За какво се използва ядрено гориво? Ядрена ракета от MSNW. Ядрен синтез: революция в енергетиката

Пример.
D-T термоядреният синтез започва с атом деутерий и тритий и завършва с атом хелий-4 и неутрон. Първоначална маса 2.013553 + 3.015500 = 5.029053. Крайна маса 4.001506 + 1.008665 = 5.010171. Изваждайки втория от първия, намираме, че масовият дефект е равен на 0,018882. Умножавайки по 931,494028, намираме получената енергия, равна на 17,58847 MeV.

Имайте предвид, че ядреният синтез произвежда енергия, тъй като все по-големи и по-големи атоми се сливат заедно, докато растат до точката, в която се превърнат в железни атоми. След това сливането на тежки атоми започва да консумира повече енергия, отколкото произвежда.

частици

Тази таблица дава символи за различни частици, които могат да се използват като гориво за термоядрен синтез. Масите на частиците са дадени в случай, че искате да изчислите дефекта на масата за реакциите по-долу и да се изненадате от количеството получена енергия.

Тритият има период на полуразпад от само 12,32 години, което го прави малко труден за използване в космоса, тъй като след дванадесет години ще се разпадне наполовина в хелий-3. Ето защо няма естествени находища на тритий. Повечето конструкции на реактори, използващи тритий, разчитат на тритиеви генератори. Те обикновено са резервоари с течен литий около реактора. Литият абсорбира неутрони и се превръща в свеж тритий и хелий-4.

Известният хелий-3, който често се цитира като икономически мотив за изследване на космоса, за съжаление не е толкова добър, колкото може да се очаква. Първо, не се среща на Земята, което затруднява получаването му. Някои ентусиасти искат да го добиват на Луната, без да уточняват, концентрацията му там е много ниска. За да се получи само един тон хелий-3, е необходимо да се обработят 100 милиона тона лунен реголит. Като алтернатива може да се произвежда във фабрики, но това изисква голям брой неутрони. Най-общо казано, трябва да вземете тритий и да изчакате да се разпадне. Огромни количества хелий-3 са налични в атмосферата на Сатурн и Уран, но е необходима подходяща инфраструктура за извличането му оттам. Концентрацията на хелий-3 в техните атмосфери може да достигне десет части на милион, което е много по-добре, отколкото на Луната. Юпитер също съдържа хелий-3 в атмосферата си, но поради огромната си гравитация извличането му може да бъде много трудно.

Въведение

Тази статия описва на пръв поглед друг метод за използване на термоядрена енергия за бързи пилотирани космически полети. Предишните опити по този път бяха неуспешни, до голяма степен поради следните две причини. Първо, те се основават на дизайна на термоядрени реактори. Директното прилагане на подходите, използвани в реакторите, води до системи с огромна маса и проблеми с разсейването на енергия. При подробен анализ, за най-компактната концепция TOKMAK, сферичен тор, масата на кораба е около 4000 тона. Максималната маса за изстрелване в ниска референтна орбита с помощта на химически ракети не трябва да надвишава 200 тона.

Втората причина е, че всъщност всички предишни системи за задвижване изискваха сложни реакции, произвеждащи в по-голямата си част заредени частици. Това беше необходимо, за да се намалят загубите на енергия чрез неутрони. Най-обещаващите бяха D-3 He и P-11 B. Но тези реакции изискват много по-високи плазмени температури и бяха с порядък по-трудни за постигане от D-T синтеза, който е много по-достъпен и се счита за единствения кандидат за приложение на Земята . Въпреки че са по-малко печеливши, те все пак изискват огромни количества енергия за поддържане на горенето, което ги прави малко по-добри от алтернативните реакции на делене.

Миналите идеи за това как да се използва енергията от термоядрения синтез в космическите задвижващи системи трябва да бъдат преосмислени. Нека да разгледаме какво дава на химическите ракетни двигатели такива предимства. Основната причина е, че енергията, получена от химическата реакция на горене, може да бъде толкова голяма или толкова малка, колкото желаете. От 13 GW за тежка ракета носител Atlas до 130 kW за автомобил. Струва си да се отбележи, че при по-ниска енергия изгарянето е по-ефективно, тъй като температурата може да се повиши, без да се притеснявате за необходимостта от интензивно отделяне на топлина и термични повреди, които могат да възникнат при продължителна непрекъсната работа.

Както показаха тестовете на атомни и водородни бомби, изгарянето на ядрено гориво може да произведе енергия с много порядъци по-голяма от същата Атлас. Проблемът е как да се контролира освобождаването на ядрена енергия, за да се получат характеристиките, необходими за космически полети: многомегаватова струя, ниско специфично тегло α (~ 1 kg/kW) с висок специфичен импулс Isp (> 20 000 m/s). Оказва се, че поне за ядреното делене няма начин да се намали до необходимия енергиен мащаб, тъй като е необходима определена критична маса (критична конфигурация), за да започне реакцията да се самоподдържа. В резултат на това проекти, използващи реакции на ядрено делене, като Orion, обикновено произвеждат милиони тонове тяга, която е подходяща само за космически кораби с маса от 10 7 kg и повече.

За щастие, мащабът на реакциите на термоядрения синтез може да бъде много по-малък и техники като магнитно инерционния синтез (MIF) могат да произведат големи количества енергия от ядрен материал в системи, които могат да поемат космически системи за задвижване с техния размер, тегло, мощност и цена.

Физика на двигателя

Двигателят се основава на принципа на триизмерна имплозия (компресия от взривна вълна) на метално фолио около FRC плазмоид (конфигурация с обърнато поле) с помощта на магнитно поле. Това е необходимо, за да се постигнат условията, необходими за започване на синтез, като висока температура и налягане. Този подход за започване на реакция е вид инерционен синтез. За да разберете грубо как работи, можете да разгледате Inertial Confinement Fusion (ICF). Синтезът на ICF се постига чрез триизмерна имплозия на сферична капсула с криогенно гориво с милиметрови размери. Имплозия възниква поради експлозивно изпарение на тялото на капсулата, след като се нагрее с помощта на лазерни лъчи, електрони или йони. Нагретият външен слой на капсулата експлодира навън, което създава противодействие, което ускорява остатъка от материала на капсулата навътре, компресирайки го. Освен това се появяват ударни вълни, движещи се в целта. Достатъчно мощен набор от ударни вълни може да компресира и загрее горивото в центъра толкова много, че да започне термоядрена реакция. Този метод предполага, че инерцията на малка капсула е достатъчна, за да задържи плазмата достатъчно дълго, за да може цялото гориво да реагира и да произведе полезна мощност от G ~ 200 или повече (G = енергия на синтез/плазмена енергия). Подходът на ICF се преследва от Националната администрация за ядрена сигурност (NNSA) от десетилетия, тъй като представлява нещо като миниатюрна термоядрена бомба. Поради малкия си размер и тегло, капсулата трябва да се нагрее до температурата на синтез в рамките на наносекунди. Оказа се, че най-обещаващото решение на този проблем е масив от импулсни лазери с висока мощност, фокусирани върху капсула с D-T гориво.

Искам да отбележа, че когато става въпрос за космически полети, основният показател е Δv - прираст на скоростта (m/s или km/s). Това е мярка за количеството „усилие“, което е необходимо за преминаване от една траектория към друга при извършване на орбитална маневра. За космически кораб няма такива понятия като резерв на гориво, максимално разстояние или максимална скорост, има само Δv. Максималният Δv на кораб може да бъде представен като увеличението на скоростта, което той ще получи, след като използва цялото си гориво. Важно е да знаете, че една „мисия“ може да се характеризира според това какво Δv е необходимо за нейното изпълнение. Например изкачването от Земята, траекторията на Хоман до Марс и кацането върху него изисква Δv бюджет от 18 km/s. Ако корабът има резерв Δv, по-голям или равен на мисията Δv, тогава той може да изпълни тази мисия.

За да разберете Δv на кораба, можете да използвате формулата на Циолковски.

Където:
V е крайната (след изчерпване на цялото гориво) скорост на самолета (m/s);
I е специфичният импулс на ракетния двигател (отношението на тягата на двигателя към втория разход на маса на гориво, скоростта на работния флуид, изтичащ от дюзата, m/s);
M 1 - начална маса на самолета (полезен товар + конструкция на превозното средство + гориво, kg);
M 2 - крайната маса на самолета (полезен товар + структура, kg).

От това следва един много важен извод, който може би не е много очевиден на пръв поглед. Ако Δv на мисията е по-малко или равно на специфичния импулс, тогава относителната маса на кораба е голяма и става възможно транспортирането на по-голям полезен товар. Въпреки това, ако Δv на мисията е по-голямо от специфичния импулс, относителната маса започва да намалява експоненциално, превръщайки кораба в огромен резервоар за гориво с малък полезен товар. Всъщност именно поради това междупланетните полети с конвенционални химически двигатели са много трудни.

Планирайте 210-дневен полет до Марс и обратно.

90-дневна мисия до Марс (ΔV = 13,5 km/s)

Цел: по-добро съотношение на полезен товар към общо тегло.
Предимства:

Няма нужда от допълнителни транспортни мисии
Опростена архитектура на мисията
Възможност за донасяне на всички доставки по време на една мисия
Ниска цена на мисията
Възможност за стартиране на мисия след едно изстрелване от Земята

30-дневна мисия до Марс (ΔV = 40,9 km/s)

Цел: най-бързата мисия.
Предимства:

Малък риск
Минимално излагане на радиация
Архитектура на мисия Аполо
Ключът към редовното посещение на Марс
Разработване на технологиите, необходими за завладяване на дълбокия космос

В момента НАСА разработва Space Launch System (SLS), свръхтежка ракета-носител, способна да изстреля от 70 до 130 тона полезен товар в ниска референтна орбита. Това дава възможност да започне 90-дневна мисия до Марс само след едно изстрелване на такава ракета-носител.

И двете мисии имат възможност за незабавно отмяна и връщане на Земята.

Ключови параметри на мисията

Предположения за гориво
Разходи за йонизация на материала на обшивката	75 MJ/kg
Ефективност на трансфера на енергия към обшивката (останалата енергия се връща обратно към кондензаторите)	50%
Ефективност на преобразуване в тяга η t	90%
Тегло на втулката (съответства на печалба от 50 до 500)	от 0,28 до 0,41 кг
Коефициент на запалване	5
Марж на безопасност (G F =G F(калк.) /2)	2

Мисия Предположения
Маса на модула Марс (според Design Reference Architecture 5.0)	61 т
Обитаема зона	31 т
Капсула за връщане	16 т
Система за освобождаване	14 т
Относително тегло на кондензаторите (това включва и необходимото окабеляване)	1 J/g
Относителна маса на слънчевите панели	200 W/kg
Структурен фактор (резервоари, структура, радиатори и др.)	10%
Спиране с пълно гориво, не е използвано въздушно спиране

Дизайн на кораба
Структура (обтекатели, силови структури, комуникационни канали, автоматизирани системи за управление, батерии)	6,6 т
Литиева система за задържане	0,1 т
Система за създаване и инжектиране на плазма	0,2 т
Механизъм за подаване на гориво	1,2 т
Кондензаторни батерии	1,8 т
Компресионни намотки на обшивката	0,3 т
Окабеляване и силова електроника	1,8 т
Слънчеви панели (180 kW при 200 W/kg)	1,5 т
Система за термичен контрол	1,3 т
Магнитна дюза	0,2 т
Тегло на кораба	15 т
Масата на модула Марс	61 т
Литиева работна течност	57 т
общо тегло	133 т

Скоростта на повторение на импулса, съдейки по плана на изследването, ще бъде по-висока от 0,1 Hz. Ако вземем предвид, че специфичният импулс е 51400 m/s, а масата на работния флуид е 0,37 kg на импулс, тогава можем да изчислим импулса p = mv = 19018 kg m/s. Според закона за запазване на импулса скоростта на кораба ще се увеличи с p/M = 19018/133000 = 0,14 m/s. Ако вземем радиуса на дюзата за 1 m, тогава разширяващите се газове ще я притискат в областта t = r/v =1/51400 =0,00002 s. Следователно ускорението ще бъде в областта a = dv/dt = 0,14/0,00002 = 7000 m/s 2 . Очевидно е, че ще се използват или амортисьори, както в проекта Daedalus, или други технически решения за изглаждане на импулса.

Тагове: Добавете тагове

Жизненият цикъл на ядрено гориво на базата на уран или плутоний започва в минни предприятия, химически заводи, в газови центрофуги и не завършва в момента, в който горивната касета се разтоварва от реактора, тъй като всяка горивна касета трябва да премине през дълъг път на изхвърляне и последваща повторна обработка.

Добив на суровини за ядрено гориво

Уранът е най-тежкият метал на земята. Около 99,4% от урана на Земята е уран-238 и само 0,6% е уран-235. Докладът на Червената книга на Международната агенция за атомна енергия показва, че производството и търсенето на уран нарастват въпреки ядрената авария във Фукушима, която накара мнозина да се чудят за перспективите на ядрената енергия. Само през последните няколко години доказаните запаси от уран са се увеличили със 7%, което се свързва с откриването на нови находища. Най-големите производители остават Казахстан, Канада и Австралия, те добиват до 63% от световния уран. Освен това метални запаси има в Австралия, Бразилия, Китай, Малави, Русия, Нигер, САЩ, Украйна, Китай и други страни. По-рано Pronedra писа, че през 2016 г. в Руската федерация са добити 7,9 хиляди тона уран.

Днес уранът се добива по три различни начина. Отвореният метод не губи своята актуалност. Използва се в случаите, когато находищата са близо до повърхността на земята. При отворения метод булдозерите създават кариера, след което рудата с примеси се зарежда в самосвали за транспортиране до преработвателни комплекси.

Често рудното тяло лежи на голяма дълбочина, в който случай се използва методът на подземния добив. Една мина се копае на дълбочина до два километра, скалата се извлича чрез сондиране в хоризонтални преспи и се транспортира нагоре с товарни асансьори.

Сместа, която се транспортира нагоре по този начин, има много компоненти. Скалата трябва да се натроши, да се разреди с вода и излишъкът да се отстрани. След това към сместа се добавя сярна киселина, за да се извърши процесът на излугване. По време на тази реакция химиците получават жълта утайка от уранови соли. Накрая уранът с примеси се пречиства в рафиниращо съоръжение. Едва след това се произвежда уранов оксид, който се търгува на борсата.

Съществува много по-безопасен, щадящ околната среда и рентабилен метод, наречен сондажно извличане на място (ISL).

С този метод на добив територията остава безопасна за персонала, а радиационният фон съответства на фона в големите градове. За да добиете уран чрез излугване, трябва да пробиете 6 дупки в ъглите на шестоъгълника. Чрез тези кладенци сярната киселина се изпомпва в уранови находища и се смесва с неговите соли. Този разтвор се извлича, а именно, изпомпва се през кладенец в центъра на шестоъгълника. За постигане на необходимата концентрация на уранови соли сместа се пропуска няколко пъти през сорбционни колони.

Производство на ядрено гориво

Невъзможно е да си представим производството на ядрено гориво без газови центрофуги, които се използват за производство на обогатен уран. След достигане на необходимата концентрация урановият диоксид се пресова в така наречените таблетки. Те са създадени с помощта на смазки, които се отстраняват по време на изпичане в пещи. Температурата на изпичане достига 1000 градуса. След това таблетите се проверяват, за да се гарантира, че отговарят на посочените изисквания. Качеството на повърхността, съдържанието на влага и съотношението на кислород и уран са важни.

В същото време в друг цех се подготвят тръбни обвивки за горивни елементи. Горните процеси, включително последващо дозиране и опаковане на таблетки в туби, запечатване, обеззаразяване, се наричат производство на гориво. В Русия създаването на горивни касети (ТВ) се извършва от Машиностроителния завод в Московска област, Новосибирския завод за химически концентрати в Новосибирск, Московския завод за полиметали и др.

Всяка партида горивни касети е създадена за определен тип реактор. Европейските горивни възли са направени във формата на квадрат, докато руските имат шестоъгълно напречно сечение. Реакторите от типа ВВЕР-440 и ВВЕР-1000 се използват широко в Руската федерация. Първите горивни елементи за ВВЕР-440 започват да се разработват през 1963 г., а за ВВЕР-1000 - през 1978 г. Въпреки факта, че в Русия активно се въвеждат нови реактори с технологии за безопасност след Фукушима, има много стари ядрени инсталации, работещи в цялата страна и в чужбина, така че горивните възли за различни видове реактори остават еднакво актуални.

Например, за да се осигурят горивни възли за една активна зона на реактора РБМК-1000, са необходими над 200 хиляди компонента от циркониеви сплави, както и 14 милиона пелети от уранов диоксид. Понякога цената на производството на горивна касета може да надвиши цената на горивото, съдържащо се в елементите, поради което е толкова важно да се осигури висока енергийна ефективност на килограм уран.

Разходи за производствени процеси в %

Отделно си струва да споменем горивните касети за изследователски реактори. Те са проектирани по такъв начин, че да направят наблюдението и изследването на процеса на генериране на неутрони възможно най-удобно. Такива горивни пръти за експерименти в областта на ядрената физика, производството на изотопи и радиационната медицина се произвеждат в Русия от Новосибирския завод за химически концентрати. ТВС са създадени на базата на безшевни елементи с уран и алуминий.

Производството на ядрено гориво в Руската федерация се извършва от горивната компания ТВЕЛ (подразделение на Росатом). Компанията работи върху обогатяване на суровини, сглобяване на горивни елементи, както и предоставя услуги за лицензиране на гориво. Ковровският механичен завод във Владимирска област и Уралският завод за газови центрофуги в Свердловска област създават оборудване за руски горивни касети.

Характеристики на транспортиране на горивни пръти

Природният уран се характеризира с ниско ниво на радиоактивност, но преди производството на горивни касети металът преминава през процедура за обогатяване. Съдържанието на уран-235 в естествената руда не надвишава 0,7%, а радиоактивността е 25 бекерела на 1 милиграм уран.

Урановите пелети, които се поставят в горивните касети, съдържат уран с концентрация на уран-235 5%. Готовите горивни касети с ядрено гориво се транспортират в специални метални контейнери с висока якост. За транспортиране се използват железопътен, автомобилен, морски и дори въздушен транспорт. Всеки контейнер съдържа два комплекта. Транспортирането на необлъчено (прясно) гориво не представлява радиационна опасност, тъй като радиацията не се простира отвъд циркониевите тръби, в които са поставени пресованите уранови пелети.

Разработен е специален маршрут за превоз на гориво, товарът се транспортира придружен от охранителен персонал от производителя или клиента (по-често), което се дължи главно на високата цена на оборудването. В цялата история на производството на ядрено гориво не е регистриран нито един транспортен инцидент с горивни касети, който да повлияе на радиационния фон на околната среда или да доведе до човешки жертви.

Гориво в активната зона на реактора

Една единица ядрено гориво - ТВЕЛ - е способна да отделя огромни количества енергия за дълъг период от време. Нито въглища, нито газ могат да се сравнят с такива обеми. Жизненият цикъл на горивото във всяка атомна електроцентрала започва с разтоварването, изваждането и съхранението на прясно гориво в склада за горивни касети. Когато предишната партида гориво в реактора изгори, персоналът сглобява горивните касети за зареждане в активната зона (работната зона на реактора, където протича реакцията на разпад). По правило горивото се презарежда частично.

Пълното гориво се добавя към активната зона само при първото пускане на реактора. Това се дължи на факта, че горивните пръти в реактора изгарят неравномерно, тъй като неутронният поток варира по интензитет в различните зони на реактора. Благодарение на измервателните устройства персоналът на станцията има възможност да следи степента на изгаряне на всяка единица гориво в реално време и да извършва замени. Понякога, вместо да се зареждат нови горивни касети, касетите се преместват помежду си. В центъра на активната зона изгарянето се проявява най-интензивно.

ФА след АЕЦ

Уранът, който е бил изразходван в ядрен реактор, се нарича облъчен или изгорял. И такива горивни касети се използват като отработено ядрено гориво. ОЯГ се позиционира отделно от радиоактивните отпадъци, тъй като има най-малко 2 полезни компонента - неизгорял уран (дълбочината на изгаряне на метала никога не достига 100%) и трансуранови радионуклиди.

Наскоро физиците започнаха да използват радиоактивни изотопи, натрупани в отработеното ядрено гориво, в промишлеността и медицината. След като горивото приключи своята кампания (времето, през което възелът е в активната зона на реактора при експлоатационни условия на номинална мощност), то се изпраща в охладителния басейн, след това за съхранение директно в реакторното отделение и след това за повторна обработка или погребване. Охлаждащият басейн е проектиран да отвежда топлината и да предпазва от йонизиращо лъчение, тъй като горивната касета остава опасна след изваждането й от реактора.

В САЩ, Канада или Швеция отработеното гориво не се изпраща за преработка. Други страни, включително Русия, работят върху затворен горивен цикъл. Това ви позволява значително да намалите разходите за производство на ядрено гориво, тъй като част от отработеното гориво се използва повторно.

Горивните пръти се разтварят в киселина, след което изследователите отделят плутония и неизползвания уран от отпадъците. Около 3% от суровините не могат да се използват повторно; това са високоактивни отпадъци, които се подлагат на процедури за битумизиране или витрификация.

1% плутоний може да бъде извлечен от отработеното ядрено гориво. Този метал не се нуждае от обогатяване, Русия го използва в процеса на производство на иновативно МОКС гориво. Затвореният горивен цикъл позволява да се направи една горивна касета с около 3% по-евтина, но тази технология изисква големи инвестиции в изграждането на промишлени единици, така че все още не е широко разпространена в света. Горивната компания "Росатом" обаче не спира изследванията в тази посока. Pronedra наскоро писа, че Руската федерация работи върху гориво, способно да рециклира изотопи на америций, кюрий и нептуний в активната зона на реактора, които са включени в същите 3% от силно радиоактивните отпадъци.

Производители на ядрено гориво: рейтинг

Френската компания Areva доскоро осигуряваше 31% от световния пазар на горивни касети. Компанията произвежда ядрено гориво и сглобява компоненти за атомни електроцентрали. През 2017 г. Areva претърпя качествено обновяване, в компанията дойдоха нови инвеститори, а колосалната загуба от 2015 г. беше намалена 3 пъти.
Westinghouse е американското подразделение на японската компания Toshiba. Той активно развива пазара в Източна Европа, доставяйки горивни касети за украинските атомни електроцентрали. Заедно с Toshiba осигурява 26% от световния пазар за производство на ядрено гориво.
На трето място е горивната компания ТВЕЛ на държавната корпорация Росатом (Русия). ТВЕЛ осигурява 17% от световния пазар, има десетгодишен портфейл от договори на стойност 30 милиарда долара и доставя гориво за повече от 70 реактора. ТВЕЛ разработва горивни касети за реактори ВВЕР, а също така навлиза на пазара на ядрени централи по западен дизайн.
Japan Nuclear Fuel Limited, според последните данни, осигурява 16% от световния пазар и доставя горивни касети за повечето ядрени реактори в самата Япония.
Mitsubishi Heavy Industries е японски гигант, който произвежда турбини, танкери, климатици, а отскоро и ядрено гориво за реактори от западен тип. Mitsubishi Heavy Industries (подразделение на компанията майка) се занимава с изграждането на ядрени реактори APWR и изследователски дейности заедно с Areva. Тази компания беше избрана от японското правителство за разработване на нови реактори.

Уранът е основният елемент на ядрената енергия, използва се като ядрено гориво, суровина за производството на плутоний и в ядрени оръжия. Съдържанието на уран в земната кора е 2,5-10 -4%, а общото количество в слой на литосферата с дебелина 20 km достига 1,3-10 14 т. Урановите минерали се срещат почти навсякъде. Уранът обаче е микроелемент. Това означава, че концентрацията му в скалите често е недостатъчна за икономически жизнеспособно производство. Съдържанието на уран в рудата е един от ключовите параметри, които определят производствените разходи. Уранови руди, съдържащи 0,03-0,10% уран, се считат за бедни, обикновени - 0,10-0,25%, средни - 0,25-0,5%, богати - над 0,50% 1.

Уранът има 14 изотопа, но само три от тях се срещат в природата (Таблица 1.6).

Таблица 1.6

По последни данни проученият обем на запасите от уран, чиято производствена себестойност не надвишава 130 $/kg U, е 5 327 200 т. За категорията с производствена себестойност под 260 $/kg U - 7 096 600 т. В Освен това количеството на уран в така наречените прогнозни и оценени запаси достига 10 429 100 тона.

маса 1.7

Държави с най-големи доказани запаси от уран със стойност не надвишаваща 130 $/kg U

През последните години разпределението на уранови находища по държави се промени до известна степен поради факта, че по време на проучването на редица уранови находища бяха открити допълнителни ресурси в африканските страни (Ботсвана, Замбия, Ислямска република Мавритания, Малави, Мали , Намибия, Обединена република Танзания). Също така бяха открити нови резерви в Гвиана, Колумбия, Парагвай, Перу и Швеция.

Основните минерали, съдържащи уран, са уранинит (смес от оксиди на уран и торий с обща формула (U, Th)0 2x), наран (уранови оксиди: U0 2, U0 3, известен още като уранова смола), карнотит - K, (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0, уранофан - Ca (U0 2)Si0 3 (0H) 2 -5H 2 0 и други 110].

Добивът на уран от скали се извършва по следните начини:

Добив на кариери(отворен метод) се използва за извличане на руда, която се намира на повърхността на земната кора или лежи плитко. Методът включва създаване на ями, наречени кариери или разрези. Към днешна дата находищата, които могат да се добиват по открит начин, са практически изчерпани. Производството е 23%;
Минно копаене(затворен метод) се използва за добив на полезни изкопаеми, разположени на значителни дълбочини, и включва изграждането на комплекс от подземни минни изработки. производство - 32%;
Излугване на мястовключва изпомпване във формацията под налягане на воден разтвор на химичен реагент, който, преминавайки през рудата, селективно разтваря естествените уранови съединения. Разтворът за извличане, съдържащ уран и свързаните с него метали, след това се извежда на повърхността на земята чрез екстракционни кладенци. Продукция - 39%.
Съвместен добив с руди на други метали(уранът в случая е страничен продукт) - е 6%.

Производството на диоксидно гориво от уранова руда е сложен и скъп процес, включващ извличане на уран от рудата, неговото концентриране, пречистване (рафиниране), конверсия (производство на уранов хексафлуорид, обогатяване, деконверсия (UF превод) 6 b U0 2), производство на горивни елементи (горивни пръти).

На първия етап от преработката на уранова руда, добита по кариерни и мини методи, тя се раздробява и сортира по радиоактивност. След сортиране парчетата руда се раздробяват допълнително и се изпращат за излугване, за да се превърне уранът в разтворима форма. Изборът на химически разтвор за отваряне на рудата зависи от вида на минерала, който включва уран. В някои случаи се използват микробиологични методи за отваряне на рудата.

В резултат на излугването се образува продуктивен разтвор, съдържащ уран. По време на по-нататъшната обработка на производствения разтвор чрез методи на йонообмен, екстракция или утаяване, уранът се концентрира и нежеланите примеси (Na, K, Ca, Mg, Fe, Mn, Ni и др.) се отделят. Полученият продукт се филтрира, изсушава и загрява до висока температура, при която се образува уранов оксид - жълт кек (U 3 0 8). За дълбоко пречистване на уран от примеси се извършва рафиниране, чиято традиционна схема е да се разтвори U 3 0 8 в азотна киселина и да се пречисти чрез екстракция (по-рядко утаяване). В този случай крайният продукт на технологията за рафиниране е U 3 0 8 или уранов триоксид U0 3. Полученият оксиден продукт се превръща в газообразно състояние - UF 6, което е най-удобно за обогатяване. Този процес се нарича преобразуване.

Натрошената уранова руда (виж фиг. 1.10) се доставя в преработвателна фабрика. Рудният концентрат (природен уран) се изпраща в завода за производство на ураниев хексафлуорид (UF 6).

Ориз. 1.10.

Към цикъла се добавя уран от инсталация за регенериране на радиохимично гориво. Урановият хексафлуорид се изпраща в завод за обогатяване на естествен и регенериран уран, за да се увеличи съдържанието на изотопа 235 U. За разделяне на изотопи на уран са необходими специални методи (газова дифузия и газова центрофуга), тъй като отделените изотопи 23:> и и 238 представляват един химичен елемент (т.е. не могат да бъдат разделени чрез химични методи) и се различават само по масовото число (235 и 238 amu). Тези методи са изключително сложни и изискват значителни количества енергия, време и специално оборудване. Газодифузионният метод се основава на разликата в скоростите на проникване на хексафлуоридите на уран-238 и уран-235 през порести прегради (мембрани). Когато газообразният уран преминава през една мембрана, концентрациите се променят само с 0,43%, т.е. първоначалната концентрация е 2b и нараства от 0,710 до 0,712%. За значително обогатяване на сместа с 235 U, процесът на разделяне трябва да се повтори многократно. По този начин, за да се получи смес от естествен уран, обогатен до 2,4% без 235 U, и концентрация на 235 U в обеднен уран (отпадъци) от 0,3%, са необходими около 840 стъпки. Каскадата за производство на високообогатен уран (90% и повече) трябва да има 3000 степени.

По-ефективен е методът на газовата центрофуга, при който хексафлуоридите на изотопите на уран-235 и 238 се въвеждат в газова центрофуга, която се върти със скорост 1500 оборота в секунда. В този случай възниква значителна центробежна сила, която изтласква уран-238 към стената, а уран-235 се концентрира в областта на оста на въртене. За да се постигне необходимата степен на обогатяване, газовите центрофуги се комбинират в каскади, състоящи се от десетки хиляди устройства.

За превръщане на UF 6 след обогатяване в уранов диоксид U O се използват „мокри“ (разтваряне във вода, утаяване и калциниране) и „сухи“ (изгаряне на UF 6 във водороден пламък). Полученият U0 2 прах се пресова в таблетки и се синтерова при температура приблизително 1750°C.

След обогатяването двата потока – обогатен уран и обеднен уран – следват различни пътища. Обедненият уран се съхранява в дифузионна инсталация, а обогатеният уран се превръща в ураниев диоксид (U0 2) и се изпраща в инсталацията за производство на горивни елементи.

В тези инсталации U0 2, предназначен за реактори, се превръща в горивни пелети. Таблетките се нагряват и синтероват до получаване на твърда, плътна консистенция (фиг. 1.11). След обработка се поставят в тръби (черупки) от цирконий, в краищата се заваряват тапи и резултатът е горивен елемент.Определен брой горивни пръти са събрани заедно в една структура - горивна касета(TVS).

Ориз. 1.11. Горивни пелети от U0 2

Готовите горивни касети се доставят до атомните електроцентрали в специални контейнери с железопътен, автомобилен или морски транспорт. В някои случаи се използва въздушен транспорт.

В целия свят се работи за подобряване на техническите и икономическите характеристики на ядреното гориво. Най-важното изискване от гледна точка на икономическата ефективност на ядреното гориво е увеличаването на изгарянето. За по-пълно използване на урана горивото трябва да остане в активната зона на реактора по-дълго (виж таблица 1.8). За да се увеличи живота на горивото, се подобряват структурните материали, които трябва да работят при по-дълги и по-тежки условия на работа; горивни състави (за намаляване на добива на продукти на делене); твърдостта на рамките на горивните възли се увеличава.

Таблица 1.8

Съвременни и перспективни горивни цикли ВВЕР, използващи обогатен природен уран

		Състояние към 2014г			Близък срок
			гориво	Термичен мощност реактор,		гориво	Термичен мощност реактор,
	Бал АЕЦ 1-3
	RosAES 1,2
	АЕЦ Кал 1-4				TVSA-плюс


					тип ТВС-2 М
					тип ТВС-2 М
България	Козлодуй 5.6
	Тянван 1.2
	Тянван 3.4
	Темелин 1,2
	Кадънкулам 1
	Кадънкулам 2

	ЗаАЕЦ, Южноукраинска АЕЦ, Хм АЕЦ, РовАЕЦ

1.4. Ново гориво Yader

За реакторите тип VVER-1000 има два основни подобрени типа горивни възли (фиг. 1.12): TVSA (разработен от OKBM на името на I. I. Afrikantov) и TVS-2 M (разработен от OKB Gidropress),

Ориз. 1.12. Горивни касети за реактор ВВЕР: А- TVSA-PLUS, b- ТВС-2 М

Горивните касети TVSA-PLUS и TVS-2 M имат идентични технико-икономически характеристики, осигуряващи възможност за увеличаване на мощността на реакторната централа до 104% от номиналния, 18-месечен горивен цикъл (допълнение 66 единици), гориво изгаряне - 72 MW ден/kg U, възможност за работа в маневрен режим, защита от чужди тела.

Увеличаването на дела на производството на електроенергия в атомните електроцентрали в енергийния баланс и преходът към либерален пазар на електроенергия ще наложи през следващите години някои ядрени енергийни блокове да работят в гъвкав режим. Този режим на работа, който досега не е бил използван в атомните електроцентрали, също налага допълнителни изисквания към горивото и горивните цикли. Трябва да се разработи гориво, което поддържа високи експлоатационни характеристики при променливи условия на натоварване.

Според съвместния доклад на МААЕ и ОИСР „Уран 2011: запаси, производство и търсене“.

Принцип на действие и дизайн на TURD

Понастоящем се предлагат 2 варианта за дизайн на TURD:

TNR на базата на термоядрен реактор с магнитно задържане на плазмата

В първия случай принципът на работа и конструкцията на TNRE са следните: основната част на двигателя е реакторът, в който протича контролирана реакция на термоядрен синтез. Реакторът представлява куха цилиндрична „камера“, отворена от едната страна, т.нар. инсталация за термоядрен синтез с отворен капан (наричана още „магнитна бутилка“ или огледална камера). „Камерата“ на реактора не е задължително (и дори нежелателно) да бъде напълно запечатана; най-вероятно това ще бъде лека, стабилна по размер ферма, която носи намотките на магнитната система. В момента за най-обещаваща се смята т.нар. „амбиполярно задържане“ или „магнитни огледала“ (англ. тандемни огледала), въпреки че са възможни други схеми за ограничаване: газодинамични капани, центробежно ограничаване, обърнато магнитно поле (FRC). Според съвременните оценки дължината на реакционната "камера" ще бъде от 100 до 300 м с диаметър 1-3 м. В камерата на реактора се създават условия, достатъчни за започване на термоядрения синтез на компонентите на избрания горивна двойка (температури от порядъка на стотици милиони градуси, фактори на Лоусън). Термоядреното гориво - предварително нагрята плазма от смес от горивни компоненти - се подава в камерата на реактора, където протича постоянна реакция на синтез. Генераторите на магнитни полета (магнитни намотки с една или друга конструкция), заобикалящи сърцевината, създават полета с висока интензивност и сложна конфигурация в камерата на реактора, които предпазват високотемпературната термоядрена плазма от контакт със структурата на реактора и стабилизират процесите, протичащи в него. По надлъжната ос на реактора се образува зоната на термоядрено „горене“ (плазмен факел). Получената плазма, направлявана от системи за магнитно управление, изтича от реактора през дюза, създавайки реактивна тяга.

Трябва да се отбележи възможността за „многорежимна“ работа на TURD. Чрез инжектиране на относително студено вещество в струята на плазмения облак, общата тяга на двигателя може да бъде рязко увеличена (чрез намаляване на специфичния импулс), което ще позволи на кораб с турбовитлов двигател ефективно да маневрира в гравитационните полета на масивни небесни тела , като големи планети, където често се изисква голяма обща тяга на двигателя. Според общи оценки ядрен двигател с такава конструкция може да развие тяга от няколко килограма до десетки тона със специфичен импулс от 10 000 секунди до 4 милиона секунди. За сравнение, специфичният импулс на най-модерните химически ракетни двигатели е около 450 секунди.

TURD на базата на инерционни термоядрени системи (импулсен термоядрен реактор)

Двигателят от втория тип е инерционен импулсен термоядрен двигател. В такъв реактор протича контролирана термоядрена реакция в импулсен режим (части от микросекунда с честота 1-10 Hz), с периодично компресиране и нагряване на микроцели, съдържащи термоядрено гориво. Първоначално беше планирано да се използва двигател с лазерен синтез (LTYARD). Такъв LTE беше предложен по-специално за междузвездна автоматична сонда в проекта Daedalus. Основната му част е реактор, работещ в импулсен режим. Термоядреното гориво (например деутерий и тритий) се подава в сферичната камера на реактора под формата на мишени - сложна конструкция от сфери от смес от замразени горивни компоненти в обвивка с диаметър няколко милиметра. Във външната част на камерата има мощни - от порядъка на стотици теравати - лазери, наносекунден импулс на излъчване от които удря целта през оптически прозрачни прозорци в стените на камерата. В този случай на повърхността на мишената моментално се създава температура от над 100 милиона градуса при налягане от около милион атмосфери - условия, достатъчни за започване на термоядрена реакция. Получава се термоядрен микровзрив с мощност няколкостотин килограма тротил. Честотата на такива експлозии в камерата на проекта Daedalus е около 250 в секунда, което изисква захранване на цели с гориво със скорост над 10 km/s с помощта на EM оръдие. Разширяващата се плазма изтича от отворената част на камерата на реактора през дюза с подходящ дизайн, създавайки реактивна тяга. Понастоящем теоретично и практически е доказано, че лазерният метод за компресиране/нагряване на микроцели е задънена улица - и е практически невъзможно да се изградят лазери с такава мощност с достатъчен ресурс. Затова в момента за инерционен синтез се разглежда вариантът с йонно-лъчево компресиране/нагряване на микромишени, тъй като е по-ефективен, компактен и с много по-дълъг ресурс.

И все пак има мнение, че TURE, базиран на принципа на инерционния импулс, е твърде обемист поради много големите мощности, циркулиращи в него, с по-лош специфичен импулс и тяга от TURE с магнитно задържане, което се причинява от импулса -периодичен тип на действието му . Идеологически експлозивните ракети, базирани на термоядрени заряди, като проекта Orion, са съседни на TURE, базирани на принципа на инерционния импулс.

Видове реакции и термоядрено гориво

TNRE може да използва различни видове термоядрени реакции в зависимост от вида на използваното гориво. По-специално, следните типове реакции понастоящем са фундаментално осъществими:

Реакция на деутерий + тритий (D-T гориво)

2 H + 3 H = 4 He + n при изходна енергия от 17,6 MeV

Тази реакция е най-лесно осъществима от гледна точка на съвременните технологии, осигурява значителен енергиен добив, а горивните компоненти са сравнително евтини. Недостатъкът му е много голямото излъчване на нежелано (и безполезно за директно генериране на тяга) неутронно лъчение, което отнема по-голямата част от реакционната мощност и рязко намалява ефективността на двигателя. Тритият е радиоактивен, неговият полуживот е около 12 години, тоест дългосрочното му съхранение е невъзможно. В същото време е възможно да се обгради деутерий-тритиев реактор с обвивка, съдържаща литий: последният, облъчен от неутронен поток, се превръща в тритий, който до известна степен затваря горивния цикъл, тъй като реакторът работи в размножител режим. По този начин горивото за D-T реактор всъщност е деутерий и литий.

Реакция деутерий + хелий-3

2 H + 3 He = 4 He + p. с изходна енергия от 18,3 MeV

Условията за постигането му са много по-сложни. Хелий-3 също е рядък и изключително скъп изотоп. В момента не се произвежда в индустриален мащаб. Въпреки че енергийният добив на D-T реакцията е по-висок, D-3He реакцията има следните предимства:

Намален неутронен поток, реакцията може да се класифицира като „без неутрони“,

По-малка маса за радиационна защита,

По-малко тегло на магнитните бобини на реактора.

По време на реакцията D-3 He само около 5% от мощността се освобождава под формата на неутрони (срещу 80% за реакцията D-T).Около 20% се освобождава под формата на рентгенови лъчи. Цялата останала енергия може директно да се използва за създаване на реактивна тяга. По този начин реакцията D-3He е много по-обещаваща за използване в ядрен енергиен реактор.

Други видове реакции

Реакция между ядра на деутерий (D-D, монопропелант) D + D -> 3 He + n с енергиен добив от 3,3 MeV и

D + D -> T + p+ с изходна енергия от 4 MeV. Добивът на неутрони в тази реакция е доста значителен.

Възможни са и други видове реакции:

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

В горните реакции няма добив на неутрони.

Изборът на гориво зависи от много фактори - неговата наличност и ниска цена, енергийна мощност, лекота на постигане на условията, необходими за реакцията на термоядрен синтез (предимно температура), необходимите конструктивни характеристики на реактора и др. Най-перспективни за внедряване на ядрени ракетни двигатели са т.нар. „безнеутронни“ реакции, тъй като неутронният поток, генериран от термоядрен синтез (например при реакцията деутерий-тритий), отнема значителна част от мощността и не може да се използва за създаване на тяга. Освен това неутронното лъчение генерира индуцирана радиоактивност в конструкцията на реактора и кораба, създавайки опасност за екипажа. Реакцията деутерий-хелий-3 е обещаваща поради липсата на добив на неутрони. В момента е предложена друга концепция за TNRE - използване на малки количества антиматерия като катализатор за термоядрена реакция.

История, съвременно състояние и перспективи за развитие на ТУРД

Идеята за създаване на TNRE се появи почти веднага след първите термоядрени реакции (тестване на термоядрени заряди). Една от първите публикации по темата за развитието на TURD е статия на J. Ross, публикувана през 1958 г. В момента се провеждат теоретични разработки на такива типове двигатели (по-специално на базата на лазерен термоядрен синтез) и като цяло обширни практически изследвания в областта на контролирания термоядрен синтез. Съществуват солидни теоретични и инженерни предпоставки за внедряването на този тип двигатели в обозримо бъдеще. Въз основа на изчислените характеристики на TNRE, такива двигатели ще могат да осигурят създаването на високоскоростен и ефективен междупланетен транспорт за изследване на Слънчевата система. Реални образци на TNRE обаче все още не са създадени в момента (2012 г.).

Вижте също

Връзки

Космонавтиката на XXI век: термоядрени двигатели // вестник „За науката“, 2003 г.
New Scientist Space (01/23/2003): Ядреният синтез може да захранва космически кораби на НАСА (английски)
Физическа енциклопедия, том 4, статия “термоядрени реакции”, на стр. 102, Москва, “Голяма руска енциклопедия”, 1994 г., 704 с.

Парен двигател Двигателят на Стърлинг Въздушен мотор

По вид на работната течност

Газ	Газотурбинен завод Газотурбинна електроцентрала Газотурбинни двигатели
Пара	Завод с комбиниран цикъл Кондензационна турбина
Хидравлични турбини	Витлова турбина Конвертор на въртящ момент

По дизайнерски характеристики

Аксиална (аксиална) турбина Центробежна турбина (радиална,

Ядрената енергетика се състои от голям брой предприятия за различни цели. Суровините за тази индустрия се добиват от уранови мини. След това се доставя до заводи за производство на гориво.

След това горивото се транспортира до атомните електроцентрали, където влиза в активната зона на реактора. Когато ядреното гориво достигне края на полезния си живот, то подлежи на погребване. Струва си да се отбележи, че опасните отпадъци се появяват не само след преработка на гориво, но и на всеки етап - от добива на уран до работата в реактора.

Ядрено гориво

Има два вида гориво. Първият е уранът, добиван в мини, който е с естествен произход. Съдържа суровини, способни да образуват плутоний. Второто е гориво, което се създава изкуствено (вторично).

Ядреното гориво също се разделя според химичния му състав: метално, оксидно, карбидно, нитридно и смесено.

Добив на уран и производство на гориво

Голям дял от производството на уран идва само от няколко страни: Русия, Франция, Австралия, САЩ, Канада и Южна Африка.

Уранът е основният елемент за гориво в атомните електроцентрали. За да попадне в реактора, той преминава през няколко етапа на обработка. Най-често находищата на уран се намират до злато и мед, така че добивът му се извършва с извличането на благородни метали.

По време на добива човешкото здраве е изложено на голям риск, тъй като уранът е токсичен материал, а газовете, които се появяват при добива му, причиняват различни форми на рак. Въпреки че самата руда съдържа много малко количество уран - от 0,1 до 1 процент. Населението, живеещо в близост до уранови мини, също е изложено на голям риск.

Обогатеният уран е основното гориво за атомните електроцентрали, но след използването му остава огромно количество радиоактивни отпадъци. Въпреки всичките си опасности, обогатяването на уран е неразделна част от процеса на създаване на ядрено гориво.

В естествената си форма уранът практически не може да се използва никъде. За да се използва, трябва да се обогати. За обогатяване се използват газови центрофуги.

Обогатеният уран се използва не само в ядрената енергетика, но и в производството на оръжия.

Транспорт

На всеки етап от горивния цикъл има транспорт. Извършва се с всички налични средства: по суша, море, въздух. Това е голям риск и голяма опасност не само за околната среда, но и за хората.

По време на транспортирането на ядрено гориво или негови елементи се случват много аварии, водещи до изпускане на радиоактивни елементи. Това е една от многото причини, поради които се смята за опасно.

Извеждане от експлоатация на реактори

Нито един от реакторите не е демонтиран. Дори скандалният Чернобил. Цялата работа е, че според експертите цената на демонтажа е равна или дори надвишава цената на изграждането на нов реактор. Но никой не може да каже точно колко пари ще са необходими: цената е изчислена въз основа на опита от демонтирането на малки станции за изследване. Експертите предлагат два варианта:

Поставете реакторите и отработеното ядрено гориво в хранилища.
Изградете саркофази над изведени от експлоатация реактори.

През следващите десет години около 350 реактора по света ще достигнат края на живота си и трябва да бъдат извадени от експлоатация. Но тъй като най-подходящият метод от гледна точка на безопасност и цена не е измислен, този въпрос все още се решава.

В момента по света работят 436 реактора. Разбира се, това е голям принос към енергийната система, но е много опасно. Изследванията показват, че след 15-20 години атомните електроцентрали ще могат да бъдат заменени от станции, работещи на вятърна енергия и слънчеви панели.

Ядрени отпадъци

Огромно количество ядрени отпадъци се генерират в резултат на дейността на атомните електроцентрали. Преработката на ядрено гориво също оставя след себе си опасни отпадъци. Нито една от страните обаче не намери решение на проблема.

Днес ядрените отпадъци се съхраняват във временни хранилища, във водни басейни или се заравят плитко под земята.

Най-сигурният метод е съхранението в специални хранилища, но и тук, както при другите методи, е възможно изтичане на радиация.

Всъщност ядрените отпадъци имат известна стойност, но изискват стриктно спазване на правилата за тяхното съхранение. И това е най-належащият проблем.

Важен фактор е времето, през което отпадъкът е опасен. Всеки има свой собствен период на разпадане, през който е токсичен.

Видове ядрени отпадъци

По време на експлоатацията на всяка атомна електроцентрала отпадъците от нея попадат в околната среда. Това е вода за охлаждане на турбини и газообразни отпадъци.

Ядрените отпадъци се разделят на три категории:

Ниско ниво - облекло на служители на атомната електроцентрала, лабораторно оборудване. Такива отпадъци могат да идват и от медицински институции и научни лаборатории. Те не представляват голяма опасност, но изискват спазване на мерките за безопасност.
Междинно ниво - метални контейнери, в които се транспортира гориво. Тяхното ниво на радиация е доста високо и тези, които са близо до тях, трябва да бъдат защитени.
Високото ниво е отработеното ядрено гориво и продуктите от неговата преработка. Нивото на радиоактивност бързо намалява. Високоактивните отпадъци са много малки, около 3 процента, но съдържат 95 процента от цялата радиоактивност.