Аннотация: Современная ядерная энергетика создана ,как придаток к ядерному оружейному комплексу. Давно пора уходить от оружейных схем на СЦР. Статья вышла в апрельском номере журнала АТОМНАЯ СТРАТЕГИЯ за 2012 год.
Курбуль.
(В разговорном латышском языке так называют заводную рукоятку для двигателей автомобилей)
Введение.
Если объединить тяжёлые изотопы водорода - тритий и дейтерий - в реакции
D + T => He4 + n, то выделится 17,6 МэВ энергии. Приращение массы покоя частиц,
участвующих в реакции c^2*∆M = - ∆E , ∆E =17,6 МэВ. Около 80% выделяющейся энергии уносят нейтроны - 14.1 МэВ, а остальные - альфа-частицы с энергией 3,5 МэВ. При равных весовых количествах реагирующих веществ в реакции синтеза дейтерия и трития выделяется в четыре раза больше энергии, чем при делении ядра атома урана.
Трудности осуществления реакции синтеза процесса связаны с тем, что силы
электростатического отталкивания между положительно заряженными ядрами препятствуют их сближению. Для сближения изотопов водорода на расстояние 10^(-12) см необходимо затратить энергию k * e ^ 2 / r ~ 0,15 МэВ, что существенно меньше энергии, получаемой в результате синтеза. В результате туннельного эффекта сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (5 барн), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 108 кэВ. Прямое использование ускорителей ионов для возбуждения реакции нерентабельно в процессе получения энергии ввиду того, что выход реакции невелик, масштаба 10^(-6) ядерных реакций на один разогнанный ион, так как ионы преимущественно замедляются на холодных электронах мишени. Взрыв водородной бомбы - неуправляемый термоядерный синтез, что делает его непригодным для энергетических целей. Взрыв водородной микро - бомбы есть отдельная большая тема, где заняты многое научные силы и средства. Однако, в лабораторных условиях, управляемый термоядерный синтез осуществить не сложно. Для этого достаточно поместить в охлаждаемый канал любого реактора, работающего на реакции деления урана медленными нейтронами, ампулу с дейтеридом лития. При этом высоких температур не потребуется - интересующий процесс пойдет при комнатной температуре. Высокая температура даже вредна, так как кристаллы дейтерида лития начинают распадаться. Факт, что в ампуле идет ядерная реакция между дейтерием и тритием, можно немедленно обнаружить по появлению нейтронов высокой энергии (энергия нейтронов 14,1 МэВ).
Действительно, если используемый литий обогащен стабильным изотопом Li6 ( можно
использовать и природный литий, поскольку в нем содержится 7% Li6 ) , то под действием тепловых нейтронов ядерного реактора пойдет следующая ядерная реакция:
n + Li6 => He4 + T + 4,8 МэВ. Сечение зависит от скорости нейтрона v по закону σ ~ 1 / v ,
достигает 940 барн для тепловых нейтронов, т.е. нейтронов имеющих энергию 0,0253 электрон-вольта. Поскольку лития-6 в природном составе 7,5% то для природного лития эффективное сечение составит s = 940 * 0,075 = 70,5 барн. 3 миллиметра - такова длина свободного пробега до поглощения теплового нейтрона в природном литии. Соответственно эффективная толщина дейтерида природного лития, как мишени для потока тепловых нейтронов, порядка 1 см.
В результате этой реакции, возникают "горячие" ядра трития. Энергии ядра отдачи трития (порядка 3 МэВ) вполне достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в дейтериде лития дейтерием: T + D => He4 + n + 17,6 МэВ.
Справа указан энергетический выход реакции, который распределяется между продуктами реакции в соотношении 1:4 (α(3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ)). Между прочим, в энергетическом балансе при реакциях деления Li6 - синтеза He4 непосредственно 14,1 МэВ - нейтроны не участвуют, потому что толщина мишени намного меньше длины свободного пробега нейтрона 14,1 МэВ в веществе мишени. Рассмотрим перспективы этого процесса с точки зрения использования его в реакции деления (гибридные реакторы) или для уничтожения некоторых опасных актинидов.
Выбор схемы применения.
Для энергетических же целей этот метод якобы не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Однако, начальная стадия образования "горячего" ядра трития в реакции нейтрона и ядра лития-6 легко рассчитывается, а для оценки заключительной стадии слияния ядер трития и дейтерия полезно будет иметь и экспериментальные данные выхода этой реакции. Характерные свойства кристаллической структуры дейтерида лития хорошо известны на примере гидрида лития, - аналогичного соединения атомов лития с атомами водорода, и они не могут зависеть от изотопического состава ядер лития и водорода. Свойства этого соединении хорошо известны: удельный вес LiD при 20º С составляет 0,88 г/см3 из них 0,14 г/cм3 приходится на водород; пробег ядра трития с энергией 3 МэВ в LiD равен 0,4 мм. Высокое содержание водорода в гидриде лития, а оно в два раза превышает количество водорода, замороженного в баллоне при самой низкой температуре. На экономическую целесообразность хранения водорода в виде гидрида лития давно обратили внимание разработчики двигателей, основанных на использовании водорода.
Кристаллы дейтерида лития разрушаются при нагревании до 700 градусов Цельсия. Прямая ядерная реакция, вызванная тепловым нейтроном на ядре лития и сопровождающаяся испусканием ядра трития и альфа-частицы, не может, конечно, за ядерное время изменить положение дейтерия в кристалле, отличающегося повышенной плотностью дейтерия в дейтериде лития. Несмотря на превращение под действием нейтрона ядра лития-6 в ядро трития и альфа-частицу вся остальная кристаллическая структура не может измениться за короткое ядерное время и сохраняет характерную компактную упаковку водорода (дейтрона), что должно проявиться на повышенной вероятности слияния ядер трития и дейтерия. Поэтому могут быть серьёзные надежды на повышение вероятности слияния ядер трития и дейтерия, находящихся в одной молекуле дейтерида лития. Для окончательного подтверждения этих надежд на повышенную вероятность этой заключительной стадии реакции необходимо провести оценочные измерения. Подобные измерения выделяемой энергии в ампуле или пластине дейтерида лития-6 можно провести на пучке тепловых нейтронов на любом реакторе. Грубо оценить выход энергии синтеза можно через определение плотности потока термоядерных (с энергией 14,1) МэВ нейтронов и определение всего потока этих нейтронов. Более точные, температурные и, тем более, калориметрические измерения в нашем случае существенны, но не достижимы по причинам, указанным ниже. В заключение считаю необходимым дополнить проведенное рассмотрение указанием на возможность другой экзо - энергетической реакции, происходящей на пучке протонов или дейтронов на Li7. В известной реакции p + Li7 => Be8 => 2He4 с большой выделенной энергией. При энергии протонов около 3-х МэВ на ядрах Li7 эффективно происходит реакция захвата протона с образованием составного ядра Be8, которое распадается на две альфа-частицы с суммарной энергией 17,2 МэВ. Большая энергия, близкая к энергии синтеза изотопов водорода, обусловлена одной и той же причиной - образованием в итоге альфа-частиц. В нашем случае вместо протона мы имеем горячее ядро трития и реакцию T + Li7 => 2He4 + 2n. В принципе возможна реакция
T +T => H4 + 2n +11,3 МэВ. Сечение 0,1 барна , энергия тритонов 1 МэВ. Возможна и эндоэнергетическая реакция n + Li7 => He4 + T + n - 2.4 МэВ на быстрых нейтронах.
Определённо, энергетический выход реакции синтеза пропорционален плотности потока тепловых нейтронов, облучающих дейтерид лития, массе мишени и зависит от формы облучаемого тела - площади поверхности и толщины пластин из кристалла дейтерида. Однако, при создании энергетически выгодной установки надо исходить из использования термоядерных нейтронов и нейтронов, получаемых от деления атомных ядер термоядерными нейтронами в делении ядер урана, поскольку при каждом акте деления выделяется около 200 МэВ, а такую энергию трудно будет восполнить за счёт энергии, получаемой при синтезе легких ядер. А нужно ли это? Возможно иное применение описанной выше реакции. На выходе реакции синтеза мы имеем альфа - частицу с энергией 3,5 МэВ и нейтрон с энергией 14,1 МэВ. К этому добавляется альфа - частица с энергией порядка 1,8 МэВ после реакции теплового нейтрона с литием 6.
В реакции Li6( n, T )He4 поглотятся все замедлившиеся нейтроны попавшие в дейтерид лития. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение нейтронов (σ ≈ 2 барн) имеет место еще в резонансном пике при энергии 250 кэв, что также можно отнести к поглощению всех нейтронов, прошедших широкий резонанс сечения реакции Li7( n, n"T )He4, который дает сильное поглощение в диапазоне от 4Мэв до 14Мэв ( Ере з≈ 10Мэв; σа ≈ 0,5 барн ).
Вспомним две реакции, характерные для бериллия:
Be9 + He4 => C12 + n , n + Be9 => 2He4 + 2n. Для бериллия порог (n, 2n) реакции 2,5 Мэв; при 14Мэв σ=0,45 барн..
Следовательно, смешав дейтерид лития с бериллием в некоем цилиндрическом сосуде и облучая его тепловыми нейтронами от внесённого источника, получим производительный генератор нейтронов высокой энергии 14,1 МэВ и дополнительный генератор нейтронов для реакции с Li6. Поместим дейтерид - литиевую мишень в кожух - отражатель из природного урана со щелью, чтобы не перекрыть поток тепловых нейтронов от других источников, получим отражение нейтронов, дополнительное размножение нейтронов от деления ядер урана нейтронами с энергией 14,1 МэВ, и выделение энергии порядка 200 МэВ на акт деления. Дополнительные акты деления возможны от вторичных нейтронов этого акта как в уране 235, так и в уране 238. Оценим это размножение для урана 238.
Примем, как исходные, значения сечений взаимодействия нейтронов с ядрами для U238 (и для сравнения U235) как в среднем по обычному спектру деления, так и для высоких энергий:
Значения сечений для нейтронных процессов (барн):
Средние по спектру деления
St Sel Sin Sg Sf Sn,2n
U235
U238 6.5701
6.6208 3.4480
3.4683 1.0311
1.4525 .0200
.0143 1.6489
.8877 0.4509
0.8139
Для энергий от 12 до 14,5 MэВ
St Sel Sin Sg Sf Sn,2n
U235
U238 5,8118
5,8772 2,7838
2,7656 0,4484
0,6509 0,0014
0,0013 1,9330
1,0567 0,6273
1,1234
Здесь Sel - сечение упругого рассеяния, Sin- сечение неупругого рассеяния, Sg- сечение захвата с испусканием gamma-кванта, Sf - сечение деления, Sn,2n - сечение реакции захвата нейтрона с последующим испусканием двух нейтронов.
Для ядер урана 235 сечение реакции деления значительно больше, чем для урана 238, да и сечения других реакций более приемлемы для целей размножения нейтронов и выделения энергии. Однако, это 0,72% - 5% ядер, участвующих в процессе. Следуя духу нераспространения, рассматриваем только природный и слабо обогащённый уран.
Будем считать, что за одно упругое столкновение энергия нейтрона изменяется незначительно. То есть нейтрон после этого столкновения может вызвать деление следующего ядра или им поглотиться с реакцией (n,2n),находясь в том же энергетическом диапазоне. Таким образом мы исключим упругое столкновение из общего сечения на первом этапе в расчётах. А при неупругом столкновении нейтрон выходит из быстрой группы и не участвует в дальнейшем рассмотрении, т.к. сечение деления для U238 падает на три порядка при приближении энергии нейтрона к порогу деления (1,4МэВ). Исходя из этих предпосылок, примем суммарное сечение взаимодействия 14 МэВ нейтронов с ядрами урана 238 равным 1,0567+1,1254+0,6509+0,013=2,8323. Поскольку порог реакции (n,2n) для U238 равен 6,7 МэВ, то в среднем один из двух новых (n, 2n)-нейтронов может участвовать в последующем делении. Далее, для 14-МэВных нейтронов, производящих деление, средняя энергия нейтронов деления в первом поколении равна 7,1 MэВ, поэтому приблизительно 0,8124 из родившихся нейтронов деления пригодны для дальнейшего деления (имеют энергию выше 1,4МэВ). Число нейтронов, рождаемых от деления ядра урана 238 14-мэвным нейтроном, оценивается по формуле V = 2,4 + 0.15 * E, где энергия E выражена в [МэВ], т.е. в нашем случае V=4,515. Для дальнейшего деления урана 238 пригодны 0,8124 * 4,515 =3,67 нейтронов от деления термоядерным нейтроном. Всё это происходит в толстом (толще, чем в 5 кратной длине свободного пробега нейтрона с энергией 14,1 МэВ ) слое урана 238. В этом же слое происходит утилизация энергии и самих выделившихся в реакциях нейтронов. Для природного, и тем более слабо обогащённого изотопом 235 урана число делений и размножившихся нейтронов будет несколько больше. Таковы предпосылки для разработки и дальнейшего использования замкнутой схемы:
Генерация нейтронов от импульсного источника (D + D => He3 + n^) НАЧАЛО ЦИКЛА => замедление и фокусировка нейтронов n^/n* => генерация n*/n^ (14.1 МэВ) {деление Li6 [ Li6( n*, T )He4] => синтез (T + D => He4 + n^) в кристалле дейтерида лития} => n^/ n^ => размножение нейтронов {деление U238 + (n^,2n) на U238 + неупругое рассеяние n^} => замедление нейтронов n^/n* => деление U235 => НАЧАЛО ЦИКЛА .
находим сначала концентрацию ядер урана и длину свободного пробега нейтрона имеющейся энергии N = p * Na / A = 18,9*[6*10^23]/238=4,78*10^22 = 0,0478*10^24 ядер урана в кубическом сантиметре. Полное сечение St=2,8323 барна.
Считаем длину свободного пробега 14МэВ-нейтрона первого поколения в металлическом U238 = 1 / (St * N)= 1/[(2,8323*10^-24)*(0,048*10^24)]=1/(2,8323*0,0478)=7,4 сантиметра.
Находим длину свободного пробега 14,1Мэв нейтрона по процессу реакции деления,
Считаем длину свободного пробега 14МэВ-нейтрона первого поколения в металлическом U238 = 1 / (St * N)= 1/[(2,8323*10^-24)*(0,048*10^24)]=1/(2,8323*0,048)=7,4 сантиметра.
Находим длину свободного пробега 14,1Мэв нейтрона по процессу реакции деления,
Чтобы полнее использовать реакции в уране, кожух - отражатель должен быть не
однородным, а многослойным. Возможна следующая структура. Перед первым слоем толщиной 1см из природного урана, находится слой D2O - 4 см и слой BeO - 2 см, которые отражают тепловые нейтроны в зону термоядерных реакций. За этим и дальнейшими слоями природного или слабо обогащённого изотопом 235 урана должны следовать слои бериллия и тяжёлой воды, используемые для замедления нейтронов и съёма тепла. Кожух должен выполнять функции устройства для формирования потока тепловых нейтронов из термоядерных нейтронов (с энергией 14,1 МэВ), сгенерированных в его центре, и нейтронов реакций деления и размножения в природном уране. Далее по тексту его название будет РЗФУ, что означает размножающее - замедляющее - фокусирующее устройство. РЗФУ, в общем, представляет собой сборку из деталей, обладающих по отношению к нейтронам, размножающими, замедляющими и отражающими свойствами. Эти детали в сборке образуют анизотропную, структуру, содержащую конечное множество каналов. РЗФУ состоит из зоны размножения и замедления - РЗ, и зоны замедления и фокусировки - ЗФУ,
Работа РЗФУ основана на размножении нейтронов, возникших в результате реакций деления ядер урана термоядерными и вторичными к ним нейтронами, замедлении нейтронов и на физическом эффекте отражения тепловых нейтронов поверхностью замедляющего вещества, когда угол, под которым они попадают на эту поверхность, меньше угла полного отражения нейтронов от вещества поверхности. То есть, нейтрон отражается поверхностью, когда поперечная составляющая кинетической энергии движущегося под углом к поверхности нейтрона, меньше работы выхода нейтрона (граничной энергии нейтрона - Eгр) при прохождении им этой поверхности вещества. Нейтроны обладают широким спектром по энергии, координатам, направлению движения в веществе блока. В любой момент времени в нем существуют нейтроны, которые движутся вдоль каналов под углами, меньшими угла полного отражения нейтронов веществом канала и которые отражаются этой поверхностью.
РЗФУ работает следующим образом. Термоядерные, вылетающие из зоны термоядерных реакций в центре на оси зоны РЗ, а затем и быстрые нейтроны, рождающиеся в размножающих слоях природного и слабо обогащённого урана в процессе деления, двигаясь через замедляющие вещества блока РЗ РЗФУ, замедляются в нём до энергии, при которой возможно пологое отражение нейтронов от стенок каналов. Каналы РЗФУ сформированы так, чтобы процесс вторичных отражений нейтронов осуществлялся под углами, меньшими угла полного отражения нейтронов поверхностью канала, например, за счет переменной кривизны, уменьшающейся в направлении вывода. Таким образом, отбираются нейтроны тепловой энергии и перемещаются в выделенную область. Это может быть зона прохождения реакций деления Li6, синтеза He4, зона деления урана 235 тепловыми нейтронами и т.д.. В первом и втором вариантах в выделенной области создаётся положительная обратная связь по тепловым нейтронам.
Для повышения объемной эффективности процесса размножения и процесса захвата нейтронов фокусирующим устройством расстояние в веществе между соседними каналами должно быть много меньше длины пробега нейтронов в веществах канала, РЗФУ должно выполняться из материалов с малым сечением захвата нейтронов, за исключением размножающих слоёв. РЗФУ в целом должно состоять из двух зон - зоны размножения и замедления нейтронов и зоны замедления и фокусировки. На рисунке 1. приводится возможный вариант выполнения РЗФУ цилиндрического, лепесткового типа. Замедляющее и фокусирующее устройство (3) ЗФУ. Внутри по оси 1. Рис.Вариант выполнения РЗФУ. находится цилиндрическая зона размножения и замедления (4). Стенки каналов оптимальной для отражения нейтронов формы (6) и нейтронные зеркала (5) внешней, по отношению к процессу размножения, зоны замедления и фокусировки - ЗФУ. Использована схема ЗФУ из запатентованного устройства Дробышевского и Столбова [2.]. ЗФС в терминах авторов патента.
В первом (зона размножения) случае канал - это цилиндрическая структура, состоящая из слоя бериллия и слоя тяжёлой воды между слоями природного или слабо обогащённого изотопом 235 урана, которые выполняют функции размножения и отражения нейтронов. Смотрите рисунок 2. Использована схема из работы [3.].
В основу ЗФУ (ЗФС) положены процессы отражения нейтронов от поверхности вещества. Физика этих процессов, включая поведение поляризованных нейтронов, достаточно глубоко изучена еще в семидесятые годы прошлого столетия в работах Ю.Г. Абова, П.А. Крупчицкого и других. Тогда же, по предложению В.Ф. Турчина, начались испытания нейтронных супер зеркал на основе чередующихся тонких слоев покрытий, нанесенных на эти поверхности. В наше время - это динамично развивающаяся область науки и техники, на базе которой уже созданы многометровые нейтронные проводы, устройства поляризации и анализа нейтронных пучков с их энергиями, вплоть до сотен кэВ.
Углы полного отражения тепловых нейтронов от поверхности составляют, например, для Be - 12 угловых минут, для графита 10.5 угловых минут, для железа 10.7 угловых минут и т.д., Углы полного отражения тепловых нейтронов на "суперзеркалах" достигают единиц угловых градусов. Кроме того, нейтроны эффективно отражаются от намагниченных поверхностей, и эффективность отражения пропорциональна величине наложенного магнитного поля. После отражения от поверхности магнитных зеркал нейтроны являются поляризованными, что позволяет ввести в ЗФУ дополнительный канал динамичного и оперативного управления устройством со временем, определяемым динамикой изменения внешнего магнитного поля.
При этом малая расходимость выводимого из ЗФУ (ЗФС) потока тепловых нейтронов позволяет увеличить плотность потока, в области их использования, в сравнении с плотностью потока нейтронов внутри ЗФУ (ЗФС), во столько раз, во сколько половина полного угла расходимости больше угла полного отражения нейтронов поверхностью.
В зоне замедления и фокусировки (ЗФУ) РЗФУ канал имеет сложную форму, определяемую условием: отношение сечения захвата нейтронов к сечению рассеяния должно быть много меньше отношения угла полного отражения тепловых нейтронов поверхностью этого вещества, к величине полного угла. Это условие позволяет значительную их часть вывести в фокусную область. Каждый канал ориентирован в направлении фокусной области и имеет неоднородные характеристики в этом направлении, такие, которые позволяют для каждого последующего отражения нейтронов поверхностью стенок канала, также создать условия полного внутреннего их отражения. Нейтроны, которые движутся в направлении фокусной области и хотя бы раз отразились этой поверхностью, отражаются поверхностью и в последующем - они попадают в угловую область перехода нейтронов в каналы формирования направленного потока тепловых нейтронов. Нейтроны, которые не попали в область перехода нейтронов в каналы, продолжают находиться в теле блока из замедляющего вещества, рассеиваясь на его ядрах и меняя направления движения. Они имеют возможность за время жизни, с вероятностью близкой к единице, попасть в угловую область перехода нейтронов в каналы и вернуться в область деления - синтеза. Поверхность стенок каналов имеет покрытие из вещества с высокой эффективностью отражения тепловых нейтронов. Это позволяет увеличить величину угла полного отражения тепловых нейтронов от поверхности каналов и, тем самым, увеличить эффективность селекции тепловых нейтронов в каналы устройства. Покрытие выполнено из чередующихся слоев вещества с противоположными по знаку амплитудами рассеяния нейтронов. Этим на поверхности каналов формируют зеркала с высокой эффективностью отражения тепловых нейтронов и увеличивают угол полного отражения тепловых нейтронов поверхностью каналов от величин порядка десятков угловых минут до нескольких угловых градусов. Многослойное покрытие может содержать магнитное вещество, при этом с внешней стороны замедлителя должен быть размещен, управляемый источник магнитного поля. В этом случае, величина угла полного отражения тепловых нейтронов от многослойного покрытия становится зависимой от величины внешнего магнитного поля и возможно оперативное управление выводом нейтронов из устройства и управление плотностью потока в фокусной области.
На рисунке 2 показан срез возможной зоны размножения и замедления нейтронов РЗФУ.
Рис. 2 Срез зоны размножения - замедления.
1 - слой урана 1 см, 2 - слой бериллия 4 см, 3 - слой тяжёлой воды D2O 8 см.
Теперь надо определить толщины слоёв веществ размножающее - замедляющей зоны РЗФУ, чтобы минимизировать в них потери нейтронов. Простым расчетом не трудно убедиться, что 10 слоёв природного урана толщиной 1см, чередующиеся с пустотами, дают 77% ослабления первичного потока термоядерных нейтронов. При этом для урана 238 количество делений составит 28,8%, число реакций (n,2n) - 30,5%, количество неупругих торможений - 15,5%. Всё вместе 74,8%. 2,2% приходятся на захват нейтронов с последующим гамма - излучением. Количественно количества реакций в первом и последнем слое разнятся почти в четыре раза - 5,1% и 1,4%. Однако, в этом расчёте не учитывается упругое рассеяние нейтронов на ядрах урана, а оно значительно. Упругое рассеяние с ростом числа слоёв урана опережает по своему развитию все другие реакции для термоядерных нейтронов.
Длина пробега до упругого рассеяния термоядерного нейтрона L_en=1 / ( Sen * N ) =
Итак, можно сделать вывод о том, что количество всех реакций ядер с нейтронами во внутренних слоях урана РЗФУ будет значительно больше, чем во внешних слоях.
На этом выводе предлагается создание, не одинаковой по толщине слоёв, структуры зоны размножения и замедления РЗФУ. Внешние слои урана могут быть тоньше, а обогащение изотопом 235 выше. Теперь можно подкорректировать выделение нейтронов и энергии в РЗФУ. Из 100% термоядерных нейтронов 28,8% вступят в реакцию деления, 30,5% удвоятся, 15,5 % не упруго рассеются. С учётом упругого рассеяния в слоях урана РЗФУ возможно вступление в реакции на ядрах урана части оставшихся 23% термоядерных нейтронов в пропорции 6,6% - деление, 7% - удвоение, 3,5% - неупругое рассеяние. Тогда из 100% термоядерных нейтронов 35,4% вступят в реакцию деления,37,5% удвоятся, 19 % не упруго рассеются. После реакции деления возникнут 35,4% * 4,515 = 160% нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. После реакции удвоения возникнут 75% нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. А 10 из 19 процентов не упруго рассеянных нейтронов не поглотятся и попадут в систему замедления и фокусировки РЗФУ. Итого возникнет 245% нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. 0,8124 вторичных нейтронов деления и половина нейтронов после реакции n,2n способны к дальнейшему делению урана 238, а это 130% + 37,5% = 167,5 % к числу первичных термоядерных. Из этих нейтронов примерно 1/3 часть вызовет деление урана 238, и это будет 55,5% нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. Возникнет 171,5% вторичных нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. Из этого поколения нейтронов вызовут деление урана 238 только 20% нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных. Следовательно, число делений ядер урана 238, вызванное термоядерными нейтронами и их потомками, будет немногим более числа первичных термоядерных нейтронов. 346% вторичных нейтронов по отношению к числу первичных термоядерных будут замедленны и сфокусированы в структуре РЗФУ, а также в ней частично поглотятся и размножатся за счёт деления ядер урана 235. Реакции деления во внешних слоях (номер слоя больше 10) РЗФУ происходят в основном на ядрах урана 235. Следовательно, для них необходим более обогащённый изотопом 235 уран. Слои природного урана являются значительным препятствием и поглотителем для нейтронов малых энергий. Поэтому будет наблюдаться увеличение плотности потока нейтронов малых энергий в наружных слоях структуры РЗФУ. Тяжёлая вода, бериллий или BeO, природный или слабо обогащённый изотопом 235 уран удовлетворяют условиям для веществ размножающей и замедляющей зоны РЗФУ. Начальные толщины слоёв 8 см - D2O , 4 см - Be , 1 см - U . Относительно источника нейтронов с энергией 14,1 МэВ слои чередуются следующим образом:
ИСТОЧНИК (n^ / E=14,1МэВ) - 0,5(слой D2O, слой BeO,) слой U, слой Be, слой D2O, слой U, слой Be, слой D2O, и т.д..
Для старта процесса - запуска работы ИСТОЧНИКа необходимо подать на вход зоны РЗ нейтронный импульс. Возможно, использовать для этого промышленные импульсные источники нейтронов - "нейтронные трубки", но устройство будет работать и от лабораторного радий - бериллиевого источника.
Предварительное исследование предлагаемого устройства.
Очевидно, что поставленной целевой задачей Курбуля является не выжигание термоядерного топлива - D и T. Целевая задача Курбуля есть утилизация урана 238 и получение стабильного потока нейтронов для других РЗФУ.
Поэтому урановый бланкет, как размножитель нейтронов, вполне уместен, но основное выделение энергии будет в бланкете. Десятипроцентная (в максимуме) добавка энергии от термоядерных реакций синтеза, усложняя процесс, не делает Курбуль полноценно термоядерным.
Не обязательно в качестве зоны размножения/замедления использовать схему, предложенную автором в Курбуле. Реально применить любую менее чем критическую, охлаждаемую, размножающую, цилиндрическую сборку, сопрягаемую по габаритам с ЗФУ.
Специальных требований к менее чем критичности сборки нет. Это может быть отдельно взятый ТВЭЛ. С точки зрения теории реакторов на СЦР, предлагаемое Дробышевским и Столбовым ЗФУ (ЗФС) обеспечивает выполнение известного уравнения стационарности процесса деления ядер в реакторе
Keff = Кбеск * P(погл.) * P(ут.) = 1,
где Keff - эффективный коэффициент размножения нейтронов; Кбеск- коэффициент размножения на бесконечной среде; P(погл.) - вероятность поглощения нейтронов в реакторе; P(ут.) - вероятность утечки нейтронов из реактора.
Уравнение начинает выполняться при достижении потока нейтронов, циркулирующего в РЗФУ, некоторого, определённого значения насыщения. Покажем справедливость этого утверждения.
В сборке должна быть радиальная щель для ввода нейтронов из ЗФУ в осевой центр сборки. (Такая же щель необходима в Курбуле для ввода нейтронов из ЗФУ в зону термоядерных реакций.) На оси сборки вместо зоны термоядерных реакций можно разместить глубоко менее чем критический образец из более высоко обогащённого 235 изотопом урана, плутония 239 или урана 233. Остальные размножающие слои можно сделать, как в Курбуле, на уране 5-6% обогащения изотопом 235, или его оксиде, а также на МОХ - топливе. Замедлителем и охлаждающим теплоносителем может быть обычная вода - Н2О. В результате получим постоянно работающую менее чем критическую сборку на быстрых и промежуточных нейтронах.
Рассмотрим главное замечательное свойство РЗФУ - возможность замыкания всего сфокусированного потока нейтронов или его части из ЗФУ на собственную РЗ - зону размножения и замедления. Это позволяет создавать реакторы деления непрерывного действия, обходящиеся без самоподдерживающейся цепной реакции деления. Отпадают необходимость критических массы и размеров реактора, опасность неуправляемого разгона и взрыва. Поясним это. Пусть в начальный момент времени t0 на вход зоны РЗ попало n0 нейтронов. Через время tr (время размножения) на границах РЗ появились
n0 * K нейтронов, где K - коэффициент размножения/усиления потока нейтронов. Тогда через время tf (время замедления и фокусировки) на входе зоны РЗ появятся n * K * M нейтронов, где М - коэффициент передачи нейтронов через ЗФУ. Если K больше единицы (К>1), то М меньше единицы (М<1), однако, общий коэффициент передачи нейтронов K * M > 1. Через N циклов на входе зоны РЗ РЗФУ, с замкнутым на свою зону РЗ нейтронным потоком, будет уже по геометрической прогрессии
n(N) = n0 * ( K * M ) ^ ( N - 1 ) нейтронов,
а число прошедших через зону РЗ нейтронов будет
Sn = n0 * [ ( K * M ) ^ N - 1 ] / ( K * M - 1 ) .
В общем случае коэффициенты K и М зависят от потока нейтронов цикла, причём зависимость направлена в сторону уменьшения с ростом потока нейтронов. В основе этого явления лежат конечные размеры зоны размножения и торможения и конечная пропускная способность зоны замедления и фокусировки. У коэффициента М уменьшение с ростом потока более быстрое. Конструктивно возможно регулирование коэффициента М. Уменьшение коэффициента передачи нейтронов начинается не сразу, а по достижению потока нейтронов через РЗФУ некоторого порогового значения, когда потери нейтронов в ЗФУ начинают становятся значительными. Обозначив пороговый цикл через Np, получим
максимальный поток нейтронов, циркулирующих через РЗФУ
n(Np) = n0 * ( K * M ) ^ ( Np - 1 ) нейтронов,
число прошедших через зону РЗ на этот момент нейтронов будет
Snp = n0 * [ ( K * M ) ^ Np - 1 ] / ( K * M - 1 ) .
При уменьшении K * M до 1 наступит насыщение, и поток нейтронов, циркулирующих
через РЗФУ, стабилизируется. Тогда число прошедших зону РЗ нейтронов становится неопределённым. Обозначив K * M через u, получим неопределённость
Sns = Snp + n(Np) * ( u ^ N - 1 ) / ( u - 1 ), при u => 1 .
Раскроем неопределённость по правилу Лопиталя. Продифференцировав числитель и знаменатель по u, перейдём к пределу
lim n(Np) * N * u ^ ( N - 1 ) = n(Np) * N, при u => 1.
Окончательно имеем
Sns = n(Np) * N + Snp , или
Sns = n0 * ( K * M ) ^ ( Np - 1 ) * N + n0 * ( K * M ) ^ ( Np - 1 ) * N .
Условие К * М = 1 аналогично условию Keff = 1 для реакторов на СЦР (самоподдерживающейся цепной реакции).
Время tr и время tf в сумме образуют время цикла жизни нейтронов в РЗФУ - аналог времени жизни нейтронов в реакторе на СЦР
tc = tr + tf .
Тепловая мощность, выделяемая в зоне размножения и замедления РЗФУ в общем определяется по формуле:
Q = Eдел * Sf * Фнас * Cят * Vз ,
где Eдел - энергия акта деления = 187 МэВ, Sf - сечение деления = 582 барна, Фнас - насыщающая плотность нейтронного потока, Cят - концентрация делящихся ядер, Vз - объём зоны РЗ. Учитываются только деления на тепловых нейтронах.
В случае Курбуля эта мощность складывается из шести мощностей:
Q(Li6) = Eдел (Li6) * Sf (Li6) * Фнас * C (Li6) * V (Li6D) ,
где Eдел - энергия деления Li6 = 4.8 МэВ, Sf Li6 - сечение деления Li6 = 940 барн, Фнас - насыщающая плотность нейтронного потока, C Li6 - концентрация делящихся ядер Li6,
где Eдел(U235) - энергия акта деления = 187 МэВ, Sf - среднее сечение по спектру деления = 582 барна, Фnм - плотность потока тепловых нейтронов,
C(U235) - концентрация ядер U235 , Vрз - объём зоны РЗ.
Опытный читатель давно заметил, что узким местом Курбуля является выход термоядерных нейтронов по отношению к поглощённым тепловым в дейтериде лития 6. Не зря в термоядерных бомбах дейтерид лития обжимают давлением через урановый или вольфрамовый демпфер от весьма интенсивного рентгеновского излучения при взрыве инициирующего устройства на уране 235 или плутонии. При этом, ключевым становится взаимодействие быстрого ядра T с холодным веществом мишени содержащей дейтерий. Реакция ионизационного торможения имеет гораздо большее сечение, чем реакция D + T => He4 + n. К сожалению, свободный пробег трития в мишени из дейтерида лития составляет величину порядка 4*10-2 см, и при этом выход нейтронов из реакции (D+T) при плотности вещества около 4*1022 1/см-3 , даже при сечении реакции порядка нескольких барн, составляет величину порядка 10-3 от числа рожденных быстрых ядер трития. Этот выход нейтронов слишком мал. Таким образом, даже высокое сечение взаимодействия нейтронов с Li (или даже с He3) и высокая вероятность рождения быстрых ядер трития не спасает предложенный автором вариант. Спасти его может только применение более обогащённого изотопом 235 урана (плутонием 239 МОХ топлива) во внешних слоях зоны размножения и замедления, повышающее коэффициент вопроизводства нейтронов - К. Для запуска Курбуля резонно применять "нейтронную трубку" с выходом нейтронов с энергией в 14,1 МэВ. Тогда вариант автора сомнителен по целесообразности. Если не брать во внимание популярные в мире требования нераспространения и ухода от СЦР и топлива высокого обогащения, всемерно поддерживаемые правительством США и Еврокомиссией ЕС. Существенный позитив, который заметен при применении схемы Курбуля, это то, что в направлении ЗФУ (ЗФС) поток нейтронов от сборки в виде слоеной зоны размножения и фокусировки, выходит, уже потеряв энергию, тепловым, и, поэтому, возможно резкое уменьшение поперечных размеров ЗФУ (ЗФС). В предлагаемом авторами ЗФУ (ЗФС) основном варианте, торможение нейтронов спектра деления идет перед расположенной во внутренних слоях тела ЗФУ зоной селекции нейтронов. В ЗФУ (ЗФС) нейтроны замедляются в той области, где расположены каналы транспортировки отселектированных нейтронов, и, поэтому, общие поперечные размеры должны быть сравнимы с длиной торможения и термализации нейтронов веществом ЗФУ (ЗФС). Применение предлагаемой слоеной сборки зоны РЗ, в которой рожденные быстрые термоядерные нейтроны размножаются и замедляются на слоях "курбуля", резонно в варианте предлагаемого Дробышевским и Столбовым термоядерного реактора. Там эти слои являются внутренними слоями ЗФУ (ЗФС), охватывающей область термоядерной плазмы. Поскольку высокая энергия 14,1 Мэв-ных нейтронов заставляет увеличивать область их замедления и делать ЗФУ (ЗФС) необоснованно толстой, а "курбуль" может уменьшить толщину зоны торможения нейтронов и габариты ЗФУ.
Дейтерид изотопа лития 6 вообще является дорогим стратегическим материалом с весьма ограниченным доступом. Дейтерид природного лития менее дорог, но также является стратегическим материалом весьма ограниченного доступа. Эти материалы есть основные компоненты термоядерного оружия. Примечательно, что данные по калориметрическим измерениям выхода реакции D + T на дейтериде лития в открытой информации автору найти не удалось. Кстати, качественно и просто эти измерения можно провести именно на Курбуле. При работе Курбуля в ЗТР будет интенсивно накапливаться тритий. Так что, полное отрицание полезности Курбуля преждевременно и не корректно. По информации, полученной от коллег неформально, автору известно, что активно ведутся исследования, и уже имеются методы и материалы для получения плотных потоков термоядерных нейтронов, в бланкетах со связанным дейтерием, в принципе аналогичные описанному автором, хрестоматийному методу. Но исследования эти, по понятным причинам, носят закрытый характер.
Полезные и опасные свойства Курбуля.
1) Управляемая положительная обратная связь (ПОС) по тепловым нейтроном.
Эту связь можно организовать между зоной протекания реакций деления лития 6 и синтеза гелия 4 в реакции на ядрах отдачи трития и ядрах дейтерия в дейтериде лития и структурой РЗФУ. Возможна реализация ПОС воздействием нейтронного потока из РФЗУ на генерирующую нейтроны, подкритическую, производящую энергию сборку по каналу обратной связи.
2) Управление нейтронным потоком магнитным полем на заключительной стадии замедления и фокусировки нейтронов.
3) Использование Курбуля, как малой энергетической установки на вынужденном делении урана 238, или как управляющей и задающей части мощной менее чем критической, энергетической сборки на природном уране. Частичное обоснование этого смотрите в первой части статьи.
4) ВАЖНОЕ. Формирование пучка нейтронов для принудительного деления делящихся веществ массой ниже критической и их полное выжигание.
5) ВАЖНОЕ. Формирование пучка резонансных нейтронов для производства чистых плутония 239 или урана 233 безотходным способом.
6) ВАЖНОЕ. Наработка трития в зоне термоядерных реакций без использования реакторов на СЦР.
7) Широкий спектр применения в устройствах и технологиях ядерного терроризма,
что делает Курбуль устройством регулируемого распространения.
Пушпульная, глубоко менее чем критическая тепловая машина.
Далее я хочу представить возможную ядерную, производящую тепло машину на основе РЗФУ и Курбуля. Возможно применение в малой и средней энергетике, на морском транспорте, в космосе.
Это Курбуль, и ещё два РЗФУ, в которых отсутствует зона термоядерных реакций - ЗТР. Вместо неё (ЗТР) и слоёв размножения и замедления внутри зоны РЗ присутствуют цилиндрические слои вложенных тепловыделяющих элементов из урана с обогащением изотопом 235 - 5% или МОХ - топлива, установленные соосно с главным цилиндром зоны РЗ. Промежутки между слоями заполнены проточной водой - теплоносителем и замедлителем. Эта зона РЗ менее чем критична, как и зона размножения другого РЗФУ. Зона размножения и замедления также имеет более высоко обогащённые слои урана, чем соответствующие слои в Курбуле. Назовём эти РЗФУ тепловыделяющими блоками - ТВБ. Курбуль является активатором ТВБ. Оба ТВБ связаны нейтронными потоками через внешние, не размножающие нейтроны части - ЗФУ и специальные входные щели в их конструкциях. Выход нейтронов ЗФУ первого ТВБ нацелен через щель на центр зоны выделения тепла второго. И наоборот. Такая щель есть и в конструкции Курбуля. Один из ТВБ активируется выходным нейтронным потоком ФЗУ Курбуля, часть которого замкнута на зону РЗ Курбуля. Нейтроны, вышедшие из зоны РЗ первого ТВБ, направляются его ЗФУ в центр зоны РЗ второго ТВБ. И наоборот, нейтроны, вышедшие из зоны РЗ второго ТВБ, направляются его ЗФУ в центр зоны РЗ первого ТВБ. Для увеличения нейтронного потока и уменьшения габаритов в центр каждого ТВБ можно поместить глубоко менее чем критический образец высоко обогащённого урана или плутония, в том числе и реакторного.
Таким образом, зоны ТВЭЛ связаны по нейтронным потокам через свои ФЗУ. Часть нейтронного потока Курбуля нацелена на зону термоядерных реакций Курбуля, и вводит Курбуль в режим насыщения по нейтронной циркуляции. В это же время другая часть нейтронного потока Курбуля активизирует нейтронами РЗФУ первого ТВБ. Поток нейтронов из РЗФУ первого ТВБ активизирует РЗФУ второго ТВБ. Оба ТВБ через свои ЗФУ начинают обмениваться нейтронами до насыщения потока нейтронов, который возрастает до насыщения уже при отключении Курбуля, когда нейтронный поток от Курбуля достиг насыщения, и не влияет на рост основного потока между ТВБ.
Тепловая мощность, выделяемая в зоне ТВЭЛ, определяется по формуле:
Q = Eдел * Sf * Фнас * Cят * Vз
где Eдел - энергия акта деления = 187 МэВ, Sf - сечение деления = 582 барна, Фнас - насыщающая плотность нейтронного потока, Cят - концентрация делящихся ядер, Vз - объём зоны ТВЭЛ.
Курбуль выполняет роль заводной рукоятки или стартера для представляемого устройства. Далее поток нейтронов между двумя РЗФУ достигает насыщения, и они продолжают работать - выделять тепло, отводимое циркуляцией H2O, в стационарном режиме. Поддерживающая сама себя цепная реакция и связанные с ней опасности в предложенном устройстве отсутствуют. Однако, как и каждая тепловая машина, предложенная, пушпульная (по аналогу в электротехнике) схема ядерной генерации тепла требует строгого регламента эксплуатации. В подобной машине можно применять UO2 вместо металлического урана в ТВЭЛ, сами ТВЭЛ делать шарообразными и наполнять ими цилиндрические слои зоны РЗ, использовать ВеО, как замедлитель, в ЗФУ.
Заключение.
Развитие изобретения Дробыщевского и Столбова (ЗФУ) открывает новые перспективы получения и использования энергии деления ядер без СЦР, возможность использования для получения энергии в зоне РЗ оружейные уран 235, плутоний 239, уран 233, реакторный плутоний. Курбуль (РЗФУ) даёт возможность получения трития, чистого изотопа плутония 239 и урана 233, минуя реакторы на СЦР. В данной работе приведена лишь идея РЗФУ. Реализация требует соответствующих задаче исследований и инвестиций. Идея далеко не оптимальна. Творите, и у вас получится лучше. У Дробышевского и Столбова разработан целый ряд полезных устройств на основе применения ЗФУ (ЗФС).
Использованные источники и ссылки:
1. И.Н. Бэкман "Ядерная Индустрия";
2. Ю.В. Дробышевский, С.Н. Столбов "Экологически приемлемый и безопасный
ядерный реактор";
3. В.Д. Лютов, Е.Н. Липилина, Н.В. Горин "РАСЧЕТНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
ПОДКРИТИЧЕСКОЙ СБОРКИ С АНИЗОТРОПНЫМ ПРОХОЖДЕНИЕМ
НЕЙТРОНОВ"
4. Ю.Н. Орлов "Аналитические оценки оптимизации энерговыделения в гибридной
микромишени DT-U238."
5. Абов Ю. Г., Гулько А. Д., Крупчицкий П. А., Поляризованные медленные
нейтроны, М., 1966.
6. Турчин В.Ф. Дифракция медленных нейтронов на слоистых структурах,
Атомная энергия, 1967г., т. 22, 12 стр. 119.
- по ЗФС патент SU Љ 1821818 http://systemwork.ucoz.ru/_ld/0/9_M2k.pdf
- по реактору деления с внутренним топливным циклом, патент SU Љ2075116
от 30.12.94г. ( http://systemwork.ucoz.ru/_ld/0/8_ZVK39.pdf
- результаты моделирования поведения топливного состава в долго
временном режиме выгорания http://systemwork.ucoz.ru/_ld/0/12___.pdf
- термоядерный реактор синтеза (патент SU Љ2056649 от 29.10.92г.