РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах


Иное дело - термоядерная реакция. При её протекании носителями энергии являются нейтроны синтеза, обладающие большой энергией (14 МэВ) и огромной проникающей способностью. Их пробег в воздухе составляет сотни метров, но даже и в более плотных средах он достигает десятков сантиметров и даже метров. Поэтому объём зоны теплосъёма (бланкета) в термоядерном реакторе, в сравнении с реактором деления, огромен. И весь этот объём чудовищно радиоактивен - высокоэнергетичные нейтроны синтеза вызывают в нём интенсивные реакции активации ((и,у), (п,р), (n,a), (n,2n) и др, поскольку связь нуклонов в ядре не превосходит 8 Мэв), приводящие к «перерождению» стабильных ядер его материала в радиоактивные. Избежать этого принципиально невозможно. Нейтронное излучение создает очень сильную наведенную активность, в сотни, а то и тысячи раз большую, чем в атомном реакторе.

В термоядерном реакторе электрической мощностью 1000 Мвт (эл) (т. е. такой же, как у современных реакторов деления ВВЭР-1000 и РМБК-1000), где происходит около 1021 реакций синтеза в секунду, стационарно содержится до 1011 Кюри радиоактивности! Для сравнения укажем, что активность, выброшенная во внешнюю среду при аварии на ЧАЭС, оценивается величиной 5*107 Кюри, а полная радиоактивность, содержащаяся в реакторе деления типа ВВЭР или РБМК, не превышает 109 Кюри - соответственно, в 2000 и 100 раз меньше! Причём, в отличие от реактора деления, где подавляющая часть радиоактивных материалов локализована в относительно небольших твэлах, в термоядерном реакторе эти десятки миллиардов Кюри рассредоточены в большом (десятки кубометров) объёме бланкета. Как изолировать эту гору радиоактивного материала от внешней среды, что делать с ней после окончания эксплуатации термоядерного реактора - не понятно, особенно с учётом того, что среди продуктов нейтронной активации есть и весьма долгоживущие (например, б0Со - неизменный атрибут активации стальных конструкций). Любая замена элементов установки (особенно - реакционной камеры) приведет к большому количеству радиоактивных отходов. И всё это - при условии, что в бланкете содержатся лишь пассивные (неделящиеся) материалы. Если же, как предусматривается некоторыми концепциями, бланкет, для повышения кпд установки, будет содержать и делящиеся (торий, уран) вещества, то к радиоактивным продуктам активации добавится, разумеется, весь «традиционный букет» продуктов деления - в частности, 90Sr, 137Cs и 131I, известные своей высокой радиотоксичностью. Да и проблема биологической защиты от прямого действия самих нейтронов синтеза, выходящих за пределы объёма бланкета, весьма непроста. Геотермальная энергия В мире промышленное освоение геотермальных ресурсов началось после создания и пуска в Италии в 1916 г. геотермальной электростанции мощностью 7.5 МВт с тремя турбинами фирмы "Франко Този" мощностью по 2,5 МВт каждая. Однако широкое промышленное строительство геотермальных электростанций было развернуто только в 60-х гг. в США, Новой Зеландии, Японии, Исландии и других странах.

При работе токамака на дейтерии наибольшую опасность представляют: нейтронное излучение, рентгеновское (возникающее при электронной температуре выше 10бК, или 86.21 эВ, у - излучение наведённой искусственной радиоактивности и у - излучение, обусловленное торможением ускоренных электронов (Еу = 0.60 - 1.20 МэВ). Для нейтронов и у-излучения плазма прозрачна, их энергия утилизируется частично в конструкционных материалах токамака, вспомогательных системах вблизи токамака и полностью в материале (бетоне) стен, окружающих токамак. При работе токамака на протии опасность представляет рентгеновское излучение (возникающее при электронной температуре плазмы выше 10б К, или 86.21 эВ, а в случае аварии - у-излучение (Еу=12 МэВ), обусловленное торможением ускоренных электронов.


На главную