سوخت هسته ای برای چه مواردی استفاده می شود؟ موشک فیوژن از MSNW. همجوشی هسته ای: انقلابی در انرژی

مثال.
همجوشی D-T با یک اتم دوتریوم و تریتیوم شروع می شود و با یک اتم هلیوم-4 و یک نوترون به پایان می رسد. جرم اولیه 2.013553 + 3.015500 = 5.029053. جرم نهایی 4.001506 + 1.008665 = 5.010171. با کم کردن دومی از اولی، متوجه می‌شویم که عیب جرم برابر با 0.018882 است. با ضرب در 931.494028، انرژی حاصل را برابر با 17.58847 MeV می‌یابیم.

توجه داشته باشید که همجوشی هسته‌ای انرژی تولید می‌کند که اتم‌های بزرگ‌تر و بزرگ‌تر با هم ترکیب می‌شوند تا زمانی که رشد کنند تا جایی که به اتم‌های آهن تبدیل شوند. پس از این، همجوشی اتم های سنگین شروع به مصرف انرژی بیشتر از تولید می کند.

ذرات

این جدول نمادهایی را برای ذرات مختلفی ارائه می دهد که می توانند به عنوان سوخت همجوشی استفاده شوند. در صورتی که بخواهید نقص جرم را برای واکنش های زیر محاسبه کنید و از مقدار انرژی بدست آمده شگفت زده شوید، جرم ذرات داده می شود.

نیمه عمر تریتیوم تنها 12.32 سال است که استفاده از آن در فضا را کمی دشوار می کند، زیرا پس از دوازده سال نیمی از آن به هلیوم-3 تجزیه می شود. به همین دلیل است که هیچ ذخایر طبیعی تریتیوم وجود ندارد. اکثر طراحی‌های راکتورهایی که از تریتیوم استفاده می‌کنند به ژنراتورهای تریتیوم متکی هستند. آنها معمولاً مخازن لیتیوم مایع هستند که راکتور را احاطه کرده اند. لیتیوم نوترون ها را جذب می کند و به تریتیوم تازه و هلیوم 4 تبدیل می شود.

هلیوم-3 معروف که اغلب به عنوان انگیزه اقتصادی برای اکتشافات فضایی ذکر می شود، متأسفانه آنطور که انتظار می رود خوب نیست. اولاً، روی زمین یافت نمی شود و به دست آوردن آن دشوار است. برخی از علاقه مندان می خواهند آن را در ماه استخراج کنند، بدون اینکه مشخص کنند، غلظت آن در آنجا بسیار پایین است. برای به دست آوردن تنها یک تن هلیوم-3، لازم است 100 میلیون تن سنگ سنگ قمری پردازش شود. از طرف دیگر، می توان آن را در کارخانه ها تولید کرد، اما این به تعداد زیادی نوترون نیاز دارد. به طور کلی، شما باید تریتیوم را دریافت کنید و منتظر بمانید تا تجزیه شود. مقادیر زیادی هلیوم-3 در جو زحل و اورانوس موجود است، اما زیرساخت های مناسب برای استخراج آن از آنجا مورد نیاز است. غلظت هلیوم-3 در جو آنها می تواند به ده قسمت در میلیون برسد که بسیار بهتر از ماه است. مشتری همچنین حاوی هلیوم 3 در جو خود است، اما به دلیل گرانش بسیار زیاد آن، استخراج آن می تواند بسیار دشوار باشد.

معرفی

این مقاله در نگاه اول روش دیگری را برای استفاده از انرژی گرما هسته ای برای پروازهای فضایی سرنشین دار سریع توضیح می دهد. تلاش های قبلی در این مسیر عمدتاً به دو دلیل زیر ناموفق بود. اول، آنها بر اساس طراحی راکتورهای همجوشی بودند. کاربرد مستقیم رویکردهای مورد استفاده در راکتورها منجر به سیستم هایی با جرم بسیار زیاد و مشکلاتی در اتلاف انرژی می شود. در یک تجزیه و تحلیل دقیق، برای فشرده ترین مفهوم TOKMAK، یک چنبره کروی، جرم کشتی حدود 4000 تن بود. حداکثر جرم برای پرتاب به مدار مرجع پایین با استفاده از راکت های شیمیایی نباید از 200 تن تجاوز کند.

دلیل دوم این است که در واقع، تمام سیستم‌های پیشرانه قبلی به واکنش‌های پیچیده‌ای نیاز داشتند که در بیشتر موارد ذرات باردار تولید می‌کردند. این برای کاهش تلفات انرژی از طریق نوترون ضروری بود. امیدوارکننده‌ترین آنها D-3 He و P-11 B بودند. اما این واکنش‌ها به دمای پلاسما بسیار بالاتری نیاز دارند و دستیابی به آن‌ها نسبت به همجوشی D-T دشوارتر است، که بسیار در دسترس‌تر است و تنها نامزد برای کاربرد در زمین در نظر گرفته می‌شود. . در حالی که سود کمتری دارند، با این وجود برای حفظ احتراق به انرژی زیادی نیاز دارند، که آنها را کمی بهتر از واکنش های شکافت جایگزین می کند.

ایده های گذشته در مورد چگونگی استفاده از انرژی همجوشی در سیستم های رانش فضایی نیاز به بازنگری دارند. بیایید ببینیم چه چیزی به موتورهای موشک شیمیایی چنین مزایایی می دهد. دلیل اصلی این است که انرژی حاصل از واکنش شیمیایی احتراق می تواند به اندازه دلخواه بزرگ یا کوچک باشد. از 13 گیگاوات برای یک پرتابگر سنگین اطلس، تا 130 کیلووات برای یک خودرو. شایان ذکر است که در انرژی کمتر، احتراق کارآمدتر است، زیرا دما را می توان بدون نگرانی در مورد نیاز به حذف شدید گرما و آسیب حرارتی که می تواند با عملکرد مداوم طولانی مدت رخ دهد، افزایش داد.

همانطور که آزمایش‌های بمب‌های اتمی و هیدروژنی نشان داده است، احتراق سوخت هسته‌ای می‌تواند انرژی بسیار بزرگ‌تر از همان اطلس تولید کند. مشکل این است که چگونه می توان آزاد شدن انرژی هسته ای را کنترل کرد تا ویژگی های لازم برای پروازهای فضایی را به دست آورد: یک ستون چند مگاواتی، وزن مخصوص α پایین (~ 1 کیلوگرم بر کیلووات) با Isp ضربه ویژه بالا (> 20000 متر بر ثانیه). به نظر می رسد که حداقل برای شکافت هسته ای، هیچ راهی برای کاهش مقیاس انرژی مورد نیاز وجود ندارد، زیرا یک جرم بحرانی خاص (پیکربندی بحرانی) برای شروع خودپایه واکنش مورد نیاز است. در نتیجه، پروژه‌هایی که از واکنش‌های شکافت هسته‌ای استفاده می‌کنند، مانند جبار، معمولاً میلیون‌ها تن نیروی رانش تولید می‌کنند که فقط برای فضاپیماهایی با جرم 107 کیلوگرم و بالاتر مناسب است.

خوشبختانه، مقیاس واکنش‌های همجوشی می‌تواند بسیار کوچک‌تر باشد و تکنیک‌هایی مانند همجوشی اینرسی مغناطیسی (MIF) می‌توانند مقادیر زیادی انرژی از مواد هسته‌ای در سیستم‌هایی تولید کنند که می‌توانند سیستم‌های پیشران فضایی را در اندازه، وزن، قدرت و هزینه در خود جای دهند.

فیزیک موتور

این موتور بر اساس اصل انفجار سه بعدی (فشرده شدن توسط موج انفجار) فویل فلزی در اطراف پلاسموئید FRC (پیکربندی معکوس میدان) با استفاده از میدان مغناطیسی است. این برای دستیابی به شرایط لازم برای شروع سنتز مانند دما و فشار بالا ضروری است. این رویکرد برای شروع یک واکنش نوعی همجوشی اینرسی است. برای درک تقریبی نحوه عملکرد آن، می توانید نگاهی به همجوشی محصور اینرسی (ICF) بیندازید. سنتز ICF با استفاده از انفجار سه بعدی یک کپسول کروی با سوخت برودتی میلی متری به دست می آید. انفجار به دلیل تبخیر انفجاری بدنه کپسول، پس از گرم شدن آن با استفاده از پرتوهای لیزر، الکترون ها یا یون ها رخ می دهد. لایه بیرونی گرم شده کپسول به سمت بیرون منفجر می شود، که نیروی متقابلی تولید می کند که باقیمانده مواد کپسول را به سمت داخل شتاب می دهد و آن را فشرده می کند. همچنین، امواج ضربه ای به نظر می رسد که به سمت هدف حرکت می کنند. مجموعه ای از امواج ضربه ای به اندازه کافی قدرتمند می تواند سوخت را در مرکز آنقدر فشرده و گرم کند که یک واکنش گرما هسته ای آغاز شود. این روش فرض می کند که اینرسی یک کپسول کوچک برای نگه داشتن پلاسما به اندازه کافی کافی است تا تمام سوخت واکنش نشان دهد و خروجی مفید G~200 یا بیشتر تولید کند (G = انرژی همجوشی/انرژی پلاسما). رویکرد ICF برای دهه‌ها توسط اداره امنیت ملی هسته‌ای (NNSA) دنبال می‌شود، زیرا چیزی شبیه یک بمب گرما هسته‌ای مینیاتوری را نشان می‌دهد. کپسول به دلیل اندازه و وزن کوچک آن باید در عرض نانوثانیه تا دمای سنتز گرم شود. مشخص شد که امیدوارکننده ترین راه حل برای این مشکل، مجموعه ای از لیزرهای پالسی پرقدرت متمرکز بر یک کپسول با سوخت D-T است.

می خواهم توجه داشته باشم که وقتی صحبت از پروازهای فضایی می شود، شاخص اصلی Δv است - افزایش سرعت (m/s یا km/s). این معیار میزان تلاشی است که برای حرکت از یک مسیر به مسیر دیگر هنگام انجام یک مانور مداری لازم است. برای یک سفینه فضایی مفاهیمی مانند ذخیره سوخت، حداکثر فاصله یا حداکثر سرعت وجود ندارد، فقط Δv وجود دارد. حداکثر Δv یک کشتی را می توان به عنوان افزایش سرعتی که پس از مصرف تمام سوخت خود دریافت می کند نشان داد. مهم است بدانید که یک "ماموریت" را می توان با توجه به آنچه Δv برای تکمیل آن لازم است مشخص کرد. به عنوان مثال، صعود از زمین، مسیر هومان به مریخ و فرود بر روی آن به بودجه Δv 18 کیلومتر بر ثانیه نیاز دارد. اگر کشتی ذخیره Δv بزرگتر یا مساوی با ماموریت Δv داشته باشد، می تواند این ماموریت را کامل کند.

برای فهمیدن Δv کشتی، می توانید از فرمول Tsiolkovsky استفاده کنید.

جایی که:
V آخرین (بعد از مصرف سوخت) سرعت هواپیما (m/s) است.
I ضربه خاص موتور موشک است (نسبت نیروی رانش موتور به مصرف توده سوخت دوم، سرعت جریان سیال کاری که از نازل خارج می شود، متر بر ثانیه).
M 1 - جرم اولیه هواپیما (محموله + طراحی وسیله نقلیه + سوخت، کیلوگرم)؛
M 2 - جرم نهایی هواپیما (بار محموله + ساختار، کیلوگرم).

یک نتیجه گیری بسیار مهم از این نتیجه حاصل می شود که ممکن است در نگاه اول چندان واضح نباشد. اگر Δv ماموریت کمتر یا برابر با ضربه خاص باشد، جرم نسبی کشتی بزرگ است و امکان حمل محموله بزرگتر فراهم می شود. با این حال، اگر Δv ماموریت بیشتر از ضربه خاص باشد، جرم نسبی به طور تصاعدی شروع به کاهش می‌کند و کشتی را به مخزن سوخت عظیمی با محموله کوچک تبدیل می‌کند. در واقع، دقیقاً به همین دلیل است که پروازهای بین سیاره ای با استفاده از موتورهای شیمیایی معمولی بسیار دشوار است.

برای یک پرواز 210 روزه به مریخ و بازگشت برنامه ریزی کنید.

ماموریت 90 روزه به مریخ (ΔV = 13.5 کیلومتر بر ثانیه)

هدف: نسبت بار محموله به وزن کل بهتر است.
مزایای:

بدون نیاز به ماموریت های حمل و نقل اضافی
معماری ماموریت ساده
امکان همراه داشتن تمام لوازم در طول یک ماموریت
هزینه ماموریت کم
امکان شروع یک ماموریت پس از یک پرتاب از زمین

ماموریت 30 روزه به مریخ (ΔV = 40.9 کیلومتر بر ثانیه)

هدف: سریعترین ماموریت
مزایای:

ریسک کم
حداقل قرار گرفتن در معرض تابش
معماری ماموریت آپولو
کلید بازدید منظم از مریخ
توسعه فناوری های مورد نیاز برای تسخیر فضای عمیق

ناسا در حال حاضر در حال توسعه سیستم پرتاب فضایی (SLS) است، یک وسیله پرتاب فوق سنگین که قادر است 70 تا 130 تن محموله را به مدار مرجع پایین پرتاب کند. این امر امکان آغاز یک ماموریت 90 روزه به مریخ را پس از تنها یک بار پرتاب چنین وسیله پرتابی ممکن می سازد.

هر دو ماموریت قابلیت لغو فوری و بازگشت به زمین را دارند.

پارامترهای اصلی ماموریت

مفروضات سوخت
هزینه های یونیزاسیون مواد لاینر	75 MJ/kg
بازده انتقال انرژی به لاینر (انرژی باقیمانده به خازن ها برمی گردد)	50%
راندمان تبدیل به رانش η t	90%
وزن لاینر (منطبق بر افزایش از 50 تا 500 است)	از 0.28 تا 0.41 کیلوگرم
ضریب اشتعال	5
حاشیه ایمنی (G F =G F (محاسبه) /2)	2

مفروضات ماموریت
ماژول Mass of the Mars (براساس Design Reference Architecture 5.0)	61 تن
منطقه قابل سکونت	31 تن
کپسول برگشتی	16 تن
سیستم انتشار	14 تن
وزن نسبی خازن ها (این شامل سیم کشی لازم نیز می شود)	1 ج/گرم
جرم نسبی پانل های خورشیدی	200 وات بر کیلوگرم
عامل سازه (مخازن، سازه، رادیاتورها و غیره)	10%
ترمز کامل سوخت، بدون استفاده از ترمز هوا

طراحی کشتی
ساختار (فیرینگ ها، سازه های قدرت، کانال های ارتباطی، سیستم های کنترل خودکار، باتری ها)	6.6 تن
سیستم نگهداری لیتیوم	0.1 تن
سیستم ایجاد و تزریق پلاسما	0.2 تن
مکانیزم تامین سوخت	1.2 تن
بانک های خازنی	1.8 تن
کویل های فشرده سازی لاینر	0.3 تن
سیم کشی و برق برق	1.8 تن
پانل های خورشیدی (180 کیلو وات در 200 وات بر کیلوگرم)	1.5 تن
سیستم کنترل حرارتی	1.3 تن
نازل مغناطیسی	0.2 تن
وزن کشتی	15 تن
جرم ماژول مریخ	61 تن
مایع کار لیتیوم	57 تن
وزن مجموع	133 تن

نرخ تکرار پالس، با قضاوت بر اساس طرح تحقیق، بالاتر از 0.1 هرتز خواهد بود. اگر در نظر بگیریم که ضربه خاص 51400 متر بر ثانیه و جرم سیال عامل 0.37 کیلوگرم در هر ضربه است، می‌توان ضربه را p = mv = 19018 کیلوگرم متر بر ثانیه محاسبه کرد. طبق قانون بقای حرکت، سرعت کشتی به میزان p/M = 19018/133000 = 0.14 m/s افزایش می یابد. اگر شعاع نازل را 1 متر در نظر بگیریم، گازهای در حال انبساط در ناحیه t = r/v = 1/51400 = 0.00002 s روی آن فشار می آورند. بنابراین، شتاب در ناحیه a = dv/dt = 0.14/0.00002 = 7000 m/s 2 خواهد بود. بدیهی است که مانند پروژه Daedalus از کمک فنرها یا راه حل های فنی دیگر برای صاف کردن ضربه استفاده می شود.

برچسب ها: اضافه کردن برچسب

چرخه حیات سوخت هسته ای مبتنی بر اورانیوم یا پلوتونیوم در شرکت های معدنی، کارخانه های شیمیایی، در سانتریفیوژهای گازی آغاز می شود و در لحظه تخلیه مجموعه سوخت از راکتور به پایان نمی رسد، زیرا هر مجموعه سوخت باید مسیر طولانی را طی کند. دفع و سپس پردازش مجدد

استخراج مواد خام برای سوخت هسته ای

اورانیوم سنگین ترین فلز روی زمین است. حدود 99.4 درصد اورانیوم زمین اورانیوم 238 و تنها 0.6 درصد اورانیوم 235 است. گزارش کتاب سرخ آژانس بین‌المللی انرژی اتمی نشان می‌دهد که تولید و تقاضای اورانیوم با وجود حادثه هسته‌ای فوکوشیما در حال افزایش است که بسیاری از چشم‌انداز انرژی هسته‌ای را متعجب کرده است. تنها در چند سال گذشته، ذخایر اثبات شده اورانیوم 7 درصد افزایش یافته است که با کشف ذخایر جدید مرتبط است. بزرگترین تولیدکنندگان همچنان قزاقستان، کانادا و استرالیا هستند؛ آنها تا 63 درصد اورانیوم جهان را استخراج می کنند. علاوه بر این، ذخایر فلزی در استرالیا، برزیل، چین، مالاوی، روسیه، نیجر، ایالات متحده آمریکا، اوکراین، چین و سایر کشورها موجود است. پیش از این، پروندرا نوشت که در سال 2016، 7.9 هزار تن اورانیوم در فدراسیون روسیه استخراج شده است.

امروزه اورانیوم به سه روش مختلف استخراج می شود. روش باز ارتباط خود را از دست نمی دهد. در مواردی که رسوبات نزدیک به سطح زمین هستند استفاده می شود. با روش باز، بولدوزرها یک معدن را ایجاد می کنند، سپس سنگ معدن با ناخالصی ها برای حمل و نقل به مجتمع های فرآوری در کامیون های کمپرسی بارگیری می شود.

اغلب بدنه سنگ معدن در عمق زیادی قرار دارد که در این صورت از روش استخراج زیرزمینی استفاده می شود. یک معدن تا عمق دو کیلومتری حفر می شود، سنگ با حفاری در رانش های افقی استخراج می شود و در آسانسورهای باری به سمت بالا حمل می شود.

مخلوطی که از این طریق به سمت بالا منتقل می شود دارای اجزای زیادی است. سنگ باید خرد شود، با آب رقیق شود و اضافی آن حذف شود. سپس، اسید سولفوریک به مخلوط اضافه می شود تا فرآیند لیچینگ انجام شود. در طی این واکنش، شیمیدانان یک رسوب زرد رنگ از نمک های اورانیوم به دست می آورند. در نهایت، اورانیوم با ناخالصی ها در یک تاسیسات پالایشی خالص سازی می شود. تنها پس از آن اکسید اورانیوم تولید می شود که در بورس معامله می شود.

یک روش بسیار ایمن تر، سازگار با محیط زیست و مقرون به صرفه وجود دارد که شسته شدن گمانه در محل (ISL) نامیده می شود.

با این روش استخراج، قلمرو برای پرسنل امن می ماند و پس زمینه تشعشع با پس زمینه شهرهای بزرگ مطابقت دارد. برای استخراج اورانیوم با استفاده از لیچینگ، باید 6 سوراخ در گوشه های شش ضلعی ایجاد کنید. از طریق این چاه ها، اسید سولفوریک به ذخایر اورانیوم پمپ شده و با نمک های آن مخلوط می شود. این محلول استخراج می شود، یعنی از طریق چاهی در مرکز شش ضلعی پمپ می شود. برای رسیدن به غلظت مورد نیاز نمک های اورانیوم، مخلوط چندین بار از ستون های جذب عبور داده می شود.

تولید سوخت هسته ای

تصور تولید سوخت هسته ای بدون سانتریفیوژهای گازی که برای تولید اورانیوم غنی شده استفاده می شوند، غیرممکن است. پس از رسیدن به غلظت مورد نیاز، دی اکسید اورانیوم به اصطلاح به قرص فشرده می شود. آنها با استفاده از روان کننده هایی ایجاد می شوند که در طی پخت در کوره ها حذف می شوند. دمای پخت به 1000 درجه می رسد. پس از این، تبلت ها بررسی می شوند تا اطمینان حاصل شود که الزامات ذکر شده را برآورده می کنند. کیفیت سطح، میزان رطوبت و نسبت اکسیژن و اورانیوم مهم هستند.

همزمان پوسته های لوله ای برای المان های سوختی در کارگاه دیگری در حال آماده سازی است. فرآیندهای فوق شامل دوز و بسته بندی بعدی قرص ها در لوله های پوسته ای، آب بندی، آلودگی زدایی، ساخت سوخت نامیده می شود. در روسیه، ایجاد مجموعه های سوخت (FA) توسط Mashinostroitelny Zavod در منطقه مسکو، کارخانه کنسانتره شیمیایی نووسیبیرسک در نووسیبیرسک، کارخانه پلی متال مسکو و دیگران انجام می شود.

هر دسته از مجموعه های سوخت برای نوع خاصی از راکتور ایجاد می شود. مجموعه های سوخت اروپایی به شکل مربع ساخته شده اند، در حالی که نمونه های روسی دارای مقطع شش ضلعی هستند. راکتورهای انواع VVER-440 و VVER-1000 به طور گسترده در فدراسیون روسیه استفاده می شود. اولین عناصر سوخت برای VVER-440 در سال 1963 و برای VVER-1000 - در سال 1978 آغاز شد. علیرغم این واقعیت که راکتورهای جدید با فناوری های ایمنی پس از فوکوشیما به طور فعال در روسیه معرفی می شوند، بسیاری از تأسیسات هسته ای به سبک قدیمی در سراسر کشور و خارج از کشور فعال هستند، بنابراین مجموعه های سوخت برای انواع مختلف راکتورها به همان اندازه مرتبط هستند.

به عنوان مثال، برای تهیه مجموعه های سوخت برای یک هسته از راکتور RBMK-1000، بیش از 200 هزار جزء ساخته شده از آلیاژهای زیرکونیوم و همچنین 14 میلیون گلوله دی اکسید اورانیوم متخلخل مورد نیاز است. گاهی اوقات هزینه ساخت یک مجموعه سوخت می تواند از هزینه سوخت موجود در عناصر بیشتر شود، به همین دلیل است که اطمینان از راندمان انرژی بالا در هر کیلوگرم اورانیوم بسیار مهم است.

هزینه های فرآیندهای تولید بر حسب درصد

به طور جداگانه، قابل ذکر است مجموعه های سوخت برای راکتورهای تحقیقاتی. آنها به گونه ای طراحی شده اند که مشاهده و مطالعه فرآیند تولید نوترون را تا حد امکان راحت کنند. چنین میله های سوختی برای آزمایش در زمینه های فیزیک هسته ای، تولید ایزوتوپ و پزشکی پرتویی در روسیه توسط کارخانه کنسانتره شیمیایی نووسیبیرسک تولید می شود. FA بر اساس عناصر بدون درز با اورانیوم و آلومینیوم ایجاد می شود.

تولید سوخت هسته ای در فدراسیون روسیه توسط شرکت سوخت TVEL (بخشی از Rosatom) انجام می شود. این شرکت در زمینه غنی سازی مواد خام، مونتاژ عناصر سوخت، و همچنین خدمات صدور مجوز سوخت فعالیت می کند. کارخانه مکانیکی Kovrov در منطقه ولادیمیر و کارخانه سانتریفیوژ گاز اورال در منطقه Sverdlovsk تجهیزاتی را برای مجموعه‌های سوخت روسیه ایجاد می‌کنند.

ویژگی های حمل و نقل میله های سوخت

اورانیوم طبیعی با سطح کم رادیواکتیویته مشخص می شود، با این حال، قبل از تولید مجموعه های سوخت، فلز تحت یک فرآیند غنی سازی قرار می گیرد. محتوای اورانیوم 235 در سنگ معدن طبیعی بیش از 0.7٪ نیست و رادیواکتیویته آن 25 بکرل در هر میلی گرم اورانیوم است.

گلوله های اورانیوم که در مجموعه های سوخت قرار می گیرند، حاوی اورانیوم با غلظت اورانیوم 235 5 درصد هستند. مجموعه های سوخت تمام شده با سوخت هسته ای در ظروف فلزی با استحکام بالا حمل می شود. برای حمل و نقل از حمل و نقل ریلی، جاده ای، دریایی و حتی هوایی استفاده می شود. هر ظرف شامل دو مجموعه است. حمل و نقل سوخت بدون تابش (تازه) خطر تشعشع ندارد، زیرا تشعشع فراتر از لوله های زیرکونیومی که گلوله های اورانیوم فشرده در آن قرار می گیرند گسترش نمی یابد.

یک مسیر ویژه برای حمل و نقل سوخت ایجاد شده است؛ محموله با همراهی پرسنل امنیتی سازنده یا مشتری (بیشتر) حمل می شود که در درجه اول به دلیل هزینه بالای تجهیزات است. در کل تاریخ تولید سوخت هسته‌ای، حتی یک حادثه حمل‌ونقل شامل مجموعه‌های سوخت ثبت نشده است که بر پس‌زمینه تشعشعات محیطی تأثیر بگذارد یا منجر به تلفات شود.

سوخت در هسته راکتور

یک واحد سوخت هسته ای - TVEL - قادر است مقادیر زیادی انرژی را در مدت زمان طولانی آزاد کند. نه زغال سنگ و نه گاز نمی توانند با چنین حجم هایی مقایسه شوند. چرخه عمر سوخت در هر نیروگاه هسته ای با تخلیه، حذف و ذخیره سوخت تازه در انبار مونتاژ سوخت آغاز می شود. هنگامی که دسته قبلی سوخت در راکتور می سوزد، پرسنل مجموعه های سوخت را برای بارگیری در هسته (منطقه کاری راکتور که در آن واکنش پوسیدگی رخ می دهد) جمع می کنند. به عنوان یک قاعده، سوخت تا حدی دوباره بارگیری می شود.

سوخت کامل تنها در زمان اولین راه اندازی راکتور به هسته اضافه می شود. این به دلیل این واقعیت است که میله های سوخت در راکتور به طور نابرابر می سوزند، زیرا شار نوترون در مناطق مختلف راکتور با شدت متفاوت است. به لطف دستگاه های اندازه گیری، پرسنل ایستگاه این امکان را دارند که میزان فرسودگی هر واحد سوخت را در زمان واقعی نظارت کنند و جایگزینی انجام دهند. گاهی اوقات به جای بارگیری مجموعه های سوخت جدید، مجموعه ها بین خودشان جابه جا می شوند. در مرکز منطقه فعال، فرسودگی شغلی شدیدترین اتفاق می افتد.

FA پس از یک نیروگاه هسته ای

اورانیومی که در یک رآکتور هسته ای مصرف شده است را تابش شده یا سوخته می نامند. و چنین مجموعه های سوختی به عنوان سوخت هسته ای مصرف شده استفاده می شوند. SNF جدا از زباله های رادیواکتیو قرار می گیرد، زیرا دارای حداقل 2 جزء مفید است - اورانیوم نسوخته (عمق سوختن فلز هرگز به 100٪ نمی رسد) و رادیونوکلئیدهای فرااورانیوم.

اخیراً، فیزیکدانان شروع به استفاده از ایزوتوپ های رادیواکتیو انباشته شده در سوخت هسته ای مصرف شده در صنعت و پزشکی کرده اند. پس از اینکه سوخت کارزار خود را کامل کرد (زمانی که مونتاژ در هسته راکتور تحت شرایط عملیاتی با توان نامی قرار دارد)، به استخر خنک‌کننده فرستاده می‌شود، سپس مستقیماً در محفظه راکتور ذخیره می‌شود و پس از آن برای پردازش مجدد یا دفع. استخر خنک کننده برای حذف گرما و محافظت در برابر تشعشعات یونیزان طراحی شده است، زیرا مجموعه سوخت پس از خارج شدن از راکتور خطرناک باقی می ماند.

در ایالات متحده آمریکا، کانادا یا سوئد، سوخت مصرف شده برای پردازش مجدد ارسال نمی شود. کشورهای دیگر از جمله روسیه روی چرخه سوخت بسته کار می کنند. این به شما امکان می دهد تا هزینه تولید سوخت هسته ای را به میزان قابل توجهی کاهش دهید، زیرا بخشی از سوخت مصرف شده مجددا استفاده می شود.

میله های سوخت در اسید حل می شوند و پس از آن محققان پلوتونیوم و اورانیوم استفاده نشده را از زباله جدا می کنند. حدود 3 درصد از مواد خام قابل استفاده مجدد نیستند؛ این ضایعات سطح بالایی هستند که تحت فرآیندهای قیری یا شیشه ای شدن قرار می گیرند.

1 درصد پلوتونیوم را می توان از سوخت هسته ای مصرف شده بازیابی کرد. این فلز نیازی به غنی سازی ندارد؛ روسیه از آن در فرآیند تولید سوخت نوآورانه MOX استفاده می کند. چرخه بسته سوخت امکان ارزان‌تر کردن یک مجموعه سوخت را تقریباً 3 درصد فراهم می‌کند، اما این فناوری نیاز به سرمایه‌گذاری‌های کلان در ساخت واحدهای صنعتی دارد، بنابراین هنوز در دنیا فراگیر نشده است. با این حال، شرکت سوخت Rosatom تحقیقات در این مسیر را متوقف نمی کند. پروندرا اخیراً نوشت که فدراسیون روسیه در حال کار بر روی سوختی است که قادر به بازیافت ایزوتوپ‌های آمریکیوم، کوریم و نپتونیم در هسته راکتور است، که در همان 3 درصد زباله‌های بسیار پرتوزا قرار دارند.

تولیدکنندگان سوخت هسته ای: رتبه بندی

شرکت فرانسوی آروا تا همین اواخر 31 درصد از بازار جهانی را برای مجموعه های سوخت تامین می کرد. این شرکت سوخت هسته ای تولید می کند و قطعات نیروگاه های هسته ای را مونتاژ می کند. در سال 2017، آروا تحت یک نوسازی کیفی قرار گرفت، سرمایه گذاران جدید به شرکت آمدند و ضرر عظیم سال 2015 3 برابر کاهش یافت.
Westinghouse بخش آمریکایی شرکت ژاپنی توشیبا است. این شرکت به طور فعال بازار را در شرق اروپا توسعه می دهد و مجموعه های سوخت را برای نیروگاه های هسته ای اوکراین تامین می کند. همراه با توشیبا، 26 درصد از بازار جهانی تولید سوخت هسته ای را تامین می کند.
شرکت سوخت TVEL از شرکت دولتی Rosatom (روسیه) در جایگاه سوم قرار دارد. TVEL 17 درصد از بازار جهانی را تامین می کند، دارای یک سبد قرارداد ده ساله به ارزش 30 میلیارد دلار است و سوخت بیش از 70 راکتور را تامین می کند. TVEL مجموعه های سوخت را برای راکتورهای VVER توسعه می دهد و همچنین وارد بازار نیروگاه های هسته ای با طراحی غربی می شود.
ژاپن Nuclear Fuel Limited، طبق آخرین داده ها، 16 درصد از بازار جهانی را تامین می کند و مجموعه های سوخت را برای اکثر رآکتورهای هسته ای در خود ژاپن تامین می کند.
صنایع سنگین میتسوبیشی یک غول ژاپنی است که توربین، تانکر، تهویه مطبوع و اخیراً سوخت هسته ای را برای راکتورهای سبک غربی تولید می کند. صنایع سنگین میتسوبیشی (بخشی از شرکت مادر) در ساخت راکتورهای هسته ای APWR و فعالیت های تحقیقاتی همراه با آروا مشغول است. این شرکت توسط دولت ژاپن برای توسعه راکتورهای جدید انتخاب شد.

اورانیوم عنصر اصلی انرژی هسته ای است که به عنوان سوخت هسته ای، ماده خام برای تولید پلوتونیوم و در سلاح های هسته ای استفاده می شود. محتوای اورانیوم در پوسته زمین 2.5-10-4٪ است و مقدار کل در یک لایه ضخیم 20 کیلومتری از لیتوسفر به 1.3-10 14 تن می رسد.مواد معدنی اورانیوم تقریباً در همه جا یافت می شود. با این حال، اورانیوم یک عنصر کمیاب است. این بدان معنی است که غلظت آن در سنگ ها اغلب برای تولید تجاری قابل دوام کافی نیست. محتوای اورانیوم در سنگ معدن یکی از پارامترهای کلیدی است که هزینه تولید را تعیین می کند. سنگ معدن اورانیوم حاوی 0.03-0.10٪ اورانیوم ضعیف، معمولی - 0.10-0.25٪، متوسط - 0.25-0.5٪، غنی - بیش از 0.50٪ 1 در نظر گرفته می شود.

اورانیوم دارای 14 ایزوتوپ است، اما تنها سه مورد از آنها در طبیعت وجود دارد (جدول 1.6).

جدول 1.6

بر اساس آخرین داده ها، حجم اکتشاف شده ذخایر اورانیوم که هزینه تولید آن از 130 دلار در کیلوگرم بیشتر نمی شود، 5 میلیون و 327 هزار و 200 تن است. همچنین میزان اورانیوم موجود در ذخایر به اصطلاح پیش بینی شده و تخمینی به 10429100 تن می رسد.

میز 1.7

کشورهای دارای بزرگترین ذخایر اثبات شده اورانیوم با ارزش بیش از 130 دلار / کیلوگرم U.

در سال‌های اخیر، توزیع ذخایر اورانیوم به تفکیک کشورها تا حدودی تغییر کرده است، زیرا طی بررسی تعدادی از ذخایر اورانیوم، منابع اضافی در کشورهای آفریقایی (بوتسوانا، زامبیا، جمهوری اسلامی موریتانی، مالاوی، مالی) کشف شد. ، نامیبیا، جمهوری متحد تانزانیا). همچنین ذخایر جدیدی در گویان، کلمبیا، پاراگوئه، پرو و سوئد کشف شد.

مواد معدنی اصلی حاوی اورانیوم عبارتند از: اورانینیت (مخلوطی از اکسیدهای اورانیوم و توریم با فرمول عمومی (U, Th)0 2x)، پیچبلند (اکسیدهای اورانیوم: U0 2، U0 3، همچنین به عنوان زمین اورانیوم شناخته می شود)، کارنویت - K، (U0 2)2 (V0 4) 2 -3H 2 0، اورانوفان - Ca (U0 2)Si0 3 (0H) 2 -5H 2 0 و دیگران 110].

استخراج اورانیوم از سنگ ها به روش های زیر انجام می شود:

استخراج معادن معدن(روش باز) برای استخراج سنگ معدنی که در سطح پوسته زمین قرار دارد یا کم عمق است استفاده می شود. این روش شامل ایجاد گودال هایی به نام معدن یا برش است. تا به امروز، ذخایری که می توان با استخراج روباز استخراج کرد، عملاً تمام شده است. تولید 23 درصد است.
استخراج معدن(روش بسته) برای استخراج مواد معدنی واقع در اعماق قابل توجه استفاده می شود و شامل ساخت مجموعه ای از معادن زیرزمینی است. تولید - 32%;
شستشوی درجاشامل پمپاژ یک محلول آبی از یک معرف شیمیایی در سازند تحت فشار است که با عبور از سنگ معدن، ترکیبات اورانیوم طبیعی را به طور انتخابی حل می کند. محلول شسته‌شوی حاوی اورانیوم و فلزات مرتبط، سپس از طریق چاه‌های استخراج به سطح زمین آورده می‌شود. تولید - 39٪.
استخراج مشترک با سنگ معدن سایر فلزات(اورانیوم در این مورد یک محصول جانبی است) - 6٪ است.

تولید سوخت دی اکسید از سنگ معدن اورانیوم یک فرآیند پیچیده و پرهزینه است، از جمله استخراج اورانیوم از سنگ معدن، غلظت آن، تصفیه (پالایش)، تبدیل (تولید هگزافلوورید اورانیوم، غنی سازی، تبدیل (ترجمه UF) 6 b U0 2)، تولید عناصر سوخت (میله های سوخت).

در مرحله اول فرآوری سنگ معدن اورانیوم استخراج شده به روش های معدنی و معدنی، توسط رادیواکتیویته خرد و دسته بندی می شود. پس از جداسازی، قطعات سنگ معدن بیشتر خرد شده و برای شستشو فرستاده می شوند تا اورانیوم به شکل محلول تبدیل شود. انتخاب محلول شیمیایی برای باز کردن سنگ معدن بستگی به نوع ماده معدنی شامل اورانیوم دارد. در برخی موارد از روش های میکروبیولوژیکی برای بازکردن سنگ معدن استفاده می شود.

در نتیجه شستشو، محلول تولیدی حاوی اورانیوم تشکیل می شود. در حین پردازش بیشتر محلول تولیدی با روش های تبادل یونی، استخراج یا رسوب، اورانیوم غلیظ شده و ناخالصی های نامطلوب (سدیم، پتاسیم، کلسیم، منیزیم، آهن، منگنز، نیکل و غیره) جدا می شود. محصول به دست آمده فیلتر شده، خشک می شود و تا دمای بالا گرم می شود، که در آن اکسید اورانیوم - کیک زرد (U 3 0 8) تشکیل می شود. برای خالص‌سازی عمیق اورانیوم از ناخالصی‌ها، پالایش انجام می‌شود که طرح سنتی آن حل کردن U 3 0 8 در اسید نیتریک و خالص‌سازی آن با استخراج (به‌ندرت، رسوب) است. در این مورد، محصول نهایی فناوری پالایش U 3 0 8 یا تری اکسید اورانیوم U0 3 است. محصول اکسید حاصل به حالت گازی تبدیل می شود - UF 6 که برای غنی سازی راحت ترین است. به این فرآیند تبدیل می گویند.

سنگ معدن اورانیوم خرد شده (نگاه کنید به شکل 1.10) به یک کارخانه فرآوری عرضه می شود. کنسانتره سنگ معدن (اورانیوم طبیعی) برای تولید هگزا فلوراید اورانیوم (UF 6) به کارخانه فرستاده می شود.

برنج. 1.10.

اورانیوم از یک کارخانه احیای سوخت رادیو شیمیایی به چرخه اضافه می شود. هگزا فلوراید اورانیوم برای غنی‌سازی اورانیوم طبیعی و احیا شده به کارخانه فرستاده می‌شود تا محتوای ایزوتوپ 235 U را افزایش دهد. و 238 یک عنصر شیمیایی را نشان می دهد (یعنی نمی توان آن را با روش های شیمیایی جدا کرد) و فقط در تعداد جرمی (235 و 238 amu) متفاوت است. این روش ها بسیار پیچیده هستند و به انرژی، زمان و تجهیزات ویژه ای نیاز دارند. روش انتشار گاز بر اساس تفاوت در نرخ نفوذ هگزافلوئوریدهای اورانیوم-238 و اورانیوم-235 از طریق پارتیشن های متخلخل (غشا) است. هنگامی که اورانیوم گازی از یک غشاء عبور می کند، غلظت آن تنها 0.43٪ تغییر می کند، یعنی غلظت اولیه 2b است و از 0.710 به 0.712٪ افزایش می یابد. برای غنی سازی قابل توجه مخلوط با 235 U، فرآیند جداسازی باید چندین بار تکرار شود. بنابراین، برای به دست آوردن مخلوطی از اورانیوم طبیعی غنی شده به 2.4٪ بدون 235 U، و غلظت 235 U در اورانیوم ضعیف شده (ضایعات) 0.3٪، حدود 840 مرحله مورد نیاز است. آبشار تولید اورانیوم بسیار غنی شده (90 درصد و بالاتر) باید 3000 مرحله داشته باشد.

روش سانتریفیوژ گاز موثرتر است که در آن هگزا فلوریدهای ایزوتوپ های اورانیوم 235 و 238 وارد یک سانتریفیوژ گاز می شوند که با سرعت 1500 دور در ثانیه می چرخد. در این حالت، نیروی گریز از مرکز قابل توجهی ایجاد می شود که اورانیوم 238 را به سمت دیوار هل می دهد و اورانیوم 235 در ناحیه محور چرخش متمرکز می شود. برای دستیابی به درجه غنی سازی مورد نیاز، سانتریفیوژهای گاز در آبشارهایی متشکل از ده ها هزار دستگاه ترکیب می شوند.

برای تبدیل UF 6 پس از غنی سازی به دی اکسید اورانیوم U O از روش های "تر" (انحلال در آب، رسوب و تکلیس) و "خشک" (احتراق UF6 در شعله هیدروژن) استفاده می شود. پودر U0 2 به دست آمده به صورت قرص فشرده شده و در دمای تقریبی 1750 درجه سانتیگراد پخته می شود.

پس از غنی سازی، دو جریان اورانیوم غنی شده و اورانیوم ضعیف شده مسیرهای متفاوتی را دنبال می کنند. اورانیوم ضعیف شده در یک کارخانه انتشار ذخیره می شود و اورانیوم غنی شده به دی اکسید اورانیوم (U0 2) تبدیل می شود و برای تولید میله های سوخت به کارخانه ارسال می شود.

در این نیروگاه ها، U0 2 در نظر گرفته شده برای راکتورها به گلوله های سوخت تبدیل می شود. قرص ها حرارت داده و زینتر می شوند تا یک قوام سخت و متراکم به دست آید (شکل 1.11). پس از پردازش، آنها را در لوله های (پوسته) ساخته شده از زیرکونیوم قرار می دهند، شاخه ها را در انتها جوش می دهند و نتیجه عنصر سوختتعداد معینی از میله های سوخت با هم در یک ساختار واحد جمع می شوند - مونتاژ سوخت(TVS).

برنج. 1.11. گلوله های سوخت از U0 2

مجموعه های سوخت تمام شده در کانتینرهای مخصوص از طریق حمل و نقل ریلی، جاده ای یا دریایی به نیروگاه های هسته ای تحویل داده می شود. در برخی موارد از حمل و نقل هوایی استفاده می شود.

کار در سراسر جهان برای بهبود ویژگی های فنی و اقتصادی سوخت هسته ای در حال انجام است. مهمترین نیاز از نقطه نظر بازده اقتصادی سوخت هسته ای افزایش سوختن است. برای استفاده کاملتر از اورانیوم، سوخت باید مدت بیشتری در هسته راکتور باقی بماند (جدول 1.8 را ببینید). برای افزایش عمر سوخت، مواد ساختاری در حال بهبود هستند، که باید در شرایط عملیاتی طولانی تر و شدیدتر کار کنند. ترکیبات سوخت (برای کاهش بازده محصولات شکافت)؛ سفتی قاب های مجموعه سوخت افزایش می یابد.

جدول 1.8

چرخه های سوخت مدرن و امیدوارکننده VVER با استفاده از اورانیوم طبیعی غنی شده

		وضعیت از سال 2014			مدت نزدیک
			سوخت	حرارتی قدرت راکتور،		سوخت	حرارتی قدرت راکتور،
	توپ NPP 1-3
	RosAES 1،2
	Kal NPP 1-4				TVSA-plus


					نوع TVS-2 M
					نوع TVS-2 M
بلغارستان	کوزلودوی 5.6
	تیانوان 1.2
	تیانوان 3.4
	تملین 1،2
	کادانکولام 1
	کادانکولام 2

	ZaNPP، NPP اوکراین جنوبی، Khm NPP، RovNPP

1.4. سوخت نو یادر

برای راکتورهای نوع VVER-1000، دو نوع اصلی مجموعه سوخت بهبود یافته وجود دارد (شکل 1.12): TVSA (توسعه یافته توسط OKBM به نام I. I. Afrikantov) و TVS-2 M (توسعه یافته توسط OKB Gidropress).

برنج. 1.12. مجموعه های سوخت برای راکتور VVER: آ- TVSA-PLUS، ب- TVS-2 M

مجموعه های سوخت TVSA-PLUS و TVS-2 M دارای مشخصات فنی و اقتصادی یکسانی هستند که توانایی افزایش قدرت نیروگاه راکتور را تا 104٪ از چرخه سوخت 18 ماهه اسمی (مشکلات 66 واحد)، سوخت فراهم می کند. سوختن - 72 مگاوات روز/کیلوگرم U، امکان کارکرد در حالت مانورپذیر، محافظت در برابر اجسام خارجی.

افزایش سهم تولید برق در نیروگاه‌های هسته‌ای در تراز انرژی و گذار به بازار آزاد برق نیازمند انتقال برخی از واحدهای هسته‌ای به حالت انعطاف‌پذیر در سال‌های آینده است. این حالت عملیاتی که قبلاً در نیروگاه های هسته ای استفاده نشده است، همچنین الزامات اضافی را بر چرخه سوخت و سوخت تحمیل می کند. سوختی باید توسعه یابد که ویژگی های عملکرد بالا را تحت شرایط بار متغیر حفظ کند.

بر اساس گزارش مشترک آژانس بین المللی انرژی اتمی و OECD "اورانیوم 2011: ذخایر، تولید و تقاضا".

اصل عملیات و طراحی TURD

در حال حاضر، 2 گزینه طراحی برای TURD پیشنهاد شده است:

TNR بر اساس یک راکتور گرما هسته ای با محصور شدن پلاسمای مغناطیسی

در مورد اول، اصل عملکرد و طراحی TNRE به شرح زیر است: بخش اصلی موتور راکتوری است که در آن یک واکنش همجوشی گرما هسته ای کنترل شده رخ می دهد. راکتور یک "محفظه استوانه ای توخالی" است که از یک طرف باز است، به اصطلاح. یک "تله باز" تاسیسات همجوشی حرارتی هسته ای (که "بطری مغناطیسی" یا محفظه آینه ای نیز نامیده می شود). "محفظه" راکتور لزوماً (و حتی به طور نامطلوب) نیازی به آب بندی کامل ندارد؛ به احتمال زیاد، این یک خرپا سبک وزن و با اندازه پایدار خواهد بود که سیم پیچ های سیستم مغناطیسی را حمل می کند. در حال حاضر، طرح به اصطلاح امیدوار کننده ترین در نظر گرفته می شود. "حصر دوقطبی" یا "آینه های مغناطیسی" (eng. آینه های پشت سر هم، اگر چه طرح های محصور کردن دیگری امکان پذیر است: تله های دینامیکی گاز، محصورسازی گریز از مرکز، میدان مغناطیسی معکوس (FRC). طبق برآوردهای مدرن، طول "محفظه" واکنش از 100 تا 300 متر با قطر 1-3 متر خواهد بود. شرایطی در محفظه راکتور ایجاد می شود که برای شروع همجوشی گرما هسته ای اجزای انتخاب شده کافی است. جفت سوخت (دماهای مرتبه صدها میلیون درجه، فاکتورهای معیار لاوسون). سوخت حرارتی - پلاسمای پیش گرم شده از مخلوطی از اجزای سوخت - به محفظه راکتور وارد می شود، جایی که یک واکنش همجوشی ثابت رخ می دهد. ژنراتورهای میدان مغناطیسی (کویل‌های مغناطیسی با یک طرح یا طرح دیگر) که هسته را احاطه کرده‌اند، میدان‌هایی با شدت بالا و پیکربندی پیچیده در محفظه راکتور ایجاد می‌کنند که از تماس پلاسمای حرارتی با دمای بالا با ساختار راکتور جلوگیری می‌کند و فرآیندهای رخ‌داده در آن را تثبیت می‌کند. منطقه "سوزاندن" گرما هسته ای (مشعل پلاسما) در امتداد محور طولی راکتور تشکیل می شود. پلاسمای حاصل که توسط سیستم های کنترل مغناطیسی هدایت می شود، از طریق یک نازل از راکتور خارج می شود و نیروی رانش جت ایجاد می کند.

لازم به ذکر است که امکان عملکرد "چند حالته" TURD وجود دارد. با تزریق یک ماده نسبتاً سرد به جت پلوم پلاسما، نیروی رانش کلی موتور را می توان به شدت افزایش داد (با کاهش ضربه خاص)، که به کشتی با موتور توربوپراپ اجازه می دهد تا به طور موثر در میدان های گرانشی اجرام آسمانی عظیم مانور دهد. مانند سیارات بزرگ، که در آن ها اغلب به نیروی رانش کل موتور نیاز است. بر اساس برآوردهای کلی، یک موتور هسته‌ای با چنین طراحی می‌تواند نیروی رانش را از چندین کیلوگرم تا ده‌ها تن با یک ضربه خاص از 10000 ثانیه تا 4 میلیون ثانیه توسعه دهد. برای مقایسه، ضربه خاص پیشرفته ترین موتورهای موشک شیمیایی حدود 450 ثانیه است.

TURD مبتنی بر سیستم های همجوشی اینرسی (رآکتور حرارتی پالس)

موتور نوع دوم یک موتور گرما هسته ای پالسی اینرسی است. در چنین راکتوری، یک واکنش گرما هسته ای کنترل شده در حالت پالسی (کسری از میکروثانیه با فرکانس 1-10 هرتز)، با فشرده سازی دوره ای و گرم کردن ریزهدف های حاوی سوخت گرما هسته ای رخ می دهد. در ابتدا قرار بود از موتور همجوشی لیزری (LTYARD) استفاده شود. چنین LTE به ویژه برای یک کاوشگر خودکار بین ستاره ای در پروژه Daedalus پیشنهاد شد. بخش اصلی آن یک راکتور است که در حالت پالسی کار می کند. سوخت گرما هسته ای (به عنوان مثال، دوتریوم و تریتیوم) به شکل اهداف به محفظه کروی راکتور عرضه می شود - طراحی پیچیده ای از کره ها از مخلوطی از اجزای سوخت منجمد در پوسته ای با قطر چند میلی متر. در قسمت بیرونی محفظه لیزرهای قدرتمندی وجود دارد - به ترتیب صدها تراوات - یک پالس تابش نانوثانیه ای که از طریق پنجره های شفاف نوری در دیواره های محفظه به هدف برخورد می کند. در این حالت، دمای بیش از 100 میلیون درجه فوراً روی سطح هدف با فشار حدود یک میلیون اتمسفر ایجاد می شود - شرایط کافی برای شروع یک واکنش گرما هسته ای. یک میکرو انفجار حرارتی با قدرت چند صد کیلوگرم TNT رخ می دهد. فرکانس چنین انفجارهایی در محفظه در پروژه Daedalus حدود 250 در ثانیه است که نیاز به تغذیه اهداف سوخت با سرعت بیش از 10 کیلومتر بر ثانیه با استفاده از تفنگ EM دارد. پلاسما در حال گسترش از قسمت باز محفظه راکتور از طریق یک نازل با طراحی مناسب جریان می یابد و نیروی رانش جت ایجاد می کند. در حال حاضر، از نظر تئوری و عملی ثابت شده است که روش لیزری فشرده سازی/گرم کردن ریزهدف ها یک بن بست است - و ساخت لیزرهایی با چنین توانی با منبع کافی عملا غیرممکن است. بنابراین، گزینه فشرده سازی/گرمایش پرتوهای یونی در حال حاضر برای سنتز اینرسی در نظر گرفته می شود، زیرا کارآمدتر، فشرده تر و با منبع بسیار طولانی تر است.

و با این حال، عقیده ای وجود دارد که یک TURE مبتنی بر اصل پالس اینرسی به دلیل قدرت های بسیار زیاد در گردش در آن بسیار حجیم است، با یک ضربه و رانش خاص بدتر از یک TURE با محصور شدن مغناطیسی، که توسط پالس ایجاد می شود. -نوع دوره ای عمل آن. از نظر ایدئولوژیک، موشک های انفجاری مبتنی بر بارهای گرما هسته ای مانند پروژه Orion در مجاورت TURE بر اساس اصل پالس اینرسی قرار دارند.

انواع واکنش ها و سوخت همجوشی

یک TNRE می تواند از انواع مختلفی از واکنش های گرما هسته ای بسته به نوع سوخت مورد استفاده استفاده کند. به طور خاص، انواع واکنش های زیر در حال حاضر اساسا امکان پذیر است:

واکنش دوتریوم + تریتیوم (سوخت D-T)

2 H + 3 H = 4 He + n در خروجی انرژی 17.6 MeV

این واکنش از نظر فناوری های مدرن به راحتی امکان پذیر است، بازده انرژی قابل توجهی را ارائه می دهد و اجزای سوخت نسبتاً ارزان هستند. نقطه ضعف آن خروجی بسیار زیاد تشعشعات نوترونی ناخواسته (و بی فایده برای تولید مستقیم رانش) است که بیشتر قدرت واکنش را از بین می برد و راندمان موتور را به شدت کاهش می دهد. تریتیوم رادیواکتیو است، نیمه عمر آن حدود 12 سال است، یعنی ذخیره طولانی مدت آن غیرممکن است. در عین حال، می توان یک راکتور دوتریوم-تریتیوم را با پوسته ای حاوی لیتیوم احاطه کرد: دومی که توسط یک شار نوترونی تابش می شود، به تریتیوم تبدیل می شود که تا حدودی چرخه سوخت را می بندد، زیرا راکتور در پرورش دهنده کار می کند. حالت بنابراین، سوخت راکتور D-T در واقع دوتریوم و لیتیوم است.

واکنش دوتریوم + هلیوم-3

2 H + 3 He = 4 He + p. با خروجی انرژی 18.3 مگا ولت

شرایط برای دستیابی به آن بسیار پیچیده تر است. هلیوم-3 نیز یک ایزوتوپ کمیاب و بسیار گران قیمت است. در حال حاضر در مقیاس صنعتی تولید نمی شود. اگرچه بازده انرژی واکنش D-T بیشتر است، واکنش D-3He دارای مزایای زیر است:

کاهش شار نوترون، واکنش را می توان به عنوان "بدون نوترون" طبقه بندی کرد.

جرم حفاظت در برابر تشعشع کمتر،

وزن کمتر سیم پیچ های مغناطیسی راکتور.

در طی واکنش D-3 He، تنها حدود 5 درصد از توان به شکل نوترون آزاد می شود (در مقابل 80 درصد برای واکنش D-T) حدود 20 درصد به صورت اشعه ایکس آزاد می شود. تمام انرژی باقیمانده را می توان مستقیماً برای ایجاد نیروی رانش جت استفاده کرد. بنابراین، واکنش D-3He برای استفاده در یک راکتور انرژی هسته‌ای بسیار امیدوارکننده‌تر است.

انواع دیگر واکنش ها

واکنش بین هسته دوتریوم (D-D، تک پیشران) D + D -> 3 He + n با بازده انرژی 3.3 MeV، و

D + D -> T + p+ با خروجی انرژی 4 MeV. بازده نوترون در این واکنش بسیار قابل توجه است.

برخی از انواع دیگر واکنش ها ممکن است:

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

در واکنش های فوق بازده نوترونی وجود ندارد.

انتخاب سوخت به عوامل زیادی بستگی دارد - در دسترس بودن و هزینه کم آن، خروجی انرژی، سهولت دستیابی به شرایط مورد نیاز برای واکنش همجوشی حرارتی (در درجه اول دما)، ویژگی های طراحی لازم راکتور و غیره. امیدوار کننده ترین برای اجرای موتورهای موشک هسته ای به اصطلاح هستند. واکنش‌های «بدون نوترون»، زیرا شار نوترونی ایجاد شده توسط همجوشی گرما هسته‌ای (مثلاً در واکنش دوتریوم-تریتیوم) بخش قابل‌توجهی از نیرو را از بین می‌برد و نمی‌توان از آن برای ایجاد نیروی رانش استفاده کرد. علاوه بر این، تشعشعات نوترونی باعث ایجاد رادیواکتیویته القایی در ساختار راکتور و کشتی می شود و خطری را برای خدمه ایجاد می کند. واکنش دوتریوم-هلیوم-3 به دلیل عدم تولید نوترون امیدوارکننده است. در حال حاضر، مفهوم دیگری از TNRE پیشنهاد شده است - استفاده از مقادیر کمی از پادماده به عنوان کاتالیزور برای واکنش گرما هسته ای.

تاریخچه، وضعیت فعلی و چشم انداز توسعه TURD

ایده ایجاد یک TNRE تقریبا بلافاصله پس از اولین واکنش های گرما هسته ای (آزمایش بارهای گرما هسته ای) ظاهر شد. یکی از اولین انتشارات در مورد موضوع توسعه TURD مقاله ای از J. Ross بود که در سال 1958 منتشر شد. در حال حاضر، پیشرفت‌های نظری این نوع موتورها (به ویژه بر اساس همجوشی حرارتی هسته‌ای لیزری) و به طور کلی، تحقیقات عملی گسترده در زمینه همجوشی گرما هسته‌ای کنترل‌شده در حال انجام است. پیش نیازهای نظری و مهندسی محکمی برای اجرای این نوع موتور در آینده قابل پیش بینی وجود دارد. بر اساس ویژگی های محاسبه شده TNRE، چنین موتورهایی قادر خواهند بود از ایجاد حمل و نقل بین سیاره ای با سرعت بالا و کارآمد برای اکتشاف منظومه شمسی اطمینان حاصل کنند. با این حال، نمونه های واقعی از TNRE هنوز در حال حاضر (2012) ایجاد نشده اند.

همچنین ببینید

پیوندها

کیهان نوردی قرن بیست و یکم: موتورهای حرارتی // روزنامه "برای علم"، 2003
New Scientist Space (2003/01/23): همجوشی هسته‌ای می‌تواند فضاپیمای ناسا را تامین کند (انگلیسی)
دایره المعارف فیزیکی، جلد 4، مقاله «واکنش های حرارتی هسته ای»، صفحه 102، مسکو، «دانشنامه بزرگ روسیه»، 1994، 704 ص.

موتور بخار موتور استرلینگ موتور هوا

بر اساس نوع سیال کار

گاز	کارخانه توربین گاز نیروگاه توربین گاز موتورهای توربین گاز
بخار	کارخانه سیکل ترکیبی توربین چگالشی
توربین های هیدرولیک	توربین پروانه ای مبدل گشتاور

با ویژگی های طراحی

توربین محوری (محوری). توربین گریز از مرکز (شعاعی،

انرژی هسته ای از تعداد زیادی شرکت برای اهداف مختلف تشکیل شده است. مواد اولیه این صنعت از معادن اورانیوم استخراج می شود. سپس به کارخانه های تولید سوخت تحویل داده می شود.

سپس سوخت به نیروگاه های هسته ای منتقل می شود و در آنجا وارد هسته راکتور می شود. هنگامی که سوخت هسته ای به پایان عمر مفید خود می رسد، در معرض دفع است. شایان ذکر است که زباله های خطرناک نه تنها پس از پردازش مجدد سوخت، بلکه در هر مرحله - از استخراج اورانیوم تا کار در راکتور - ظاهر می شوند.

سوخت هسته ای

دو نوع سوخت وجود دارد. اولی اورانیوم استخراج شده در معادن است که منشأ طبیعی دارد. حاوی مواد خامی است که قادر به تشکیل پلوتونیوم هستند. دوم سوختی است که به صورت مصنوعی (ثانویه) ایجاد می شود.

سوخت هسته ای نیز بر اساس ترکیب شیمیایی آن تقسیم می شود: فلزی، اکسیدی، کاربید، نیترید و مخلوط.

استخراج اورانیوم و تولید سوخت

سهم بزرگی از تولید اورانیوم فقط از چند کشور می آید: روسیه، فرانسه، استرالیا، ایالات متحده آمریکا، کانادا و آفریقای جنوبی.

اورانیوم عنصر اصلی سوخت در نیروگاه های هسته ای است. برای ورود به راکتور، چندین مرحله پردازش را طی می کند. اغلب ذخایر اورانیوم در کنار طلا و مس قرار دارند، بنابراین استخراج آن با استخراج فلزات گرانبها انجام می شود.

در حین استخراج معادن، سلامت انسان در معرض خطر بزرگی قرار دارد، زیرا اورانیوم یک ماده سمی است و گازهایی که در حین استخراج آن ظاهر می شوند، اشکال مختلف سرطان را ایجاد می کنند. اگرچه خود سنگ معدن حاوی مقدار بسیار کمی اورانیوم است - از 0.1 تا 1 درصد. جمعیتی که در نزدیکی معادن اورانیوم زندگی می کنند نیز در معرض خطر بزرگی هستند.

اورانیوم غنی شده سوخت اصلی نیروگاه های هسته ای است، اما پس از استفاده از آن مقدار زیادی زباله رادیواکتیو باقی می ماند. غنی‌سازی اورانیوم علیرغم تمام خطرات آن، فرآیندی جدایی‌ناپذیر از تولید سوخت هسته‌ای است.

اورانیوم در شکل طبیعی خود عملاً در هیچ کجا قابل استفاده نیست. برای استفاده باید آن را غنی کرد. برای غنی سازی از سانتریفیوژهای گازی استفاده می شود.

اورانیوم غنی شده نه تنها در انرژی هسته ای، بلکه در تولید تسلیحات نیز استفاده می شود.

حمل و نقل

در هر مرحله از چرخه سوخت حمل و نقل وجود دارد. با تمام ابزارهای موجود انجام می شود: زمین، دریا، هوا. این یک خطر بزرگ و یک خطر بزرگ نه تنها برای محیط زیست، بلکه برای انسان است.

در حین حمل و نقل سوخت هسته ای یا عناصر آن، حوادث زیادی رخ می دهد که منجر به انتشار عناصر رادیواکتیو می شود. این یکی از دلایل متعددی است که چرا آن را ناامن می دانند.

از کار انداختن راکتورها

هیچ یک از راکتورها برچیده نشده است. حتی چرنوبیل بدنام تمام نکته این است که به گفته کارشناسان، هزینه برچیدن با هزینه ساخت یک راکتور جدید برابر یا حتی بیشتر از آن است. اما هیچ کس نمی تواند دقیقاً بگوید چقدر پول مورد نیاز است: هزینه بر اساس تجربه برچیدن ایستگاه های کوچک برای تحقیق محاسبه شد. کارشناسان دو گزینه را پیشنهاد می کنند:

راکتورها و سوخت هسته ای مصرف شده را در مخازن قرار دهید.
بر روی راکتورهای از کار افتاده تابوت بسازید.

در ده سال آینده، حدود 350 راکتور در سراسر جهان به پایان عمر خود خواهند رسید و باید از مدار خارج شوند. اما از آنجایی که مناسب ترین روش از نظر ایمنی و قیمت ابداع نشده است، این موضوع همچنان در حال رفع است.

در حال حاضر 436 رآکتور در سراسر جهان فعال هستند. البته این کمک بزرگی به سیستم انرژی است، اما بسیار ناامن است. تحقیقات نشان می دهد که طی 15 تا 20 سال آینده، نیروگاه های هسته ای می توانند با ایستگاه هایی که با انرژی باد و پنل های خورشیدی کار می کنند جایگزین شوند.

زباله هسته ای

حجم عظیمی از زباله های هسته ای در نتیجه فعالیت نیروگاه های هسته ای تولید می شود. بازفرآوری سوخت هسته‌ای زباله‌های خطرناکی نیز به همراه دارد. با این حال، هیچ یک از کشورها راه حلی برای این مشکل پیدا نکردند.

امروزه زباله های هسته ای در انبارهای موقت، در حوضچه های آب یا به صورت کم عمق در زیر زمین دفن می شوند.

امن ترین روش نگهداری در انبارهای ویژه است، اما نشت تشعشع در اینجا نیز مانند سایر روش ها امکان پذیر است.

در واقع، زباله های هسته ای دارای ارزش هستند، اما نیاز به رعایت دقیق قوانین برای ذخیره سازی آن دارند. و این مهم ترین مشکل است.

یک عامل مهم مدت زمانی است که در طی آن زباله خطرناک است. هر یک دوره پوسیدگی خاص خود را دارد که در طی آن سمی است.

انواع زباله های هسته ای

در حین کار هر نیروگاه هسته ای، زباله های آن وارد محیط زیست می شود. این آب برای خنک کردن توربین ها و زباله های گازی است.

زباله های هسته ای به سه دسته تقسیم می شوند:

سطح پایین - لباس کارکنان نیروگاه هسته ای، تجهیزات آزمایشگاهی. چنین زباله هایی می توانند از موسسات پزشکی و آزمایشگاه های علمی نیز بیایند. آنها خطر بزرگی ایجاد نمی کنند، اما نیاز به رعایت اقدامات ایمنی دارند.
سطح متوسط - ظروف فلزی که در آن سوخت حمل می شود. سطح تشعشع آنها بسیار بالا است و کسانی که به آنها نزدیک هستند باید محافظت شوند.
سطح بالایی از سوخت هسته ای مصرف شده و محصولات بازفرآوری آن است. سطح رادیواکتیویته به سرعت در حال کاهش است. زباله های سطح بالا بسیار کوچک هستند، حدود 3 درصد، اما حاوی 95 درصد از کل رادیواکتیویته هستند.