Pikap24.ru

Автомобильный журнал
0 просмотров
Рейтинг статьи
1 звезда2 звезды3 звезды4 звезды5 звезд
Загрузка...

Что такое ториевый двигатель

Что такое ториевый двигатель

Среди экологических услуг аналитической лаборатории Регионлаб важное место занимают радиологические исследования, а среди наших клиентов и партнеров есть множество организаций, деятельность которых относят к геологическим и геофизическим изысканиям. Поэтому мы хотим рассказать об одном интересном для будущего ядерной энергетики направлении: перспективах использования тория.

Немного предыстории

Со времен первобытного общества источники и значимость природных ресурсов для человечества менялись много раз: еда, железо, золото… Уже в течение двух веков основу экономики формируют энергоресурсы. В 19 веке главным энергоресурсом был уголь. Им обогревали дома, и тепло было главным. Позднее применили нефть и это привело к развитию автомобильного транспорта.

В последние 60-70 лет нефть и газ — основные энергоресурсы. И доля атома, ветра и солнца в мировой энергетике пока небольшая. Перспективы у энергии ветра и Солнца, как важнейшего источника электроэнергии для человечества, конечно, есть. Однако их нужно концентрировать в одном месте, а это затратно. Сейчас проще их использовать для небольших потребителей — отдельных домов и небольших поселений. Ветряки вместе с солнечными батареями способны закрыть лишь часть потребностей городов в электричестве.

Считаются перспективными и ядерные электростанции. Из-за их большой мощности. Но даже для них сырья хватит ненадолго: по данным исследователей от 2010 года, спрос мировой ядерной энергетики закрывался природным сырьем лишь на 60%. Остальные поставки шли со складских запасов переработанного в топливо для реакторов оружейного урана. К тому же данные Всемирной ядерной ассоциации указывают на возможность исчерпания запасов коммерческих складов уже в начале этого десятилетия.

На фоне роста мирового энергопотребления ожидается увеличение числа атомных электростанций. Например, на рубеже последних двух десятилетий половина новых реакторов запущены в Китае. Таким образом, возникающий недостаток сырья приводит к росту цен на природный уран. Увеличиваются суммарные расходы на геологическую разведку и добычу урана, растут инвестиции в эту сферу.

Однако население планеты, вспоминая тяжкий опыт аварий в Три-Майл-Айленд (1979г.), Чернобыле (1986г.) и Фукусиме (2011г.), видит угрозу в «атоме» и выступает против такого вектора развития мировой энергетики. Какой выход из ситуации предлагают исследователи и ученые?

Перспективный Торий

Самое приемлемое из существующих технологий – это электростанции и моторы, работающие на тории — слаборадиоактивном металле, химическом элементе, названном в честь скандинавского бога грома Тора.

Этот металл был исследован советскими учёными ещё в 1970-75 годах. Дело в том, что использовать его можно долго. А вместе с ним и горы радиоактивных отходов можно будет утилизировать, спокойно перерабатывая их в электроэнергию.
Американские учёные из компании Laser Power Systems разработали даже концепт автомобиля, работающего от этого топлива. Так одной заправки — в количестве восьми граммов — достаточно для ста лет работы машины!

Концепт автомобиля Thorium

Для сравнения — торий дает в 20 млн раз больше энергии, чем уголь или 1 грамм тория даст больше энергии, чем 28 тыс. литров бензина, а из 1 тонны тория можно получить столько же энергии, что из двухсот тонн урана.

Радиоактивных отходов такое топливо не оставляет. Остаётся только около 1% слаборадиоактивного шлака, который через 200 лет станет совсем безопасным. Кстати, инженеры, разрабатывающие для турбогенераторного двигателя технологию «ториевого лазера», утверждают, что опасаться излучения радиоактивного элемента в их двигателе не стоит:

Подумать только! И не нужно жечь нефть в таких количествах. Существующие ядерные электростанции можно переводить на это топливо с малыми затратами.

Если спроектировали даже легковой гоночный автомобиль на таком топливе, тем более выгодно будет перевести все большие машины на него. Создать малые энергетические установки для эксплуатации на труднодоступных территориях и регионах с суровым климатом. И даже отапливать дома.

Да, развитие солнечной и ветровой энергетики тоже сулит большую экономию. Но перспективы энергетики, основанной на тории, поражают.

Месторождения тория

Основным источником для добычи тория является минерал под названием монацит. В этом прочном и устойчивом к механическим повреждениям минерале обычно содержится 3,5-10% оксида тория.

В природе ториевой руды находится в несколько раз больше, чем залежей урана. Только в Америке этих залежей – на тысячу лет! Это из расчета существующей потребности в энергии. Также 30% залежей ториевой руды находится в Австралии и Индии. Известны месторождения в Норвегии, России, Бразилии, Пакистане и других странах.

Проблема использования

В месторождениях тория и кроется основная проблема его использования, а точнее проблема в его добыче. Процесс добычи тория производится сложнее и обходится дороже, чем добыча урана — вскрытие монацита более сложный процесс нежели вскрытие большинства урановых руд, к тому же в разработку урановых месторождений уже вложены и инвестируются огромные средства.

В заключение можно сказать, что споры и разногласия вокруг перспективы использования тория, вероятно будут продолжаться еще долго. Инвесторы не спешат покупать настолько новые технологии и пока сосредоточены на более доступных и традиционных.

Что такое Торий

  • Торий (Thorium), Th — химический элемент III группы Периодической системы Менделеева. Назван в честь Тора – могучего скандинавского бога грома.

Почему же в последние годы все больше и больше разговоров об этом металле?

Тория в земной коре в несколько раз больше чем природного урана, которые в настоящее время широко применяется в ядерной энергетике. И, по мнению многих ведущих специалистов в этой области, торий может составить серьезную конкуренцию урану. Одна тонна тория способна произвести количество энергии, что и 200 т урана или 3,5 млн. т угля.

Распад тория

В основном торий содержится в минерале под названием монацит. Монацит впервые был открыт в окрестностях г. Миасса Челябинской области в 1826г. И изначально был принят немецким минералогом Йохансом Менге за циркон. Кристаллы минерала он передал Густаву Розе и Иоганну Брейтгаупту на исследование. Немецкий минералог И. Брейтгаупт (1829) признал в нём ранее неизвестный новый минерал и назвал его монацитом — «…Название основано мною на примечательном свойстве сего ископаемого, появляющегося как совершенно уединенное вещество, что отличает его от всех известных минералов». В этом минерале обычно содержится от 3,5 до 10 % оксида тория (максимальное зафиксированное содержание – 28,2%, но бывают и практически бесториевые монациты) (ThO2) и 0,1-0,4% оксида урана (U3O8). В коренных породах чаще всего встречается в пегматитах, меньше в гранитах и гнейсах. Это достаточно прочный и устойчивый к механическим повреждениям минерал, поэтому при разрушении коренных пород переходит в россыпи.

Именно монацитовые пески являются основным источником добычи этого минерала. Главный тип монацитовых месторождений – современные прибрежно-морские россыпи.

Торий является очень рассеянным в земной коре элементом, и у него достаточно слабая способность собираться в значительные залежи, поэтому проблема поиска ториевых месторождений та же, что и у других месторождений редких металлов. Хорошо, что у компании Геолисс имеются практические наработки по поисковым признакам ториевых скоплений!

Читателей этой статьи интересует также:

Использование ВИЭ при строительстве жилья пока экономически нецелесообразно

Использование энергоэффективных технологий и возобновляемых источников энергии (ВИЭ) при строительстве жилья на текущий момент экономически нецелесообразно и не окупается, полагает коммерческий директор «РКС Девелопмент».

Ученые создали комплекс, позволяющий двукратно увеличить объемы добычи угля в Кузбассе

Разработка ученых Института угля Федерального исследовательского центра угля и углехимии СО РАН позволит вдвое повысить эффективность отработки угольных пластов, что.

Ирак и Китай договорились о строительстве солнечных электростанций

Министерство электроэнергетики Ирака и китайская компания PowerChina подписали меморандум о сотрудничестве в реализации проекта строительства солнечных электростанций мощностью 2 тыс.

Торий: спасет ли он планету от энергетического кризиса?

Элемент, названный в честь одного из главных скандинавских богов, может спасти человечество от энергетического кризиса, который поджидает нас в ближайшем будущем.

В 1815 году знаменитый шведский химик Йенс Якоб Берцелиус заявил об открытии нового элемента, который он назвал торием в честь Тора, бога-громовержца и сына верховного скандинавского бога Одина. Однако в 1825 году обнаружилось, что открытие это было ошибкой. Тем не менее название пригодилось — его Берцелиус дал новому элементу, который он обнаружил в 1828 году в одном из норвежских минералов (сейчас этот минерал называется торит). Этому элементу, возможно, предстоит большое будущее, где он сможет сыграть в атомной энергетике роль, не уступающую по важности главному ядерному топливу — урану.

Читать еще:  Что такое без топливный двигатель

Дальние родственники бомбы

Атомная энергетика, на которую сейчас возлагается столько надежд, — это побочная ветвь военных программ, основными целями которых было создание атомного оружия (а чуть позднее реакторов для подводных лодок). В качестве ядерного материала для изготовления бомб можно было выбрать из трех возможных вариантов: уран-235, плутоний-239 или уран-233.

Три источника ядерной энергии

Уран-235 содержится в природном уране в очень небольшом количестве — всего 0,7% (остальные 99,3% составляет изотоп 238), и его нужно выделить, а это дорогостоящий и сложный процесс. Плутоний-239 не существует в природе, его нужно нарабатывать, облучая нейтронами уран-238 в реакторе, а затем выделяя его из облученного урана. Таким же образом можно получать уран-233 путем облучения нейтронами тория-232.

Первые два способа в 1940-х годах были реализованы, а вот с третьим физики решили не возиться. Дело в том, что в процессе облучения тория-232 помимо полезного урана-233 образуется еще и вредная примесь — уран-232 с периодом полураспада в 74 года, цепочка распадов которого приводит к появлению таллия-208. Этот изотоп излучает высокоэнергетичные (жесткие) гамма-кванты, для защиты от которых требуются толстенные свинцовые плиты. Кроме того, жесткое гамма-излучение выводит из строя управляющие электронные цепи, без которых невозможно обойтись в конструкции оружия.

Радиоактивные родословные

Все радиоактивные изотопы, которые встречаются в природе в естественных условиях, принадлежат к одному из трех семейств (радиоактивных рядов). Каждый такой ряд — это цепочка ядер, связанных последовательным радиоактивным распадом. Родоначальники радиоактивных рядов — долгоживущие изотопы уран-238 (период полураспада 4,47 млрд лет), уран-235 (704 млн лет) и торий-232 (14,1 млрд лет). Цепочки заканчиваются стабильными изотопами свинца. Существует еще один ряд, начинающийся с нептуния-237, но период его полураспада слишком мал — всего лишь 2,14 млн лет, поэтому в природе он не встречается.

Ториевый цикл

Тем не менее о тории не совсем забыли. Еще в 1940-х годах Энрико Ферми предложил нарабатывать плутоний в реакторах на быстрых нейтронах (это более эффективно, чем на тепловых), что привело к созданию реакторов EBR-1 и EBR-2. В этих реакторах уран-235 или плутоний-239 являются источником нейтронов, превращающих уран-238 в плутоний-239. При этом плутония может образовываться больше, чем «сжигается» (в 1,3–1,4 раза), поэтому такие реакторы называются «размножителями».

Идеальная экосисистема

В 1960-х планировалось замкнуть ядерный цикл по урану и плутонию с использованием примерно 50% АЭС на тепловых реакторах и 50% на быстрых. Но разработка быстрых реакторов вызвала трудности, так что в настоящее время эксплуатируется лишь один такой реактор — БН-600 на Белоярской АЭС (и построен еще один — БН-800). Поэтому сбалансированную систему можно создать из ториевых тепловых реакторов и примерно 10% быстрых реакторов, которые будут восполнять недостающее топливо для тепловых.

Другая научная группа под руководством Юджина Вигнера предложила свой проект реактора-размножителя, но не на быстрых, а на тепловых нейтронах, с торием-232 в качестве облучаемого материала. Коэффициент воспроизводства при этом уменьшился, но конструкция была более безопасной. Однако существовала одна проблема. Ториевый топливный цикл выглядит таким образом. Поглощая нейтрон, торий-232 переходит в торий-233, который быстро превращается в протактиний-233, а он уже самопроизвольно распадается на уран-233 с периодом полураспада 27 дней. И вот в течение этого месяца протактиний будет поглощать нейтроны, мешая процессу наработки. Для решения этой проблемы хорошо бы вывести протактиний из реактора, но как это сделать? Ведь постоянная загрузка и выгрузка топлива сводит эффективность наработки почти к нулю. Вигнер предложил очень остроумное решение — реактор с жидким топливом в виде водного раствора солей урана. В 1952 году в Национальной лаборатории в Оак-Ридже под руководством ученика Вигнера, Элвина Вайнберга, был построен прототип такого реактора — Homogeneous Reactor Experiment (HRE-1). А вскоре появилась еще более интересная концепция, идеально подходившая для работы с торием: это реактор на расплавах солей, Molten-Salt Reactor Experiment. Топливо в виде фторида урана было растворено в расплаве фторидов лития, бериллия и циркония. MSRE проработал с 1965 по 1969 год, и хотя торий там не использовался, сама концепция оказалась вполне работоспособной: использование жидкого топлива повышает эффективность наработки и позволяет выводить из активной зоны вредные продукты распада.

Жидкосолевой реактор позволяет намного более гибко управлять топливным циклом, чем обычные тепловые станции, и использовать топливо с наибольшей эффективностью, выводя вредные продукты распада из активной зоны и добавляя новое топливо по мере необходимости

Путь наименьшего сопротивления

Тем не менее жидкосолевые реакторы (ЖСР) не получили распространения, поскольку обычные тепловые реакторы на уране оказались дешевле. Мировая атомная энергетика пошла по наиболее простому и дешевому пути, взяв за основу проверенные водо-водяные реакторы под давлением (ВВЭР), потомки тех, которые были сконструированы для подводных лодок, а также кипящие водо-водяные реакторы. Реакторы с графитовым замедлителем, такие как РБМК, представляют собой другую ветвь генеалогического древа — они происходят от реакторов для наработки плутония. «Основным топливом для этих реакторов является уран-235, но его запасы хотя и довольно значительны, тем не менее ограничены, — объясняет „Популярной механике“ начальник отдела системных стратегических исследований Научно-исследовательского центра „Курчатовский институт“ Станислав Субботин. — Этот вопрос начал рассматриваться еще в 1960-х годах, и тогда планируемым решением этой проблемы считалось введение в ядерный топливный цикл отвального урана-238, запасов которого почти в 200 раз больше. Для этого планировалось построить множество реакторов на быстрых нейтронах, которые бы нарабатывали плутоний с коэффициентом воспроизводства 1,3–1,4, чтобы избыток можно было использовать для питания тепловых реакторов. Быстрый реактор БН-600 был запущен на Белоярской АЭС — правда, не в режиме бридера. Недавно там же был построен и еще один — БН-800. Но для построения эффективной экосистемы атомной энергетики таких реакторов нужно примерно 50%».

Нуклидная логистика

На производство 1 ГВт в течение года требуется:

250 т природного урана (содержат 1,75 т урана-235) требуется добыть

215 т обедненного урана (в том числе 0,6 т урана-235) уходят в отвалы

35 т обогащенного урана (из них 1,15 т урана-235) загружаются в реактор

Отработанное топливо содержит 33,4 т урана-238, 0,3 т урана-235, 0,3 т плутония-239, 1 т продуктов распада

Торий

1 т тория-232 при загрузке в жидкосолевой реактор полностью конвертируется в 1 т урана-233

1 т продуктов распада, из них 83% — короткоживущие изотопы (распадаются до стабильных примерно за десять лет)

Могучий торий

Вот тут как раз на сцену и выходит торий. «Торий часто называют альтернативой урану-235, но это совершенно неправильно, — говорит Станислав Субботин. — Сам по себе торий, как и уран-238, вообще не является ядерным топливом. Однако, поместив его в нейтронное поле в самом обычном водо-водяном реакторе, можно получить отличное топливо — уран-233, которое затем использовать для этого же самого реактора. То есть никаких переделок, никакого серьезного изменения существующей инфраструктуры не нужно. Еще один плюс тория — распространенность в природе: его запасы как минимум втрое превышают запасы урана. Кроме того, нет необходимости в разделении изотопов, поскольку при попутной добыче вместе с редкоземельными элементами встречается только торий-232. Опять же, при добыче урана происходит загрязнение окружающей местности относительно долгоживущим (период полураспада 3,8 суток) радоном-222 (в ряду тория радон-220 — короткоживущий, 55 секунд, и не успевает распространиться). Кроме того, торий имеет отличные термомеханические свойства: он тугоплавкий, менее склонен к растрескиванию и выделяет меньше радиоактивных газов при повреждении оболочки ТВЭЛ. Наработка урана-233 из тория в тепловых реакторах примерно в три раза более эффективна, чем плутония из урана-235, так что наличие как минимум половины таких реакторов в экосистеме атомной энергетики позволит замкнуть цикл по урану и плутонию. Правда, быстрые реакторы все равно будут нужны, поскольку коэффициент воспроизводства у ториевых реакторов не превышает единицы».

Читать еще:  Двигатель ваз 21127 описание характеристика

Так выглядит ториевый ядерный цикл, иллюстрирующий превращение тория в высокоэффективное ядерное топливо — уран-233

Однако у тория есть и один достаточно серьезный минус. При нейтронном облучении тория уран-233 оказывается загрязненным ураном-232, который испытывает цепочку распадов, приводящую к жесткому гамма-излучающему изотопу таллий-208. «Это сильно затрудняет работу по переработке топлива, — объясняет Станислав Субботин. — Но с другой стороны, облегчает обнаружение такого материала, уменьшая риск хищений. Кроме того, в замкнутом ядерном цикле и при автоматизированной обработке топлива это не имеет особого значения».

Плюсы и минусы

+ Тория на Земле в несколько раз больше, чем урана

+ Не нужно разделять изотопы

+ Радиоактивное заражение при добыче тория существенно меньше (за счет более короткоживущего радона)

+ Можно использовать уже существующие тепловые реакторы

+ Торий имеет лучшие термомеханические свойства, чем уран

+ Торий менее токсичен, чем уран

+ При использовании тория не образуются минорные актиниды (долгоживущие радиоактивные изотопы)

В процессе облучения тория образуются гамма-излучающие изотопы, что создает трудности при переработке топлива

Термоядерное зажигание

Эксперименты по использованию ториевых ТВЭЛов в тепловых реакторах ведутся в России и других странах — Норвегии, Китае, Индии, США. «Сейчас самое время вернуться к идее жидкосолевых реакторов, — считает Станислав Субботин. — Химия фторидов и фторидных расплавов хорошо изучена благодаря производству алюминия. Для тория реакторы на расплавах солей гораздо более эффективны, чем обычные водо-водяные, поскольку позволяют гибко производить загрузку и вывод продуктов распада из активной зоны реактора. Более того, с их помощью можно реализовать гибридные подходы, используя в качестве источника нейтронов не ядерное топливо, а термоядерные установки — хотя бы те же токамаки. К тому же жидкосолевой реактор позволяет решить проблему с минорными актинидами — долгоживущими изотопами америция, кюрия и нептуния (которые образуются в облученном топливе), „дожигая“ их в реакторе-мусорщике. Так что в перспективе нескольких десятилетий в атомной энергетике без тория нам не обойтись».

Производство энергии реакторами на расплаве солей

Одним из способов измерения возможностей производства энергии в данном процессе является использование показателя ERoEI , также известного как энергия, возвращаемая на вложенную энергию. По сути, это отношение энергии, которую мы можем извлечь из чего-либо, к количеству энергии, которое мы должны вложить в систему, чтобы получить эту энергию.

Солнечные панели имеют ERoEI около 10, что означает, что вы получаете в 10 раз больше вложенной энергии. Для ископаемого топлива, такого как уголь, это число находится где-то между 18 и 43. Но как насчет реакторов на расплавленной соли? Их ERoEI оценивается примерно в 1200.

Выход энергии из одного реактора с расплавом солей является значительным и очень эффективным, что является веским аргументом в пользу использования этих типов реакторов.

Но ERoEI — не единственный способ оценить преимущества конкретного источника энергии. Вы также можете посмотреть, сколько сырья необходимо для производства определенного количества энергии. По сравнению с углем здесь пока мало конкуренции. Чтобы производить один гигаватт в год электроэнергии, угольной электростанции потребуется переработать более пятисот семидесяти километров составов, заполненных углем, в то время как реактор на расплавленной соли требует всего 1000 килограммов топлива, которым обычно является торий или уран.

Однако при любом ответвлении производства ядерной энергии обычно возникает много возражений, учитывая потенциальный ущерб окружающей среде и проблему утилизации ядерных отходов, которую необходимо решить.

Реализованные проекты

из Очерка истории ГНЦ РФ–ФЭИ (1946–2006 гг.)
А.П. Сорокин, Л.И. Кудинова, Ю.В. Фролов

В 1990-е годы американцы были поражены, когда выяснилось, что единственные в мире ядерные энергетические установки, выведенные в космос, созданы не в Курчатовском институте (где их разработки не были доведены до летных испытаний), а в Обнинске, в Физико-энергетическом институте. В США работали над решением тех же задач и знали, что это – установки наивысшей сложности, так как они объединяют в себе две самые технически сложные отрасли: космическую и реакторную.

Ядерные ракетные двигатели (ЯРД)

Работы по созданию ядерных реакторов для летательных аппаратов были начаты в Лаборатории «В» в начале 1950-х годов. Первыми такими установками стали ядерные ракетные двигатели (ЯРД) с большой силой тяги, использующие водород в качестве рабочего тела.

Инициаторами работ по ракетным двигателям были молодые и талантливые ученые И.И. Бондаренко и В.Я. Пупко. Подчеркнем, что эти двое, вчерашние выпускники МГУ, всего пару лет назад появившиеся в Лаборатории «В», стали заниматься разработкой своей идеи по своей же собственной инициативе, на первых порах – в свое свободное время, т. е. по вечерам и по ночам, невзирая на крайнюю загруженность основной работой. Вот так и было положено начало работам «по космосу» в институте. Они же выполнили первые оценочные характеристики ЯРД для баллистических ядерных ракет. Расчеты были проведены для водородного теплоносителя и других, более тяжелых рабочих тел (аммиак, спирт и др.). Эти оценки были в дальнейшем систематизированы в отчете «Баллистическая атомная ракета», выпущенном в 1954 г.

Руководство ФЭИ (вначале работы по ЯРД возглавлял Д.И. Блохинцев, а после его ухода – А.И. Лейпунский) подхватило идею и организовало обсуждение проекта ЯРД на самом высоком уровне; в нем участвовали А.П. Завенягин, С.П. Королев, В.П. Глушко, М.В. Келдыш, А.М. Люлька.

Предложенный ядерный ракетный двигатель мог создавать тягу на Земле около 200 тонн, при этом реактор использовался двухзонный, гомогенный. Выходная температура рабочего тела – водорода – перед соплом должна была составлять порядка 3000 К. Главное возражение ракетчиков вызвало использование водорода, который в жидком состоянии обладает аномально низкой плотностью и поэтому требует применения больших баков. К тому же водород в баках надо поддерживать в криогенном состоянии, что непросто. В ФЭИ были сделаны достаточно убедительные оценки веса и размеров баков и всей ракеты в целом и показана большая перспективность водорода в качестве рабочего тела ракет. ФЭИ настаивал на выборе именно этого рабочего тела для ЯРД, где это особенно перспективно, поскольку атомы водорода не смешиваются с более тяжелыми атомами кислорода в камере сгорания, как это требуется для обычных ракет. Тем не менее по настойчивому требованию ракетчиков были организованы совместные проработки ЯРД и баллистических ракет с традиционными рабочими телами (аммиак, гидразин, спирт и др.). В результате эти исследования лишь подтвердили правильность выбора водорода в качестве рабочего тела ЯРД.

Период разработки и испытаний – 1961–1984 гг.

  • Тепловая мощность – 42 МВт
  • Удельный импульс – 870 с
  • Расход водорода – 2 кг/с
  • Температура водорода на выходе – 2600 К

В 1956–1965 гг. в ФЭИ совместно с ОКБ-456 (В.П. Глушко) и НИИ-1 (М.В. Келдыш) были рассмотрены варианты двигательных и испытательных реакторов с различными замедлителями и выработаны оптимальные способы и пути решения проблемы разработки ЯРД. Позднее, стремясь к применению минимальной по масштабу ракеты небольшой тяги, ученые ФЭИ начали проработки малогабаритных гетерогенных реакторов с гидридом циркония в качестве замедлителя и бериллиевым отражателем, в которых каналы с твэлами отделялись от замедлителя мощной волокнистой термоизоляцией из графита. Именно такого типа реакторы на тягу 3,6 тонны (ИР-100, или более позднее название ИРГИТ) в конце 1970-х – начале 1980-х годов прошли огневые испытания на стендовой базе «Байкал» около г. Семипалатинска. Эти испытания показали весьма обнадеживающие результаты.

Другим направлением разработок ядерных двигателей для летательных аппаратов в ФЭИ явились начатые в 1954 г. исследования по возможности создания авиационных ядерных силовых установок (АЯСУ) с жидкометаллическим теплоносителем (натрий, литий) в реакторном контуре. То есть речь уже шла об установке реакторов на самолетах. Первые расчеты такой установки были представлены в 1954 г. и направлены разработчикам авиационной техники. В дальнейшем были проведены различные проработки авиационных установок для экспериментального самолета ТУ-119 (на базе стратегического бомбардировщика ТУ-95), противолодочного самолета АН-22 и других, создан ряд предэскизных проектов. Однако, когда в ОКБ А.Н. Туполева была проведена проработка проекта самолета ТУ-95 с такой установкой, затраты на его создание были оценены в размере 1 миллиарда рублей, поэтому из-за высокой стоимости в финансировании работ было отказано.

Читать еще:  Что такое турбованый двигатель

Бортовые космические ЯЭУ

Еще более важным направлением работ стало создание бортовых космических ЯЭУ. Исследования по этой проблеме в ФЭИ начались в 1956 г., когда стало известно, что в ОКБ-1 (С.П. Королев) разрабатывается ракета-носитель Р-7, способная вывести на орбиту искусственного спутника Земли относительно большой груз. У сотрудников ФЭИ во главе с И.И. Бондаренко возникла идея о возможности запуска в космос спутника, имеющего на борту ЯЭУ. Идея была поддержана А.И. Лейпунским. С.П. Королев также поддержал это предложение и включил пункт о разработке космической ЯЭУ в Постановление ЦК КПСС и СМ СССР по созданию мощной ракеты-носителя, предназначенной, в частности, для полета на Луну. ФЭИ был назначен научным руководителем работ. После проработок ЯЭУ с машинным преобразованием энергии (ртутный и калиевый пар, газотурбинная схема) и других вариантов предпочтение было отдано схеме прямого преобразования с полупроводниковыми элементами.

Космическая термоэлектрическая установка ЯЭУ БУК

Космическая термоэлектрическая установка получила наименование ЯЭУ БУК. Для нее был разработан малогабаритный ядерный реактор на быстрых нейтронах с находящимся вне реактора термоэлектрическим генератором на полупроводниках. Активная зона реактора заключена в тонкий шестигранный корпус, в котором устанавливались в плотной упаковке 37 твэлов. Каждый содержал блочки из уран-молибденового сплава и торцевые бериллиевые отражатели. За корпусом размещался бериллиевый отражатель, в котором параллельно перемещались бериллиевые стержни – органы регулирования. Отражатель был выполнен в виде отдельных деталей, стянутых тремя стальными лентами; при аварийном вхождении в атмосферу из космоса эти ленты перегорают и отражатель разваливается. Физика реактора отрабатывалась в ФЭИ на специально созданном критическом стенде, а твэлы испытывались на ресурс в ампульном канале реактора Первой АЭС.

Первые летные испытания состоялись 3 октября 1970 г. на космическом аппарате «Космос-367». Всего было выполнено 33 запуска ЯЭУ БУК в космос на околоземные орбиты в составе космических аппаратов боевой системы военно-морской космической разведки. Каждая установка проработала разное время на орбитах на высоте 280-240 километров (апогей-перигей) и выработала полезную электрическую мощность 2,3-2,5 кВт. Максимальный наработанный ресурс у одной установки составил 135 суток. Последний космический аппарат с ЯЭУ БУК («Космос-1933») был запущен на орбиту искусственного спутника 15 марта 1988 г., после чего запуски прекращены.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ

Параллельно в институте были проведены широкие исследования по созданию реактора-преобразователя с более перспективным – термоэмиссионным – принципом прямого преобразования энергии. Термоэмиссионное преобразование по сравнению с термоэлектрическим позволяет увеличить КПД, повысить ресурс и улучшить массогабаритные характеристики энергоустановки и космического аппарата в целом. В результате в ФЭИ был создан первый в мире термоэмиссионный реактор-преобразователь на промежуточных нейтронах ТОПАЗ.

Разработка термоэмиссионных ядерных установок началась в 1958 г., когда стало известно о готовящихся в Лос-Аламосской национальной лаборатории США реакторных экспериментах с одноэлементными образцами электрогенерирующих элементов. У истоков развития проблемы термоэмиссии в СССР также стояли И.И. Бондаренко и В.Я. Пупко, сумевшие заинтересовать этой задачей группу энтузиастов в ФЭИ и за его пределами (ПО «Красная Звезда», «Энергия» и др.). Большой вклад в становление этого направления, в создание термоэмиссионной ЯЭУ ТОПАЗ, научно-исследовательской и испытательной базы для нее внес А.И. Лейпунский.

Для ресурсных испытаний электрогенерирующих каналов в 1962 г. в реакторе Первой АЭС была создана и стала эксплуатироваться «петля прямого преобразования». Для проведения наземных энергетических испытаний термоэмиссионных ЯЭУ в ФЭИ был сооружен уникальный испытательный стенд, оснащенный всеми системами для испытаний полноразмерных установок (вакуумная камера, отделение дистанционной резки, стапель сборки реактора и стапель общей сборки ЯЭУ в целом и др.).

Первый летный образец ЯЭУ ТОПАЗ был запущен в космос в качестве бортового источника электропитания на спутнике «Космос-1818» 2 февраля 1987 г. Ядерная энергоустановка проработала в космосе около полугода, до исчерпания имеющегося на борту запаса цезия. Второй образец ТОПАЗ (на «Космосе-1876») был запущен 10 июля 1987 г. на безопасную орбиту 813/797 км. Он проработал на этой орбите около года, также до исчерпания запаса цезия. Эти летные испытания, ставшие первыми (и единственными) в мире испытаниями ЯЭУ термоэмиссионного типа, были весьма высоко оценены мировой общественностью.

Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования физики реакторов-преобразователей и защиты космических ЯЭУ проводились в отделении В.Я. Пупко. Конструкторско-технологические и материаловедческие разработки термоэмиссионных электрогенерирующих каналов и их изготовление проведены в отделении В.А. Малыха, а работы по теплофизике и жидкометаллическому теплоносителю – в отделении В.И. Субботина. Большой вклад в создание космических ЯЭУ внесли А.А. Абагян, П.М. Бологов, А.А. Визгалов, И.М. Гусаков, А.И. Ельцов, И.П. Засорин, А.В. Зродников, В.И. Ионкин, И.В. Истомин, В.А. Линник, Ф.П. Раскач, Э.А. Стумбур, А.П. Трифонов, Ю.С. Юрьев и многие другие.

Проблема окончательного захоронения высокорадиоактивных отходов не решена ни в одной стране мира. Немецкие ученые работают над тем, чтобы сделать отходы менее радиоактивными. Это упростит проблему их захоронения.

В воскресенье 27 октября в Оснабрюке прошла торжественная церемония вручения Немецкой экологической премии. В этом году ее удостоились две предпринимательницы.

Сторонники новой технологии указывают на то, что, в отличие от сегодняшних урановых реакторов, в ториевом реакторе невозможно получение оружейного плутония, а, кроме того, его активная зона всегда находилась бы в подкритическом состоянии. Это, конечно, огромный плюс в плане безопасности: в аварийной ситуации достаточно отключить ускоритель, чтобы цепная реакция тотчас прекратилась.

Могильники не понадобятся

Правда, скептики опасаются, что и после остановки реактора остаточное тепловыделение может привести к расплавлению активной зоны, если система охлаждения выйдет из строя, как это произошло, скажем, на АЭС «Фукусима».

Но все же бесспорно главное и очень ценное свойство ториевого реактора заключается в том, что он не производит радиоактивных отходов с периодами полураспада, измеряемыми десятками или сотнями тысяч, а то и миллионами лет. «За время от 300 до 1000 лет радиоактивность всех этих отходов снизилась бы до уровня естественного природного фона», — говорит Карел Замец. Вопрос об устройстве специального могильника для захоронения таких отходов, скорее всего, просто отпал бы сам собой.

Таким образом, идея скомбинировать ускоритель и подкритический ториевый реактор, выдвинутая в конце 80-х годов прошлого века итальянским физиком, лауреатом нобелевской премии Карло Руббиа (Carlo Rubbia) и поначалу отвергнутая, переживает второе рождение. И даже начинает реализовываться на практике.

Вся проблема — в деньгах

В Бельгии уже построен один небольшой прототип такого реактора, вскоре к нему присоединится второй, побольше. Ведутся в этом направлении работы и в Индии, и в Китае, и в Норвегии. Но главное препятствие на пути распространения новой технологии — не технического, а финансового характера. Уже разработка специальных ускорителей протонов, способных обеспечить ториевые реакторы тепловыми нейтронами, обойдется в колоссальные суммы.

А ведь это только начало, говорит Карел Замец: «Я думаю, массу усилий и расходов потребует создание внешнего топливного цикла, то есть круговорота ядерного топлива. Производство топливных элементов и переработка отработавшего ядерного топлива — дело сложное, все же речь идет о радиоактивном материале, это в полной мере касается и тория. На создание внешнего топливного цикла для урановых реакторов были потрачены многие миллиарды долларов. Разработка такого же цикла для ториевых реакторов едва ли обойдется дешевле. В этом — вся проблема».

голоса
Рейтинг статьи
Ссылка на основную публикацию
ВсеИнструменты
Adblock
detector