Патент на изобретение №2176114

(54) УПРАВЛЯЕМЫЙ ИСТОЧНИК ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ КОМБИНИРОВАННОГО ТИПА СОВМЕСТНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РЕАКЦИЙ ДЕЛЕНИЯ ТЯЖЕЛЫХ АТОМНЫХ ЯДЕР И НИЗКОТЕМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

(57) Реферат:

Устройство относится к использованию новых источников энергии в ядерной энергетике. Источник включает в себя ядерный реактор, теплообменник, циркуляционные насосы, турбогенератор, конденсатор, питательный насос, системы управления, системы защиты, обслуживающие системы, генератор и умножитель нейтронов. Ядерный реактор разделен на две области. Первая область предназначена для выполнения реакций деления тяжелых атомных ядер, а вторая – для осуществления низкотемпературного ядерного синтеза. Регулирование мощности производится с помощью притока и оттока тяжелой воды. Технический результат: возможность использования дешевых природных материалов в качестве ядерного горючего и уменьшение количества радиоактивных отходов. 3 ил.

Предлагаемое изобретение относится к проблеме исследования и использования новых источников энергии, способных обеспечить полную замену традиционных природных химических горючих материалов, которые интенсивно используются в настоящее время и запасы которых в земной коре неуклонно сокращаются и не воспроизводятся.

Цитата:
“Огромное значение, которое придается исследованиям в области управляемого термоядерного синтеза (УТС) объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды требует перевода промышленного производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Подобная реконструкция промышленности связана с резким возрастанием энергопотребления. Но ресурсы минерального топлива ограничены и при сохранении существующих темпов развития энергетики они будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетий (уголь). Наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения затрудняет радикальное решение проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромного количества радиоактивных отходов. По имеющимся оценкам радиоактивная опасность установок на УТС должна оказаться существенно ниже, чем у реакторов деления”. Конец цитаты (Физический энциклопедический словарь, 1983 г., с. 786).

Мое изобретение управляемого источника ядерной энергии комбинированного типа совместного использования реакций деления тяжелых атомных ядер и низкотемпературного ядерного синтеза относится к области ядерной энергетики и позволяет для производства ядерной энергии использовать широкий ассортимент дешевых природных материалов в качестве ядерного горючего, запасы которого практически неисчерпаемы, и использовать положительные качества наиболее перспективных способов производства ядерной энергии.

Предлагаемый в данной заявке управляемый источник ядерной энергии комбинированного типа совместного использования реакций деления тяжелых атомных ядер и низкотемпературного ядерного синтеза позволяет выделить и выгодно использовать достоинства каждого из этих способов. Выгода совместного использования определяется тем, что ядерные реакции, используемые для выполнения низкотемпературного ядерного синтеза, подобны реакциям, осуществляемым при ядерном делении. При совместной работе появляются новые дополнительные полезные возможности.

До некоторой степени аналогом заявленного источника можно считать заявку ФРГ N 2353671.

Управляемый источник ядерной энергии комбинированного типа совместного использования реакций деления тяжелых атомных ядер и низкотемпературного ядерного синтеза представляет собой доступный для технической реализации на современном техническом уровне источник ядерной энергии, сочетающий в себе полезные качества ядерных устройств деления тяжелых атомных ядер и устройств низкотемпературного ядерного синтеза. Предназначен для выделения энергии экзотермических ядерных реакций деления тяжелых атомных ядер и реакций низкотемпературного ядерного синтеза.

Источник состоит из следующих узлов и систем (см. фиг. 1): ядерного реактора (1), теплообменника (2), циркуляционных насосов (3), турбогенератора (4), конденсатора (5), питательного насоса (6), системы управления, системы защиты, обслуживающих систем.

Все узлы и системы могут быть использованы типовыми для ядерной энергетики, за исключением ядерного реактора, который содержит ряд конструктивных и функциональных особенностей и представляет основной предмет изобретения.

Ядерный реактор разделен на 2 области. Первая область представляет собой типовой ядерный реактор деления тяжелых атомных ядер, работающий на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Реагентом (ядерным горючим) может служить уран-235 либо плутоний-239. Активная зона реактора представляет графитовую емкость, в которой расположены следующие элементы (см. фиг. 2): пластины исходного реагента (1), пластины замедлителя нейтронов из графита (2), теплоноситель (3), регулирующие стержни (4).

Вторая область предназначена для выполнения реакций низкотемпературного ядерного синтеза, которые как и реакции деления тяжелых ядер в первой области представляют собой радиационный захват ядром реагента тепловых нейтронов и преобразование нейтронов в протоны (бета-распад). Реагентом (ядерным горючим) для второй области служит свинец-207.

Между первой областью и второй имеется сообщение. Часть воспроизведенных нейтронов из первой области имеет возможность поступать во вторую область и облучать реагент, также гамма-лучи из первой области имеют возможность проходить во вторую область и воздействовать на реагент и генератор нейтронов.

Во второй области расположены следующие элементы (см. фиг. 2): пластины исходного реагента (5), пластины замедлителя нейтронов из графита (2), генератор нейтронов на тяжелой воде (6), умножитель нейтронов на тяжелых делящихся ядрах (7), теплоноситель (3).

Совместная работа ядерных реакторов на делении и на синтезе ядер имеет преимущества над их раздельным использованием. Для осуществления реакций низкотемпературного ядерного синтеза используют те же реакции радиационного захвата нейтронов и преобразования нейтронов в протоны (бета-распад), что и в реакциях деления тяжелых ядер, с той лишь разницей, что в одном случае происходит деление тяжелых ядер, а во втором – синтез легких или тяжелых ядер.

В процессе деления тяжелых ядер выделяется большое количество ядерной энергии порядка 200 МэВ в одном акте деления.

При делении атомного ядра урана-235 выделяемая энергия распределяется следующим образом, МэВ:
а) кинетическая энергия осколков – 166,2
б) энергия нейтрона деления – 4,8
в) энергия мгновенных гамма-квантов – 8,0
г) энергия бета-частиц продуктов деления – 7,0
д) энергия гамма-излучения продуктов деления – 7,2
е) энергия антинейтрино продуктов деления – 9,6
Всего – 202,8
Этот способ получения ядерной энергии весьма прост и хорошо зарекомендовал себя на практике.

Для осуществления реакции деления тяжелых ядер требуется наличие медленных нейтронов. Ядро реагента (ядерного горючего) захватывает нейтрон, в результате чего происходит деление ядра, захватившего нейтрон.

В результате деления выделяется ядерная энергия и излучаются 2-3 нейтрона, способных поддерживать реакции деления других атомных ядер.

Существенными недостатками использования ядерных реакторов деления тяжелых атомных ядер являются:
а) сильное экологическое загрязнение окружающей среды радиоактивными отходами;
б) угроза возникновения неуправляемых ядерных реакций;
в) угроза непредвиденных выбросов в атмосферу радиоактивных материалов;
г) весьма ограниченный ассортимент материалов, пригодных для использования в качестве ядерного горючего.

Низкотемпературный ядерный синтез использует такие же реакции, как и реакции деления тяжелых ядер.

Имеет существенные достоинства, позволяющие успешно конкурировать со способом деления атомных ядер и термоядерным синтезом:
а) более высокий энергетический выход на 1 кг расходуемого ядерного горючего;
б) большой ассортимент дешевых природных материалов, пригодных для выполнения ядерного синтеза;
в) отсутствие радиоактивных отходов;
г) высокая надежность и безопасность для обслуживающего персонала и окружающей среды;
д) неограниченные запасы ядерного горючего.

Несмотря на сходство осуществляемых ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза и деления ядер, между ними имеются и существенные различия.

Для осуществления низкотемпературного ядерного синтеза как и для реакций деления требуется расходовать медленные нейтроны, но в отличие от ядерного деления нейтроны не воспроизводятся. Поэтому, чтобы реакция синтеза могла продолжаться, необходимо вырабатывать нейтроны посторонним генератором нейтронов. В качестве генератора нейтронов частично можно использовать реактор деления атомных ядер, который производит нейтронов в 2,5 раза больше, чем требуется для поддержания реакций деления. Таким образом, имеется возможность использовать половину воспроизведенных нейтронов для осуществления ядерного синтеза.

Однако этого количества нейтронов явно недостаточно. Недостатком низкотемпературного ядерного синтеза является то обстоятельство, что для обеспечения реакций синтеза требуется большой расход нейтронов, но они в процессе реакций не возобновляются.

Действительно, один захваченный нейтрон ядром урана-235 производит деление ядра и выделяется энергия порядка 202,8 МэВ. Один захваченный нейтрон в процессе синтеза выделяет энергию порядка 7 МэВ, т.е. в 29 раз меньше. Следовательно, если использовать совместно в одной активной зоне ядерного реактора реакции ядерного деления тяжелых ядер и реакции низкотемпературного ядерного синтеза, то получим прибавку к энергии, выделяемой за счет деления тяжелых ядер всего на 1/29 часть больше. Но при этом придется усложнять конструкцию. Чтобы увеличить выход энергии ядерного синтеза, необходимо увеличить плотность потока нейтронов. Увеличивать плотность потока нейтронов не представляется возможным из-за угрозы возникновения неуправляемой цепной ядерной реакции в делящемся веществе.

Поэтому, чтобы иметь возможность получать примерное равенство отдаваемой энергии делением и синтезом ядер, следует активную зону реактора разделить на 2 области таким образом, чтобы в одной (первой) области осуществлялись реакции деления атомных ядер, а во второй – реакции синтеза. Плотность потока нейтронов во второй области должна быть выше, чем плотность потока нейтронов в первой области. Половина воспроизведенных нейтронов из первой области может проникать во вторую, осуществляя реакции синтеза. Кроме этого, во второй области имеется второй генератор нейтронов на тяжелой воде, облучаемой гамма-квантами, возникающими как в реакциях деления тяжелых ядер, так и в реакциях ядерного синтеза. Такое функциональное совмещение операций ядерного деления и ядерного синтеза в единой установке позволяет:
а) увеличить энергоотдачу с единицы объема реактора;
б) использовать общую защиту от излучений;
в) использовать общую систему энергопередачи и энергопреобразования;
г) использовать общую систему управления;
д) уменьшить производство радиоактивных отходов;
е) увеличить ассортимент ядерного горючего.

Функционально работа реактора заключается в том, что в первой области реактора создаются условия для возбуждения ядерных реакций деления тяжелых атомных ядер реагента и поддержания непрерывности выделения энергии.

Выделяемая энергия нагревает теплоноситель, который переносит выделенную реагентом энергию в контур теплообмена и теплопреобразования. В процессе ядерных реакций рождаются новые поколения нейтронов. Для увеличения сечения захвата нейтронов рождающиеся быстрые нейтроны прежде чем попасть в реагент, проходят через замедлитель; в котором их скорость уменьшается и увеличивается сечение радиационного захвата. Часть воспроизведенных нейтронов и гамма-излучения поступают во вторую область активной зоны реактора, в которой происходят реакции ядерного синтеза.

Ядерный синтез осуществляется следующим образом.

Нейтроны, проникающие из первой области, облучают реагент, в качестве которого может быть использован свинец-207 или другой материал, используемый в качестве ядерного горючего. При облучении ядер реагента медленными нейтронами осуществляется следующая цепочка ядерных реакций:
²⁰⁷₈₂Pb+n __ ²⁰⁸₈₂Pb+7,59 MэB
²⁰⁸₈₂Pb+n __ ²⁰⁹₈₂Pb+3,6 MэB

²⁰⁹₈₃Bi+n ___ ²¹⁰₈₃Bi+4,59 MэB

²¹⁰₈₄Po+n ___ ²¹¹₈₄Po+4,59 MэB

Итого 30,06 МэВ.

В результате выполнения этих экзотермических реакций соединения четырех захваченных нейтронов и преобразования двух из них в протоны образуется и излучается альфа-частица и выделяется энергия порядка 30,06 МэВ, а исходное ядро свинца-207 остается неизменным, способным многократно повторять реакции синтеза. Реагент при ядерном синтезе не расходуется. На образование альфа-частиц и выделение энергии расходуются нейтроны, основная часть которых производится генератором нейтронов, использующим для этого тяжелую воду, облучаемую потоком гамма-лучей, излучаемых в процессе реакций радиационного захвата нейтронов, деления тяжелых ядер и синтеза:
d₂O + 2 —> H₂O + 2n – 4,4 МэВ
Тяжелая вода постоянно циркулирует в системе, проходя через активную зону. За пределами активной зоны вода охлаждается и восстанавливает концентрацию дейтерия, расходуемого в активной зоне. Мощность энерговыделения зависит от количества тяжелой воды, находящейся в активной зоне. Регулирование мощности энергии синтеза производится увеличением или уменьшением притока тяжелой воды в активную зону.

Для увеличения плотности нейтронов в активной зоне находятся умножители нейтронов, представляющие тяжелые ядра, способные захватывать нейтроны, делиться и воспроизводить нейтроны в увеличенном количестве.

Регулирование мощности энергии деления тяжелых ядер производится вдвиганием и выдвиганием поглощающих стержней в первой области активной зоны.

Энергия, высвобождаемая при делении всех ядер, содержащихся в 1 кг (2,5510²⁴ ядер) урана-235 составляет E=210² 2,5510²⁴ МэВ = 1,9110¹⁰ ккал 210¹⁰ ккал. Это эквивалентно той энергии, которая получается от сгорания примерно 1800 т бензина или 2500 т каменного угля.

В результате осуществления цепочки ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза слияния четырех нейтронов в альфа-частицу выделяется энергия порядка 30,06 МэВ. Из них 28,48 МэВ за счет образования новой альфа-частицы и 1,6 МэВ за счет преобразования двух нейтронов в протоны. Таким образом, на каждый израсходованный нейтрон получают энергоотдачу порядка 7,5 МэВ.

При израсходовании 1 г нейтронов выделится энергии около 1610⁷ ккал, что соответствует сжиганию 20 т угля, не считая расхода окислителя, который для ядерных реакций не требуется, т.е. в 20 млн. раз калорийнее угля. Следует добавить, что эта энергия будет самой дешевой и самой доступной.

Для получения такого количества энергии, как при израсходовании 1 кг урана-235, для низкотемпературного ядерного синтеза потребуется израсходовать 119,4 г нейтронов.

Источник представляет собой стационарную энергетическую установку, помещенную в толстостенную железобетонную конструкцию, служащую защитой обслуживающего персонала и окружающей среды от радиоактивных излучений.

Источник состоит из следующих конструктивных узлов и систем (фиг. 1): ядерного реактора (1), теплообменника (2), циркуляционных насосов (3), турбогенератора (4), конденсатора (5), питательного насоса (6), системы управления, системы защиты, обслуживающих систем.

Ядерный реактор (1) фиг. 1 предназначен для осуществления экзотермических ядерных реакций и отвода выделенной энергии в теплообменник. Реактор разделен на 2 области. Первая область представляет собой типовой ядерный реактор деления тяжелых атомных ядер работающий на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем (2) фиг. 2. Реагентом (ядерным горючим) для первой области может служить уран-235 или плутоний-239. Активная зона реактора представляет собой графитовую емкость, в которой расположены следующие функциональные элементы (см. фиг. 2): пластины исходного реагента (1), пластины замедлителя нейтронов из графита (2), теплоноситель (3), регулирующие стержни (4).

Вторая область предназначена для выполнения реакций низкотемпературного ядерного синтеза, которые как и реакции деления тяжелых ядер в первой области представляют собой радиационный захват ядром реагента тепловых нейтронов и преобразование нейтронов в протоны (бета-распад). Реагентом (ядерным горючим) для второй области служит свинец-207.

Между первой областью и второй имеется сообщение. Часть воспроизведенных нейтронов из первой области имеет возможность поступать во вторую область и облучать реагент (5). Гамма-лучи из первой области имеют возможность проходить во вторую область и воздействовать на реагент и генератор нейтронов.

Во второй области расположены следующие элементы (см. фиг. 2): пластины исходного реагента (5), пластины замедлителя нейтронов из графита (2), генератор нейтронов на тяжелой воде (6), умножитель нейтронов на тяжелых делящихся ядрах (7), теплоноситель (3).

Пластины реагента (1) равномерно распределены в первой области активной зоны реактора. Теплоноситель (2) представляет собой систему тонкостенных трубок, расположенных в непосредственной близости от пластин реагента, по трубкам движется дистиллированная вода или жидкий металл, охлаждающие пластины реагента и отводящие тепловую энергию от реагента в теплообменник (2) фиг. 1. Пластины исходного реагента (5) расположены равномерно во второй области активной зоны. Они предназначены для выполнения реакций низкотемпературного ядерного синтеза. Генератор нейтронов (6) расположен во второй области активной зоны реактора. Он представляет собой систему тонких трубок, расположенных в промежутках между пластинами реагента (5), по трубкам циркулирует тяжелая вода. В результате облучения гамма-лучами, исходящими от реагента, тяжелая вода излучает нейтроны, которые захватываются ядрами реагента (5) и происходят экзотермические реакции синтеза. Умножитель нейтронов (7) представляет собой тяжелые элементы, способные при захвате нейтронов делиться с излучением большего числа нейтронов, чем было захвачено, делящиеся элементы умножителя располагаются между генератором нейтронов (6) и реагентом (5) и обеспечивают поддержание заданного уровня отдаваемой мощности реагентом (5) или увеличение ее до необходимого значения. Замедлитель нейтронов (2) представляет собой графитовый заполнитель свободного пространства активной зоны реактора. Служит для уменьшения скорости быстрых нейтронов и увеличения сечения захвата нейтронов ядрами реагента.

Управление мощностью выделяемой энергии ядерного деления производят глубиной погружения регулирующих стержней (4), поглощающих нейтроны.

Управление мощностью выделяемой энергии низкотемпературного ядерного синтеза производят изменением количества тяжелой воды, присутствующей во второй области активной зоны. Чтобы уменьшить мощность, достаточно вытеснить из трубок часть тяжелой воды. Это приведет к сокращению потока нейтронов и уменьшению актов синтеза ядер в единицу времени. Для увеличения мощности следует увеличить количество тяжелой воды в активной зоне. Для уменьшения непроизводительных потерь нейтронов активная зона ограничена отражателями нейтронов, в качестве которых используются графитовые пластины и графитовая обмазка.

Формула изобретения

Управляемый источник ядерной энергии комбинированного типа совместного использования реакций деления тяжелых атомных ядер и низкотемпературного ядерного синтеза, представляющий собой устройство, осуществляющее производство ядерной энергии путем совместного использования ядерных реакций деления тяжелых атомных ядер и низкотемпературного ядерного синтеза, и содержащий ядерный реактор, разделенный на две области, первая из которых предназначена для выполнения реакций деления тяжелых атомных ядер, а вторая – для осуществления ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза, теплообменник, циркуляционные насосы, турбогенератор, конденсатор, питательный насос, системы управления, системы защиты, обслуживающие системы и генератор нейтронов, отличающийся тем, что вторая область реактора для увеличения плотности потока нейтронов содержит генератор нейтронов, использующий тяжелую воду, облучаемую гамма-лучами излучаемыми реагентом первой и реагентом второй области и умножитель нейтронов, при этом регулирование мощности производится с помощью притока и оттока тяжелой воды, излучающей нейтроны, в активную зону реактора; во второй зоне осуществляют ядерные реакции радиационного захвата нейтронов и бета-минус распада.

РИСУНКИ

MM4A Досрочное прекращение действия патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 26.03.2002

Номер и год публикации бюллетеня: 10-2003

Извещение опубликовано: 10.04.2003