Давайте, наконец-то разберемся, что же такое ядерные релятивистские технологии (ЯРТ)

Аватар пользователя Валерий Чилап

Системно и кратко о ядерных релятивистских технологиях (ЯРТ)

и Проекте «ЯРТ-ОЯТ», нацеленном на их реализацию

 

1. Актуальность и новизна Проекта «ЯРТ-ОЯТ»

Основным предназначением атомной энергетики является замещение энергетики, основанной на сжигании органического топлива. Однако на сегодня доля атомной энергетики в мировом энергетическом балансе составляет менее 5%.

Две главные причины, которые препятствуют ее широкому распространению в мире:

  1. Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).
  2. Проблема топливного обеспечения, т.е. нерешенность задачи вовлечения запасов отвального урана и тория в производство энергии.

Принятая сегодня в России на безальтернативной основе стратегия развития атомной энергетики - носит сугубо паллиативный характер, и не способна в полной мере решить ни одной из ключевых проблем, указанных выше.

Она основана на использовании быстрых реакторов для расширенного воспроизводства ядерного топлива и реализации замкнутого топливного цикла (ЗТЦ). ЗТЦ предполагает проведение репроцессинга, т.е. полномасштабной радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), выделение из ОЯТ урана и наработанного плутония и возвращение их в производство энергии. Репроцессинг сопровождается образованием несопоставимо большого (по сравнению с  перерабатываемым ОЯТ) объема радиоактивных отходов.

Реализация сегодняшней стратегии сопряжена с целым рядом рисков, в т.ч. и в силу ее безальтернативности, и не способна выполнить основное предназначение атомной энергетики – заместить собой энергетику, основанную на сжигании органики.

Быстрые и тепловые реакторы, составляющие основу принятой в России концепции развития атомной энергетики, работают на управляемой цепной реакции деления (1-м промышленно освоенном способе производства нейтронов) со средней энергией нейтронов около или существенно ниже 0,2 МэВ. Эта энергия определяется спектром нейтронов деления (средняя энергия нейтронов деления ~ 2  МэВ, максимальная, практически значимая, ~ 10 МэВ) и конструкцией активной зоны.

1. На сегодняшний день существуют (рассматриваются) 3 пути обращения с содержащими ОЯТ отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС).

А). Открытый цикл - размещение в хранилищах и длительная выдержка.

На хранилище Юкка Маунтин (США), емкостью 70 000 т ОЯТ, было выделено ~ 96,2 млрд. долларов. Т.е. стоимость обращения с ОЯТ составляет ~ 1374 $/кг только капитальных затрат, не считая транспортных и эксплуатационных.

Стоимость загрузки топлива на три года ВВЭР-1000 ~ 94 млн. долларов или ~ 1175 $/кг.

Таким образом, в рамках открытого цикла сегодня обращение с ОЯТ получается значительно дороже свежего топлива.

Б). «Полуоткрытый» цикл – радиохимическая переработка и длительная выдержка в хранилищах.

При сегодняшних технологиях в процессе переработки 1 т ОЯТ (~ 0,1 м3) образуется ~ 45 м3 жидких высокоактивных радиоактивных отходов (РАО), ~ 150 м3 среднеактивных и ~ 2000 м3 низкоактивных [1].

В). Замкнутый цикл (пока не реализованный) - радиохимическая переработка и выделение урана и плутония (для дальнейшего использования в качестве топлива реакторов), а также выделение минорных актинидов (нептуний, америций, кюрий), которые, как  предполагается, будут в дальнейшем «пережигаться» в классических электроядерных (в международной терминологии – Accelerator Driven Systems – ADS) системах. Осколки деления  планируется отправлять на длительную выдержку в хранилищах.

В замкнутом ядерном топливном цикле ожидается образование ежегодно в результате переработки до 25 м3/ГВт высокоактивных отходов, 50-100 м3/ГВт среднеактивных и до 700 м3/ГВт низкоактивных отходов [2].

Таким образом, современные и даже перспективные радиохимические технологии приводят к образованию значительных объемов долгоживущих радиоактивных отходов.

Проблема эффективной утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) стала в последние годы ключевой при обсуждении будущего глобальной энергетики. Ведущие мировые державы начали серьезно рассматривать использование электроядерных систем в качестве альтернативного и перспективного метода решения этой проблемы. На это, в частности, указывает начало практической реализации масштабного европейского проекта MYRRHA, а также активная работа по формированию и разработке соответствующих национальных программ в США, Китае, Индии, Японии и Южной Корее.

Необходимо отметить, что все программы и проекты сосредоточены на классической электроядерной (ADS) схеме, которая представляет собой, по сути, подкритический быстрый реактор с внешним (электроядерным) источником нейтронов.

Внешним источником нейтронов является свинцовая или свинцово-висмутовая нейтронопроизводящая мишень ограниченного размера (как правило, в расчетах и экспериментах рассматриваются мишени Ø20×60 см), размещаемая в центре подкритической активной зоны, в которую поступает узкий протонный пучок с энергией ~ 1 ГэВ из ускорителя. Стартовая подкритичность активной зоны находится в диапазоне kэфф ~ 0,97÷0,98 и обеспечивается «запальным» ураном-235 с обогащением ~ 20%. Предусматривается также наличие значительного (в разы) запаса по току ускорителя для компенсации выгорания ядерного горючего [3].

В результате спектр нейтронов в активной зоне ADS-установок формируется, также как и в обычном реакторе, в основном нейтронами спектра деления.

Таким образом, фактически классическая электроядерная схема - ADS – это реализация той же цепной реакции деления – первого, хорошо известного и освоенного в промышленном масштабе, - способа производства нейтронов, дарованного нам самой природой.

Электроядерный же способ производства нейтронов, в схеме ADS дает вклад в их (нейтронов) производство всего ~ нескольких процентов. При этом экспериментально установлено, что полная энергетическая цена электроядерного нейтрона (без учета кпд ускорителя и кпд преобразования тепла в электричество) в этой схеме (ADS), - составляет ~ 42 МэВ.

Такая величина энергетической цены электроядерного нейтрона,  в сочетании, естественно, с работой ADS на все том же, делительном, спектре нейтронов, а также комплекс серьезных физико-технических проблем при попытках ее реализации (подробнее см. [4] стр. 10-23), - вызывают вполне обоснованные сомнения представителей реакторного сообщества в перспективности этой схемы, даже на концептуальном уровне ее рассмотрения.

2. Запасов основного топлива современной атомной энергетики - 235U - в энергетическом эквиваленте не больше чем нефти и газа. Большие запасы 238U и тория могут, в принципе, обеспечить будущее энергетики на тысячи лет.

Однако, в существующих и даже в перспективных, в т.ч. быстрых реакторах, включая классические электроядерные системы (ADS), - они «горят» не напрямую, в силу высокого порога деления (~ 1÷2 МэВ), а через образование и репроцессинг (полномасштабную радиохимическую переработку) промежуточных ядер 239Pu и 233U.

Анализ различных направлений развития ядерной энергетики [4], показывает принципиальную ограниченность возможностей традиционных реакторных и классических электроядерных (ADS) систем, основанных на использовании нейтронов спектра деления, - в решении 2-х главных обозначенных выше проблем атомной энергетики.

В делительном нейтронном спектре пороговые минорные актиниды, также как 238U и, тем более, торий, - «горят» малоэффективно ввиду высокого порога деления (~ 1÷2 МэВ).

Трансмутация же долгоживущих радиоактивных осколков деления из состава ОЯТ на основе реакции радиационного захвата (n,γ) - не замыкается как физически (за счет многошаговых реакций, которые приводят к появлению новых долгоживущих радиоактивных изотопов), так и экономически.

Проект «ЯРТ-ОЯТ» нацелен на разработку новой, «мичуринской» стратегии развития ядерной энергетики.

Проект «ЯРТ-ОЯТ» основан на реализации принципиально иной, новой схемы электроядерного способа производства нейтронов, базирующейся на ядерных релятивистских технологиях (ЯРТ), предложенной специалистами ЦФТП «Атомэнергомаш».

Схема ЯРТ нацелена на формирование пучками релятивистских частиц максимально жесткого (простирающегося далеко за границы делительного) нейтронного спектра внутри глубоко подкритичной, квазибесконечной (обеспечивающей минимальную (< 5%) утечку нейтронов) активной зоны (АЗ), выполненной на основе природного (обедненного) урана, тория, а также на основе ОЯТ. Для реализации этой цели в схеме ЯРТ, в частности, предусматривается повышение энергии пучка релятивистских частиц с традиционной для классических электроядерных систем энергии ~ 1 ГэВ до уровня ~ 10 ГэВ.

Основные физико-технические принципы схемы ЯРТ

  1. Использование глубоко подкритичной, квазибесконечной (обеспечивающей минимальную (< 5%) утечку нейтронов) активной зоны (АЗ) из природного (обедненного) урана, тория, а также из ОЯТ.
  2. Повышение энергии инициирующего пучка до ~ 10 ГэВ вместо ~ 1 ГэВ в традиционных электроядерных схемах.
  3. Использование в качестве нейтронопроизводящей мишени материала АЗ.
  4. Использование сканирующего (расходящегося) пучка для снижения на несколько порядков плотности энерговыделения в центральной области АЗ, служащей нейтронопроизводящей мишенью.
  5. Реализация технологии компактного модульного трехмерного линейного ускорителя на теплых ускоряющих структурах с аномальной дисперсией (УЛОВ) для значительного повышения его полного кпд («от розетки»).
  6. Применение для загрузки АЗ шаровых капсулированных тепловыделяющих элементов, изготовленных на основе микротвэльной технологии, или жидких солей.
  7. Использование технологии высокотемпературного гелиевого теплоносителя 1-го контура.

2. Ядерно-физические предпосылки схемы ЯРТ

Ключевыми ядерно-физическими принципами схемы ЯРТ являются три:

1) глубоко подкритичная АЗ, что и определяет выбор основного материала АЗ: природный (обедненный) уран, торий, а также ОЯТ (Г.И. Марчуком еще в 1958 г. было показано[5], что только в глубоко подкритичной системе можно перейти к спектру нейтронов, определяемому внешним источником нейтронов, т.е. получить существенно более жесткий, по сравнению с делительным, спектр нейтронов);

2) квазибесконечная АЗ;

3) повышение энергии первичного пучка до уровня ~ 10 ГэВ, вместо ~ 1 ГэВ в традиционных (ADS) схемах.

Все остальные принципы схемы нацелены на практическую реализацию основной задачи.

Почему мы стремимся к максимально жесткому нейтронному спектру?

Дело в том, что в диапазоне энергий делительного спектра нейтронов работают всего две основные неупругие реакции:

  • реакция деления (n, f), которая отвечает за непрерывную наработку продуктов деления, в т.ч. долгоживущих;
  • реакция радиационного захвата (n, γ), которая отвечает за непрерывную наработку актинидов, в частности изотопов плутония.

Причем эти две реакции работают как бы независимо друг от друга, т.е. не являются конкурирующими в силу соотношения сечений этих процессов и концентрации соответствующих ядер в традиционных реакторах. Это относится как к тепловым, так и к быстрым реакторам.

(Отмечу в скобках, что учет реакций (n,2n) и (n,3n) необходим для точного определения баланса нейтронов в традиционных реакторах, работающих на тонкой грани kэфф = 1. В силу крайне малого количества в делительном спектре нейтронов с энергией выше ≈ 6,5 МэВ (практический порог реакции (n,2n) в уране), влиянием этих реакций на состав осколков деления и актинидов в АЗ обычных реакторов, - можно пренебречь).

Мы рассчитываем, что значительное ужесточение нейтронного спектра в схеме ЯРТ, - позволит полновесно задействовать, в дополнение к 2-м традиционным неупругим реакциям, - комплекс многоступенчатых каскадных реакций и пороговых реакций типа (n, xn), а также высокоэнергетичное деление.

Это позволит, в частности, эффективно «сжигать» пороговые минорные актиниды.

А осколки деления, как из состава ОЯТ, так и вновь нарабатываемые в процессе работы ЯРТ-реактора, вместо паразитного поглощения нейтронов (как это происходит в традиционных реакторах) на реакции (n,γ), - в таком спектре будут эффективно работать на их (нейтронов) производство.

Ставка в схеме ЯРТ делается на полную утилизацию энергии первичной релятивистской частицы в квазибесконечной мишени - АЗ, и ее (энергии первичной частицы) максимальную конвертацию в производство электроядерных нейтронов.

Впервые идея выхода за границы делительного спектра нейтронов, и использования для этого протонов с энергией ~ 10 ГэВ, на которой основана схема ЯРТ, – была предложена и стала активно продвигаться зам. директора по науке ВНИИ атомного энергетического машиностроения (ВНИИАМ) - И.Н. Острецовым  -  в конце 90-х – начале 2000-х г.г. 

Эта идея вызвала серьезные возражения научной общественности, которые заключались в следующих утверждениях.

1. Невозможность получить энергетической эффективности такой системы без обогащения легкоделящимися материалами.

2. Оптимальной энергией протона для электрояда является 1-1,5 ГэВ: поскольку выход нейтронов монотонно возрастает с энергией протона, а удельные тормозные потери убывают вплоть до области 1 - 1,5 ГэВ, - то энергетическая стоимость свободного нейтрона будет минимальна именно в этом диапазоне энергий.

Первое утверждение обосновывалось расчетами на основе современных транспортных кодов, которые показывают, что коэффициент усиления мощности (КУМ) в квазибесконечных мишенях из обедненного и природного урана массой ~ 20-30 тонн не превышает 4,0 при энергиях пучка в диапазоне 1-10 ГэВ. А для того, чтобы система работала на самообеспечении энергией, необходимо иметь КУМ ~ 7,0 при полном («от розетки») кпд ускорителя ~ 30% и кпд преобразования тепла в электричество ~ 50%.

Второе утверждение обосновывалось экспериментальными и расчетными результатами по выходу нейтронов, полученными на ограниченной «классической» электроядерной свинцовой мишени Ø20×60 см.

В основу ядерно-физического обоснования схемы ЯРТ [6, 7] легли результаты ряда основополагающих фундаментальных работ, выполненных за последние 50 лет в ОИЯИ (Дубна).

Это, в первую очередь, кратко описанные ниже 3 уникальных комплекса экспериментальных и расчетно-теоретических работ.

1) В уникальном комплексе экспериментов, выполненных в середине 1960-х годов в ЛЯП ОИЯИ группой Р.Г. Василькова - В.И. Гольданского - Ю.Н. Покотиловского [8] на мишенях из обедненного и природного урана эквивалентной массой ~ 6,0 т, при энергии протонного пучка 660 МэВ, - было получено, что коэффициент усиления мощности пучка (КУМ) составляет ~ 6,0 на обедненном уране и ~ 7,4 – на природном. Экстраполяция этих величин к квазибесконечным мишеням массой ~ 20 т позволяет ожидать этих величин на уровне ~ 7,3 на обедненном уране и ~ 9,0 – на природном, соответственно. И это при энергии 660 МэВ, где весьма значительны ионизационные потери первичного протона.

Отметим, что до сегодняшнего дня никому из расчетчиков не удалось воспроизвести эти результаты. И это при энергии протонов всего 660 МэВ, где еще не существенны процессы мезонообразования и фрагментации, описание которой в моделях, применяемых в современных транспортных кодах, не имеет ни малейшего физического смысла.

2) Обычно в экспериментах и расчетах исследуются мишени с постоянным составом. Однако при работе сильноточной системы, каковой и является электроядерный реактор, - картина будет совсем иная.

Группа В.С. Барашенкова в ЛИТ ОИЯИ в 1990-2000-х годах наиболее корректно провела комплекс расчетно-теоретических исследований по учету динамики наработки 239Pu и 233U в квазибесконечных делящихся мишенях из природного урана и тория соответственно для энергии протонов 1 ГэВ [9÷11]. Результаты этих расчетных оценок показали, в частности, что скорость наработки легкоделящихся изотопов, наибольшая при их концентрациях ≤ 1,5%, далее быстро снижается и на уровне концентрации ~ 6% достигается равновесие наработки и деления. В результате система из эффективного наработчика плутония (233U) превращается в реактор, по сути «сжигающий» 238U (232Th). При выходе на равновесную концентрацию плутония в АЗ, коэффициент усиления мощности пучка, согласно оценкам этой и других групп, возрастет от 6 до 20 раз.

3) В уникальных экспериментах 1980-90-х годов в ЛВЭ ОИЯИ группой В.И. Юревича – Р.М. Яковлева [12] впервые были изучены не только выходы, но и энергетические характеристики нейтронного излучения из «классической» электроядерной свинцовой мишени Ø20×60 см при облучении ее протонами и дейтронами в диапазоне энергий от ~ 1 до ~ 3,7 ГэВ. В частности был определен выход высокоэнергетичной компоненты нейтронного излучения с энергией выше 20 МэВ.

В исследованном диапазоне энергий получено, что с ростом энергии пучка наблюдается значительный рост: средней энергии нейтронов утечки (<E>, МэВ); кинетической энергии нейтронов утечки (Ekin, МэВ) и доли энергии первичного протона, идущей в кинетическую энергию нейтронов утечки (Ekin/Ebeam, %).

Этот рост, так же как и увеличение множественности нейтронов утечки, - указывают на перспективу существенного (опережающего рост энергии пучка) размножения этих реакционно-способных нейтронов, с ростом энергии пучка в мишени большего размера. И, соответственно, на перспективу роста коэффициента усиления с ростом энергии пучка.

Отметим, что при анализе результатов этих экспериментов, авторы отнесли влияние заряженных π-мезонов на энергобаланс к потерям для нейтронообразования, что, по-видимому, связано с ограниченными размерами исследовавшейся мишени (Ø20×60 см). Однако, поскольку при энергии ~ 1 ГэВ количество испускаемых в каскаде заряженных π-мезонов еще весьма мало, то величина доли энергии первичного протона, идущей в нейтронообразование (W / Еp), полученная для энергии 1 ГэВ, представляется достаточно близкой к истине.

Консервативная оценка этой величины для Еp = 10 ГэВ, выполненная с учетом влияния мезонообразования (но без учета влияния фрагментации) в квазибесконечной мишени, - позволяет ожидать ее значения на уровне ~ 66%.

Анализ результатов этих экспериментов в частности показывает, что в исследованном диапазоне энергий инициирующего пучка – более 80% кинетической энергии нейтронного излучения приходится на нейтроны с энергией выше 20 МэВ.

Консервативные оценки ожидаемых «стартового» и «равновесного» коэффициентов КУМусиления мощности протонного пучка в квазибесконечной мишени из природного урана в зависимости от энергии Еp падающих частиц, выполненные с учетом результатов вышеприведенных работ показывают, что при энергии протонов ~ 10 ГэВ можно ожидать их величин на уровне ~ 20 и ~ 120÷400 соответственно.

3. Ядерно-физические основы схемы ЯРТ

Анализ многочисленных экспериментальных работ (см. например, [13÷16]) показывает, что при энергиях выше ~ 2 ГэВ, доминирующими процессами при первичном взаимодействии протона с ядром являются процессы эмиссии ливневых частиц, фрагментации и мезонообразования (рис. 1).

                                                                                                    %D0%9A%D0%B0%D1%80%D1%82%D0%B8%D0%BD%D0%

Рис. 1.

(При этом, чем выше энергия (до уровня ~ 10-15 ГэВ), тем меньше доля ионизационных потерь первичной частицы на пути ее пробега до неупругого взаимодействия с ядрами мишени. Соответственно, с ростом энергии релятивистская частица вступает в неупругое взаимодействие, потеряв значительно меньшую долю своей энергии из-за ионизационных потерь (~ 23% при энергии 1 ГэВ и менее 3% при энергии 10 ГэВ). Иными словами, трансформация ее энергии в множественность каскадных частиц и их энергию в результате неупругого соударения с ядрами мишени - произойдет существенно более эффективно при большей энергии. А именно, с ростом энергии первичной частицы возрастает доля ее энергии, идущей на нейтронообразование [7]).

Очевидно, что ливневые частицы (высокоэнергетичные нейтроны, протоны и π-мезоны), уносящие значительную долю энергии первичной частицы и распространяющиеся в конусе с углом < 300, который на сегодняшний день пока остался вне детального экспериментального изучения, - ответственны за эмиссию нейтронов в результате взаимодействия с ядрами толстой мишени.

Экспериментально установлено, что эмиссия заряженных частиц (а, соответственно, и эмиссия нейтронов) в событиях с фрагментацией почти в два раза превышает эмиссию частиц в событиях без фрагментации. А в 2÷3% случаев при этих энергиях (выше ~ 2÷3 ГэВ) вообще наблюдается полный развал ядра на отдельные нуклоны [17].

Отметим, что фрагментация тяжелых ядер, также как и деление, происходит с выделением энергии. Т.е., ядро как бы само «оплачивает» свой распад.

Важным процессом, связанным с генерацией нейтронов в межъядерном каскаде в квазибесконечной мишени с ростом энергии пучка, является также мезонообразование, в котором ~ 2/3 составляют заряженные π-мезоны.

Для баланса энергии нейтронов утечки из толстой мишени, конвертация даже одного заряженного π-мезона (масса покоя ~ 140 МэВ) в нейтронное излучение - это значительная величина.

Для сравнения: в толстой свинцовой мишени Ø 20 см, длиной 60 см при энергии пучка ~ 2 ГэВ – величина энергии первичной частицы, идущая на образование нейтронов, составляет ~ 800 МэВ [12].

Дальнейший  процесс трансформации энергии первичной частицы в формирование нейтронного поля (после первого акта взаимодействия) зависит от размеров и свойств размножающей среды.

В квазибесконечной АЗ ЯРТ-реактора, выполненной на основе актинидных ядер, по нашим представлениям, этот процесс будет развиваться примерно следующим образом.

Продукты взаимодействия первичного протона или дейтрона с ядром (в первую очередь, нейтроны, а также заряженные π-мезоны и протоны), в последующих поколениях межъядерных каскадов, и в процессах, протекающих через образование составного ядра (высоко- и относительно низкоэнергетичное деление, а также реакции типа (n,xn)), сопровождающихся умягчением нейтронного спектра, - будут «работать» на генерацию, т.е. размножение нейтронов в объеме квазибесконечной АЗ.

(Известно, что в каскадных процессах при энергиях частиц ниже 400 МэВ доминирует эмиссия нейтронов. Например, при энергии нейтрона ~ 200 МэВ из тяжелого ядра вылетает ~ 2 нейтрона и ~ 0,1 протона [13]).

Принято считать, что граница между каскадными («быстрыми») процессами и процессами, протекающими через образование составного ядра («медленными»), - проходит в районе энергии ~ 50 МэВ, при которой примерно половина процессов идет через каскадный механизм, а половина – через механизм образования составного ядра. Эта граница зависит от массы ядра, и в случае тяжелых ядер считается, что она расположена в районе ~ 80 МэВ.

Отметим, что в реакциях, протекающих через образование составного ядра, также доминируют процессы эмиссии нейтронов: деление и реакции типа (n,xn).

Так при энергии нейтрона на уровне 14 МэВ сечение деления урана-238 составляет ~ 1,2 барна, сумма сечений реакций (n,2n) и (n,3n) составляет ~ 1,6 барна, а сечения реакций (n,p) и (n,α) в сумме составляют ~ 3 мбарн [18].

При этом для оценок, в первом приближении можно считать, что спектр нейтронов, эмитируемых в реакциях (n,xn), примерно такой же, как и делительный, со средней энергией ~ 2 МэВ.

«Электроядерный» процесс размножения нейтронов, сопровождаемый их умягчением, будет продолжаться до тех пор, пока энергия основной массы нейтронов не опустится ниже порога реакции (n,2n) в уране, т.е. ~ 6-7 МэВ (рис. 1).

Далее процесс размножения нейтронов пойдет в рамках быстро затухающей цепной реакции деления в силу реакции неупругого рассеяния (n,n′γ), сечение которой в уране-238 в диапазоне энергий нейтронов ниже порога реакции (n,2n), т.е. ниже ~ 6-7 МэВ, - значительно превосходит сечение деления.

Именно реакция неупругого рассеяния (n,n′γ), определяет коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде из природного урана в делительном спектре на уровне ~ 0,36.

Нейтроны, ушедшие под порог деления урана-238, продолжат «умягчаться», в первую очередь, за счет реакции неупругого рассеяния (n,n′γ), до энергии ~ 50 кэВ, где практически затухает реакция (n,n′γ) и далее будут поглощаться в основном  ураном-238, нарабатывая плутоний.

По мере наработки значимых количеств ядер плутония в сильноточной системе, все большее количество нейтронов, уходящих под порог деления урана-238, будет дополнительно делить плутоний, увеличивая, таким образом, коэффициент размножения нейтронов делительного спектра в системе, а также количество делений и, соответственно, коэффициент усиления, о котором чуть ниже.

В конкуренции между наработкой и делением, количество плутония выйдет на равновесную концентрацию, которая, по оценкам группы В.С. Барашенкова для квазибесконечной мишени из природного урана массой ~ 20 т при энергии пучка 1 ГэВ, будет составлять ~ 6% в «сверхбыстрой» АЗ ЯРТ-реактора. Коэффициент усиления мощности пучка при выходе на равновесную концентрацию, по оценкам той же группы возрастет в ~ 6-12 раз.

Оценки группы авторов по коду SHIELD [19], выполненные: для мишени массой ~ 30 т из обедненного урана; и для мишени из урана с обогащением 6%, содержащей в своем составе центральную «классическую» свинцовую мишень, - дают увеличение коэффициента усиления в мишени с обогащением 6% по 235U в ~ 10 раз.

С учетом того, что центральный свинцовый сердечник уменьшает выход нейтронов и, соответственно, количество делений в ~ 2 раза [8], можно ожидать, исходя из этих оценок, роста коэффициента усиления на равновесной концентрации плутония до ~ 20 раз.

Оценки группы В.С. Барашенкова показывают, что при выходе на равновесную концентрацию плутония, спектр нейтронов в такой системе в жесткой его части практически не претерпит изменений. Это, в целом, вполне понятно, поскольку обогащение в быстром реакторе составляет (для свинцового теплоносителя) ~ 14%.

Т.е. можно ожидать, что при выходе на стационарный режим равновесной концентрации, - активная зона ЯРТ-реактора останется глубоко подкритичной.

По сути, она останется «пороговой», просто интегральный, или, возможно корректнее, средневзвешенный порог деления в АЗ снизится с ~ 1 МэВ (для урана-238) до, скажем, ~ 100 кэВ.

Таким образом, схема ЯРТ, по сути,  есть целенаправленная реализация 2-го промышленного способа производства нейтронов – электроядерного, т.е. получения нейтронов за счет взаимодействия пучков высокоэнергетических частиц с веществом.

Именно поэтому, мы иногда называем ее «истинным электроядом».

Исходя из вышеизложенного, электроядерными нейтронами в схеме ЯРТ, т.е. в квазибесконечной, глубоко подкритичной АЗ, - являются нейтроны, порожденные (после прохождения комплекса каскадных процессов) в результате реакций деления и (n,xn) при энергии нейтронов выше порога реакции (n,2n), составляющего для урана ~ 6,5 МэВ.

Консервативные оценки показывают, что в схеме ЯРТ можно ожидать величины полной энергетической цены электроядерного нейтрона (без учета кпд ускорителя и кпд преобразования тепла в электричество) на уровне ~ 6÷7 МэВ, в отличие от ~ 42 МэВ в классической электроядерной схеме - ADS. (Отметим, что речь идет о цене именно электроядерного нейтрона, поскольку учет быстро затухающей цепной реакции в глубоко подкритичной квазибесконечной системе даже из чистого урана-238, - уменьшит эту величину еще примерно в 2 раза).

4. Некоторые ожидаемые преимущества реализации схемы ЯРТ

1. Прямое «сжигание» для производства энергии базового материала активной зоны – 238-урана или тория, - без использования урана-235.

2. Возможность эффективной утилизации ОТВС, при кардинальном снижении объемов их сложной радиохимической переработки.

(Отделению и радиохимической переработке будут подвергаться только газообразные продукты, образующиеся в ТВС в процессе работы и хранения).

3. Возможность работы в маневренном режиме.

4. В обычном реакторе накопившиеся осколки деления «паразитируют», поглощая значительную часть нейтронного потока, необходимого для поддержания работоспособности реактора (цепной реакции). Именно поэтому, в первую очередь, каждые три года извлекаются ОТВС и загружаются свежие. И их количество непрерывно копится в течение всего активного времени жизни реактора (~ 60 лет с учетом продления ресурса).

А в ЯРТ-реакторе эти осколки, так же как и все остальные компоненты ОТВС, содержащих ОЯТ, – «работают» на производство высокоэнергетичных нейтронов и, в конечном итоге, на получение ядерной энергии. Причем работают в течение всего времени жизни реактора, т.е. непрерывно находятся под воздействием жесткого нейтронного поля, и не 3 года, а, как минимум 60. Естественно, при периодической рефабрикации (т.е. восстановлении формы и покрытий) шаровых капсул - микротвэлов. Отметим, что как было указано выше, в рамках Проекта «ЯРТ-ОЯТ» отдельно планируется детальная проработка комплекса вопросов использования жидкосолевой загрузки АЗ в интересах проекта.

Исходя из анализа имеющихся экспериментальных данных и расчетно-теоретических оценок, предполагается, что ЯРТ-реактор будет работать следующим образом.

При загрузке АЗ шаровым капсулированным топливом, выполненным на основе природного урана или ОЯТ РБМК (содержат ~ 0,7% легкоделящихся изотопов), - на старте работы ЯРТ-реактора можно ожидать коэффициент усиления мощности релятивистского пучка (КУМ) ~ 20 при его энергии ~ 10 ГэВ. (Для того чтобы ЯРТ-реактор работал в режиме самообеспечения энергией, необходим минимальный коэффициент усиления мощности около 7,0 при полном («от розетки») кпд ускорителя ~ 30% и кпд преобразования тепла в электричество ~ 50%).

При работе сильноточной квазибесконечной системы на основе природного (обедненного) урана, тория или ОЯТ, каковой и является ЯРТ-реактор, уже в течение первых недель его работы в АЗ будет накапливаться большое количество ядер 239Pu (233U в случае ториевой АЗ), деление которых значительно увеличивает поток нейтронов. Это, в свою очередь, вначале увеличивает, а затем, благодаря слишком большому числу делений, - снижает выход плутония, и система из эффективного наработчика плутония (233U) превращается в реактор, по сути «сжигающий» 238U (232Th).

При концентрации плутония ~ 6%, согласно оценкам группы В.С. Барашенкова (ОИЯИ), выполненным для энергии протонов 1 ГэВ, - наступит равновесие между наработкой и делением. При выходе на равновесную концентрацию плутония в АЗ, коэффициент усиления мощности пучка, согласно оценкам этой и других групп, возрастет от 6 до 20 раз. Таким образом можно ожидать, что при выходе на равновесную концентрацию плутония в АЗ, т.е. на стационарный режим работы, - КУМ ЯРТ-реактора составит от 120 до 400.

Длительность «стартового», т.е. пускового, режима по оценкам составит ~ 1÷2 года.

При загрузке АЗ топливом, выполненным на основе ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 (содержит ~ 2,0% легкоделящихся изотопов), - длительность пускового режима значительно сократится, а стартовый КУМ – существенно возрастет. В принципе, после проведения соответствующих работ, будет возможно подмешать в топливную шихту высокообогащенный ОЯТ транспортных и/или быстрых реакторов, что позволит сформировать стартовую загрузку АЗ сразу с равновесной концентрацией легкоделящихся изотопов, что будет весьма полезным для энергосистемы.

Т.е. ОЯТ оказывается наиболее экономически эффективным топливом в рамках этой схемы.

Таким образом, ЯРТ-реактор будет постоянно работать в глубоко подкритическом режиме, на загрузке из ОЯТ, обедненного (отвального) урана или тория, - непрерывно воспроизводя легкоделящиеся элементы топливной композиции (239Pu или 233U в случае ториевой АЗ), необходимые для поддержания его высокой энергоэффективности в течение многих десятков лет, не потребляя при этом уран-235.

На основе схемы ЯРТ возможно кардинально сменить парадигму отношения к ОЯТ, а также экологически чисто решить проблему топливного обеспечения ядерной энергетики.

Т.е. ОЯТ из серьезнейшей проблемы атомной отрасли может стать высокоэффективным, практически готовым топливом для множества блоков ядерных релятивистских электростанций (ЯРЭС).

Оценки показывают, что при загрузке в активную зону ЯРТ-реактора ~ 200 т шаровых капсул, изготовленных из тонкомолотых материалов ОТВС на основе микротвэльной технологии, - ЯРТ-реактор чисто физически (естественно, при периодической циркуляции и рефабрикации топливных капсул) сможет вырабатывать на одной такой загрузке ~ 2000-3000 МВт электричества в течение ~ 60 лет. Жизненный цикл ЯРТ-реактора после этих ~ 60 лет завершится режимом глубокой переработки, продолжительностью ~ 1-2 года, сопровождаемым затухающим производством электроэнергии в сочетании со значительным ужесточением нейтронного спектра. В результате в активной зоне наиболее вероятно останутся, в основном, короткоживущие, легкие нейтронно-дефицитные изотопы [4].

Один блок ВВЭР-1000, выводимый из эксплуатации после 60 лет работы, может обеспечить топливом (ОЯТ) - 8 блоков ЯРЭС-2500 на 60 лет работы каждого из них.

5. Предпосылки, суть и ожидаемые результаты Проекта «ЯРТ –ОЯТ»

В 2009÷13 г.г. на пучках Нуклотрона ЛФВЭ ОИЯИ по инициативе ЦФТП «Атомэнергомаш», в т.ч. и в рамках проекта «Э и Т – РАО», выполнен комплекс уникальных экспериментов по облучению пучками релятивистских частиц массивной мишени из природного урана массой ~ 500 кг (установка «Квинта»), ограниченно моделирующей центральную область АЗ ЯРТ-реактора, - направленных на проверку ряда базовых ядерно-физических принципов схемы ЯРТ.

Эксперименты проводились при поддержке ЛФВЭ ОИЯИ, с привлечением ученых и специалистов ведущих лабораторий (ЛНФ, ЛФВЭ, ЛЯП, ЛИТ) и других ключевых подразделений ОИЯИ, а также при активном системном участии ученых из содружества государств: Радиевого института им. Хлопина, ГНЦ РФ ФЭИ им. Лейпунского, КЦЯТ НИЦ «Курчатовский институт», ИФ им. Степанова НАН Беларуси, ОИЭиЯИ – Сосны НАН Беларуси, ННЦ ХФТИ (Украина), ИЯФ НЯЦ РК (Казахстан). Всего в проекте участвуют представители 15 стран СНГ, Европы, Азии, Австралии. Наиболее активное участие, в т.ч. и в виде ограниченной финансовой поддержки, помимо ученых России, Беларуси, Казахстана и Украины, - принимают ученые Болгарии, Польши и Чехии.

Результаты этих экспериментов убедительно указывают на перспективность основных принципов схемы ЯРТ для эффективной утилизации ОЯТ и производства энергии.

В частности, при энергиях дейтронов в диапазоне от 1 ГэВ до 8 ГэВ надежно установлено, что с ростом энергии пучка наблюдается значительный рост средней энергии нейтронов утечки и нейтронов, вызывающих деление в мишени, а также (при энергиях выше 4 ГэВ) рост доли высокоэнергетичной (с Еn > 20 МэВ) компоненты нейтронов утечки, т.е. происходит значительное ужесточение нейтронного спектра.

Эти результаты указывают на перспективу существенного, опережающего рост энергии, размножения этих реакционно-способных нейтронов, с ростом энергии пучка в мишени значительно большего размера, и, соответственно, на перспективу роста коэффициента усиления с ростом энергии пучка в схеме ЯРТ. Результаты по ужесточению нейтронного спектра также указывают на возможность использования в качестве топлива ЯРТ-реактора материалов ОТВС, содержащих ОЯТ, при кардинальном снижении объемов их предварительной радиохимической переработки (переработка только газообразных продуктов, образующихся в ТВС).

Кроме того, полученные результаты показывают значительное (в разы) занижение  расчетных (по сравнению с экспериментальными) характеристик нейтронного спектра в массивных мишенях, особенно в высокоэнергетической его части, определяющей развитие процессов в квазибесконечной системе. Это требует серьезной коррекции как ядерно-физических моделей, используемых в современных расчетных кодах, так и самих этих кодов.

Поэтому только прямые эксперименты могут дать достоверную информацию о достижимых Кум в квазибесконечных, глубоко подкритических электроядерных системах и перспективах  их практической  реализации, а также об оптимальных энергии и типе бомбардирующих частиц.

Полученные результаты являются убедительными, но всего лишь -  указаниями на перспективность схемы ЯРТ.

Получить ее «стартовые» количественные характеристиках будет возможно только в процессе проведения комплекса экспериментов на квазибесконечной урановой мишени, полномасштабно моделирующей ядерно-физические процессы в АЗ ЯРТ-реактора в его «стартовом» состоянии.

В 2013 г. ПКК ОИЯИ по физике частиц утвердил продолжение этих работ в 2014÷2016 г.г. в рамках проекта «Энергия и трансмутация ОЯТ. Часть II. Квазибесконечная мишень» (Проект «Э и Т – ОЯТ»), подготовленного ЦФТП «Атомэнергомаш», ЛНФ, и ЛФВЭ ОИЯИ. Это решение было поддержано ПКК ОИЯИ по ядерной физике. Проект «Э и Т – ОЯТ» направлен на создание экспериментальной установки «Буран», на базе имеющейся в ОИЯИ и принадлежащей Курчатовскому институту квазибесконечной мишени из металлического обедненного урана массой ~ 21 т, позволяющей полномасштабно моделировать ядерно-физические процессы в АЗ ЯРТ-реактора в его «стартовом» состоянии.

Создание установки «Буран» требует принципиально иных, несопоставимых с уровнем предыдущего Проекта «Э и Т – РАО», который выполнялся в основном на энтузиазме участников, - материальных и трудовых затрат, а также принципиально иного уровня организации и финансирования этих работ. По сути, речь идет о создании бенчмарка мирового класса. Без привлечения значительных внебюджетных (относительно бюджета ОИЯИ) источников финансирования - этот проект практически нереализуем. (По предварительным оценкам стоимость организации и проведения комплекса работ составит ~ 1,5÷2 млрд. руб.).

Достаточно сказать, что измерения параметров процессов необходимо провести (при энергиях протонов и дейтронов в диапазоне от ~ 1÷2 ГэВ до ~ 10÷15 ГэВ и различных конфигурациях центральной области мишени) в 200 точках мишени, что потребует более 2000 детекторных систем, каналов электроники и т.д.

Ситуация усугубляется тем, что предварительные расчетные оценки показывают, что на пучках Нуклотрона ОИЯИ невозможно реализовать решение основных задач экспериментов и получение полного комплекса необходимых ядерных данных, - ввиду крайне низкого тока ускорителя -  ≤ 1010 частиц в цикле. Это делает необходимым проведение экспериментальных работ с квазибесконечной мишенью из металлического обедненного урана массой ~ 21 т на базе ускорителя У-70 и инфраструктуры ИФВЭ НИЦ «Курчатовский институт» (Протвино), который может обеспечить ~ 1012÷1013 частиц за импульс.

Кроме того, в рамках проекта «Э и Т – ОЯТ» невозможно получить ответы на большинство вопросов в целом ряде научно-технологических областей, определяющих реальную применимость схемы ЯРТ для крупномасштабной утилизации ОЯТ и производства энергии, в частности, в реакторной технологии, в проблемах топливного цикла, тепло- массообмена в активной зоне и динамики ее состава, в создании ускорителей мегаваттного класса.

Реальные же характеристики работы схемы ЯРТ, такие, в частности, как динамика выхода на равновесную концентрацию, динамика состава АЗ и утилизации компонентов ОЯТ, отработка всего необходимого комплекса технологий и т.д., - можно получить только в сильноточной системе, каковой и является электроядерный реактор.

Фактически речь идет о создании, в конечном итоге, полномасштабной опытно-промышленной электроядерной энергоустановки, которая на старте при токе ускорителя ~ 1 мА и его энергии ~ 10 ГэВ может вырабатывать ~ 100 МВт электричества, а при выходе на равновесную концентрацию легкоделящихся изотопов в АЗ – от 600 до 2000 МВт.

Исходя из этого понимания, в 2011-13 г.г. ЦФТП «Атомэнергомаш» в инициативном порядке, при участии ученых и специалистов большинства лабораторий ОИЯИ и ведущих ядерных центров России, Беларуси, Казахстана и Украины, - были разработаны Концепция Проекта «ЯРТ-ОЯТ» и его физико-техническое обоснование, а также основные положения 1-й фазы проекта - комплексной Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ».

Этот Проект, основанный на практической реализации схемы ЯРТ, направлен на создание многоцелевого релятивистского электроядерного реактора «АЛЬБАТРОС» (АЛЬтернативный Быстрый АТомный Релятивистский Опытно-промышленный реактор, создаваемый в рамках Содружества государств). Он предназначен для отработки комплекса стратегических инновационных технологий, в первую очередь, в области утилизации ОЯТ и вовлечения запасов отвального урана и тория в производство энергии.

Проект «ЯРТ-ОЯТ основан на максимальном использовании существующих технологий, а также на инновационных технологиях, для реализации которых уже имеются значительные научно-технические заделы.

Концепция Проекта «ЯРТ-ОЯТ» и ее физико-техническое обоснование рассмотрены и поддержаны ведущими научными организациями Беларуси, Казахстана, России и Украины, в частности, НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», НИЦ «Курчатовский институт», Институтом физики им. Б.И. Степанова НАН Беларуси, ННЦ «Харьковский физико-технический институт», Институтом ядерной физики НЯЦ Республики Казахстан.

Например, в заключении НИЦ «Курчатовский институт» от 02.04.2015 г. на концепцию проекта «ЯРТ-ОЯТ», подготовленном по запросу ГК «Росатом», в частности сказано: «Представленная ЗАО «ЦФТП «Атомэнергомаш» Концепция Проекта «ЯРТ-ОЯТ», на наш взгляд, является хорошей основой для разработки комплексной международной инновационной Программы прикладных исследований и разработок. Эта Программа может быть реализована как в рамках Комиссии государств-участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях (Комиссия «Атом – СНГ»), или с более широким (Китай, Индия) международным участием, - так и исключительно на базе российских предприятий и организаций».

В рамках 1-й фазы проекта – комплексной Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ» - предполагается проведение работ по 21-му основному прикладному направлению, которые объединены в 4 блока работ, определяющих создание основ реализации комплекса стратегических инновационных технологий, таких, в частности, как:

  • создание стратегического кода для стран-участниц, на основе которого будет возможно проводить расчеты и лицензирование реальных электроядерных систем;
  • технологии сильноточных ускорителей легких ионов мегаваттного класса на теплых ускоряющих структурах с аномальной дисперсией в 3D-геометрии (УЛОВ);
  • технологии релятивистского топливного цикла, включая комплекс вопросов микротвэльной технологии и технологий жидкосолевой АЗ;
  • технологии высокотемпературного гелиевого теплоносителя; -

что и определяет многоцелевой статус реактора «АЛЬБАТРОС».

Безусловно, полученные к настоящему времени результаты убедительно указывают на перспективность основных принципов схемы ЯРТ для утилизации ОЯТ и производства энергии из ОЯТ, отвального урана и тория. Однако, делать окончательные выводы, тем более количественные, о конкретных энергетических приложениях схемы ЯРТ было бы пока преждевременно, как минимум до получения комплекса экспериментальных результатов ядерно-физического блока работ 1-й фазы проекта «ЯРТ-ОЯТ» в рамках бенчмарка мирового класса, который может быть создан только на базе ИФВЭ НИЦ «Курчатовский институт».

Важным аспектом и итогом реализации как Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ», так и Проекта в целом, станет широкое вовлечение в решение задач молодых ученых и специалистов. Это позволит обеспечить преемственность, а также формирование системы жизненных ценностей и целеполагания молодежи, адекватных задачам развития и процветания России.

Кроме того, в процессе реализации Программы будут созданы уникальные площадки мирового класса, на базе которых будут проходить подготовка и формирование научно-технических кадров высшей квалификации.

Опыт реализации Атомного и Ракетно-Космического Проектов в СССР убедительно показал, что именно при участии в решении масштабных задач - растут и системно формируются высоко профессиональные кадры, коллективы, Школы.

В процессе выполнения Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ» будет реализован комплекс системно увязанных, самодостаточных локальных инновационных проектов, каждый из которых сам по себе имеет важное научно-техническое и народно-хозяйственное значение.

6. Риски, проблемы и потенциальные конкуренты Проекта «ЯРТ-ОЯТ»

ГК «Росатом» всячески «заматывает» и блокирует продвижение этого инициативного прорывного проекта. Если раньше все возражения его представителей базировались на принципе: «Этого не может быть, потому что не может быть никогда», на основании чего блокировались все попытки получить хотя бы небольшое финансирование на проверку основных принципов схемы ЯРТ, то сейчас, после кулуарных слов: «Это очень интересные результаты и перспективы» - следуют рассказы об известных финансовых проблемах. А на официальном уровне ГК «Росатом» уже более 1,5 лет играет в «молчанку».

Главным риском как при реализации комплексной  Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ», так и всего Проекта «ЯРТ-ОЯТ», - является затягивание времени с принятием решения о начале их реализации, и потеря, таким образом, имеющегося пока серьезного конкурентного преимущества России.

Тревожность ситуация усугубляется тем, что, с одной стороны, мы сегодня на ~ 2 года опережаем потенциальных конкурентов, которыми являются, в первую очередь, США (благо они, как и весь мир, идут пока путем классической, мало перспективной схемы электроядерного способа производства нейтронов – ADS).

Однако, с другой стороны, мы располагаем информацией, что в Фермилабе (США) прорабатываются и продвигаются в DOE предложения по работам, аналогичным по физической сути блоку работ прикладных ядерно-физических исследований Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ». Причем работы в Фермилабе, по сути, инициированы нашими работами и результатами. А финансовые возможности, оперативность принятия решений в интересах национальной безопасности, да и ускорительная база, и детекторные возможности, - у них гораздо серьезнее, чем в России.

Кроме того, уходят естественным образом, в силу возраста, из жизни носители ключевых идей, знаний, умений, технологий, - усугубляется разрыв поколений, и теряются последние шансы на реализацию преемственности. Уходят Люди, распадаются школы, а с ними шансы на возрождение науки и техники. И потом никакими деньгами и заклинаниями об инновациях и модернизациях, а также надеждами, что вот придет талантливая молодежь, и все решит, - не решить многие сегодня еще решаемые задачи – потребуются десятилетия.

С учетом сложной финансово-экономической ситуации в России, и в тесно связанных с ней экономиках стран Евразийского Союза, - на сегодня нам представляется наиболее перспективным привлечение Китайской Народной Республики к работам и финансированию Проекта. Как нам представляется, это возможно было бы реализовать как на двухсторонней основе, так и в рамках Шанхайской организации сотрудничества.

Крайне важным здесь является тот факт, что все ключевые научно-технологические наработки и инструменты для реализации Проекта, - находятся в России, что полностью исключает возможность утраты лидерства нашей страны в Проекте.

7. Объемы финансирования и сроки выполнения Проекта «ЯРТ-ОЯТ»

Ориентировочный (оптимистичный) срок формирования Программы «ЯРТ-ОЯТ» на основе Концепции, включая: детальную разработку и согласование планов и сметы работ; формирование организационной структуры; заключение соответствующих межгосударственных договоров; выполнение предварительных работ по наиболее подготовленным направлениям Программы и т.п., - составит ~ 1,5 года и потребует ориентировочных затрат (в зависимости от величины выделенных объемов финансирования предварительных работ по направлениям Программы) от ~ 20,0 до ~ 200,0 млн. руб.

При наличии адекватного финансирования и реализации организационных принципов, соответствующих масштабу проекта и сформулированных в Концепции, - Программу «ЯРТ-ОЯТ» можно реализовать за ~ 4÷5 лет.

Ориентировочный объем финансирования Программы «ЯРТ-ОЯТ» составляет ~ 14,0 млрд. руб., и будет уточнен в процессе разработки, формирования и согласования Программы на основе Концепции Проекта.

Стоимость создания многоцелевой релятивистской электроядерной установки «АЛЬБАТРОС» будет определена и обоснована в ТЭО по завершении 1-й фазы Проекта «ЯРТ-ОЯТ», а срок ее создания составит (с учетом планируемой параллельно – последовательной схемы реализации Проекта) по предварительным оценкам ~ 7÷8 лет.

Заключение

Выполнение проекта «ЯРТ-ОЯТ» обеспечит разработку и реализацию принципиально новой стратегии развития атомной энергетики, обеспечивающей создание широкомасштабной (т.е. замещающей энергетику, основанную на сжигании органического топлива) атомной энергетики.

В результате реализации стратегического инновационного Проекта «ЯРТ-ОЯТ» - Россия и другие заинтересованные страны – участницы Проекта, - смогут занять лидирующие позиции на мировом рынке в области стратегических инновационных ядерно-физических технологий на многие десятилетия вперед.

Проект «ЯРТ-ОЯТ» по своей сути может стать научно-техническим фундаментом Евразийского Союза и стран-членов ШОС.

Успешная демонстрация применимости схемы ЯРТ для крупномасштабной утилизации ОЯТ и производства энергии (в результате выполнения Проекта «ЯРТ-ОЯТ»), позволит создать ядерную энергетику доступную всем без исключения странам, сняв проблему нераспространения на детерминистском уровне.

Совокупный потенциал мирового рынка составляет до ~ 10000 блоков мощностью 1 ГВт с учетом замещения органики.

Прорывной характер Проекта «ЯРТ-ОЯТ» требует принятия политического решения о его реализации и серьезного административного ресурса для его выполнения в кратчайшие сроки. Нами подготовлен для обсуждения комплекс предложений по организации финансирования и реализации Проекта.

Литература

  1. http://www.ieer.org/ensec/no-10/no10russ/russia.html.
  2. В.И. Рачков, А.В. Тюрин, В.И. Усанов, А.П. Вощинин. Эффективность ядерной энерготехнологии. Системные критерии и направления развития. ФГУП «ЦНИИАтоминформ», М., 2008.
  3. Y. Kadi. Examples of ADS design II: The Energy Amplifier DEMO. ICTP, Triest, Italy, 20 october 2005.
  4. Проблемы создания широкомасштабной ядерной энергетики и ядерные релятивистские технологии (ЯРТ). http://www.cftp-aem.ru/Data/RADS02.pdf.
  5. Г.И. Марчук. Численные методы расчетов ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1958.
  6. Балдин А.А. Белов Е.М., Галанин М.В. и др. Ядерные релятивистские технологии (ЯРТ) для производства энергии и утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Результаты первых экспериментов по физическому обоснованию ЯРТ. Письма в ЭЧАЯ т.8, в.6, с. 1007-1023 (2011).
  7. Чилап В.В. и др. Ядерная релятивистская энергетика - физико-технические основы и результаты первых экспериментов. Вестник НЯЦ РК, №4 (48), 2011, с. 68-76.
  8. Р.Г. Васильков, В.И. Гольданский, Б.А. Пименов, Ю.Н. Покотиловский, Л.В. Чистяков. Размножение нейтронов в уране, бомбардируемом протонами с энергией 300-660 МэВ. «Атомная энергия», т. 44, вып. 4, 1978, с. 329.
  9. В.С. Барашенков, А.Н. Соснин, С.Ю. Шмаков. Зависимость характеристик электроядерного бридинга от примеси 239Pu и 235U. Препринт ОИЯИ, Р2-91-422, Дубна, 1991.
  10. В.С. Барашенков, А.Н. Соснин, С.Ю. Шмаков. Временная зависимость характеристик электроядерной системы («эффект разгонки»). Препринт ОИЯИ, Р2-92-125, Дубна, 1992.
  11. В.С. Барашенков, А.Н. Соснин, С.Ю. Шмаков. Электроядерный бридинг в ториевых мишенях. Препринт ОИЯИ, Р2-92-285, Дубна, 1992.
  12. В.И. Юревич, Р.М. Яковлев, В.А. Николаев, В.Г. Ляпин, Н.С. Амелин. Исследование эмиссии нейтронов при взаимодействии релятивистских протонов и дейтонов со свинцовыми мишенями. Письма в ЭЧАЯ, 2006, т.3, с.49.
  13. В.С. Барашенков, В.Д. Тонеев. Взаимодействия высокоэнергетических частиц и атомных ядер с ядрами. М., Атомиздат, 1972.
  14. Н.А. Перфилов, О.В. Ложкин, В.И. Остроумов. Ядерные реакции под действием частиц высоких энергий. М,. Изд-во Академии наук СССР, 1962.
  15. Э. Хайд, И. Перлман, Г. Сиборг. Ядерные свойства тяжелых элементов. Вып. 5. Деление ядер. М., 1969.
  16. А.И. Обухов. Деление ядер при взаимодействии с протонами и нейтронами промежуточных энергий. ЭЧАЯ, т. 32, вып.2, 2001.
  17. К.Д. Толстов, Р.А. Хошмухамедов, Сообщения ОИЯИ, Р1-6897, Дубна, 1973.
  18. В.М. Горбачев, Ю.С. Замятнин, А.А. Лбов. Взаимодействие излучений с ядрами тяжелых элементов и деление ядер. Справочник. М., Атомиздат, 1976.
  19. В.Ф. Батяев, М.А. Бутко, …, Н.М. Соболевский и др. Анализ основных ядерно-физических особенностей взаимодействия протонных пучков с тяжелыми металлическими мишенями. Атомная энергия, т. 104, вып. 4, 2008.

 

ЗАО «Центр Физико-Технических Проектов «Атомэнергомаш»

(ЗАО «ЦФТП «Атомэнергомаш»)

Ген. директор – ген. конструктор – Чилап Валерий Викторович.

Контакты на сайте: www.cftp-aem.ru

 

Комментарии

Аватар пользователя Савва
Савва(12 лет 3 месяца)

Рассуждения из серии"если бы у меня был бластер", "если бы я был директор", "если бы люди умели летать как птицы"....

Все основывается на наличии первичного ускорителя (до10 ГЭв). А я что-то про такую штучку не слыхал.

Будем запихивать гигаэлектронвольтный ускоритель в реактор? Дяденьки, дайте денег, я вон чего придумал!!!

Валите в Штаты, Там таких жучил любят, вон Росси итальянский - живет припеваюче, аж патент на свою филькину грамоту получил, скора-скора нас свой термоядерной энергией завалит, вы свою фишку протолкнуть не успеете, надо быстро-быстро валить туда, там бабло печатают... Миллиардом больше, миллиардом меньше....

Аватар пользователя Хурон
Хурон(11 лет 2 месяца)

 

Все основывается на наличии первичного ускорителя (до10 ГЭв). А я что-то про такую штучку не слыхал.

 10 ГЭв - в принципе не такая уж экзотика:

"

Для ускорения протонов высокой энергии используют протонные синхротроны. В протонных синхротронах частота ускоряющего напряжения увеличивается синхронно с величиной магнитного поля так, что протоны двигаются по круговой траектории постоянного радиуса. Преимуществом синхротронов является то, что в этих ускорителях магнитное поле создаётся в виде узкой кольцевой дорожки. В1972 г. наибольшая энергия была получена на ускорителе ИФВЭ (Серпухов) - 76 ГэВ. В 1987 г. на протонном синхротроне лаборатории Э. Ферми (США) была получена энергия ~1000 ГэВ.
    В таблице приведено несколько примеров ускорителей протонов и электронов с энергией больше 1 ГэВ. Во всех случаях за исключением ускорителя SLAC это синхротроны. Ускоритель SLAC является линейным ускорителем. В табл. 1 приведены типы ускоряемых частиц и энергии.

Таблица 1

Ускоритель

Ускоряемые
частицы

Энергия пучка, ГэВ

KEK, Tokyo

p

12

SLAC, Stanford p 25
PS, CERN e- 28
ИФВЭ, Серпухов, Россия p 76
SPS, CERN p 450
Tevatron, Fermilab p 1000

"

 Другое дело - создать "коммерческий" вариант такого ускорителя - собственно даже и не "такого" (на 1 ТЭв ) - а всего то в сотню раз "скромнее". Да, нужно денег - ну так без денег и гвоздя гнутого не купишь! Но, разумеется, самих именно "ядерщиков" убедить в этом труднее всего - ведь деньги то на такой проект  с них же самих и снимут, они прекрасно знают что никаких дополнительных денег "на науку" никто не даст.

А сама статья гораздо более вменяемая и систематическая чем то, что излагал здесь на АШ Острецов.. Если Кум>100 при "цене" первичного нейтрона (если я ничего не перепутал) 7 МЭв - то это очень перспективно, учитывая что при делении ядра с одного нейтрона получается ~200 МЭв.

Аватар пользователя Валерий Чилап

Спасибо за Ваш комментарий. Я пока, в основном, воздерживаюсь от ответов, поскольку бессмысленно комментировать высказывания из серии, типа: " Я не читал, но - не согласен".

По поводу ускорителей: вначале хотел бы Вас поправить - SLACовский ускоритель - электронный. 

Далее 2 существенных момента.

1. В качестве сильноточных (Iср ≥ 1 мА) промышленных (коэффициент использования установленной мощности – КИУМ - > 0,5) ускорителей с непрерывным или импульсным (квазинепрерывным с частотой следования импульсов менее 100 Гц) пучком при энергиях выше ~ 800 МэВ, - возможно использование исключительно линейных ускорителей (ЛУ). Это связано с тем, что кольцевые ускорители типа циклотронов в силу физических особенностей с ростом энергии имеют очень большие потери пучка при выводе. Так, один из лучших в своем классе синхроциклотрон ПИЯФ на энергию 1 ГэВ теряет на выводе ~ 70% пучка. В результате система вывода в сильноточной промышленной «машине» будет сильно активироваться, что крайне затруднит эксплуатацию, обслуживание, регламентные и ремонтные работы.

2. Для промышленных ускорительных систем (наработка нейтронно-дефицитных изотопов, ускоренных радиационных материаловедческих испытаний в интересах, в частности, обеспечения обоснованного продления ресурса действующих и строящихся традиционных АЭС, ADS, ЯРТ-реакторные установки, комплекс оборонных задач и т.д.) крайне важен полный промышленный КПД - (η= Pbeam/PAC) - преобразования электроэнергии первичных источников (PAC) в кинетическую энергию пучка (Pbeam), т.е. отношением мощности в ускоренном протонном пучке к суммарным затратам электроэнергии «из розетки», включая все служебные системы, в т.ч. криогенный завод.

В настоящее время сообщество разработчиков ЛУ сосредоточило все свои усилия на создании ЛУ на сверхпроводящих ускоряющих структурах (СП). Полный КПД лучшего из действующих СП ЛУ - SNS – 10,6%. Лучший перспективный (расчетный) – у запланированного в США на 2018 г. СП ЛУ - MI 8 GeV Injector c Е = 8 ГэВ, Pbeam=2 МВт, η = 16.6%.  

Российская технология компактного модульного трехмерного линейного ускорителя на теплых ускоряющих структурах с аномальной дисперсией (УЛОВ), разработанная коллективом Отдела Ускорительной Техники Института Химической Кинетики и Горения СО РАН  (руководитель ктн А.С. Богомолов), обеспечивает значительное повышение полного кпд («от розетки») ЛУ до величины более чем 30%.

Аватар пользователя Хурон
Хурон(11 лет 2 месяца)

УЛОВ - это на "бегущей волне"? Насколько мне известно по публикациям, "трехмерная" конфигурация определялась "нативным" требованием его "воздушного базирования" на ИЛ-96. На "изгибах и разворотах" наверняка теряется КПД. Как его "распрямление" и применение современных гиратронов для генерации ЭМ-волны может сказаться на повышении КПД, по Вашему мнению? Ведь понятно, что главный вопрос "электрояда" - это эффективный ускоритель.

 И еще как бы такой вопрос: если энергия инициирующего пучка 10 ГЭв, а пусть Кум~400 в уже "разогнанном"(равновесном по U233\Pu239) режиме, то "цена" нейтрона получается 25 МЭв, а никак не 7 МЭв, как это заявлено в статье. В чем тут недопонятая мною "хитрость"? Или это уже с учетом и всех "делительных" нейтронов "затухающей" ЦР? Но тогда они же должны были быть учтены в Кум всего реактора, и "заявляемый" Кум тогда должен быть не 400, а как минимум 1200.

Аватар пользователя Валерий Чилап

1. УЛОВ - это ускоритель линейный на обратной волне - это крайне важно. Кратко с его преимуществами можно ознакомиться на стр. 45-46 в работе [4] обсуждаемого материала (только не обращайте внимания на указанный в конце кпд ~ 60% - это плод маленьких хитростей ускорительщиков - у них много разных кпд. После "выкручивания рук были проведены оценки полного "от розетки" кпд, который надежно ожидается ~ 30%). Более детально с проблематикой УЛОВ можно ознакомиться в статье по ссылке : http://www.vntr.ru/ftpgetfile.php?id=512 - "УСКОРИТЕЛИ НА ОБРАТНОЙ ВОЛНЕ КАК АЛЬТЕРНАТИВА КЛАССИЧЕСКИМ СВЕРХПРОВОДЯЩИМ УСКОРИТЕЛЯМ © А. С. Богомолов, Т. С. Бакиров, П.К. Богданов".

Для наглядности. Представьте себе набор ускорительных секций в виде набора воронок. Из узкого горлышка предыдущей в раструб последующей попадает поток, в нашем случае пучок частиц. В результате практически отсутствуют потери ускоряемых частиц в процессе ускорения (Естественно, за исключением входа в первую секцию, в которой экспериментально был обеспечен впечатляющий захват в режим ускорения 95% пучка из инжектора). На сегодняшний день уже обсчитан массив из 240 миллионов частиц до энергии 10 ГэВ. Потери = 0. Т.е. они если и будут, то крайне незначительные. Скажем для тока пучка 1 mA (6,25·1015 частиц/с) потери будут значительно меньше 3·107 частиц/с.

Теперь о 3D-геометрии. Для начала, длина самого короткого на сегодняшний день сверхпроводящего линейника SNS в ОкРидже при энергии ~ 1 ГэВ составляет около 300 м. Рассчитанный в 3D-геометрии один из вариантов УЛОВ на энергию 10 ГэВ - имеет размеры 60x30x12 м. Как говрится, почувствуйте разницу. Отмечу, что расчеты ускорителей основаны на электродинамике, т.е. основаны на строгой теории (уравнения Максвела), поэтому, в отличие от ядерно-физических расчетов, где нет строгой теории и все основано на феноменологии, - и поэтому вызывают серьезное доверие.  Надеюсь, что из приведенных цифр немного понятнее - для чего нужна 3D-геометрия в ЯРТ, да и в любой электроядерной системе.

Поскольку повороты пучка будут осуществляться между секциями, т.е. без ускорения, то предполагается, что потери будут практически отсутствовать, поскольку мы имеем дело не с электронами (для которых Ваш вопрос был бы справедлив), а с ионами - протонами или дейтронами.

Однако, в рамках Программы НИОКР "ЯРТ-ОЯТ" 2-й блок работ "Релятивистский сильноточный ускоритель ионизованных частиц (РУСИЧ)", включающий в себя 9 направлений работ предполагает проверку всех этих вопросов как автономно, в рамках Направления 6 («Магнитооптика»). "Разработка, отработка и оптимизация систем поворота и контроля за распределением магнитного поля и пучка, а также систем расфокусировки и сканирования пучка на выходе из ускорителя", так и комплексно -  в процессе работ по созданию и отработке действующего демонстрационного компактного линейного ускорителя протонов на обратной волне в двухмерной геометрии на энергию ~ 50 - 100 МэВ и ток ~ 7 мА (~ 4∙1016 с-1). На этом прототипе должны буду быть отработаны и продемонстрированы заявляемые характеристики: энергия и ток, токопрохождение, электронный кпд, полный (от розетки) кпд, длина, возможность реализации в 2D или в 3D геометрии. Как говорил классик - Верить в наше время нельзя никому ....

Поэтому, что касается "распрямления", то оно нам противопоказано, а по вопросу гиротронов у меня на сегодня нет квалифицированного мнения - это вопрос к профессиональным ускорительщикам. Там ведь комплекс вопросов и надежности, и ресурса и т.д. Заявленный полный кпд ~ 30%, насколько мне известно, рассчитывался исходя из использования промышленно освоенных клистронов.

2. Не обижайтесь, но, на мой взгляд, во 2-м вопросе Вы скрестили ужа и ежа. Попробую пояснить.

Как я уже писал в своем материале, и даже выделил в рамочке: "электроядерными нейтронами ...,  являются нейтроны, порожденные (после прохождения комплекса каскадных процессов) в результате реакций деления и (n,xn) при энергии нейтронов выше порога реакции (n,2n), составляющего для урана ~ 6,5 МэВ".

Полная энергетическая цена электроядерного нейтрона определяется, с одной стороны, соотношением сечений процессов деления и реакций (n,xn), которые, в свою очередь, зависят от энергии "послекаскадных нейтронов, а, с другой стороны, обратно пропорциональна доле энергии первичного протона, идущей в нейтронообразование. Эта доля, в свою очередь, зависит от энергии первичного протона и растет с ростом его энергии. В результате чем выше энергия первичного протона, тем ниже полная энергетическая цена электроядерного нейтрона. 

Как я писал в следующем после рамочки абзаце: "... речь идет о цене именно электроядерного нейтрона, поскольку учет быстро затухающей цепной реакции в глубоко подкритичной квазибесконечной системе даже из чистого урана-238, - уменьшит эту величину еще примерно в 2 раза".

Т.е. цена электроядерного нейтрона характеризует энергоэффективность внешнего, электроядерного источника нейтронов в системе.

Собственно, конечная судьба нейтрона в системе (независимо от того, в каких реакциях он был рожден в системе: цепной реакции деления, реакциях типа (n,xn), или в каскадных процессах ) проста: или он захватился (наработка плутония в нашем случае за счет радиационного захвата), или покинул систему (утечка). Третьего не дано в силу его времени жизни.

Так что мне не совсем понятно, как Вы увязали КУМ с этой величиной.

КУМ же характеризует энергоэффективность всей системы, включая и быстро затухающую цепную реакцию.

Давайте оценим энергетический баланс в системе при «стартовом» коэффициенте усиления КУМ = 20 и равновесном КУМ = 200.

Примем кпд ускорителя «от розетки» - 30%, кпд преобразования тепла в электричество – 50% и  мощность пучка – 10 МВт (энергия - 10 ГэВ, ток – 1 мА).

10-ти МВт-ный пучок при стартовом коэффициенте усиления мощности пучка в системе КУМ = 20 произведет в ЯРТ-реакторе 200 МВт тепла, а при равновесном КУМ = 200 – 2000 МВт.

Из этого тепла мы получим, соответственно, 100 МВт электричества в стартовом состоянии, и 1000 МВт – в равновесном.

Из полученного электричества на питание ускорителя мы должны отдать - 33 МВт.

Следовательно, уже на старте ЯРТ-реактор отдаст в сеть 67 МВт, и 967 МВт в стационарном режиме.

Т.е. при запуске блока ЯРЭС ~ 33% вырабатываемой электрической мощности будет уходить на собственные нужды, а при выходе на стационарный режим работы – 3,3%. Сегодня блок ВВЭР-1000 тратит на собственные нужды ~ 5% вырабатываемой электроэнергии.

И какова будет цена электроядерного нейтрона при работе блока ЯРЭС на стационарном режиме - энергосистему волновать просто не будет. Важно, что дешево и сердито.

Надеюсь, что мне удалось ответить на Ваши вопросы. Простите за многословие, но как-то короче не получилось. Все же это письменная речь, а не устная.

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

спасибо за материал, думаю, вам есть что рассказать нашим читателям, тема важная. 

Аватар пользователя Хурон
Хурон(11 лет 2 месяца)

Поскольку повороты пучка будут осуществляться между секциями, т.е. без ускорения, то предполагается, что потери будут практически отсутствовать, поскольку мы имеем дело не с электронами (для которых Ваш вопрос был бы справедлив), а с ионами - протонами или дейтронами.

Для электродинамики "нет ни эллина электрона, ни иона", а есть только заряженные частицы. Если проблему с потерями "на поворотах" удалось решить для протонов, то и для электронов она тогда так же уже само-решена. Но что бы развернуть ГЭв-ный протон, летящий на около-световой скорости, прямо на 180 градусов в радиусе считанных метров, требуются чудовищные "внешние" магнитные поля -  как в Токамаках а то и поболее. А это "криогеника соленоида". "Распрямление" позволило бы эти поля значительно уменьшить, а значит снизить немалые потери энергии на "фокусировки" и их сверхпроводимости. Что касается гиротронов, то их КПД "от розетки" сравнимы с клистронами, до 60% "с бубном" - но зато они существенно более высокочастотны сравнительно с клистронами и перекрывают весь миллиметровый диапазон при мегаватных "непрерывных" выходных мощностях из "одной посудины". Это может оказаться существенным фактором уменьшения длины ускоряющих структур и облегчить "распрямление" просто за счет "тотального укорочения всего".

Про остальное я еще чуть-чуть подумаю. Совершенно понятно, что по 2-му "вопросу" пока еще многое совершенно непонятно и только смелый прямой  научный эксперимент может что то прояснить более определенно.

Аватар пользователя Валерий Чилап

Для электродинамики "нет ни эллина электрона, ни иона", а есть только заряженные частицы. Если проблему с потерями "на поворотах" удалось решить для протонов, то и для электронов она тогда так же уже само-решена. Но что бы развернуть ГЭв-ный протон, летящий на около-световой скорости, прямо на 180 градусов в радиусе считанных метров, требуются чудовищные "внешние" магнитные поля -  как в Токамаках а то и поболее.

 Тут Вы, на мой взгляд, ошибаетесь. Действительно, при поворотах частиц возникает синхротронное (магнитотормозное) излучение - излучение электромагнитных волн заряженными частицами, движущимися с релятивистскими скоростями в однородном магнитном поле. Синхротронное излучение обусловлено ускорением, связанным с искривлением траекторий частиц в магнитном поле. Сильная зависимость излучаемой мощности от массы частицы делает синхротронное излучение существенным для легких частиц - электронов и позитронов.

В той области промежуточных энергий (0,5 - 10-15 ГэВ) для тяжелых (относительно электрона) заряженных частиц,  с которыми мы работаем (протоны, дейтроны) эти потери не имеют ни малейшего практического  значения. Как любит говорить в подобных случаях мой друг и коллега - не надо пытаться соскребать жир с комариных гениталий.

 Далее, кто Вам сказал о повороте ГэВного протона на 180°? В той "машине, о которой я Вам писал, размерами 60x30x12 м основные (высокоэнергетичные) секции сформированы в виде восьмигранника, так что угол поворота существенно меньше. И магнитные поля более чем вменяемые. Кстати, в УЛОВ вся магнитная система криогенная, и кпд машины (~ 30%) рассчитывался с учетом затрат на криогенику, в т.ч. и поворотную. Кроме того, УЛОВ работает (рассматривается) на частотах ~ 2,6 и 3,9 ГГц, для которых есть промышленно выпускаемые (правда пока не в России) клистроны с гарантированным ресурсом ~ 40000 часов. В целом же по поводу ВЧ обеспечения - в Программе НИОКР "ЯРТ-ОЯТ" предусмотрено отдельное направление работ: "Направление 11 («ВЧ-обеспечение»). Решение вопросов ВЧ-обеспечения ускорителя, таких как генераторы (клистронные комплексы на соответствующие частоты), модуляторы к ним, волноводные узлы-сумматоры ВЧ-мощности, циркуляторы и т.п.". Кстати поперечный размер пучка при этих частотах на уровне 3 мм, так что надо будет еще его серьезно "растаскивать" при вводе в ЯРТ-реактор. Не думаю, что гиротроны позволят серьезно изменить продольные размеры ускорителя, так что его "распрямление", по крайней мере на уровне сегодняшнего понимания, приведет к очень серьезному "раздуванию" его продольных размеров, по сравнению с приведенными выше. И встанет вопрос о том, что это не промышленная установка, а монстр, т.е. очередные "игры разума".

А впрочем все это предмет серьезной работы. Нерешаемых проблем здесь нет, проблема только в одном: "Как бы все куры не передохли" пока до нее (работы) дойдет дело.

Аватар пользователя Хурон
Хурон(11 лет 2 месяца)

Кроме того, УЛОВ работает (рассматривается) на частотах ~ 2,6 и 3,9 ГГц,

3 ГГц - это длина волны 10 см, а 300 ГГц - это соответственно 1 мм. Речь тут не о сокращении поперечного сечения пучка, а о сокращении продольных размеров "сгустков" на два порядка - и пропорционального этому уменьшению линейных размеров ускорителя. Впрочем понятно, что для серии предварительных экспериментов никто переделывать уже готовый работающий ускоритель не будет, для подтверждения физического эффекта его размеры пока не принципиальны. Это будет критически важно только при вероятной массовой "коммерциализации" ялектроядерной технологии.

Аватар пользователя ga_unnamed
ga_unnamed(12 лет 2 месяца)

Если я правильно понимаю, то ускорять подобным образом можно только заряженные частицы - протоны, электроны, альфа-частицы и т.д... Нейтрон ускорять бесполезно и бессмысленно, ибо он электрически нейтрален. Острецов, ЕМНИП, говорил про пучок нейтронов. В статье просто говориться про релятивистские частицы... Но если, все-таки, нужны нейтроны, то получение пучка 10ГЭВ-ных нейтронов должна быть нетривиальная задача...

Аватар пользователя Homo 2.0
Homo 2.0(10 лет 11 месяцев)

читай внимательно статью! Там все написано!

Комментарий администрации:  
*** Средний россиянин нищ не только энергетически, но и мозгами (c) ***
Аватар пользователя lataragan
lataragan(8 лет 7 месяцев)

Автор пишет что такой ускоритель есть в Курчатовском Институте

Комментарий администрации:  
*** Клон nopasaran (почти дословные дубли комментов), блокирован ***
Аватар пользователя lataragan
lataragan(8 лет 7 месяцев)

и всё же много любопытного

Комментарий администрации:  
*** Клон nopasaran (почти дословные дубли комментов), блокирован ***
Аватар пользователя украинец Абдулла

не знают куда девать ядерные отходы. вверх посмотрите и увидите готовый мусоросжигательны завод - солнышко.

Аватар пользователя kokunov
kokunov(12 лет 3 недели)

Ведущие мировые державы начали серьезно рассматривать использование электроядерных систем в качестве альтернативного и перспективного метода решения этой проблемы. На это, в частности, указывает начало практической реализации масштабного европейского проекта MYRRHA, а также активная работа по формированию и разработке соответствующих национальных программ в США, Китае, Индии, Японии и Южной Корее.

Как минимум две из этих ведущих угробили свою атомную отрасль.

Европейцы тоже там же. Щас у Франции начнутся проблемы с топливом для их станций и они так же как Германия и Япония с помпой их остановят. И фперед - в средневековье.

Что то реально делают только Россия, Китай и Индия.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

"Прорывной характер Проекта «ЯРТ-ОЯТ» требует принятия политического решения о его реализации и серьезного административного ресурса для его выполнения в кратчайшие сроки."

1. Это по сути - "идея на бумаге". А уже - политические решения, административные ресурсы... Простите, Вы ядерщиков убедить не можете, а Путин должен принимать "политические решения" ? Он в каждом деле должен быть "супер-спец" ?

2. Где основания того, что этим должна заниматься именно Россия ? Может для нас есть какие-нибудь альтернативы ? Например:

"Что касается России, то технически возможный гидроэнергетический потенциал наших рек составляет по расчетам экспертов 1670 млрд. кВт/ч. Этот показатель почти в полтора раза превышает объем энергопотребления страны. При этом степень его использования действующими ГЭС составляет всего 10,5%. "
http://www.aif.ru/dontknows/1236236

 

Вам не кажется, что этот путь:

а. Надежен

б. Не связан с ОЯТ

в. Не несёт опасности аварий на атомных объектах.

 

Почему форсировать надо именно «ЯРТ-ОЯТ» ?

Аватар пользователя Homo 2.0
Homo 2.0(10 лет 11 месяцев)

Потому что у ГЭС есть 2 бага, которые называют фичами, - мегалитическая материалоемкость, и невозможность поставить ГЭС там, где энергия нужна (вернее, там где она нужна, ГЕС уже давно рядами (каскадами) стоят.).

Комментарий администрации:  
*** Средний россиянин нищ не только энергетически, но и мозгами (c) ***
Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

Совершенно верно, масштабируемость не ахти.

Кстати, рекомендую подумать, почему массово ГЭС пошли в ход исторически недавно, и как это связано с доступностью цемента и стали, то есть с дешевой тепловой энергией.

Как предлагается строить ГЭС при исчерпании легкодоступных углеводородов ?

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

1. Для ГЭС больше нужен таки уголь. Это бетон и ЖД (сталь, электричество). Но самое главное - построенная ГЭС вырабатывает очень много очень дешёвой энергии (даже официально самой дешёвой, с учетом амортизации строительства). Т.е. EROEI тут не слабый. С её энергии можно и новую ГЭС построить, и старую поддерживать.

2. Ну, АЭС тоже вырабатывает ЭЭ а не углеводороды. Только - срок службы АЭС гораздо меньше, с РАО далеко не всё прекрасно, себестоимость (особенного не обычных тепловых реакторов) - тут есть вопросы...

 

Кста, если для ГЭС больше всего нужен бетон (а для него нужна только энергия),то для АЭС нужно очень много разных материалов. Спец сталей. Кста, для БН пришлось разрабатывать очень интересные виды сталей, стойкие к потокам нейтронов... Как будет с их производством, когда истощаться месторождения углеводородов ? А месторождений цветных металлов (хром, медь, ванадий, цинк и т.д.) ? А ничего так, что многим промышленным месторождениям металлов грозит истощение быстрее нефти ?

Интересно, что в этом проекте собираются использовать нейтроны гораздо бОльших энергий... Даже гораздо бОльших, чем в "термояде". В статье этот вопрос (и ещё миллион других) вообще не затрагивался...

А вот ГЭС строили в "бетонно-чугунную эпоху" smiley А вот что потребует полномасштабная атомная энергетика - мы пока толком не знаем. Что, рискнём не глядя ?!

 

3. Месторасположение. Тут два момента. ЛЭП постоянного тока есть давно. Да, это лишняя "копеечка". Но - чёткая, предсказуемая "копеечка". Второе - да, бОльшая часть потенциала в Сибири и на ДВ. Но ведь и, скажем, сырьё для металлургии там лежит - с европейской части России мало что осталось. Т.е. предпосылки для переноса энергоёмких производств - есть...

 

4. В этом проекте очень много "подводных камней". Не зря не могут убедить специалистов... Да, исследования - нужны. Но ведь тут говорят о полномасштабной поддержке политическим и административным ресурсом... А очень может статься, что в результате придут к выводу, что полномасштабная энергетика такого вида - просто невозможна. Будет потеряно время... Проблему придётся решать в гораздо худших условиях. А ведь можно строить ГЭС сейчас, когда с энергией и материалами нет проблем, а потом, когда мы себя гарантированно обеспечим - хоть тысячу лет занимайся исследованиями в этой (и подобных) областях...

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

 построенная ГЭС вырабатывает очень много очень дешёвой энергии (даже официально самой дешёвой, с учетом амортизации строительства). Т.е. EROEI тут не слабый. 

С той оговоркой, что количество локаций где это так - ограничено. Потом, как впрочем, и везде, начинается проблема падающего возврата.  

Кстати, и ветряки в некоторых зонах, вполне энергетически осмысленны, где ветра подходящие.  Только зон таких не бесконечный мешок, и транспорт из этих зон не бесплатен. 

 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

"С той оговоркой, что количество локаций где это так - ограничено." - Согласен, но :

1. У России - хватает.

2. В головах у людей гуляет идея о бесконечности ядерных источников. Типа -  "сделаем термояд, и заживём" ! Увы, увы. Стоимость установки велика + срок её службы весьма ограничен - и вот мы получаем, что наш источник ограничен экономическими возможностями. Именно поэтому АЭС даже при наличии дешёвого урана производят отнюдь не 100% ЭЭ...

Всё просто - вот совсем недавно строили Ленинградскую АЭС, а теперь приходится строить ЛАЭС-2... на том же месте. Цена установки и срок службы ограничит количество вырабатываемой энергии очень быстро (даже если урана - завались).  А вот срок службы плотины ГЭС - не ограничен... smiley

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

> У России - хватает.

Для чего хватает?   Для создания энергетического эквивалента углеводородам на базе ГЭС?  Сильно сомневаюсь. 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

Не, пока речь идёт только о генерации ЭЭ. На 100%. Кста, у "атома" пока даже так речь не идёт... Ни в каком виде - ни в виде обычных АЭС, ни в виде БН...

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

А пик нефти, тем временем, все ближе. 

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

Так ведь и я о том же ! Есть у нас возможность ждать 50 лет заработает эта идея или нет ? Или таки надо уже во всю строить то, что точно работает - ГЭС, чтобы получить хоть что-нибудь ? Ну, чтобы хоть трамваи были...

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

Во многих осмысленных местах, как я понимаю, уже застроили, причем каскадами.

А дальше нужно считать и сравнивать затраты (с учетом затопляемых площадей), сравнивать с теми же атомными альтернативами... 

 

Аватар пользователя Igost
Igost(9 лет 12 месяцев)

Алекс, прочёл статью Чилапа. Написал ответ. Но не могу загрузить. Много картинок. Если интересно, помогите. Куда выслать статью?

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

Надо понять, в чем проблема.  Статья и картинки в ворде, и пытаетесь её скопировать сюда? Картинки из ворда не скопируются, нужно их сперва загрузить на любой сервер занимающийся хостингом картинок, либо на наш сервер АШ по кнопке изображение в меню редактирования.

А если статья не в ворде, а уже в инете, копировать должно без проблем, так как картинки уже не локальные. 

В общем от вас нужно более детальное описание проблемы, конечно, поможем. 

Аватар пользователя Igost
Igost(9 лет 12 месяцев)

Статья пока только у меня. Только написал. Куда выслать картинки или всю статью с картинками? Я в койке. Разбираться сложно. 

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

если не можете сами, можно выслать всю статью на contact@aftershock.news, тогда сделаю я, но раньше воскресенья не смогу, в дороге сейчас

Аватар пользователя Igost
Igost(9 лет 12 месяцев)

Спасибо!

Аватар пользователя Igost
Igost(9 лет 12 месяцев)

Статья пока только у меня. Только написал. Куда выслать картинки или всю статью с картинками? Я в койке. Разбираться сложно. 

Аватар пользователя yamabaka
yamabaka(8 лет 10 месяцев)

Алекс, Вы про Пенжинскую губу наверняка читали. Там потенциал гигантский, и на базе соседних бухт можно реализовать ГАЭС для сглаживания генерации Пенжинской ПЭС. В нагрузку у нас есть ещё такая река, как Лена.

Аватар пользователя Леший
Леший(12 лет 1 месяц)

Странный у вас аргумент про ЛАЭС... У нас тут ГЭС как-то не очень построишь.

Аватар пользователя Валерий Чилап

 В этом проекте очень много "подводных камней". Не зря не могут убедить специалистов...

Вначале об убеждении специалистов. В разделе 5 перечислены ядерные центры которые обсуждали и официально поддержали этот проект. Например, на расширенном Ученом Совете в Харьковском Физтехе 1,5 часа докладывал, 1,5 часа отвечал на вопросы. Провожали искренними аплодисментами. По результатам уже в конце 2013г. активно готовилось поручение Азарова об инициировании Украиной на заседании Комиссии "Атом-СНГ" этого проекта, которое должно было состояться в мае 2014 г. Где теперь Азаров, и где моя родная Украина? Так что у меня особый, дополнительный счет к бандеровцам. Это к вопросу о политической поддержке и административном ресурсе. Кстати, здесь некоторые товарищи почему-то как только увидят слова о политическом решении - отчего-то сразу вспоминают Путина. Собственно, в любой компании, тем более такой крупной как Росатом - имеется собственная, в т.ч. научно-техническая политика, реализация которой обеспечивается ее (компании) административным ресурсом.

Вообще, противников схемы и проекта можно разделить на 2 группы. 1-я - добросовестно заблуждающиеся. Их можно понять, поскольку предмет весьма сложный.

Те, кто практически занимается реакторной технологией – никогда «не щупали» нейтронов с энергией > 10 МэВ, и при этом не представляют, как можно в ядерной энергетике обойтись без цепной реакции.

А те, кто занимался высокоэнергетичными нейтронами – живут, как правило, в области фундаментальной науки, и зачастую весьма плохо себе представляют проблемы, возникающие при практической реализации их замечательных идей. Отсюда, на мой взгляд, и «растут ноги» взаимного непонимания.

2-я группа - весьма недобросовестные, гадящие нередко за спиной и исподтишка, поскольку прорывные направления ведут к серьезному перераспределению финансовых потоков и руководящего кадрового обеспечения, в силу чего сталкиваются как с пассивным, так и с весьма  активным противодействием официального руководства науки и промышленности. Вот эти как раз из руководящего кадрового обеспечения. 
Дело в том, что условно рядовым (не допущенным к крупным финпотокам) ничего не грозит - в этом проекте все будут задействованы, потому что на самом деле в науке и технике сегодня жесточайший кадровый голод и огромный разрыв поколений. Задача, скорее успеть подтянуть молодежь и вписать ее в процесс передав знания, опыт и т.д. - пока старики еще не вымерли.

И немного о "подводных камнях" и возможности отрицательного результата.

Если бы Вы знали, сколько «самых трудных» вопросов о тех самых "подводных камнях" я сам себе задаю каждый день, каждый час, каждую минуту …

Именно поэтому я и позиционирую Проект «ЯРТ-ОЯТ» как начало «Атомного Проекта №2», за что (якобы за ненужный пафос) меня нередко и критикуют даже мои соратники. Но я то знаю, слава богу, многое пришлось пройти в этой жизни от «А» до «Я» (от идеи до реального высокотехнологичного «железа», в ряде случаев даже серийного), - сколько нетривиальных проблем, вопросов и задач, требующих оптимального решения у нас еще впереди.

Себе, любимому, как известно, надо говорить только правду. А иначе зачем?

И ведь что удивительно? Как бы строго я сам себя (точнее схему ЯРТ) не третировал, чем дальше, тем больше я убеждаюсь в том, что принципиальных, «летальных» вопросов не только кто-то со стороны не может задать, но я пока и сам их не нахожу.

Да, есть целый комплекс вопросов, оптимальные ответы на которые можно найти только путем серьезной, вдумчивой и, зачастую, «незашоренной» работы.

Но пока нет ни одного вопроса, который бы позволил сказать, как для меня лично это более чем легко сделать в отношении «классического» электрояда – ADS имени К. Руббиа – «dig it». Даже на уровне концептуального рассмотрения идея ADS не выдерживает никакой критики – надеюсь, что Вы это прекрасно сами знаете, ну или мне моим кратким материалом и ссылками удалось Вас в этом убедить.

Однако, я все равно с глубочайшим уважением отношусь к К. Руббиа. Просто потому, что он, во-первых, спас ядерную физику в Европе, а главное - возродил идеи электрояда в мире. А то, что ADS – это промежуточные «mind games», так это и замечательно. Опять у нашей Родины есть серьезный шанс оказаться впереди планеты всей.

Ну и последнее. Как и указано в рамке в самом конце раздела №5, все работы по программе НИОКР "ЯРТ-ОЯТ" имеют "общечеловеческую ценность". Т.е. ни одна копейка не будет потрачена зря и возвратится сторицей, поскольку полученные результаты и разработки будут иметь гораздо более широкое применение, нежели относительно узкая задача, на которую нацелен проект. Да, и никто из нашей команды не говорит, что надо бросить заниматься всем и всем дружно строем идти в ЯРТ. Это было бы в корне неверно. Просто никогда не следует складывать яйца в одну корзину. А именно это, к моему глубокому сожалению, сейчас и происходит в атомной отрасли.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

Спасибо за ответ ! Несомненно Вы правы в том, что исследования - необходимы. Уверен в том, что ни одна копейка не будет потрачена зря. Я даже и не пытался это оспаривать, просто "разговор зашёл" о решении энергетических проблем самого ближайшего будущего - я и высказался в том смысле, особо не стоит торопиться делить шкуру этого медведя...

Аватар пользователя ga_unnamed
ga_unnamed(12 лет 2 месяца)

Главное, что в духе Алекса, который хочет чуть ли не железной рукой пересадить всех на общественный транспорт, можно с таким же успехом переселить население поближе к местам генерации электроэнергии. Ради все той же энергоэффективности. С промышленностью посложнее будет, но тоже решаемо...

Аватар пользователя alexsword
alexsword(12 лет 5 месяцев)

Поправка.  Не Алекс "хочет пересадить", а энергоголод пересадит.

Алекс лишь предлагает готовиться к этому заранее, а задача запуска нового энергоуклада поставить высшим приоритетом в стиле приоритета ГОЭЛРО в 1920-х.

 

Аватар пользователя Maximus
Maximus(11 лет 5 месяцев)

по расчетам экспертов 1670 млрд. кВт/ч

Если эксперт пишет "кВт/ч", то он ни разу не эксперт, и его расчёты нужно тщательно перепроверять.

Аватар пользователя Lokki
Lokki(9 лет 3 недели)

про ГЭС: "Вам не кажется, что этот путь:

а. Надежен"

Упустил:

1. водопроницаемость грунтов. в тяжёлом случае - подъём грунтовых вод, вплоть до затопления/заболачивания низменностей. - необходимы работы по герметизации дна водохранилища.

2. размыв береговой линии водохранилища, в силу сильных колебаний уровня воды - обмеление, "цветение" воды.

3. большое количество воды - изменение микроклиматических условий на большом расстоянии (температура, влажность(, преобладающие ветра?)).

4. большое количество воды - большая масса, в "удачных" случаях + просачивание вод = увеличение сейсмичности местности на +1..+3 балла.

5. затопление обширной территории в случае равниной ГЭС. (на каждый метр уровня воды водохранилища, зона затопления может увеличиться на 100-200 метров местности и более - на русской равнине сам столкнулся когда +1 метр, дало +5 км. расстояния затопления).

это навскидку. 

Аватар пользователя Валерий Чилап

По поводу ГЭС. Здесь уже достаточно подискутировали по этому поводу. Я не являюсь специалистом в этой области, поэтому выскажу свои соображения, скажем так - на эмоциональном органо-лептическом уровне.

Я более чем уверен, что Вам не доводилось бывать в районе Хантайской ГЭС в полутундровой зоне, и Вы не видели весь этот ужас. Но, например, после строительства Красноярской ГЭС в Дивногорске (это уже гористая местность) - Енисей в районе Красноярска не замерзает даже в 30-ти градусные морозы, и потому очень влажно. А летом - вода в нем очень холодная. На плотине Братской ГЭС - ж/д станция и поезд стоит там более 20 минут - это к вопросам терроризма. Кстати, если бы "по уму" готовить зону затопления: вырубать лес и т.д., - то вопрос экономики тоже мог бы оказаться большим вопросом.

Это так, навскидку.

Аватар пользователя DimVad
DimVad(10 лет 6 месяцев)

Простите, и что ? Там "не по уму сделали", здесь - не так, как хочется. И что ? Если использовать аргументы такого уровня, тогда надо просто вспомнить про Чернобыль и закрыть атомную энергетику любого вида...

 

p.s. Поезд там стоит 20 минут... Как с поездами в районе Припяти ? Не слишком ли там холодная вода ?

Аватар пользователя AGA
AGA(11 лет 3 месяца)

Слишком много букв. Но судя по стилю - абсолютная бредятина. Я честно говоря даже не стал далеко читать. Когда псевдонаучная статья начинается с высосанных из пальца утверждений про причины не распространения атомной энергетики. Откуда взялись данные причины, с чего такие выводы - ну типа аффтар так видит. Далее берутся некие цифры по стоимости хранилища в США и сравниваются с продажной ценой топлива от Росатома. Какая связь Карл? Либо надо сравнивать стоимость хранения и топлива у нас, либо в США. Иначе это вообще ни о чем. Далее для одного варианта приводится количество отходов в тоннах, для другого - в куб метрах. Это какой то откровенный развод. Ссылок на подтверждение цифр нет, ссылок или любых рассуждений на подтверждение кучи каких то бредовых, притянутых за уши утверждений автора - нет. После этого с моей точки зрения читать статью бессмысленно.

Аватар пользователя richmedia
richmedia(9 лет 11 месяцев)

Да, в начале статьи пованивало Острецовым, даже упомянули его. Но потом вроде бы не упоминали ни разу. Он любит с места в карьер: сирануть неизвестно откуда взятыми цифрами и сразу сделать вывод о тупиковость пути. 

PS. Нужно пробовать разные пути, только не такими авантюристами как Острецов. 

Комментарий администрации:  
*** уличен в злостной дезинформации и трансляции помоечных слухов под видов фактов ***
Аватар пользователя PavelCV
PavelCV(11 лет 4 месяца)

Как то навеяло 

"ЗАРЯ"  - звездолёт аннигиляционный релятивистский ядерный. Фильмы "Москва-Кассиопея" и "Отроки во вселенной". 70-е годы...

 

Аватар пользователя illusionage
illusionage(8 лет 6 месяцев)

Спасибо. Очень познавательно.

Аватар пользователя grr
grr(9 лет 3 месяца)

поэтому только прямые эксперименты могут дать достоверную информацию

Так прямых экспериментов не было? Вот как будут тогда и ...

что в Фермилабе (США) прорабатываются и продвигаются в DOE

Если у них получится мы будем знать как они это сделали, тогда и у себя можно продвигать подобное, без модельных экспериметов выделять бабло, только людей портить.

Аватар пользователя Валерий Чилап

1. Ну зачем же так откровенно подтасовывать,выдергивая из текста кусочки фразы, сэр, которая в оригинале звучит так:"Поэтому только прямые эксперименты могут дать достоверную информацию о достижимых Кум в квазибесконечных, глубоко подкритических электроядерных системах и перспективах  их практической  реализации, а также об оптимальных энергии и типе бомбардирующих частиц".

Специально для Вас подчеркнул то, что Вы не захотели, или не смогли увидеть.

2. И опять Вы невнимательно читали. 1-й цикл модельных экспериментов был, он описан в тексте и дал убедительные указания на перспективность схемы ЯРТ.

Далее. Возможно Вы не знаете, но сливки, как правило, снимает тот кто первый. А остальные потом платят многократно, чтобы приобрести продукты из этих сливок.

Но хотя бы, Вы пока один из очень немногих, судя по текущим комментарием, кто все-таки заглянул внутрь текста. Хороший знак

Аватар пользователя grr
grr(9 лет 3 месяца)

Вы невнимательно читали.

Возможно, но в статье упомянут Острецов, ко всякому материалу ссылающемуся на этого персонажа я отношусь гиперподозрительно. Поэтому вас не затруднило бы перечислить страницы в указанных вами источниках где именно и что там говорится про подкритические реакторы. Про пробкотроны я читал, но там технология еще не доведена до такой степени чтобы можно было рассуждать о них как о источниках нейтронов, а других мощных источников нейтронов я не знаю.

В общем тема не нова и все там упирается в источник нейтронов, так вот источника нет, или он у вас есть укажите где и что про такие источники написано, тоже желательно со страницами.

Возможно Вы не знаете, но сливки, как правило, снимает тот кто первый.

О каких сливках вы говорите, - это новый энергетический уклад на ближайшие несколько тысяч лет, даже разница в 100 лет смехотворна. Вы либо не понимаете о чем пишете, либо издеваетесь над читателями.

Вы пока один из очень немногих

Извините но текст написан отвратительно, читать его тяжело, лучше бы (ИМХО) вы подготовили серию публикаций, эту портянку попросту читать невозможно. И почему старые идеи о подкритических реакторах вы выдаете за что-то новое? Скажу больше, по моему мнению, выдавать за такие опусы миллиардные кредиты как минимум странновато, неудивительно, что РАН бежит от вас как черт от ладана.

Аватар пользователя Homo 2.0
Homo 2.0(10 лет 11 месяцев)

В общем тема не нова и все там упирается в источник нейтронов, так вот источника нет, или он у вас есть укажите где и что про такие источники написано, тоже желательно со страницами.

Ты, вообще то посмотри по учетке, - кому ты убого пытаешься объяснять кто и во что упирается? А между тем ты даже не понял написанного в статье, - ибо вся статья и есть то место, ссылку на которое ты требуешь.

Комментарий администрации:  
*** Средний россиянин нищ не только энергетически, но и мозгами (c) ***

Страницы