевают.
Частично, плутониевую проблему решает MOX-топливо, урановое топливо с добавкой (до 20%) плутония. Наверное. Однако, даже смена поставщика (уранового топлива) создает определенные проблемы с управлением реактором. А столь кардинальное изменение состава топлива и подавно. Впрочем, какие проблемы у энергетиков с MOX-топливом я не знаю. Но наверняка они должны быть.
Я считаю, что есть еще одни путь решения плутониевой проблемы. Он состоит в следующем. Деление плутония следует осуществлять не в цепной, а в индуцированной ядерной реакции. То есть в реакции, которая осуществляется в докритической массе плутония за счет его облучения нейтронами от постороннего источника. Тогда управление мощностью реактора будет сведено к управлению мощности потока нейтронов этого источника. При этом возможность ядерного взрыва реактора из-за возникновения в нем неуправляемой цепной реакции полностью исключается.
Источником нейтронов может быть сам плутоний смешанный (сплавленный) с бериллием. Плутоний обладает весьма интенсивной альфа-радиоактивностью, которая инициирует в бериллии ядерную реакцию с выделением нейтронов. Поэтому сплав бериллия с плутонием является мощным источником нейтронов. При необходимости в этот сплав может быть дополнительно добавлен америций 95Am241, который является еще более мощным источником a-частиц.
Схематически ядерный реактор на плутонии может быть таким. В неактивном состоянии источники нейтронов извлечены из активной зоны реактора. В таком положении плутоний, находящийся в активной зоне, облучается минимальным потоком нейтронов, и реактор имеет минимальную мощность. Для получения максимальной мощности, источники нейтронов полностью вдвигаются в активную зону реактора. Промежуточное положение источников нейтронов будет соответствовать некой промежуточной мощности реактора.
Преимущества индуцированной ядерной реакции – это простейший способ ее управлением и безопасность эксплуатации реактора, в котором она реализуется. Кроме того использование индуцированной реакции позволяет создавать реакторы исключительно широкого диапазона мощности. Отсюда и область их применения. Такие реакторы можно использовать, например, на крайнем севере в ЖКХ, в качестве источников тепла для отопления и горячего водоснабжения отдельных жилых домов, небольших предприятий, экспедиционных лагерей и т.п. А также для опреснения морской воды, в космических аппаратах и т.д. То есть везде, где необходимы долговременные источники тепла.
jurij_v_volkov@rambler.ru
![]()
Это интересно
+1
|
|||
Последние откомментированные темы: