proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2019 год
  Агентство  ПРоАтом. 23 года с атомной отраслью!              
www.proatom.ru :: Просмотр тeмы - Знать и уметь!
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ГруппыГруппы   ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 





Знать и уметь!
На страницу Пред.  1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8  След.
 
Начать новую тeму   Ответить на тeму    Список форумов www.proatom.ru -> Атомная энергетика
Предыдущая тeма :: Следующая тeма  
Автор Сообщение
Реактор
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Мар 07, 2013 4:50 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

<jwvfy писал(а):
Под наличием духа я понимаю смелость, ответственность, организованность, сплочённость, решительность, и, как главное, безкомпромисную порядочность! Атомщики - самый передовой и прогрессивный отряд трудящихся!И кому, кроме вас ,возглавить революционное движение? С вашими знаниями и умениями. Перед силой, которой вы владеете, ничто не устоит. А тем более такая серенькая и подлая сволочь,как нынешние вороские власти России и их опора - олигархат воровской буржуазии. Так пора эту силу употребить! Exclamation Evil or Very Mad Twisted Evil Rolling Eyes

Боцман, Вы во многом правы, но атомщики, ко всему прочему наученные еще и жизнью, очень осторожны в действиях.Напакостить очень просто, а вот разгребать потом очень трудно. Я к чему всё это? Не стоит делать из работников атомной промышленности террористов. Сначало должен народ созреть и выбрать власть, которая ему соответствует.Путина ненавидят многие( в том числе и я), но может это единственная сила, которая может удержать на плаву криминальную Россию. Россия прогнила насквозь и погрязла в воростве: в моде всё воровское и криминальное.Многие слабые умы на это клюют и расплачиваются своей судьбой и жизнью, но это временно.
Жалко "Квачкова и товарищи".Ребята хотели свергнуть нынешний мир, но народ пока не готов к этому. Нет (пока)Ленина с его гениальной интуицией. Путин в последнее время сильно "полевел". Он тоже не дурак и понимает, что Америка его хочет сделать разменной монетой. Мир меняется на глазах: ушел Уго Чавес, но баланс сил не усилился в пользу Америки, скорее наоборот. Человечество взрослеет, уходит безмозглый фанатизм и приходит осознание действительности. Как бы в этом процессе не побежать впереди поезда и не натворить делов которые не помогут, а наоборот замедлят процесс оздоровления человечества. Человечество больно деньгами и золотым тельцом. Выход один: или выздороветь и продолжать нормальную жизнь, или умереть, и тогда планета сама очистится от нашего присутствия и создаст почву для тех кто будет лучше нас. Боцман, побереги здоровье, нас ждут интересные события в ближайшем будущем, поверь мне.
Вернуться к началу
<jwvfy
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Мар 14, 2013 10:52 am    Заголовок сообщения: Способны ли атомщики на поступок? Ответить с цитатой

Если сказать честно, то мой призыв есть глас вопиющего в пустыне. Даже если вы захотите что-то изменить, у вас ничего не выйдет. Вы разобщены и одиноки даже на смене ,в группе,секторе,отделе, на станции, заводе, и в бюро, институте. Каждый за себя!Так вам внушал ешё не давно ставленник Путина, дурачёк Димка Медведев. Вы, даже, свой независимый профсоюз не создали. Чем не можете обеспечить себе приемлимую зарплату. А ведь сделать это не трудно. Аналоги в мире есть,и цена их продукции известна. Простой рассчёт и никакого мошенничества. И требование выполнить результаты рассчёта со стороны государства. Но выдвинуть требование некому. И жируют всякие проходимцы на ваших деньгах ,называя себя топами. Топы, достойные быть утопленными. Но я опасаюсь ,что подлые власти не дадут вам даже профсоюз независимый организовать. Как начнёте, так введут они в Росатоме жесткий устав, сделав его полувоенной организацией, и всё - приплыли вы. Ни забастовок вам ,ни требований.А введут с благородной якобы целью повышения безопавсности атомной отрасли.
Ответили мне на коренной вопрос путинский хам - сбэшник и коллега Реактор, которого я весьма уважаю,хотя не во всём согласен в его позиции, но Бог ему судья. Так что? Мне считать ответ Реактора ответом атомщиков, а самого Реактора совестью атомщиков России? Question Evil or Very Mad Twisted Evil
Вернуться к началу
Реактор
Гость





СообщениеДобавлено: Пт Мар 15, 2013 12:47 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Боцман, ну опять ты не так все понял. Настроения у атомщиков разные, от + до - са. Кто то доволен нынешней властью, кто то нет. Сейчас очень много информации поступает извне и разобраться с ней очень трудно. Приведу пример в физике: когда увеличили концентрацию урана в топливных сборках, то по приборам нейтронное поле уменьшилось, и многие не поняли почему. Сейчас становится понятным, что сборки с более высоким содержанием урана поглощают больше нейтронов, а следовательно до приборов контроля доходит меньше частиц, которые регистрируют напряженность поля. Еще раз хочу напомнить, что атомная энергетика это область пока полностью не изученная, и следовательно относиться к ней надо крайне осторожно. И не надо ей (этой областью) кого либо шантажировать: придет время и она сама жахнет, если к ней относиться легкомысленно.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Мар 21, 2013 12:37 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Ну ты даёшь Реактор! Ну не хочешь совестью быть - не надо! И не надо обелять атомщиков, как и грязью их мазать! Вопрос об их порядочности и смелости. И при чём тут тайны атомной энергии? Нейтронное поле вообще фуфловый парвметр. С его тогдашними исзмерениями. Единственный объективный параметр - мощность. При данном положении органов СУЗ. А она зависит от числа делений. Или ты хочешь сказать ,что физпроцессы в реакторах не все достаточно понимают? Но работают на реакторах! И проектируют их? Так за это бить надо! По голове и крепко! Cool Evil or Very Mad Twisted Evil
Вернуться к началу
<jwvfy
Гость





СообщениеДобавлено: Пт Мар 22, 2013 9:12 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Сопротивление и другие порядочные люди должны знать про русских атомщиков! Кто они - сплочённый отряд порядочных специалистов или аморфная подстилка для вороватых,подлых властей России. о которую те ноги вытирают? Для этого не нужны новые Чернобыли. Для этого надо знать и уметь! И твёрдо стоять на позиции порядочного человка, а не винтика госмашины! Причём знаная и умения находятся в широких пределах от безопасного производства энергии до возможности, при крайней необходимости, предъявить ультиматум подлой власти! Question Cool Evil or Very Mad Twisted Evil Rolling Eyes
Вернуться к началу
Гость






СообщениеДобавлено: Чт Мар 28, 2013 10:08 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

А чего Боцману не ответить? Чего рожи корчить? Есть у нас с энергетиками негласный договор! Если опять в Москве начнут убивать трудовой народ, как в 1993 году, обесточим нах все сети. Вот и пусть потом в потёмках разбираются, кто главнее! Простой ИУР.
Вернуться к началу
Ещё оди,прохожий ИУР
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Мар 28, 2013 3:05 pm    Заголовок сообщения: Отдайте наши деньги. Ответить с цитатой

Да тут и без заварухи выступать надо! Наплодили пустого начальства -манагеров разных! И отдали им нашу зарплату с ресурсом. В результате самые нище атомщики в мире - российские. А нас суки держат за операторов газовых котлов и ниже. Себестоимость и цена продукции известны. Так и зарплату среднюю подсчитать легко. И Ультиматум!Либо плати,либо забастовка! Не рабы мы Росатома!
Вернуться к началу
Древний ВИУР
Гость





СообщениеДобавлено: Пт Мар 29, 2013 8:04 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Милай! Всё давно известно! Со времён СССР не дают в отрасли никому на хозрассчёт переходить. А сейчас тихо готовят отрасль к прихватизации и продаже конкурентам, заодно и себя не забывая постоянно подпитывать. Ни в одной стране жульё атомщиками не помыкает! Только в России. Была бы отрасль на хозрасчёте, все бы толковые работники при бабле бы были, и был бы постоянный коллективный вектор развития у всех! Но для этого надо сделать атомщиков коллективными собственниками своих предприятий! Так что ставьте правильные цели, молодёжь! И боритесь! Боцманок в правильную сторонку вас пихает! Наш хлопец!
Вернуться к началу
Реактор
Гость





СообщениеДобавлено: Вт Апр 02, 2013 8:35 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Боцман писал(а):
Ну ты даёшь Реактор! Ну не хочешь совестью быть - не надо! И не надо обелять атомщиков, как и грязью их мазать! Вопрос об их порядочности и смелости. И при чём тут тайны атомной энергии? Нейтронное поле вообще фуфловый парвметр. С его тогдашними исзмерениями. Единственный объективный параметр - мощность. При данном положении органов СУЗ. А она зависит от числа делений. Или ты хочешь сказать ,что физпроцессы в реакторах не все достаточно понимают? Но работают на реакторах! И проектируют их? Так за это бить надо! По голове и крепко! Cool Evil or Very Mad Twisted Evil

Ну, если ты в курсе, то на АЭС идет модернизация, а именно увеличение мощности до 110 % от номинала, увеличение концентрации урана в ТВЭЛ, использование мокс- топлива. Все это направлено на увеличении выработки эл.энергии и более рационального использования ядерного топлива. Эти технологии только сейчас начинают опробоваться на действующем оборудовании, а следовательно до конца не изучены. То есть, теоретически все о кей, а вот практика покажет так ли это. А насчет мощности как параметра да, это более достоверная информация, согласен, но данная величина слишком инертна чтобы опираясь на нее регулировать быстропротекающие реакции в реакторе.
Вернуться к началу
Гость






СообщениеДобавлено: Вт Апр 02, 2013 8:43 am    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Добавлю еще насчет понимания физ. процессов в реакторе. Каждый, даже однотипный реактор, уникален и не похож один на другой. Теоретические расчеты это хорошо, но эффективность СУЗ все же определяют на практике.
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Вт Апр 02, 2013 6:35 pm    Заголовок сообщения: Согласен. Ответить с цитатой

Anonymous писал(а):
Добавлю еще насчет понимания физ. процессов в реакторе. Каждый, даже однотипный реактор, уникален и не похож один на другой. Теоретические расчеты это хорошо, но эффективность СУЗ все же определяют на практике.


Разумеется! Те, кто участвовал в ыизпуске и в выводе на номинальную мощность, это прекрасно знают. Управлять распределённой в пространстве реатора СЦР ,это не только наука, но и искусство. Не каждому дано. Поэтому оперативный персонал свой реактор с загрузки топлива знать должен. и чётко понимать физику процессов. Знать и понимать эффекты реактивности. И корреляцию между ними. А то спросишь иного молодого, а он сцуко не мычит, не телиться.Таким дипломы на лоб гвоздями прибивать надо! Shocked Laughing
Вернуться к началу
Гость






СообщениеДобавлено: Вт Апр 02, 2013 7:36 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Реактор писал(а):

Ну, если ты в курсе, то на АЭС идет модернизация, а именно увеличение мощности до 110 % от номинала, увеличение концентрации урана в ТВЭЛ, использование мокс- топлива. Все это направлено на увеличении выработки эл.энергии и более рационального использования ядерного топлива. Эти технологии только сейчас начинают опробоваться на действующем оборудовании, а следовательно до конца не изучены. То есть, теоретически все о кей, а вот практика покажет так ли это. А насчет мощности как параметра да, это более достоверная информация, согласен, но данная величина слишком инертна чтобы опираясь на нее регулировать быстропротекающие реакции в реакторе.

Вашу "модернизацию" считаю преступным деянием!Про это ещё Булат сказал! И, не дай Бог, что случится, все сядете, с Путина начиная.Не те времена. А на моксе новые блоки осваивать надо! Иначе херня будет!Это я вам как инженер и физик говорю. Да и мокс моксу рознь! Чем разбодяжат? Реакторный плутон или оружейный? Я, конечно, и тот ,и тот взорвать могу, но не об этом базар! Оружейный плутон - ваше национальное богатство. С его помощью вы освоите Солечную систему. И полёты, и планеты.А вы всё под дудку америкосов пляшете.
Реакторный плутон и так в ходе кампании реактора пережигается!
А оставшийся надо в реакторах на тяжёлой воде дожигать! Типа канадских КАНДУ.Подымать обогащение выше 5,5% нет смысла. Там физика другая. Да и ваще,чем выше обогащение,тем топливо дороже.Так что про то гнрилой базар выходет, друже. А быстро протекающих реакций в реакторе надо избегать! Это азбука безопасности. Или делай реактор с внешней нейтронной подсветкой. Чуть что не так - вырубил ускоритель, и тишина. Только вот нейтронное поле подсветка искажает. Однако, по оси реактора поставишь подсветку, вподе и ништяк? А ещё симметрично, с двух торцов! Опасные люди у вас верховодят эту " модернизацию"! Там, где много работать надо, нахрапом взять пытаются! Быть беде! Да жалко вас - убогих ,забитых и молчащих в тряпочку! Evil or Very Mad Twisted Evil Rolling Eyes Exclamation
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Сб Апр 06, 2013 6:39 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Полдесятка лет обратно озадачился я производительным источником нейтронов. Для чего? Заказ был на консультацию. И вышел на интереснийший пласт реакторов - импульсных. Вышел я потом на Снежинск.
И там друзья нашлись у Боцмана.И получил от них необходимую информацию. Настолько интересную , что заработал мой инженерный движок. открылся целый калейдоскоп интересных решений. Одно из них я привёл в предыдущем посте. Если взять водяную слабоподкритичную гетерогенную сборку на природном уране и подсветить её импульсным реакторам, то можно получить безопасный от разгона на мгновенных нейтронах источник энергии. Это в самом примитивном варианте. А вариантов полно. Отписал об этом снежинцам.
А они мне в ответ: Знаем, Влад, но и так на голяке сидим, а тут средства нужны немалые. А средства все захапали ВВЭРовцы и хер отдадут.Проект ТОИ -ХУЁИ!Другие прощелыги БН и БРЕСТ пропихивают. На старой разработке все хотят в будущее въехать! Ну и хер на них - говорю! И на Путина с Медведевым, отвечают! Пока систему не изменишь всё в мечтах и прожектах.Легче иранцам изделие сварганить, чем в Росатоме прогресса добиться!Все прихвачено на распил бабла и эксплуатацию быдла - спецов бессловестных..
Cool Evil or Very Mad Twisted Evil Rolling Eyes Exclamation
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Чт Май 02, 2013 7:36 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Если хотите конкретно узнать, как вас дурят, и есть ли альтернатива, то пусть кто-нибудь ответит мне за общество. Тогда расскажу, как фактически бесплатно разбазаривается ваше национальное богатство ,что хранится в ХДМ. Каждый может через гугл посмотреть со спутника,как оно там хранится! Метеорит вот недалетел туда недавно. А долетел бы , конец был бы России и ещё много кому. Вам америкосы навязывают бодягу , называемую МОКС топливом. А вы ведётесь, как дети малые. Но, у америкосов свой шкурный интерес. Им ядерная энергия не очень нужна. Вам нужнее. И нераспространение их весьма волнует. Боятся америкосы, что призовут их к ответу.На простом примере я покажу как создать безопасный реактор без сцр! Cool Mad Razz Rolling Eyes
Вернуться к началу
Боцман
Гость





СообщениеДобавлено: Вт Май 07, 2013 3:55 pm    Заголовок сообщения: Ответить с цитатой

Для начала предлагаю познакомиться с моей обзорной статьёй, чтобы быть в теме. Итак:

В.А. Брач

Вынужденная реакция деления в конечной массе урана нейтронами, получаемыми с помощью ускорителя электронов, и её возможные, современные применения.

Аннотация.
Предлагается рассмотреть иные возможности управления получением энергии деления ядер природного и слабо обогащённого урана в реакторах на СЦР, обеспечивая и регулируя это получение нейтронами, возникшими в результате фотоядерной реакции в делящемся образце. В реакции используются фотоны, полученные при торможении электронов, ускоренных в сильноточных ускорителях до энергий в 100 МэВ. Реализовать такое управление и безопасные режимы получения энергии деления, по мнению автора, возможно даже на действующих реакторах. Это увеличит безопасность атомной энергетики значительно быстрее, чем разработка и создание каскадных генераторов нейтронов на основе сильноточных ускорителей протонов и лёгких ядер на энергии порядка нескольких ГэВ для вынужденного деления ядер урана 238. Предложения целесообразны для применения в малой ядерной энергетике, с тепловой энергией установок до 100 Мегаватт. Применение их в более производительных энергетических станциях требует отдельного рассмотрения узловых проблем, указанных в статье.

Предпосылки.

1. Плотные потоки весьма быстрых нейтронов вызывают взрыв урана 238 в комбинированных термоядерных бомбах/Энергия нейтронов 14,1 МэВ/. Значительная доля энергии этих бомб выделяется при подрыве потоком быстрых нейтронов оболочки из урана 238. До 80%! Хотя цепная реакция деления ядер с само поддержкой (СЦР) на быстрых нейтронах в уране 238 не идёт ни в реакторах, ни в бесконечных средах. В бомбах имеет место быть вынужденная затухающая цепная реакция деления на быстрых нейтронах в весьма сжатой среде из урана 238. В последнее время, в связи с успехами развития ускорительной техники, получила развитие идея использования вынужденного деления ядер в целях получения энергии. Предполагаются каскадные генераторы быстрых нейтронов с энергией свыше 12 МэВ, основанные на использовании в реакциях, типа (p, xn), протонов и лёгких ядер, ускоренных в сильноточных ускорителях до энергий в десятки и сотни ГэВ.

2. "Нейтроны получаются в результате фотоядерных реакций (gamma, xn) от тормозного излучения электронов, летящих в мишень из тяжелых ядер. При энергии электронов 100 МэВ на 20 электронов образуется 1 нейтрон и наступает насыщение. При энергии электронов >100 МэВ выход нейтронов практически перестает увеличиваться с ростом их энергии".

Это классическая часть введения, во многих работах, посвящённых источникам нейтронов. Добыты эти данные на слаботочном линейном ускорителе электронов до энергии 180 МэВ на танталовой мишени 40 лет назад. Недавно (2009) харьковские физики при помощи моделирующей программы (США) получили возможность генерации на мишени из урана 238 одного нейтрона на 16,5 электронов с энергией 100 МэВ. В то же время, постоянно появляется информация об успешных испытаниях мишеней - бустеров на делящихся актиноидах в паре с линейными ускорителями на меньшую энергию ускоряемых электронов. Рассмотрим возможность использовать для получения энергии вынужденную реакцию деления ядер урана нейтронами от внешнего источника.

Возможны три основных варианта предполагаемого получения энергии:
1. Получение энергии в образце природного урана через облучение его весьма быстрыми нейтронами с энергией более 12 МэВ. Основная доля энергии получена от деления ядер урана 238. Классический вариант есть деление урана 238 в термоядерной бомбе «Слойка»
нейтронами с энергией 14,1 МэВ от реакции D + N => He4 + n .
2. Получение энергии в слабо менее чем критичной, гомогенной сборке урана, обогащённого изотопом 235 более чем на 5,6%, через облучение её быстрыми нейтронами.
3. Получение энергии в слабо менее чем критичной, гетерогенной сборке на природном уране с водяным замедлителем и теплоносителем при наличии весьма производительного источника нейтронов.
Для всех трёх вариантов необходимы источники плотных потоков нейтронов.
Отдельно для сравнения стоит вариант получения энергии от деления ядер урана или плутония высокого обогащения в глубоко подкритичном образце потоками нейтронов от внешних источников.
Для получения свободных быстрых нейтронов наиболее производительным является метод с использованием реакций испарения нейтронов, каскадирования и скалывания, идущих на тяжёлых ядрах под воздействием протонов и других лёгких ядер весьма высоких энергий.
Большая энергия налетающей частицы может распределиться между многими нуклонами ядра. При этом часть из них приобретает энергию, достаточную, чтобы покинуть ядро. Так называемое испарение нейтронов. При взаимодействии частицы высокой энергии с ядром может развиться внутриядерный каскад, в результате которого испускается несколько частиц высоких энергий.
Эти частицы, могут стать причиной новых каскадов в других ядрах. А оставшаяся часть нуклонов оказывается сильно возбуждённым ядром, которое, распадаясь, испускает частицы малых энергий. Среднее число испускаемых частиц растёт с увеличением энергии первичной частицы. Например, при использовании протонного синхротрона на один протон с энергией 800 МэВ возможно подучить около 30 нейтронов. 1:30!
Простые, размножающие мишени позволяют повысить выход нейтронов ещё, как минимум, в 20 раз. Современные направления создания источников, которые выдают плотные потоки нейтронов высоких энергий, ориентированы на этот метод. В Брюсселе в 2015 году начнётся эксплуатация первой опытно-промышленной энергетической установки подобного типа. В её основе каскадный источник нейтронов на базе протонного синхротрона на энергию в 1 ГэВ и более.
Однако, есть ряд причин, заставляющий искать и развивать другие методы.
Во-первых, синхротроны с необходимыми параметрами, и сегодня, являются весьма дорогими и сложными машинами.
Во-вторых, и это общее свойство методов с использованием ускорителей, практическая реализация мишеней для потоков частиц, с высокой плотностью тока, сталкивается с типичными реакторными проблемами, такими, как отвод тепла и радиационная стойкость конструкции, определяемая спектром потока быстрых нейтронов в общем спектре нейтронов активной зоны или в мишени. Другой метод основывается на использовании для получения делящих нейтронов источников на фотоядерной реакции от торможения электронов, ускоренных линейными ускорителями. Поскольку в фотоядерной реакции выход нейтронов сравнительно с реакцией испарения мал, 20:1 или
5*10^(-2) н/э, то целесообразно для повышения выхода использовать размножающую мишень (бустер) и, даже, размножающую мишень с модуляцией реактивности (супербустер). Для создания супербустера был использован опыт работы импульсного реактора периодического действия – ИБР2.
Модуляция реактивности – это периодическое изменение реактивности, которое накладывается на постоянную составляющую, называемую базовой реактивностью.
Надо отметить, что, указанные выше, фотоядерные источники нейтронов собирались использовать в исследованиях, а не для промышленного получения энергии. Требования к ним разные. Для нейтронной спектроскопии требуются короткие (порядка микросекунд) интенсивные импульсы. Для получения энергии требуется большое количество нейтронов, которые вызывают деление ядер топлива и сопоставимо с количеством нейтронов в реакторах на СЦР.
Бустеры или бустер – реакторы есть целый класс реакторных устройств, размножающих нейтроны.
Генерирование импульсов нейтронов в бустерах есть процесс размножения нейтронов независимого источника, который происходит в условиях, когда обратная связь по реактивности не существенна.
У бустеров два режима работы – стационарный и импульсный. В стационарном режиме бустер находится в менее чем критическом состоянии. В импульсном режиме бустер на короткое время переводится в состояние, близкое к критическому, и, даже, в более чем критическое состояние на мгновенных нейтронах.
Основное назначение размножающих нейтроны реакторов – усиливать короткие нейтронные импульсы независимого источника, длительность которых существенно меньше, например, импульсов импульсного реактора с самогашением. В качестве бустеров также используются импульсные реакторы с самогашением и импульсные реакторы периодического действия.
В первом варианте предполагается получение энергии, в основном, через непосредственное деление ядер урана 238 и урана 235, в мишени. Деление ядер урана 238 на весьма быстрых фотонейтронах, с энергией больше 12 МэВ. Возможны, также, реакции деления ядер урана 238 всеми нейтронами, с энергией больше 1,1 МэВ, в угасающих цепях процесса деления и реакции фотоделения. Ядра урана 235 делятся нейтронами любых энергий.
Во втором варианте предполагается получение энергии, в основном, через деление ядер урана 235, на всех быстрых нейтронах в менее чем критичной, гомогенной сборке на уране обогащения более 5,6%, с отражателем нейтронов. Напомню, что в бесконечной среде урана 5,56% обогащения изотопом 235, идёт самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер на быстрых нейтронах (СЦР). Важно максимально задействовать в реакции деления выход быстрых фотонейтронов из мишени - источника.
В третьем варианте предполагается получение энергии, в основном, через деление ядер урана 235, тепловыми нейтронами в слабо менее чем критичной гетерогенной сборке на природном уране, с отражателем нейтронов. Важно максимально задействовать в делении весь выход нейтронов из мишени – источника нейтронов всех энергий.
Физическая суть предлагаемого первого процесса состоит в следующем: Поток электронов, разогнанных до энергии 100 МэВ, тормозится в мишени из природного урана, создаёт тормозное гамма – излучение, с непрерывным энергетическим спектром, начиная с максимальной энергии тормозящихся электронов и возрастанием интенсивности излучения в области более низких энергий. Электроны, попадая в уран, часть своей энергии тратят на генерирование гамма и рентгеновского спектра, часть на ионизацию среды торможения. Отношение энергии, идущей на генерирование гамма и рентген излучения к энергии, идущей на ионизацию,
равно
X=Z*E/800. (1)
В случае урана и 50-МэВных электронов X = 92*50/800 = 5.75 , то есть, на гамма и рентгеновское излучение идет 85% энергии потока ускоренных электронов, попавших в мишень.
Для 100-Мэвных электронов Х = 11,5, то есть в излучение переходит 92% энергии потока электронов.
Гамма - кванты с энергией выше 7.4 МэВ в ядрах урана 238 вызывают реакцию (gamma, n).
Сечение s(E) фотоядерной реакции (gamma, n) связано с выходом нейтронов Y(Em) соотношением
Y(Em) = Nn*I/e *∫[Ec,Em] s(E)*W(E, Em)*dE , (2)

где I – ток электронного пучка в ускорителе, e – заряд электрона, Nn – количество ядер в образце, W(Е,Em) – тормозной спектр с максимальной энергией Em, s(E) – сечение реакции выхода, [Ec,Em] – пределы интегрирования.
Это упрощённая формула более сложной формулы, в которой полно учитывается спектр тормозного излучения. Интегрирование ведётся от Еc (энергии) связи нейтрона в ядре, до максимальной энергии фотона, В нашем случае от 7,4 МэВ до 100 МэВ. Так как тормозное излучение имеет узкую направленность, совпадающую с направлением тормозящихся электронов, то размеры мишени для выхода фотонейтронов критичны по толщине. Выход фотонейтронов прямо зависит от тока электронов в пучке, количества ядер мишени, интегрально от сечения реакции и интенсивности тормозного излучения по спектру реакции. Однако, энергетический спектр и, соответственно, интенсивность фотонов по спектру тормозного излучения обратно пропорциональны энергии тормозного фотона:

W(Е,Em) => 1/ Eg , где Eg – энергия тормозного фотона. (3)

Для конкретных расчетов импульсного выхода нейтронов всех энергий имеется следующая формула
Q * Tie = 0.6 * 10^(13) * I * Tie * Ken , (4)
где Q – интенсивность выхода н/сек, Tie – длительность импульса электронов, I – ток электронов в импульсе в амперах, Ken – коэффициент выхода нейтронов на один электрон. Для мишени из урана 238 и энергии электрона в 30 МэВ Ken = 1.6 * 10(-2) из эксперимента и Ken = 1.6 * 10(-2) из расчёта.
Для электронов с энергией более 30 МэВ хорошую оценку Ken для неделящихся ядер (кроме урана 233, 235 и плутония 239) даёт формула
Ken = 0.013 * 10 ^ (-24) * Na * Хо * Ее / Ef^(2) , (5)
где Na = 6.02*10^(23) – число Авогадро, Хо – эффективный пробег электрона в веществе в г/см2,
Ef – энергия фотоядерной реакции – 7.4 МэВ для урана 238, Ее – энергия электрона.
Выход энергии на единицу мощности пучка электронов Ken / Eпуч увеличивается с ростом энергии ускоренных электронов до 30 МэВ и достигает насыщения при Ее > 40 МэВ.
При небольшой тепловой мощности мишени оптимальным будет ускоритель на 30 – 40 МэВ, а при высокой интенсивности пучка электронов оптимальным будет ускоритель до 100 МэВ. Для электронов с такой энергией пробег в веществе больше.
Рассмотрим качественно процесс выхода нейтронов в зависимости от спектра тормозного излучения.
В реакции (gamma, n) на ядрах урана 238 наблюдается широкий Гигантский резонанс (ГР). Гигантский резонанс выражается резким увеличением сечения реакции (gamma, n) от энергии
гамма - квантов и, как следствие, сгущением интенсивности выхода нейтронов в его зоне. Энергии этих нейтронов меньше энергии инициирующих гамма - квантов, как минимум, на энергию связи - 7,4 МэВ. В области Гигантского резонанса урана 238 наблюдается увеличение выхода нейтронов с энергиями от 8,6 до 2,6 МэВ, вследствие увеличения более чем в десять раз сечения реакции (y,n). Однако спад этого увеличения по краям не такой резкий, как у ГР других элементов.
У урана 238 максимум Гигантского резонанса около 13 МэВ и шириной 6 МэВ. По 3 МэВ в обе стороны. При этой энергии гамма - квантов сечение реакции (gamma, n) максимально и равно, по разным источникам, от 400 до 1800 миллибарн. С ростом энергии гамма - квантов выше зоны резонанса сечение этой реакции сначала уменьшается, но остается больше чем в зоне резонансов других элементов, а затем растёт. Начиная с энергий гамма - квантов более 15 МэВ возрастает сечение фотоядерной реакции (gamma, 2n). Выход нейтронов возрастает и за счёт увеличения сечения этой реакции. Насыщение выхода фотонейтронов для урана 238 начинается при энергии гамма - квантов около 30 МэВ. Следовательно, разгон электронов до 50 МэВ, вроде бы, вполне достаточен. На первых 3-4 МэВ стабилизируется энергетический спектр тормозного гамма-излучения и достигает постоянства значений распределения интенсивностей. Уровень энергии квантов, приемлемых для наших целей, находится ниже 25 МэВ. Кажется, можно обойтись и ускорителем на 50 МэВ, но он не подходит по интенсивности гамма излучения. Причина – малый выход нейтронов. Поэтому выберем энергию тормозящихся электронов равной энергии в 100 МэВ. Так мы в два раза повысим интенсивность тормозного излучения и выход нейтронов в реакции (gamma.xn), где x > 2 .
Фотоядерная реакция гамма излучения происходит на ядрах урана 238 и создаёт поток нейтронов со сгущением интенсивности в области гамма – квантов энергии Гигантского резонанса. Часть потока нейтронов с энергией более 12 МэВ и выше вызывает затухающую цепную реакцию деления ядер урана 238. В делении ядер урана 238 с разной вероятностью участвуют и другие фотоядерные нейтроны с энергией выше 1,1 МэВ и гамма – кванты с энергией выше энергии порога деления. По данным некоторых экспериментов, при превышении порога деления (7 МэВ) энергией гамма - квантов, выход нейтронов возрастает на 30% за счёт реакции фотоделения. Делятся и ядра урана 235. Часть гамма и рентген квантов, не участвующих в фотоядерных реакциях, утилизируются в тепло в результате рассеяния и ионизации. В результате мишень становится источником тепловой энергии.
Для первого варианта требуется:
во-первых, выяснить целесообразность и реальность предложенного метода на сегодняшний день;
во-вторых, определить форму и массу мишени для полной утилизации энергии потока электронов и энергии, выделившейся в сопутствующих реакциях, доля которой в общей сумме – основная, и произвести оценку полученной и затраченной энергии.
Для второго и третьего вариантов требуется рассмотреть возможность создания производительного источника нейтронов на фотоядерной реакции тормозного излучения и бустера для использования в менее чем критических сборках на природном уране и уране обогащения более 5,56%.
Конструкция мишеней основывается на следующей ниже информации.
При энергии в единицы и десятки МэВ, пробег электрона в мишени из тяжелых атомов (уран, свинец, вольфрам) порядка миллиметров, а пробег гамма - кванта тормозного излучения той же энергии порядка сантиметров. Поэтому, при попадании электронов на тонкую мишень из тяжелых атомов, образуется тормозной непрерывный гамма и рентгеновский спектр с граничной энергией, определяемой равенством энергий гамма - кванта и электрона. Для изотопа урана 238 фотоны с энергией выше энергии связи 7,4 МэВ вступают в реакции (gamma, n), а, в случае превышения порога деления 7 МэВ, и в реакции фотоделения. В качестве мишени можно использовать просто слой урана, или тонкий (1 мм) слой вольфрама плюс толстый слой бериллия. Реакция
Be9 (gamma, n) He4 + He4 + n, порог - 1,67 МэВ.
Впрочем, понятие мишень в данном случае имеет ограниченный смысл, так как слои бомбардируемого гамма-лучами вещества должны быть довольно широки. В самом деле, гамма-лучи без заметного ослабления проходят довольно большие толщи вещества. Например, для ослабления пучка гамма-лучей с энергией 3 МэВ в е — 2,7 раза требуется слой металлического бериллия толщиной около 15 см. Очевидно, что выход фотонейтронов тем больше, чем толще слой бомбардируемого вещества, и для лучшего использования гамма-лучей необходимо применять слои бериллия в 10 – 20 сантиметров толщиной.
Преимущество вольфрам – бериллиевой мишени в том, что при выключении потока бомбардирующих электронов в мишени почти нет наведенной радиоактивности и ее можно перебирать вручную без особых предосторожностей.
Преимущество урановой – в более высоком выходе нейтронов. Выход нейтронов в реакции
(gamma, n) быстро растет с увеличением энергии электронов.

В случае урановой мишени для третьего варианта необходимо попытаться использовать часть спектра гамма - квантов ниже порога деления урана 238 а именно 7,0 МэВ – 1,67 МэВ, где велика их интенсивность. На эту зону приходится порядка 30% энергии тормозного излучения. Для этого применим бериллий. В мишени, перед зоной основных фотоядерных реакций, надо расположить слой бериллия, толщиной порядка 10 см, в котором пойдёт фотоядерная реакция образования нейтрона с порогом 1,67 МэВ и реакция (n,2n) с порогом 2 МэВ. Часть этих нейтронов низких энергий стимулирует реакцию деления урана 235. Высокоэнергичная часть нейтронов - реакцию деления урана 238. Толщина слоя бериллия не должна препятствовать проникновения гамма - квантов с энергией выше 7,4 МэВ в урановую мишень. Спектр энергий фотонейтронов будет от 92,6 МэВ до 0 МэВ для урана 238, от 94 МэВ до 0 МэВ для урана 235. Узкая направленность тормозного излучения уменьшит количество потребного бериллия.
Устройство ( разработка и изготовление) мишени, производящей нейтроны для бустера от электронного инжектора не представляет трудностей, если тепловая мощность мишени не превосходит 10 кВт. Проблемы возникают при использовании сильноточных инжекторов –ускорителей, когда в мишени выделяется 100 - 200 кВт тепла. Суть их в следующем:
1) для интенсивного охлаждения мишени требуется значительный объём в центре активной зоны, что ухудшает нейтронно-физические характеристики активной зоны;
2) тепловой удар в веществе мишени вызываёт значительные динамические напряжения, избежать которых вероятно невозможно, даже дробя мишень на мелкие детали, по причине коротких (0,1- 1мкс ) импульсов выделения тепла:
3) отвод тепла от мишени жидким теплоносителем (вода и др.) и покрытие ТВЭЛ мишени герметизирующим материалом, уменьшают выход нейтронов.
Однако, при использовании инжекторов электронов и мишеней для управления и регулирования мощности энергетических реакторов, эти проблемы вполне решаемы.
За последние 20 лет в создании линейных ускорителей электронов произошёл большой прогресс.
Теперь электроны разгоняют не на бегущей, а на стоячей волне. Источник волны – новые, экономичные пролётные клистроны, заменившие блоки многочисленных магнетронов, потреблявших многие, теперь лишние, затрачиваемые на образование бегущей волны, киловатты мощности. Существенно понизилась их цена. Применяется модульный, многосекционный разгон электронов. Ускорители на высокие энергии строятся из нескольких секций на более низкие энергии. Разгон стал короче и экономичнее. Короче по длине ускоряющей секции и экономичнее по емкости материалов и затрачиваемой на ускорение энергии. Существенно возросла сила тока современных линейных ускорителей. Как у ускорителей непрерывного действия, так и у импульсных ускорителей. Например, в США выпускается секция на энергию 20 МэВ, непрерывного действия, силой электронного тока до 2 мили ампер. Стандартное сопряжение таких секций позволяет быстро создать ускоритель на энергию в 100 МэВ. Выросла и надёжность линейных электронных ускорителей. Многие из них рассчитаны на работу в непрерывном режиме. В настоящее время в развитых странах большинство медицинских, научных и технологических потребностей в гамма - излучении обеспечивается за счёт применения электронных ускорителей.
Сила тока электронов в серийных, импульсных, линейных ускорителях электронов на энергию 100 МэВ зачастую превосходит 200 мили - ампер в импульсе, и может достигать даже нескольких ампер в уникальных экземплярах, то есть довольно большая. Длительность импульса от 20 наносекунд до 10 микросекунд при скважности 1:1000. Скважность можно менять. Можно менять и ток в пучке. Средний ток около 2 мили – ампер, или порядка 1,25*10^16 электронов в секунду. 200 киловатт в пучке. Соответственно высока интенсивность тормозного гамма излучения. После фотоядерных реакций поток всех /с энергиями от 92,6 МэВ до 0/ нейтронов из мишени будет, согласно второй части предпосылок, в 20 раз менее плотным, чем поток электронов в импульсе, а в среднем 6,25*10^14 нейтронов в секунду. Более поздние расчёты уменьшили число раз до 16,57 для мишени из урана 238. Получим 7,3*10^14 нейтронов в секунду.
Для реализации 1 Мега джоуля тепла понадобится 3,15*10^16 делений! Предположим, что почти все фотоядерные нейтроны вызывают деление, и наш делящийся образец состоит из урана 235. Хотя это далеко не так. Но, были и такие проекты получения энергии от выжигания оружейного урана и плутония в образцах глубоко менее чем критической массы. Тогда необходимое число нейтронов с учётом сечений всех реакций будет примерно 3,78*10^16. Если на 16,57 ускоренных электронов имеем в среднем выход 1 фотонейтрона, то требуемое количество ускоренных электронов равно 1*10^17 или 1, 1*10^(-1) кулона. А энергия такого пучка электронов 1,6*10^(-11) *6,25*10^(17)= 10^7 джоулей. То есть при выделении от реакции деления 1 мега джоуля в мишени нужно затратить 10 мега джоулей в пучке, которые утилизируются в тепло в той же мишени. Один этот факт заставляет усомниться в целесообразности использования предложенного метода непосредственно для получения энергии деления ядер. Ибо один добавочный мега джоуль в мишени не покроет затрат на производства 10 мега джоулей в мишени. Вообще, возможность использования, как основной, реакции деления нейтронами ядер урана 238 для получения энергии, сводит на нет малое сечение выхода фотонейтронов с энергией Еn порядка 14 МэВ. С компенсацией энергии связи потребная энергия тормозных гамма – квантов должна быть больше 22,5 МэВ. Потребная энергия попадет в зону слабой интенсивности тормозного излучения, так как энергетический спектр тормозного излучения пропорционален 1/ Eg , где Eg – энергия тормозного фотона.
Интенсивность потоков фотонейтронов разных энергий составляет: 4•1013 МэВ-1с-1 при энергии нейтронов 1 МэВ и 4•1010 МэВ-1с-1 при энергии нейтронов 14 МэВ. Это результаты проведённых экспериментов по получению фотонейтронов с помощью ускорителей электронов. Поэтому и предлагают использовать ускорители электронов с энергией 100 МэВ, чтобы увеличить плотность тормозного излучения. Никакой набор реакций в мишени, кроме, цепной, само – поддерживающейся реакции деления, не устранит дефицит нейтронов в три порядка. Но такой реакции для урана 238 нет.
Подобные этому расчеты для получения энергии от протонных синхротронов на энергию 1 ГэВ при выходе нейтронов к протонам как 40:1 также заставляют искать подходящие для реакций испарения и скалывания нейтронов мишени. Чтобы общий выход нейтронов из мишени стал рентабельным для получения энергии от деления хотя бы природного урана. Не говоря уже об уране 238. Действительно, рассмотрим предыдущий пример с выжиганием в реакции вынужденного деления образца урана высокого обогащения изотопом 235. Образец глубоко менее чем критичен. Для производства 3,78*10^16 нейтронов потребуется 9,45*10^14 протонов с энергией 1 ГэВ. Энергия такого пучка протонов 1,51*10^5 джоулей. На один мега джоуль энергии выхода. Вроде рентабельно? Но сколько энергии надо затратить для получения такого пучка?
Интересно получение энергии деления от слабо менее чем критичной сборки на уране или плутонии высокого обогащения потоками нейтронов от генератора на основе ускорителя электронов. В условиях космоса, под водой, на кораблях и в труднодоступных районах, где требуются компактные мощные источники энергии. По сути это те же импульсные реакторы периодического действия, используемые для получения энергии.
Вы спросите: а, зачем тогда другие варианты?
Условием критичности и работы на постоянной мощности любого реактора на СЦР деления атомных ядер является равенство единице эффективного коэффициента размножения нейтронов, или
Keff = 1 . (6)
Или
Kбеск. * Pутечки = 1 , (7)
где Kбеск. есть коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде, а Pутечки есть вероятность избежать утечки нейтронов за пределы конкретного реактора.
Иная запись этого условия
Kмгн + betta = 1 , (Cool
где Kмгн – эффективный коэффициент размножения на мгновенных нейтронах, betta – доля запаздывающих нейтронов.
Эти равенства должны выполняться в среднем за время жизни нескольких, смежных поколений нейтронов деления в реакторе постоянно. Их физический смысл состоит в среднем постоянстве числа нейтронов в поколениях нейтронов реактора. Ведение нейтронов извне, или введение внешних воздействий, стимулирующих возникновение дополнительных нейтронов, тождественно, по воздействию на реактор, процессу увеличения вероятности избежать утечки нейтронов и внесению положительной реактивности.
С другой стороны тепловая мощность реактора определяется интенсивностью процесса деления во всём объёме активной зоны. Поэтому тепловая мощность реактора:
Q=Eдел x Sf x Фср х Nят х Vак.з , (9)
где Eдел- энергия акта деления, Sf-сечение деления, Фср- средняя плотность нейтронного потока, Nят- концентрация делящихся ядер, Vак.з- объём активной зоны.
Так как Фср = Фсрq +/- фсрq, где Фсрq есть плотность потока нейтронов, соответствующая данной тепловой мощности Q , а фсрq есть максимальная флуктуация плотности нейтронного потока в течение периода реактора. Таким образом сторонний источник нейтронов должен своей производительностью не только обеспечивать среднее значение Keff = 1, но и обеспечивать превышение максимальной флуктуации плотности нейтронного потока при номинальной мощности реактора, как минимум в два раза по модулю. Это необходимо для эффективного регулирования реактора.
Существует много методов достижения критического состояния и поддержания реактора в этом состоянии. Энергетические реакторы работают, в основном, в стационарном, номинальном режиме при эффективном коэффициенте размножения на мгновенных нейтронах меньше единицы. И, только запаздывающие нейтроны поднимают общий эффективный коэффициент размножения до единицы и делают приемлемым для регулирования реактора время жизни поколения нейтронов деления. За время, равное Времени жизни поколения нейтронов в реакторе. Процесс деления ядер урана 235 есть процесс случайных событий. Поэтому, в принципе не важно, как будет обеспечено выполнение критичности. За счёт выполнения внутриреакторных материальных и конструктивных предпосылок СЦР, или за счёт внесения извне воздействия для появления дополнительных нейтронов. В виде периодического импульса или непрерывного потока нейтронов. Главное, чтобы поток истёкших из реактора нейтронов за время жизни поколения нейтронов был равен потоку добавленных в реактор нейтронов в номинальном режиме. Задача генератора нейтронов – обеспечить приток дополнительных нейтронов, равный утечке. При отключении генератора нейтронов реакция деления угасает по экспоненте. Технологии современных ускорителей электронов, позволяют создать генераторы нейтронов с необходимой производительностью. Важно также, чтобы источник нейтронов значительно не искажал нейтронное поле реактора.
В современных энергетических реакторах регулирование мощности происходит изменением поглощения нейтронов в реакторе. Таким образом вносится положительная или отрицательная реактивность, которая действует в течении нескольких, необходимых для регулирования, циклов времени жизни нейтронов деления. Аналогом внесения положительной или отрицательной реактивности для регулирования мощности реактора является изменение производительности генератора нейтронов. Оно возможно при изменении длительности импульса ускоряемых электронов и изменения скважности этих импульсов.
В случае непрерывного потока ускоряемых электронов, это плавное регулирование его плотности.
Современные технологические решения ускорительной техники электронов это позволяют.
Отключение генератора нейтронов вызывает весьма быстрый останов работы реактора. Следовательно, безопасность реактора значительно выше, чем у современных реакторов с регулирующими стержнями. Эффективность электронного регулирования зависит от потока вносимых в активную зону нейтронов и от того, какую часть от общего потока нейтронов в активной зоне вносимый поток составляет. От этого зависят скорость, устойчивость и диапазон регулирования мощности реактора.

Проявив смекалку, получаем, как бы, систему реакторов - вложенных друг в друга матрёшек:
УСКОРИТЕЛЬ ЭЛЕКТРОНОВ=> МИШЕНЬ => СЛАБО ПОДКРИТИЧЕСКАЯ СБОРКА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ - БУСТЕР ИЛИ ИМПУЛЬСНАЯ НАДКРИТИЧЕСКАЯ СИСТЕМА ПЕРИОДИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЯ С САМОГАШЕНИЕМ ИЛИ МОДЕРАЦИЕЙ РЕАКТИВНОСТИ => СЛАБО ПОДКРИТИЧЕСКАЯ СБОРКА НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ.
Каждая следующая подсистема является умножителем нейтронов для предыдущей, а последняя подсистема является основным источником энергии деления.
Такая система весьма безопасна по разгону и взрыву. Опасная положительная обратная связь по нейтронам в быстрой сборке легко подавляется конструкторскими решениями при проектировании. Применение ограничено выходной мощностью, пропорциональной плотности нейтронного потока в конечной сборке. Требования к величине силы тока электронов в ускорителе выше, а к энергии ускорения ниже, чем в первом варианте. Может оказаться так, что вполне хватит ускорителя электронов на 50 МэВ с большой силой электронного тока. Конкретный выбор энергии и силы тока ускорителя электронов зависит от мощности конечной сборки. Если мощность небольшая, энергия должна быть выше при небольшой силе тока, чтобы полнее использовать спектр тормозного излучения, и наоборот. Теплосъём и охлаждение такой системы можно сделать сплошным и водяным. Потому что энергетическая напряжённость активной зоны сборки на быстрых нейтронах будет гораздо меньше энергетической напряжённости активной зоны полноценного энергетического реактора на быстрых нейтронах с СЦР.

Во втором варианте рассматривается гомогенная размножающая среда из обогащённого урана. Обогащение изотопом 235 выше 5,56%. При граничном (5,56%) обогащении, возможна СЦР на быстрых нейтронах с энергией 0,1 -10 МэВ, в бесконечной такой среде. Если взять конечный образец из урана, с высоким обогащением изотопом 235, например 19,5 %, и поместить его в отражатель нейтронов, то можно получить сборку (активную зону) на быстрых нейтронах вполне приемлемых размеров. Эту сборку можно сделать слабо менее чем критической
( с Keff порядка 0,987 – 0,992 на мгновенных нейтронах), применив частичный отражатель. Применяя производительный источник быстрых нейтронов, можно добиться увеличения его потока нейтронов в 77 – 112 раз. Путь знакомый и понятный.
Есть и другой похожий путь. Это применение импульсной, более чем критичной сборки на быстрых нейтронах периодического действия. Другое название – импульсный реактор ИРПД. У такой сборки Keff не мгновенных нейтронах в диапазоне ( 0,993 – Отключение сборки; 1,009). Периодический запуск такого источника может обеспечить достаточный поток нейтронов для поддержания выделения значительной мощности во внешней менее чем критической сборке на природном уране. Запуск такой сборки необходимо сделать электрически управляемым, например, от электронного ускорителя и мишени, дающей нейтронную вспышку. Вспышка запускает нарастающую цепную реакцию деления, которая развивается до возникновения быстрого внесения большой отрицательной реактивности или самогашения. Так будет обеспечена высокая безопасность системы. В такой системе главная проблема в надёжности работы импульсной сборки, при многократном включении, и в отводе тепла от неё. Физика и техника импульсных реакторов созданы и совершенствуются в целях получения плотных потоков нейтронов для исследовательских целей и наработки изотопов. В ядерной энергетике импульсные реакторы пока не применяются.

По третьему варианту востребованы все сгенерированные нейтроны.
Возможно использование ускорителя электронов для поддержания процесса деления в менее чем критических водяных, гетерогенных сборках на природном или слабо обогащённом уране с Kef = 0,991 – 0,993 на мгновенных нейтронах. В этом случае реактор выводится на номинальную мощность обычным способом – работой СУЗ. Затем быстро вносится отрицательное приращение Kef, и включается генератор нейтронов. Экономически это самый приемлемый вариант. Подобные сборки работают на тепловых нейтронах. Задача заключается в создании источника с интенсивным потоком нейтронов в сборке, компенсирующем внесённое отрицательное приращение Kef при работе в режиме выдачи номинальной мощности. В нижней части Гигантского резонанса для урана 238 энергия фотонейтронов порядка 2,6 МэВ – близка к среднестатистической энергии в реакторе на медленных нейтронах. Резон сделать упор на использование фотонейтронов с энергией Гигантского резонанса за счёт увеличения силы электронного тока в пучке. Для их получения вроде бы целесообразно использовать индукционные ускорители на меньшие энергии ускоряемых электронов, которые можно сделать более сильноточными, чем линейные ускорители на большую энергию. Их ток достигает сотен ампер в импульсе. Такие ускорители реализовать легче и дешевле. Следовательно, вполне может хватить ускорителя на 40 МэВ, и, даже на 30 МэВ. Согласно (1) имеем 82% и 78% энергии пучка электронов в тормозном излучении. Поток электронов образует в мишени гамма - рентгеновский спектр, фотоны которого вызывают реакции (gamma,n) и (gamma, f) – фотоядерные реакции урана 238 в области сечений так называемого «гигантского резонанса», и ниже. Эти реакции лежат в основе первичного источника нейтронов в мишени. Гигантский резонанс выражается сгущением выхода нейтронов в его зоне. Энергии этих нейтронов меньше энергии инициирующих гамма - квантов, как минимум, на энергию связи -7,4 МэВ у урана 238, 6 МэВ у урана 235. Для безопасного регулирования и управления реактора большой мощности можно затратить большую мощность на получение дополнительных нейтронов.
Главная деталь такой системы - мишень ускорителя, генерирующая нейтроны.
В мишени целесообразно использовать максимально весь спектр гамма-излучения для получения нейтронов, в том числе и его мягкую составляющую. В простейшей версии это мишень из вольфрама + бериллия, накрытая толстым слоем природного урана. В бериллиевой мишени реализуется генерация нейтронов из мягкой части спектра тормозного излучения с энергией от 7,4 до 1,67 МэВ. В урановом слое происходят фотоядерные реакции с выходом нейтронов на ядрах в уране 238 и 235. Реакции деления урана 235 и урана 238 фотонейтронами, в том числе и из слоя бериллия, дают дополнительный выход нейтронов. Энергия нейтронов от 0 до 12,6 МэВ или от 0 до 32,6 МэВ в зависимости от энергии электронов из ускорителя. Вот тут и возникает вопрос об экономической целесообразности использования сильноточных индукционных ускорителей на более низкие энергии. Энергия пучка электронов будет преобразовываться в мишени в тепло, гамма и рентгеновское излучение. Затем часть излучения превратится в нейтроны, а остальная часть в тепло. Выход полезного для генерации нейтронов излучения меньше, а затраты энергии выше в случае ускорения электронов на более низкие энергии. Надо учитывать необходимые, вносимые генератором, мощность и реактивность по отношению к общей номинальной мощности реактора и просчитывать затраты в каждом конкретном случае.
Мишень для индукционного электронного ускорителя на 40 МэВ ЛИУ-30 есть диск, диаметром 300 мм, имеющий два слоя. Первый слой из вольфрама, где генерируется тормозное излучение, толщиной 3 мм, второй слой из двуокиси природного урана, где происходят фотоядерные реакции и реакции деления ядер, толщиной 40 мм.
Более продвинутая, близкая к бустерной, мишень: после слоя бериллия идёт слой природного урана – основная мишень для фотоядерных реакций, после слоя природного урана идёт слой высоко обогащённого урана - размножающий бустер. С подобной мишенью можно достигнуть выхода нейтронов по отношению к электронам 1:1 и выше за счёт реакции деления урана 235.В этом случае важна не энергия нейтронов, а их количество. Соответственно возрастёт мощность сборки и поток нейтронов.
У автора имеются оригинальные разработки таких комбинированных мишеней.


Иллюстрацией сказанного может быть получение менее чем критического реактора на природном уране, управляемого силой тока пучка электронного ускорителя для клинических целей. Возьмём для примера 100-литровую менее чем критическую сборку из стержней природного урана 1-сантиметровой толщины в тонкой оболочке из нержавеющей стали и обычной воды в качестве замедлителя и отражателя. Отношение концентрации воды к концентрации урана 1,4. Это довольно простая и недорогая экспериментальная установка. Сборка цилиндрическая, h/D=0,924, где h<=48 см - высота, D<=52см - диаметр. Параметры такой сборки: Keff=0,98 и T=6,7*10^(-5) сек при коэффициенте сохранения от утечки быстрых нейтронов Pутечки=0,7. То есть сборка некритичная, и самоподдерживающейся цепной реакции нет (Keff <1). Полное число нейтронов в активной зоне вычисляется по формуле

N = Q * P * T / [1 - Keff]. (9)

Положим для определённости в качестве внешнего источник нейтронов с потоком Q= 10^8 нейтронов в секунду. Поток источника Q=10^8 нейтронов в секунду может быть обеспечен набором обычных радий - бериллиевых источников или Pu238 - бериллиевым источником. Тогда полное число нейтронов в активной зоне равно
N = (10^Cool*(0,7)*(6,7*10^-5)/0,02 = 2,35*10^5 нейтронов.
Средняя скорость нейтронов по распределению Максвелла при комнатной температуре есть v=(2,2*10^5)*(1,128) = 2,48*10^5 см/сек. Vol – объём активной зоны. Поэтому плотность потока нейтронов равна


Ф = (N/Vol)*v = (2,35*10^5)*(2,48*10^5)/10^5 = 5,83*10^5 н/[(cм^2)*сек] (10)

Полная скорость генерации быстрых нейтронов равна (10^Cool/0,02 = 5*10^9 нейтронов в секунду.
Соотношение для отношения общего потока нейтронов в сборки к потоку источника, равно отношению тепловой мощности сборки к тепловой мощности источника при условии одинакового механизма производства нейтронов в сборке и в источнике, выводится как сумма бесконечно убывающей геометрической прогрессии: суммарное
N (общее) = Q*[1 + k + (k^2) + (k^3) + (k^4) + …+ (k^{n -> бесконечность})] = Q/[1-Keff]. (11)

На 1 джоуль энергии деления (энергия одного деления равна 200 МэВ) в 1 секунду испускается
2,46*[1/{(200*10^6)*1,6*10^(-19)}]=(3,3*10^10)*2,46=8,1*10^10 нейтронов.
Эквивалентная мощность сборки составляет (5*10^9)/(8,1*10^10)=0,062 ватта.
Пусть имеется необходимость использовать такую сборку в связке с линейным ускорителем и специальной мишенью в качестве источника нейтронов для захватной терапии злокачественных опухолей. Источником тормозного излучения для такой, системы может быть клинический электронный ускоритель с энергией ускоренных электронов 20 МэВ, облучающих комбинированную толстую урановую мишень. Выход энергии тормозного излучения от энергии пучка электронов ускорителя на 20 МэВ равен 70%. Описанная менее чем критическая сборка работает на медленных нейтронах и увеличивает плотность потока нейтронов от источника. Потребная для проектируемого аналога – амерециевого, солевого реактора МАРС. Тепловая мощность 10 киловатт, предложенного в Обнинске. Плотность нейтронного потока на выходе с торца реактора МАРС равна
3*10^9 нейтрон /(см^2*сек). Примем её, как цель наших расчётов. Определим потребный поток от источника нейтронов для достижения такой же плотности нейтронов в нашей сборке.
Qx = 10^8 * 3*10^9 / 5,83 *10^5 = 5,15*10^11 н /сек. Nx= 1,21*10^8 нейтронов.
Полная скорость генерации быстрых нейтронов равна 5,15*10^11/0,02 = 2,575*10^13 нейтронов в секунду.
Эквивалентная мощность сборки составляет (2,575*10^13)/(8,1*10^10)=317,9 ватта.
Без учёта тепла, рассеиваемого в мишени.
Возьмём конкретно медицинский ускоритель ЛУЭР 20М. Энергия ускоряемых электронов 20 МэВ, максимальная мощность пучка электронов 600 ватт. Средний электронный ток пучка
Iэл. ср = 600/{(20*10^6)*1,6*10^(-19)} = 1,875 * 10^14 электрон / сек = 3*10^(-5) ампера.
Выход нейтронов с вольфрам - бериллий - урановой мишени к входу электронов 1:20. для ускорителя с мощностью электронного тока 600 ватт выход нейтронов 9,38*10^12 нейтронов в секунду, Iэл. ср - 30 микро ампер, эквивалентная мощность сборки составляет = 5790 ватта.
Число нейтронов в сборке 2.2*10^10, поток нейтронов плотностью Ф = 5,5*10^10 {1/[(cм^2)*сек]. Выход плутония = 0,01 кг в год при непрерывной работе. Видны значительные резервы по потоку нейтронов в системе. Это позволит получать в небольших количествах короткоживущие изотопы для других клинических целей на этой же установке при соблюдении мер радиационной безопасности.


Заключение.
Очевидно, что получение энергии вынужденного деления ядер урана 238 нейтронами, появившимися в фотоядерных реакциях от тормозного излучения электронов не рентабельно. Выжигание слабо подкритических сборок на уране или плутонии высокого обогащения фотонейтронами для получения энергии возможно, но требует отдельного подробного обсуждения.
Этот путь более перспективен, чем использование так называемого мокс – топлива. Глупо бодяжить природный уран плутонием высокого обогащения. Для использования такого сокровища надо создавать принципиально иные источники энергии.
Использование электронных ускорителей вместе с бустерами для поддержания безопасных режимов работы энергетических реакторов на СЦР возможно, а их безопасное регулирование – вполне реальная перспектива. Причём как реакторов на тепловых, так и на быстрых нейтронах
Я не призываю отказаться от традиционных средств регулирования реакторов на СЦР, а предлагает дополнить их новыми методами, повышающими безопасность. Предлагаемое направление повышения безопасности эксплуатации энергетических реакторов, безусловно, требует больших вложений на НИР, ОКР и внедрение. Но, наработанный на сегодня опыт по импульсным реакторам и бустерам в исследовательских центрах Росатома (Снежинск, Дубна и другие) позволит реализовать это направление достаточно быстро. Для малой ядерной энергетики, где используют реакторы с тепловой мощностью до 100 мВт, управление и регулирование этих реакторов вполне возможно на инжекторах нейтронов в составе ускоритель электронов – мишень. Возможно применение гетерогенных сборок на природном уране с водяным охлаждением.


Аксёнов В.Л. ИМПУЛЬСНЫЕ РЕАКТОРЫ ДЛЯ НЕЙТРОННЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ.
Бекман И.Н. ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА
Лукин А.В. ФИЗИКА ИМПУЛЬСНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.
И.С. Погребов, А.А. Снопков, В.А. Терёхин
Б.Г. Леваков, А.В. Лукин, Э.П. Магда,
ИМПУЛЬСНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
РФЯЦ ⎯ ВНИИТФ
Цвайфель П. ФИЗИКА РЕАКТОРОВ.
Сообщения об исследованиях, проводимых в ХФТИ в 2007-2012 годах.
Вернуться к началу
Показать сообщения:   
Начать новую тeму   Ответить на тeму    Список форумов www.proatom.ru -> Атомная энергетика Часовой пояс: GMT + 3
На страницу Пред.  1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8  След.
Страница 6 из 8

 
Перейти:  
Вы можете начинать тeмы
Вы можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах

Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Forums ©





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.10 секунды
Рейтинг@Mail.ru