Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
Что же такое ядерные релятивистские технологии (ЯРТ)

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1310 Совершенно не известно
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1430

СообщениеДобавлено: Пн Сен 14, 2015 6:28 pm    Заголовок сообщения: Что же такое ядерные релятивистские технологии (ЯРТ) Ответить с цитатой

URL http://aftershock.su/?q=node/332545

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


Системно и кратко о ядерных релятивистских технологиях (ЯРТ)
и Проекте «ЯРТ-ОЯТ», нацеленном на их реализацию

1. Актуальность и новизна Проекта «ЯРТ-ОЯТ»

Основным предназначением атомной энергетики является замещение энергетики, основанной на сжигании органического топлива.

Однако на сегодня доля атомной энергетики в мировом энергетическом балансе составляет менее 5%.

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

Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Проблема топливного обеспечения, т.е. нерешенность задачи вовлечения запасов отвального урана и тория в производство энергии.

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


Она основана на использовании быстрых реакторов для расширенного воспроизводства ядерного топлива и реализации замкнутого топливного цикла (ЗТЦ).

ЗТЦ предполагает проведение репроцессинга, т.е. полномасштабной радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ),

выделение из ОЯТ урана и наработанного плутония и возвращение их в производство энергии.

Репроцессинг сопровождается образованием несопоставимо большого (по сравнению с перерабатываемым ОЯТ) объема радиоактивных отходов.

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

Быстрые и тепловые реакторы,
составляющие основу принятой в России концепции развития атомной энергетики, работают на управляемой цепной реакции деления
(1-м промышленно освоенном способе производства нейтронов) со средней энергией нейтронов около или существенно ниже 0,2 МэВ.

Эта энергия определяется спектром нейтронов деления (средняя энергия нейтронов деления ~ 2 МэВ,
максимальная, практически значимая, ~ 10 МэВ) и конструкцией активной зоны.

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



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


На хранилище Юкка Маунтин (США), емкостью 70 000 т ОЯТ, было выделено ~ 96,2 млрд. долларов.

Т.е. стоимость обращения с ОЯТ составляет ~ 1374 $/кг только капитальных затрат, не считая транспортных и эксплуатационных.

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

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

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

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

В). Замкнутый цикл (пока не реализованный) -

радиохимическая переработка и выделение урана и плутония (для дальнейшего использования в качестве топлива реакторов),

а также выделение минорных актинидов (нептуний, америций, кюрий),
которые, как предполагается, будут в дальнейшем «пережигаться» в классических электроядерных
(в международной терминологии – Accelerator Driven Systems – ADS) системах.

Осколки деления планируется отправлять на длительную выдержку в хранилищах.

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

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

Проблема эффективной утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

стала в последние годы ключевой при обсуждении будущего глобальной энергетики.

Ведущие мировые державы начали серьезно рассматривать использование электроядерных систем в качестве альтернативного и перспективного метода решения этой проблемы.

На это, в частности, указывает начало практической реализации масштабного европейского проекта MYRRHA,
а также активная работа по формированию и разработке соответствующих национальных программ
в США, Китае, Индии, Японии и Южной Корее.




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

Внешним источником нейтронов является свинцовая или свинцово-висмутовая нейтронопроизводящая мишень ограниченного размера (как правило, в расчетах и экспериментах рассматриваются мишени O20?60 см),

размещаемая в центре подкритической активной зоны, в которую поступает узкий протонный пучок с энергией ~ 1 ГэВ из ускорителя.

Стартовая подкритичность активной зоны находится в диапазоне kэфф ~ 0,97?0,98 и обеспечивается «запальным» ураном
-235 с обогащением ~ 20%.

Предусматривается также наличие значительного (в разы) запаса по току ускорителя для компенсации выгорания ядерного горючего [3].

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

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

Электроядерный же способ производства нейтронов, в схеме ADS дает вклад в их (нейтронов) производство всего ~ нескольких процентов.

При этом экспериментально установлено, что полная энергетическая цена электроядерного нейтрона (без учета кпд ускорителя и кпд преобразования тепла в электричество) в этой схеме (ADS), - составляет ~ 42 МэВ.

Такая величина энергетической цены электроядерного нейтрона, в сочетании, естественно, с работой ADS на все том же, делительном, спектре нейтронов, а

также комплекс серьезных физико-технических проблем при попытках ее реализации (подробнее см. [4] стр. 10-23),

- вызывают вполне обоснованные сомнения представителей реакторного сообщества в перспективности этой схемы, даже на концептуальном уровне ее рассмотрения.

2. Запасов основного топлива современной атомной энергетики - 235U - в энергетическом эквиваленте не больше чем нефти и газа.

Большие запасы 238U и тория могут, в принципе, обеспечить будущее энергетики на тысячи лет.

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

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

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

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

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

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

Схема ЯРТ нацелена на формирование пучками релятивистских частиц максимально жесткого (простирающегося далеко за границы делительного) нейтронного спектра внутри глубоко подкритичной, квазибесконечной (обеспечивающей минимальную (< 5%) утечку нейтронов) активной зоны (АЗ), выполненной на основе природного (обедненного) урана,
тория, а также на основе ОЯТ.

Для реализации этой цели в схеме ЯРТ, в частности, предусматривается повышение энергии пучка релятивистских частиц с традиционной для классических электроядерных систем энергии ~ 1 ГэВ до уровня ~ 10 ГэВ.

Основные физико-технические принципы схемы ЯРТ
Использование глубоко подкритичной, квазибесконечной (обеспечивающей минимальную (< 5%) утечку нейтронов)

активной зоны (АЗ) из природного (обедненного) урана, тория, а также из ОЯТ.

Повышение энергии инициирующего пучка до ~ 10 ГэВ вместо ~ 1 ГэВ в традиционных электроядерных схемах.

Использование в качестве нейтронопроизводящей мишени материала АЗ.


Использование сканирующего (расходящегося) пучка для снижения на несколько порядков плотности энерговыделения в центральной области АЗ, служащей нейтронопроизводящей мишенью.


Реализация технологии компактного модульного трехмерного линейного ускорителя на теплых ускоряющих структурах с аномальной дисперсией (УЛОВ) для значительного повышения его полного кпд («от розетки»).

Применение для загрузки АЗ шаровых капсулированных тепловыделяющих элементов,
изготовленных на основе микротвэльной технологии, или жидких солей.

Использование технологии высокотемпературного гелиевого теплоносителя 1-го контура.

2. Ядерно-физические предпосылки схемы ЯРТ

Ключевыми ядерно-физическими принципами схемы ЯРТ являются три:

1) глубоко подкритичная АЗ, что и определяет выбор основного материала АЗ:
природный (обедненный) уран, торий, а также ОЯТ (Г.И. Марчуком еще в 1958 г.было показано[5],

что только в глубоко подкритичной системе можно перейти к спектру нейтронов, определяемому внешним источником нейтронов, т.е. получить существенно более жесткий, по сравнению с делительным, спектр нейтронов);

2) квазибесконечная АЗ;

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

Все остальные принципы схемы нацелены на практическую реализацию основной задачи.

Почему мы стремимся к максимально жесткому нейтронному спектру?

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

реакция деления (n, f), которая отвечает за непрерывную наработку продуктов деления, в т.ч. долгоживущих;

реакция радиационного захвата (n, ?), которая отвечает за непрерывную наработку актинидов, в частности изотопов плутония.

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

(Отмечу в скобках, что учет реакций (n,2n) и (n,3n) необходим для точного определения баланса нейтронов в традиционных реакторах, работающих на тонкой грани kэфф = 1.

В силу крайне малого количества в делительном спектре нейтронов с энергией выше ? 6,5 МэВ
(практический порог реакции (n,2n) в уране), влиянием этих реакций на состав осколков деления и актинидов в АЗ обычных реакторов, - можно пренебречь).

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

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

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

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

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

Эта идея вызвала серьезные возражения научной общественности, которые заключались в следующих утверждениях.
1. Невозможность получить энергетической эффективности такой системы без обогащения легкоделящимися материалами.

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

Первое утверждение обосновывалось расчетами на основе современных транспортных кодов, которые показывают, что коэффициент усиления мощности (КУМ) в квазибесконечных мишенях из обедненного и природного урана массой ~ 20-30 тонн не превышает 4,0 при энергиях пучка в диапазоне 1-10 ГэВ.

А для того, чтобы система работала на самообеспечении энергией, необходимо иметь КУМ ~ 7,0 при полном («от розетки») кпд ускорителя ~ 30% и кпд преобразования тепла в электричество ~ 50%.

Второе утверждение обосновывалось экспериментальными и расчетными результатами по выходу нейтронов, полученными на ограниченной «классической» электроядерной свинцовой мишени O20?60 см.

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

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

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

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

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

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

3) В уникальных экспериментах 1980-90-х годов в ЛВЭ ОИЯИ группой В.И. Юревича – Р.М. Яковлева [12] впервые были изучены не только выходы, но и энергетические характеристики нейтронного излучения из «классической» электроядерной свинцовой мишени O20?60 см при облучении ее протонами и дейтронами в диапазоне энергий от ~ 1 до ~ 3,7 ГэВ. В частности был определен выход высокоэнергетичной компоненты нейтронного излучения с энергией выше 20 МэВ.

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

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

Отметим, что при анализе результатов этих экспериментов, авторы отнесли влияние заряженных ?-мезонов на энергобаланс к потерям для нейтронообразования, что, по-видимому, связано с ограниченными размерами исследовавшейся мишени (O20?60 см). Однако, поскольку при энергии ~ 1 ГэВ количество испускаемых в каскаде заряженных ?-мезонов еще весьма мало, то величина доли энергии первичного протона, идущей в нейтронообразование (W / Еp), полученная для энергии 1 ГэВ, представляется достаточно близкой к истине.

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

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

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

3. Ядерно-физические основы схемы ЯРТ

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



Рис. 1.

(При этом, чем выше энергия (до уровня ~ 10-15 ГэВ), тем меньше доля ионизационных потерь первичной частицы на пути ее пробега до неупругого взаимодействия с ядрами мишени.

Соответственно, с ростом энергии релятивистская частица вступает в неупругое взаимодействие, потеряв значительно меньшую долю своей энергии из-за ионизационных потерь (~ 23% при энергии 1 ГэВ и менее 3% при энергии 10 ГэВ).

Иными словами,трансформация ее энергии в множественность каскадных частиц и их энергиюв результате неупругого соударения с ядрами мишени
- произойдет существенно более эффективно при большей энергии. А именно, с ростом энергии первичной частицы возрастает доля ее энергии, идущей на нейтронообразование [7]).

Очевидно, что ливневые частицы (высокоэнергетичные нейтроны, протоны и ?-мезоны), уносящие значительную долю энергии первичной частицы и распространяющиеся в конусе с углом <300> 20 МэВ) компоненты нейтронов утечки, т.е. происходит значительное ужесточение нейтронного спектра.

Эти результаты указывают на перспективу существенного, опережающего рост энергии, размножения этих реакционно-способных нейтронов, с ростом энергии пучка в мишени значительно большего размера, и, соответственно, на перспективу роста коэффициента усиления с ростом энергии пучка в схеме ЯРТ.

Результаты по ужесточению нейтронного спектра также указывают на возможностьиспользования в качестве топлива ЯРТ-реактора материалов ОТВС, содержащих ОЯТ, при кардинальном снижении объемов их предварительной радиохимической переработки (переработка только газообразных продуктов, образующихся в ТВС).

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

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

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

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

В 2013 г. ПКК ОИЯИ по физике частиц утвердил продолжение этих работ в 2014?2016 г.г. в рамках проекта «Энергия и трансмутация ОЯТ. Часть II. Квазибесконечная мишень»

(Проект «Э и Т – ОЯТ»), подготовленного ЦФТП «Атомэнергомаш», ЛНФ, и ЛФВЭ ОИЯИ. Это решение было поддержано ПКК ОИЯИ по ядерной физике. Проект «Э и Т – ОЯТ»

направлен на создание экспериментальной установки «Буран», на базе имеющейся в ОИЯИ

и принадлежащей Курчатовскому институту квазибесконечной мишени из металлического обедненного урана массой ~ 21 т,
позволяющей полномасштабно моделировать ядерно-физические процессы в АЗ ЯРТ-реактора в его «стартовом» состоянии.

Создание установки «Буран» требует принципиально иных, несопоставимых с уровнем предыдущего Проекта «Э и Т – РАО», который выполнялся в основном на энтузиазме участников, - материальных и трудовых затрат,

а также принципиально иного уровня организации и финансирования этих работ. По сути, речь идет о создании бенчмарка мирового класса.

Без привлечения значительных внебюджетных (относительно бюджета ОИЯИ) источников финансирования - этот проект практически нереализуем.

(По предварительным оценкам стоимость организации и проведения комплекса работ составит ~ 1,5?2 млрд. руб.).

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

Ситуация усугубляется тем, что предварительные расчетные оценки показывают, что на пучках Нуклотрона ОИЯИ невозможно реализовать решение основных задач экспериментов и получение полного комплекса необходимых ядерных данных, - ввиду крайне низкого тока ускорителя - ? 1010 частиц в цикле.

Это делает необходимым проведение экспериментальных работ с квазибесконечной мишенью из металлического обедненного урана массой ~ 21 т на базе ускорителя У-70

и инфраструктуры ИФВЭ НИЦ «Курчатовский институт» (Протвино), который может обеспечить ~ 1012?1013 частиц за импульс.

Кроме того, в рамках проекта «Э и Т – ОЯТ»
невозможно получить ответы на большинство вопросов в целом ряде научно-технологических областей, определяющих реальную применимость схемы ЯРТ для крупномасштабной утилизации ОЯТ и производства энергии,

в частности, в реакторной технологии, в проблемах топливного цикла, тепло- массообмена в активной зоне и динамики ее состава, в создании ускорителей мегаваттного класса.

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

Фактически речь идет о создании, в конечном итоге, полномасштабной опытно-промышленной электроядерной энергоустановки, которая на старте при токе ускорителя ~ 1 мА и его энергии ~ 10 ГэВ может вырабатывать ~ 100 МВт электричества,

а при выходе на равновесную концентрацию легкоделящихся изотопов в АЗ – от 600 до 2000 МВт.

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

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

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

Концепция Проекта «ЯРТ-ОЯТ» и ее физико-техническое обоснование рассмотрены и поддержаны ведущими научными организациями Беларуси, Казахстана, России и Украины, в частности,

НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина», НИЦ «Курчатовский институт», Институтом физики им. Б.И. Степанова НАН Беларуси, ННЦ «Харьковский физико-технический институт», Институтом ядерной физики НЯЦ Республики Казахстан.

Например, в заключении НИЦ «Курчатовский институт» от 02.04.2015 г. на концепцию проекта «ЯРТ-ОЯТ», подготовленном по запросу ГК «Росатом»,

в частности сказано: «Представленная ЗАО «ЦФТП «Атомэнергомаш» Концепция Проекта «ЯРТ-ОЯТ», на наш взгляд, является хорошей основой для разработки комплексной международной инновационной Программы прикладных исследований и разработок.

Эта Программа может быть реализована как в рамках Комиссии государств-участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях (Комиссия «Атом – СНГ»),
или с более широким (Китай, Индия) международным участием, - так и исключительно на базе российских предприятий и организаций».

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

создание стратегического кода для стран-участниц, на основе которого будет возможно проводить расчеты и лицензирование реальных электроядерных систем;

технологии сильноточных ускорителей легких ионов мегаваттного класса на теплых ускоряющих структурах с аномальной дисперсией в 3D-геометрии (УЛОВ);

технологии релятивистского топливного цикла, включая комплекс вопросов микротвэльной технологии и технологий жидкосолевой АЗ;
технологии высокотемпературного гелиевого теплоносителя; -
что и определяет многоцелевой статус реактора «АЛЬБАТРОС».

Безусловно, полученные к настоящему времени результаты убедительноуказывают на перспективность основных принципов схемы ЯРТ для утилизации ОЯТ и производства энергии из ОЯТ, отвального урана и тория.

Однако, делать окончательные выводы, тем более количественные, о конкретныхэнергетических приложениях схемы ЯРТ было бы пока преждевременно, как минимум до получения комплекса экспериментальных результатов ядерно-физического блока работ 1-й фазы проекта «ЯРТ-ОЯТ»
в рамках бенчмарка мирового класса, который может быть создан

только на базе ИФВЭ НИЦ «Курчатовский институт».

Важным аспектом и итогом реализации как Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ», так и Проекта в целом, станет широкое вовлечение в решение задач молодых ученых и специалистов.

Это позволит обеспечить преемственность, а также формирование системы жизненных ценностей и целеполагания молодежи, адекватных задачам развития и процветания России.

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

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

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

6. Риски, проблемы и потенциальные конкуренты Проекта «ЯРТ-ОЯТ»
ГК «Росатом» всячески «заматывает» и блокирует продвижение этого инициативного прорывного проекта.

Если раньше все возражения его представителей базировались на принципе:

«Этого не может быть, потому что не может быть никогда», на основании чего блокировались все попытки получить хотя бы небольшое финансирование на проверку основных принципов схемы ЯРТ, то сейчас, после кулуарных слов:

«Это очень интересные результаты и перспективы» - следуют рассказы об известных финансовых проблемах.

А на официальном уровне ГК «Росатом» уже более 1,5 лет играет в «молчанку».

Главным риском как при реализации комплексной Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ», так и всего Проекта «ЯРТ-ОЯТ»,

- является затягивание времени с принятием решения о начале их реализации, и потеря, таким образом, имеющегося пока серьезного конкурентного преимущества России.

Тревожность ситуация усугубляется тем,
что, с одной стороны, мы сегодня на ~ 2 года опережаем потенциальных конкурентов, которыми являются, в первую очередь, США

(благо они, как и весь мир, идут пока путем классической, мало перспективной схемы электроядерного способа производства нейтронов – ADS).

Однако, с другой стороны, мы располагаем информацией, что в Фермилабе (США)
прорабатываются и продвигаются в DOE предложения по работам, аналогичным по физической сути блоку работ прикладных ядерно-физических исследований Программы НИОКР «ЯРТ-ОЯТ».

Причем работы в Фермилабе, по сути, инициированы нашими работами и результатами.

А финансовые возможности, оперативность принятия решений в интересах национальной безопасности, да и ускорительная база, и детекторные возможности, - у них гораздо серьезнее, чем в России.

Кроме того, уходят естественным образом, в силу возраста, из жизни носители ключевых идей, знаний, умений, технологий,

- усугубляется разрыв поколений, и теряются последние шансы на реализацию преемственности.

Уходят Люди, распадаются школы, а с ними шансы на возрождение науки и техники.

И потом никакими деньгами и заклинаниями об инновациях и модернизациях, а также надеждами, что вот придет талантливая молодежь, и все решит, - не решить многие сегодня еще решаемые задачи – потребуются десятилетия.


С учетом сложной финансово-экономической ситуации в России, и в тесно связанных с ней экономиках стран Евразийского Союза, - на сегодня нам представляется наиболее перспективным привлечение Китайской Народной Республики

к работам и финансированию Проекта.

Как нам представляется, это возможно было бы реализовать как на двухсторонней основе, так и в рамках Шанхайской организации сотрудничества.

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

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


Ориентировочный (оптимистичный) срок формирования Программы «ЯРТ-ОЯТ» на основе Концепции, включая:

детальную разработку и согласование планов и сметы работ; формирование организационной структуры;

заключение соответствующих межгосударственных договоров; выполнение предварительных работ по наиболее подготовленным направлениям Программы и т.п., - составит ~ 1,5 года

и потребует ориентировочных затрат (в зависимости от величины выделенных объемов финансирования предварительных работ по направлениям Программы)
от ~ 20,0 до ~ 200,0 млн. руб.


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

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

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

Заключение

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

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

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

Успешная демонстрация применимости схемы ЯРТ для крупномасштабной утилизации ОЯТ и производства энергии (в результате выполнения Проекта «ЯРТ-ОЯТ»),

позволит создать ядерную энергетику доступную всем без исключения странам, сняв проблему нераспространения на детерминистском уровне.

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

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

Нами подготовлен для обсуждения комплекс предложений по организации финансирования и реализации Проекта.

Литература

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


ЗАО «Центр Физико-Технических Проектов «Атомэнергомаш»

(ЗАО «ЦФТП «Атомэнергомаш»)

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

Контакты на сайте: www.cftp-aem.ru

Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1430

СообщениеДобавлено: Пн Сен 14, 2015 7:30 pm    Заголовок сообщения: взрывобезопасный реактор Ответить с цитатой

http://m-kalashnikov.livejournal.com/229996.html


Будет ли прорывная ядерная технология развиваться на родине – или же достанется США? Максим КАЛАШНИКОВ

ДЕЛО О ЯРТ
Будет ли прорывная ядерная технология развиваться на родине – или же достанется США?




Можно ли построить фантастическую атомную электростанцию с маленьким, всеядным и абсолютно безопасным реактором, где делящегося материала – меньше критической массы?

Можно ли создать оружие, способное на большом расстоянии выводить из строя ядерные боеголовки врага, не вызывая их взрыва?
Можно.

Именно такие технологии еще в 90-е годы разработаны группой русско-советских исследователей во главе с И.Острецовым.

(Называю его фамилию, ибо для спецслужб она давно не секрет).

Именно этим гениям удалось создать особый, малогабаритный ускоритель элементарных частиц, который можно сопрячь с небольшим реактором.

Или превратить в оружие.

Создавая ОАПР (общественное Агентство передовых разработок), мы включаем в его проекты уникальные ЯРТ – ядерные релятивистские технологии. К сожалению, сегодня они оказались в центре нешуточного скандала. Итак, обо всем – по порядку.

СКАНДАЛ

Еще в феврале 2009 года генерал Леонид Ивашов, выступая на Всероссийском офицерском собрании, заявил о том, что в стране есть уникальная технология,
способная уничтожать вражеские ядерные боеголовки с помощью аппаратуры, установленной на тяжелом самолете «Руслан».

Он сообщил, что технология утекает в Америку.
Тогда многие восприняли сие как блеф или как плод воспаленного воображения.

Но 10 ноября 2009 г. по Интернету разнеслась весть:
группа российских ученых и общественных деятелей обратилась к президенту РФ Дмитрию Медведеву

с заявлением, в котором высказывает обеспокоенность по поводу передачи США некоторых российских ядерных технологий, на основе которых возможно создание новейшего пучкового оружия.
(Так ведь подарили в Лос-Аламос)

«Работы данного класса по российскому законодательству до передачи за рубеж обязаны проходить экспертизу 12-го института ГУ МО РФ.

Это положение грубейшим образом нарушается при полном попустительстве Администрации Президента РФ, Совбеза РФ и Росатома»,
- говорится в письме президента Академии геополитических проблем Леонида Ивашова,

заместителя директора ВНИИ атомного машиностроения Игоря Острецова,

вице-президента Московского энергетического клуба Валерия Волкова и депутата Госдумы от КПРФ Виктора Илюхина.

«Просим Вас, уважаемый Дмитрий Анатольевич, дать указание немедленно провести экспертизу материалов,
переданных в США, и установить круг лиц, причастных к этому беспрецедентному нарушению фундаментальных интересов и безопасности Российской Федерации»,
- говорится в заявлении.


В письме, опубликованном на сайте КПРФ, также отмечается, что экспертиза специалистов 12 ГУ Минобороны России и «Росатома» подтвердила реальность создания пучкового оружия на базе ядерных релятивистских технологий,
далеко превосходящего по всем параметрам пучковое оружие, создаваемое сегодня передовыми странами (США, Китай, Япония, Франция).


Ну что ж, продолжим цитировать
– уже не Интернет-сообщения, а документы.


17 августа 2009 г. Международный московский клуб независимых ученых направляет письмо (исх. 01-47)
помощнику президента РФ, ответственному секретарю Комиссии при президенте РФ по модернизации и технологическому развитию экономики, руководителю рабочей группы №1 той же комиссии Аркадию Дворковичу.


«Уважаемый Аркадий Владимирович! Направленные нами материалы (в сжатом виде) по релятивистским ядерным технологиям (ЯРТ технологии)

в последние годы, достаточны для того, чтобы принять принципиальное решение о начале работ по этой тематике.

Это продемонстрировали американцы, заключив контракт с нашей группой.

И до работы с ними, и, особенно, через год работы мы везде и всюду повторяем:

«Технологии имеют двойное назначение! Необходим государственный контроль!»

Но его до сего дня нет. Анализ причин этого показывает, что лица, принимающие решения подобного рода, ссылаются на мнения экспертов, отрицательно относящихся к данной теме. При этом ссылаются на заключения НТС Росатома и РАН.

Мы прекрасно понимаем значение и необходимость для руководства страны экспертных оценок.

Но мы не понимаем, почему эксперты Росатома и РАН игнорируют и замалчивают:

- тот факт, что на заседании НТС Росатома даже не был заслушан доклад руководителя темы д.т.н., профессора И.Н.Острецова
- письма академиков РАН Г.И. Марчука и А.И. Савина (людей, стоящих у истоков развития ядерной отрасли страны!)
в Правительство РФ, направленных ещё в 1994 и 1996 годах и показывающих, что ещё тогда и Минатом и РАН поддерживали эту тематику

- факт рассмотрения темы на конференциях (в том числе международных), международном НТС во ВНИИАМ, в ядерном центре и НАН Беларуси, многочисленных круглых столах, и, наконец, заседании комитета по науке СФ РФ, обративших внимание на крайнюю актуальность и необходимость разворачивания работ по теме.


(Практически на всех них присутствовали ведущие в ядерной отрасли академики РАН, специалисты ведущих ядерных институтов, представители Росатома)…

- факт заключения контракта с США, который прошел экспертизу в Лос-Аламосе и Брукхвейне. Работы,

по контракту перешли к экспериментальной фазе и фактическому подтверждению, как военного назначения,

так и мирного в ядерной энергетике, ибо физика данных процессов одна и эксперименты идентичны.

- факт совещания с военными и представителями Арзамаса у Председателя СФ РФ Миронова С.М.,
на котором была подчеркнута необходимость разворачивания работ по теме

Все эти факты документально зафиксированы и переданы нами руководству страны.

Мы считаем неприемлемым, когда работы по технологиям, имеющим двойное назначение, проводятся без обязательной в данном случае экспертизы 12 – го института Минобороны…

...Если бы данная тема не имела двойного назначения и не была бы связана с делящимися материалами, т.е. не подпадала под имеющиеся международные правовые ограничения, мы бы не обращались к государству.


Но все наши контакты с ведущими странами и мировыми фирмами заканчиваются одним вопросом:

«Когда ваша страна придаст этой теме государственный статус? Иначе мы с вами работать не сможем»


Именно поэтому мы и предлагаем, как наиболее эффективный и менее затратный вариант создание Государственного международного центра ЯРТ технологий
на базе ускорителя ИФВЭ в Протвино.


Вложение в качестве вклада со стороны России интеллектуальной (патенты)
и имущественной (ИФВЭ плюс ряд институтов и заводов) составляющих позволит привлечь основные финансовые ресурсы со стороны всех заинтересованных в развитии ядерных технологий стран.

Учитывая, чрезвычайную актуальность темы, считаем необходимым: предоставить возможность руководителю работ по теме ЯРТ выступить с соответствующим докладом на рабочей группе №1 с привлечением членов групп №2, №3, №7.

С уважением,

Член рабочей группы №7,
зам. директора по науке ВНИИАМ,
д.т.н., профессор
И.Острецов
Вице президент клуба, член ядерного общества РФ
В.Волков…»


Ну, и на закуску. 5 мая 2007 года вице-спикер ГД РФ Владимир Жириновский

направил тогдашнему президенту РФ Владимиру Путину письмо, где кратко описал ЯРТ-технологии и

просил ВВП принять ученых для беседы.

Их, понятное дело, не приняли, но на письме стоит резолюция первого лица: «А.Э.Сердюкову, С.В.Кириенко.

Прошу рассмотреть обращение В.В.Жириновского и доложить ваше мнение. 05 июня 2007 г. Пр-1049».

Уж не знаю, чего главы МО и Росатома РФ доложили Путину (и доложили ли вообще?), но с учеными лично не встречались ни Кириенко, ни Сердюков.

Ну, а теперь о собственно технологии.

ПОДКРИТИЧЕСКИЕ ЧУДЕСА

Давняя идея – приспособить к ядерному реактору ускоритель элементарных частиц и получить совершенно безопасную энергетику.

То есть, получается взрывобезопасный реактор, где нет взрывоопасной сверхкритической массы делящихся продуктов.

Такой реактор может работать на уране из отвалов радиохимических предприятий,
на природном уране и на тории.

Потоки нуклонов из ускорителя играют роль активатора-запала.

Такие подкритические реакторы никогда не взорвутся, они не нарабатывают оружейного плутония.


Более того, в них можно «дожигать» радиоактивные отходы, облученное ядерное топливо (ТВЭЛы).

Здесь можно перерабатывать долгоживущие продукты-актиноиды тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) подлодок и старых АЭС в короткоживущие изотопы.

То есть, объем радиоактивных отходов падает в разы.

По сути дела, можно создать безопасную атомную энергетику нового типа - релятивистскую.

Заодно навсегда решив проблему нехватки урана для станций.
Загвоздка была лишь в одном:

ускорители слишком велики и энергопрожорливы.
Они убивали всю «экономику».

Но в СССР были к 1986 году созданы так называемые линейные ускорители протонов на обратной волне,
вполне компактные и эффективные.

Работы сии велись в Сибирском отделении АН СССР физтеховцем А.С.Богомоловым в рамках создания пучкового оружия:
русского асимметричного и дешевого ответа на американскую программу «звездных войн».

Эти машины вполне помещались в грузовой отсек «Руслана».

Забегая вперед, скажем, в одном варианте они – возможность создания безопасных и очень рентабельных электроядерных станций.

В другом вариант ускорители на обратной волне могут с большого расстояния засечь ядерную боеголовку
(атомную силовую установку) – и вывести из строя эти устройства, вызвав разрушение активной зоны или ядерного боезаряда.


В сущности, это те самые вещи, что сегодня предлагают строить в РФ люди из команды Игоря Николаевича Острецова.


Если же вернуться в прошлое, то ускорители на обратной волне академика Богомолова получили на Западе название

BWLAP – Backward Wave Linear Accelerator for Protons.










Американцы, в 1994 году изучая научно-техническое наследие побежденного СССР

и высматривая все ценное для вывоза с его обломков, высоко оценили ускорители из Сибири.
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1430

СообщениеДобавлено: Вт Сен 15, 2015 10:07 am    Заголовок сообщения: Острецов и ЯРТ Ответить с цитатой


http://universe-tss.su/main/nauka/9918-koncepciya-yadernyh-relyativistskih-tehnologiy.html

Концепция ядерных релятивистских технологий

И.Н. ОСТРЕЦОВ
Об авторе из Вики:

В 1962 г. закончил ФХФ МФТИ, а в 1965 г. — аспирантуру МФТИ с защитой диссертации на степень кандидата физ. — мат. наук.

С 1965 по 1980 гг. — начальник лаборатории 1-ого Ракетного Института (современное название — Исследовательский Центр им. Келдыша).

С 1972 г. — доктор технических наук, профессор. В 1965—1976 г. преподавал в МВТУ им. Баумана.
Область интересов в эти годы — космическая энергетика и ряд прикладных задач в военной области, в том числе проблемы радионевидимости космических и атмосферных летательных аппаратов.

С 1980 по 2008 или 2009 — заместитель директора ВНИИ атомного машиностроения по науке.

В 1986—1987 гг. руководил работами Министерства энергетического машиностроения СССР на ЧАЭС.

Один из авторов гипотетической ЯРТ энергетики (от Ядерные Релятивистские Технологии, тяжелоядерная релятивистская энергетика).

Вместе с соавторами руководит общественным «Московским Энергетическим Клубом».

Представители РНЦ КИ и ВНИИАМ отмечали ненаучность концепции ЯРТ-энергетики и ее несоответствие основным заявляемым характеристикам.

Расчеты показывают, что в ЯРТ установках эффект умножения энергии пучка за счет ядерной энергии либо недостаточен (для тория и урана-238), либо полностью отсутствует (свинец).

Shocked
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1430

СообщениеДобавлено: Вт Сен 15, 2015 10:19 am    Заголовок сообщения: Энергетика лежит в основе всякой деятельности человечества, Ответить с цитатой



Энергетика лежит в основе всякой деятельности человечества, поскольку удовлетворяет ключевые первичные потребности человека
- тепло и свет,
и ключевую потребность любого производства - энергию.

Искусственное торможение развития энергетики представляет собой социосистемный риск, реализация которого приведет к катастрофе.


Потребление энергии всей человеческой цивилизацией в 2005 году составило 18 138,3 ТВт*час,
что соответствует мощности производства всех энергетических источников примерно в 2 ТВт.

На душу населения планеты (общая численность равна примерно 6,5 млрд. человек),
таким образом, приходится около 0,3 кВт.

В современном мире цивилизационный минимум, при котором резко сокращается детская смертность
и увеличивается продолжительность жизни до 70-80 лет, составляет около 2 кВт на человека.

Т.е. современный уровень энергопроизводства «недобирает» в 6 раз. Возможно, в разумно устроенном мире эта цифра будет заметно ниже.

Тем не менее, поскольку ООН прогнозирует увеличение численности населения планеты к середине века до 10 млрд. человек,
то речь идёт о весьма существенном увеличении производства энергии (вплоть до нескольких десятков раз).


Опыт прошлого ясно указывает на приоритетный рост энергопотребления.

С.В. Кириенко в своём докладе приводит такие факты:
«С 1900 года по 2008 год население выросло в четыре раза,
при этом потребление всех типов энергоресурсов - в 17 раз,

а потребление электроэнергии - ещё в два раза более быстрыми темпами».

«Даже если к 30-му году Индия и Китай будут иметь половину душевого потребления от сегодняшнего американского, одно это означает удвоение потребления энергоресурсов в мире.

И самый максимальный рост энергосбережения может только чуть сдерживать эти темпы, но изменить их не в состоянии».

Поэтому:
«Это говорит о том, что сегодня доступ к дешёвым и надёжным источникам энергии является ключевым вопросом жизнедеятельности и безопасности любой страны».

Особую остроту проблема приобретает в связи с крайней неравномерностью распределения среднедушевого энергообеспечения населения Земли.

Это обстоятельство обостряет социальные конфликты и в значительной степени «подпитывает» международный терроризм.

Если реально смотреть на ситуацию, то при современных социальной организации общества и энергетических технологиях проблема не может быть решена.


США и ведущие международные организации в настоящее время однозначно полагают, что на ближайшие полвека главным видом топлива останутся углеводороды.


США, которые являются абсолютным лидером по потреблению энергии (около 40% мирового потребления),
в настоящее время сделали ставку на то,
чтобы решать энергетическую проблему на 20-30 ближайших лет за счёт захвата углеводородных ресурсов Ближнего и Среднего Востока от Каспия до Персидского залива.


Одновременно с надвигающейся мировой энергонедостаточностью Россия и мир
будут вынуждены иметь дело с нарастающим экологическим кризисом.

Согласно единодушным прогнозам специалистов, рост населения в условиях недостатка энергии приведёт к резкому снижению уровня обеспечения элементарных потребностей жизни и к одновременно резко усиливающемуся загрязнению окружающей среды,
которое при этом

будет сопровождаться естественным ростом индустриального загрязнения биосферы в развитых странах по причине использования в качестве основного источника энергии углеводородов.

Даже при условии благополучия «развитых» стран, «давление» нищеты и безысходности со стороны «неразвитых» стран на «развитые» уже сегодня становится разрушительным.

Во время посещения нами США мы часто слышали, что Китаю и США вместе на этой планете места нет.

Действительно, душевое потребление энергии в США составляет
около 20 тонн условного топлива,

а в Китае немногим более одной тонны.



И это есть основная проблема современности, которая предопределяет жёсткое противостояние этих стран в ближайшей перспективе.

Поражение США предопределено, но произойти это может либо в результате экономических действий, либо в результате актов государственного ядерного терроризма.


В случае пассивного поведения России её судьба весьма печальна в силу двух обстоятельств.

Первое.
Ликвидация США, как основного потребителя углеводородов, приведёт к резкому падению цен на энергоносители
(в этом крайне заинтересован Китай в целях ориентации своего производства в основном на внутренний, практически неограниченный рынок)

и ликвидации доллара в качестве основной мировой валюты.

Валютные резервы и поступления валюты от продажи энергоносителей для России останутся в прошлом.

Второе.

В этом случае весьма вероятен сценарий отделения от России «Сибирской Республики»,
способной обеспечить себя при любых ценах на энергоносители и гарантировать поставки в Китай энергоносителей и других ресурсов.

Сепаратистские настроения в Сибири уже начали проявляться.
В этом случае судьба Европейской части России и Европы будет весьма печальной.

Диктат Китая будет гораздо более жёстким, чем диктат США.

Сценарий с отделением Сибири смог бы найти поддержку Китая, если бы Россия не обладала технологиями, которые обеспечат выживание человечества в XXI веке.

При встречах с китайцами мы всегда говорим:
«Удавите, удавите всех. Мы в этом никогда не сомневались.

Сейчас многие тоже стали понимать это.
Но к середине века, когда сожжёте органику, будете погибать в одиночестве».

При современном уровне развития Китай уже не успеет создать самостоятельно «технологии выживания»
к середине XXI века.

И только в этом заключается шанс спасения всей человеческой цивилизации во главе с Россией.


Сегодня в основном рассматриваются следующие сценарии развития в будущем:

1. «Энергосберегающее будущее».

Инерционный сценарий.
Будущее совпадает с Неизбежным.

Политическая воля на резкое изменение ситуации отсутствует. Политика энергосбережения продолжается до полного краха существующей социальной системы.

Это политика современной элиты, делающей ставку на «всесилие» США, способных удержать ситуацию под контролем.

2. Ставка на уголь.

В этом случае уголь вытесняет нефть и газ из местной и базовой генерации,
оставив их, скорее, топливными, нежели энергетическими ресурсами.

Данный сценарий подразумевает политическую волю,
поскольку предусматривает отказ от пенсионной системы
и системы социального страхования,

общее, но контролируемое снижение уровня жизни в развитых странах, расширение «золотого миллиарда» с одновременным сокращением его привилегий.

В сущности, это сценарий контролируемого отступления цивилизации.

Альтернативные источники в серьёзный анализ, как правило, «не допускаются» по следующим причинам:

1. К недостаткам ветроэнергетики следует отнести низкую плотность энергии ветрового потока, не превышающей 500 Вт/кв. метр.

Такая низкая плотность энергии приводит к большим отчуждаемым площадям.
Для выработки ГВт электроэнергии необходимо занять ветряками
70 квадратных километров земной поверхности.

Число часов работы сетевых ВЭУ в год, приведенное к номинальной мощности, 2500-3000 ч/год, что соответствует КИУМу около 30%.


2. Плотность потока солнечного излучения на поверхности Земли в полдень ясного дня составляет всего около 1 кВт/кв. метр,
а ее среднегодовое значение с учетом сезонных и погодных колебаний для самых солнечных районов земного шара не превышает 250 Вт/кв.метр (для средней полосы России 120 Вт/кв.метр).

Солнечная энергия остается весьма дорогой:
стоимость генерации соответствует 15-20 евроцентов на киловатт -час.

Поэтому больше нескольких процентов даже при современном уровне энергопотребления альтернативным источникам не отводят.

3. Есть и третий сценарий:

«Атомный прорыв». Как следует из названия, это прорывной сценарий.

Создается современная технологическая платформа как системный интегратор всей энергетики.

Сценарий требует ясной политической воли на государственном уровне, на уровне Академии наук и сообщества ученых.

В этом сценарии доля ядерной энергетики в общемировом энергетическом балансе должна будет достигнуть 60-80% против современных 5-6%.

Современная атомная энергетика полностью работает на изотопе урана-235 (U235).

Его всего 0,7% в природном уране, в основном состоящем из изотопа урана-238 (U238), который в используемых сегодня реакторах на тепловых нейтронах не «горит».

Многие специалисты уже давно указывали на скорое исчерпание запасов урана-235 в случае широкого развития атомной энергетики.

В частности, в 2008 году швейцарский учёный-физик Микаэль Диттмар провел масштабное исследование и установил, что в ближайшие несколько лет мировая энергетика может столкнуться с дефицитом урана-235.


Прямым подтверждением этого является то, что практически ни одна из развитых стран Запада не строит ядерных реакторов, использующих этот изотоп урана.

Большинство реакторов, работающих на Западе, к 2013 году выработают свой ресурс
и будут выводиться из эксплуатации.

Так, США заказали строительство последней АЭС в 1968 году. Поэтому западные страны выйдут из этой ситуации с минимальными потерями.

Российская программа,
наоборот, ориентирована на масштабное строительство АЭС с реакторами ВВЭР-1000, использующих в качестве топлива уран-235.

Данное направление с подачи «Росатома» было провозглашено в докладе президента в качестве основного направления развития атомной энергетики в России на ближайшую перспективу.

Но после 2013 года построенные АЭС останутся без топлива.

То же ждёт и АЭС, строящиеся в развивающихся странах.

Именно поэтому «прорывной сценарий» С.В. Кириенко связывает с реакторами на «быстрых нейтронах»:
«Исходя из этого, следующим шагом является быстрая энергетика, атомная энергетика, энергетика на быстрых нейтронах.

На первом заседании комиссии, Дмитрий Анатольевич, Вы поставили задачу:
в качестве приоритетов надо брать только те направления деятельности, в которых у нас есть задел.

Здесь у нас уникальный задел, лучший в мире, поскольку в России действует сегодня единственный в мире коммерческий реактор на быстрых нейтронах, это БН-600 на Белоярской атомной станции под Екатеринбургом, опыт БН-350.

Эти реакторные установки отработали более 140 реакторо-лет, причём очень успешно, и у нас уникальный опыт работы на них».

Это высказывание С.В. Кириенко следует проанализировать с точки зрения возможности создания широкомасштабной ядерной энергетики для всех стран в первой половине XXI века
и решения проблемы нераспространения ядерного оружия.

В.В. Путин неоднократно в своих выступлениях указывал, что «к ядерной энергетике в XXI веке должны иметь доступ все страны без какой-либо дискриминации».

Кроме того, необходимо упомянуть и вопрос об «имеющимся заделе» по различным направлениям развития ядерной энергетики, поскольку на этот вопрос указал президент.

Современная энергетическая программа России

Для России как северной страны невозможно полагаться на развитие
так называемой «альтернативной энергетики»
на возобновляемых энергоресурсах (ветер, солнце, биомасса, геотермальная и др.).

Почти тридцатилетний опыт развитых стран мира по использованию и форсированному развитию данных видов производства энергии однозначно показал,
что за их счёт невозможно обеспечивать базовые потребности в энергии даже в условиях тёплого климата.

Также важно осознать, что в настоящее время Россия не является энергетической супердержавой.

Существующий в настоящее время экспорт углеводородов не восстанавливает международного статуса России и не заменяет собой наукоёмкий советский ВПК.

Ставка, прежде всего, на углеводородное сырьё в ближайшие десятилетия является для страны абсолютно неперспективной и однозначно проигрышной.

Технологии типа нано или программного обеспечения не гарантируют стабильности страны.

Примером этого являются США, в которых данные технологии развиты наиболее сильно.

Однако это не спасает их от финансовых и геополитических проблем. Ключевыми сегодня являются только энергетические технологии, обеспечивающие выживание человечества.
Страна-создатель таких технологий будет лидером человечества.

Очевидно, что для России и мира на ближайшие десятилетия подлинной альтернативой углеводородной энергетике является только ядерная энергетика.

1. Решение данной задачи в нашей стране связывается с переходом к середине века всей мировой атомной энергетики на замкнутый ядерный топливный цикл

(так называемый уран-плутониевый, а в будущем и ториевый, цикл) на базе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (бридерах), когда извлечённые из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) уран и плутоний повторно используются в качестве нового ядерного топлива.

Ядерные реакторы-размножители, по замыслу их разработчиков, способны включить в топливный цикл U238, запасы
которого в 140 раз превосходят запасы U235.


В реакторах-размножителях U238 превращается в Pu239, также являющийся ядерным топливом.

При этом принимается, что организация перехода к замкнутому ядерному топливному циклу, наряду с использованием быстрых реакторов, позволит уйти от критической недостаточности ресурсной базы ядерной энергетики («природно-урановой зависимости»), построить расширенное воспроизводство ядерной энергии, в частности, использование гигантского количества уже накопленного сырьевого материала U238 и плутония.


Хотя идея бридеров (реакторов-размножителей делящихся изотопов) была предложена Лео Сцилардом в 1943 году,

первый экспериментальный бридер тепловой мощностью 0,2 МВт был введен в действие 20 декабря 1951 года в Айдахо, США.

В СССР похожий реактор - четырьмя годами позже - в Обнинске.

Сегодня идея реакторов на быстрых нейтронах однозначно связывается только с расширенным воспроизводством ядерного топлива.

В 1956 г. консорциум компаний США начал сооружение 65 мВт бридера "Ферми-1".

После его пуска в 1966 г. из-за блокады в натриевом контуре произошло расплавление активной зоны.
Реактор демонтирован.
Больше США к идее бридеров не возвращались.

Германия построила бридер в 1974 г. и закрыла в 1994 г. Промышленный бридер SNR-2 в эксплуатацию так и не был введён из-за неконкурентноспособности и нерешённости проблемы ОЯТ.


Франция в 1973 г. ввела в эксплуатацию бридер "PHENIX", а в 1985 г. промышленный "SUPERPHENIX" стоимостью 5 млрд. USD.
В настоящее время их работа прекращена.

Япония в 1977 г. построила опытный бридер "Дзее",
на работу которого до сих пор не получена лицензия.

Большой промышленный бридер "Мондзю", введенный в эксплуатацию в 1994 году, в декабре 1995 г. закрыт после пожара из-за утечки теплоносителя (натрия).

Причины того, что во всех странах отказались от идеи бридеров, заключаются в следующем.

Проблемы БР связаны с гораздо большими технологическими сложностями, большими проблемами с ОЯТ, с проблемами нераспространения.

Сегодня даже не обсуждается вопрос о строительстве бридеров в третьих странах,
поскольку на каждом бридере должно существовать радиохимическое производство для выделения наработанного плутония.

Причём в этом производстве на каждые миллион киловатт электрической мощности будет циркулировать более двадцати тонн плутония,
а бомбу можно сделать из 6 кг.

В промышленно развитых странах вопрос строительства бридеров даже не обсуждается.

Во время посещения нами США и Китая специалисты этих стран просто смеются:
«Заявляете об избавлении всего мира от плутония, а сами строите плутониевые бридеры!

Раз нет дискриминации в доступе к вашей ядерной энергетике, то, может быть, построите плутониевый бридер в Иране и Северной Корее?».

Этот вопрос надо задать С.В. Кириенко.

Идея, лежащая в основе создания бридеров, а именно: получение электроэнергии и воспроизводство делящегося материала,
сводится на нет тем обстоятельством, что среди физических процессов, реализуемых в реакторах на быстрых нейтронах, существует лишь один процесс, который в состоянии погасить цепную реакцию в экстремальных аварийных условиях,

а именно, доплеровский эффект, приводящий к резкому увеличению захвата нейтронов сырьевым материалом (U238) при росте температуры.

Доплеровский эффект обеспечивает эффективную мгновенную отрицательную обратную связь в случае разгона реактора.

Стабильная работа бридера возможна, когда в спектре нейтронов в значительном количестве присутствуют низкоэнергетичные нейтроны с энергией 0,1-10 кэВ,
т.е. спектр нейтронов мягкий.

Однако в этой области энергий нейтронов коэффициент воспроизводства невелик, а с учетом потерь при выгрузке, переработке и т.д. эффективности воспроизводства ожидать не приходится. Коэффициент воспроизводства тем больше, чем жестче рабочий спектр нейтронов, но тогда в обеспечение безопасной работы реактора работает лишь инерционная механическая система управления и защиты (СУЗ). Сегодня основным топливом бридеров являются оксиды урана и плутония, потому что они дают более мягкий спектр нейтронов. UC - PuC, UN - PuN имеют более жесткий спектр нейтронов из-за того, что на один атом нуклида приходится один атом замедлителя, однако технологически эти виды топлива практически не проработаны.
Коэффициент воспроизводства в проектах бридеров (Кв) принимается равным 1,3, то есть при «сжигании» в активной зоне реактора 1 кг Pu239 или U235 в Pu239 превращается 1,3 кг. U238. За топливную кампанию (время, которое топливо находится в активной зоне реактора) выгорает около 20% загруженного топлива. Это максимальная величина, так как при выгорании топлива происходит изменение физико-химических свойств тепловыделяющих элементов и их деформация. Кроме того, как уже говорилось, в топливной композиции накапливаются продукты деления ядерного топлива, которые поглощают нейтроны и уменьшают коэффициент воспроизводства. Ядерное топливо из активной зоны бридеров нужно периодически выгружать, транспортировать на радиохимический завод, очищать от продуктов деления и вновь возвращать в реактор. То же самое нужно проделывать и с загруженным в реактор U238 - периодически возить на радиохимический завод для извлечения из него накопившегося Pu и для очистки от продуктов деления. Предположим, в центральную зону бридера загружено 100 кг Pu239, а в периферийную зону загружен U238. После окончания кампании в центральной зоне выгорит 20 кг загруженного Pu239, а в периферийной зоне наработается 20?1,3 = 26 кг нового Pu. После выгрузки топливных сборок из реактора и выдержки в бассейне-охладителе топливные сборки доставляются на радиохимический завод. Топливо из центральной части реактора очищается от продуктов деления. Из периферийных (урановых) топливных сборок извлекается наработанный Pu. Из 26 кг наработанного Pu более 20 кг пойдут на восполнение выгоревшего Pu239 в центральной части реактора, и менее 6 кг Pu можно использовать для загрузки в новый бридер. Итак, за кампанию (без учёта потерь топлива при переработке) накапливается менее 6 кг Pu. Для запуска же нового бридера такой же мощности при трехгодичном (теоретически минимальном) топливном цикле требуется 100:6х3=50 лет. На самом деле гораздо больше - при учёте Pu240. В обычной практике используется реакторное время удвоения. Примерно 16 лет (100:6=16 лет). Однако реальным временем удвоения является так называемое системное время удвоения, учитывающее все процедуры с урановым топливом вне реактора. Оно равно минимум 50 годам. Таким образом, запуск второго бридера при самых благоприятных условиях (и без учёта влияния Pu240) возможен только через 50 лет после начала работы первого! При таком темпе наработки нового Pu239 каждые 50 лет происходит удвоение мощности бридеров. Если в 2010 году ввести в эксплуатацию первый реактор мощностью 1 000 000 кВт, то суммарная мощность бридеров 2 000 000 кВт будет достигнута только в 2060 году, а мощность 4 000 000 кВт - в 2110 году. Конечно, приведенные расчеты весьма приблизительны, в действительности возможны отклонения от полученных значений, но общая картина понятна - в XXI веке создать крупномасштабную энергетику на базе бридеров не получится. По имеющейся у нас информации, специалисты Курчатовского института в ответ на запрос Администрации президента в целом подтвердили справедливость данных оценок.
Человеку, не знакомому с тонкостями ядерной энергетики, непонятно, почему же мир до сих пор не перешел на этот чудесный источник энергии, на который делает ставку наша ядерная доктрина.
В развитых странах с самого начала все проекты бридеров делались с плутониевым топливом (UO2-PuO2). Это Феникс (1973 г.) и Суперфеникс (1985 г.) во Франции; PFR (1974 г.) и CDFR (1990 г.) в Англии; SNR-300 (1990 г.) в ФРГ; MONJU (1987 г.) в Японии и CRp class="text"P (1988г.) в США. Сегодня все эти реакторы закрыты. Скорее всего, причины этого близки к перечисленным выше.

Самым удивительным является то, что все бридеры, построенные у нас в стране, работают только на уране. Уже около тридцати лет на Белоярской АЭС работает реактор на быстрых нейтронах БН-600. Облик бридеров, основные принципы конструирования, физические процессы, определяющие работу реактора, топливо, теплоноситель и др. составляющие проектов БР были полностью определены и экспериментально подтверждены к концу 80-х годов. БН-600 - это уникальная машина, потребовавшая при создании огромных денежных средств и труда большого количества высококвалифицированных специалистов. Но он не является реактором с замкнутым циклом по Pu239 и не может нарабатывать топливо в режиме расширенного воспроизводства. Вся программа бридеров развивается уже около 60 лет. Казалось бы, что при том, что демонстрация процесса расширенного производства делящегося вещества является основной в проблеме бридеров, надо было бы за это время продемонстрировать хотя бы принципиальную возможность решения этой проблемы. Но в ответе ноль. Только разговоры о самой передовой технологии, которую во всех других странах закрыли.

Таким образом, сегодня с уверенностью можно утверждать, что промышленного освоения БР как во всём мире, так и у нас в стране, не будет. И совсем не по причине уникальности, дороговизны и многочисленных трудностей, возникающих в процессе создания и эксплуатации.

Работы по термоядерным реакторам являются настолько рискованными с точки зрения получения положительного результата, что мировое сообщество приняло совершенно правильное решение разделить риски выполнения данной работы между всеми технологически развитыми странами. Вероятность получения положительного результата, как минимум, в этом столетии практически равна нулю. Россия является одним из наиболее активных и эффективных участников этих работ. Предложение о создании своей собственной термоядерной программы в таких условиях является полным абсурдом..

Подводя итог оценки официальной ядерной программы России, приведём цитату из работы Диттмара (Michael Dittmar (ETH Zurich), (Submitted on 13 Nov. 2009):


«Следовательно, мы заключаем, что идея о близкой коммерческой реализации бридеров, основанных на реакции деления, является не более чем «хотелками».

Далее мы заключаем, что, независимо от того, насколько вперёд мы заглянем, энергетика, основанная на реакции синтеза, является ещё менее вероятной,
чем широкомасштабная энергетика на бридерах, более того, можно утверждать, что коммерческая термоядерная энергетика никогда не будет реальностью».

В свете сказанного ядерные релятивистские технологии (ЯРТ) сегодня, безусловно, являются наиболее продвинутыми по сравнению со всеми другими ядерными технологиями..

Мы говорим об этом в нашей стране пятнадцать лет.

Фундаментальная программа научно-технологического развития России и мира в XXI векеОсновной программой научно-технологического развития России и мира в XXI веке будут ядерные релятивистские технологии (ЯРТ) (ускорителестроение в качестве инструмента их реализации)

и ядерно-космические технологии. В данных технологиях Россия является абсолютным лидером в мире.

Именно это и только это обстоятельство является гарантией сохранения человеческой цивилизации от катастрофических угроз текущего века.



Ускоритель протонов bwlap/abC2D для ядерной энергетики
1. ЯРТ энергетика полностью соответствует фундаментальному энергетическому тезису, озвученному В.В. Путиным на саммите тысячелетия ООН, поскольку в ЯРТ реакторах используются уран-238 и торий, которые непосредственно делятся высокоэнергетическими нейтронами.

Ядерные релятивистские технологии используют в качестве топлива в ядерных реакторах уран-238, торий и, вообще говоря, любые ядра актиноидной группы.

Отходы ядерного топлива (ОЯТ) и большинство радиоактивных отходов (РАО) в своём составе содержат от 95% до 97% материалов актиноидной группы, в первую очередь уран-238.

Поэтому по крайней мере на первом этапе развития ЯРТ реакторов ОЯТ, РАО и отвальный уран будут наиболее дешёвым («готовым-отложенным») топливом для ЯРТ реакторов.

ЯРТ реакторы будут не только производителями энергии, но и трансмутаторами огромного количества накопленных в мире радиоактивных отходов атомной промышленности.

В силу сказанного задача переработки ОЯТ и РАО вполне может послужить первым этапом создания ЯРТ энергетики.

Сегодня трансмутация ОЯТ и РАО с помощью ускорителей является магистральным направлением,
реализация которого определит перспективность развития ядерной энергетики в мире.


Так, США связывают возможность дальнейшего развития ядерной энергетики на своей территории исключительно с реализацией программы ATW (трансмутация радиоактивных отходов с помощью ускорителей).

Они выделяют на эту программу 30 млрд. долларов до 30-го года.

На тот же путь встали и остальные наиболее развитые в технологическом отношении страны Япония, Германия, Франция.
Начинает подобные работы и Китай.




Комплексная программа создания многофункциональных ускорителей


2. ЯРТ используется в программе «Испектор»,
физические основы которой разрабатывались по контракту с ЦРУ США в течение 4-х лет при полном попустительстве Совбеза и «Росатома» РФ.

Данная технология является технологией двойного назначения, поскольку легко может быть трансформирована в чрезвычайно эффективную программу создания пучкового оружия.
Данное направление ЯРТ получило положительное заключение Минобороны, Росатома и Минобра РФ,
а также совещания у С.М. Миронова в конце 2008 г. с участием авторов, 12-го ГУ МО РФ и представителей Арзамаса.

Такие программы при их передаче другим странам по закону должны проходить экспертизу 12-го института 12 ГУ МО РФ. Совбез и «Росатом» полностью игнорируют это обстоятельство.

За время работы по контракту в США передано около
1500 стр. материалов по теоретическому и экспериментальному обоснованию программы.

Материалы прошли экспертизу Лос-Аламосской и Брукхэвенской лабораторий США.

Цель работы - создание мобильного средства контроля на базе самолёта «Руслан» за несанкционированной транспортировкой ядерных материалов в целях предотвращения угрозы государственного ядерного терроризма против США по схеме, предложенной А.Д. Сахаровым в 1961 г.
(современное наименование «Тайфун»).

На базе темы «Инспектор», с нашей точки зрения, следует создать международную организацию по борьбе с ядерным терроризмом в мире во главе с президентом Российской Федерации,

которая обеспечит, в силу идентичности экспериментов по всем направлениям ЯРТ, финансирование работ по ЯРТ энергетике и другим направлениям ЯР технологий без привлечения финансирования со стороны РФ.


В силу того, что инспекция с помощью протонного ускорителя связана с облучением людей, она должна регламентироваться международными соглашениями.

Поэтому инспекция ядерных материалов принципиально не может быть ориентирована только на одну страну.

Любая страна, в которую Россия поставит инспекционный комплекс, приобретёт
уникальное средство борьбы с военно-морскими силами США, являющимися основой их стратегической мощи.

Важно то, что уничтожение любого реактора и, следовательно, его носителя будет внешне восприниматься просто как неспровоцированная авария реактора.

При этом Россия предстанет во всём мире, как истинный борец с ядерным терроризмом.

США же столкнутся с неразрешимой для себя проблемой обеспечения безопасности своей главной ударной силы и средств давления на «непослушные» страны.
Это типичный пример эффективного «несимметричного» ответа на военное усиление США.

3. Необходимо реанимировать в России работы по ядерно-космическим программам в целях выживания человеческой цивилизации в нашем веке.

Любая крупная технологическая деятельность на Земле к середине XXI века станет паразитической.
Единственным выходом будет промышленно-энергетическая экспансия в космос.
Средством освоения космоса является ракетная техника.

Однако на химических двигателях никакие крупные задачи в космосе решены быть не могут.

Например, вес космического корабля, стартующего на Марс с опорной орбиты вокруг Земли с целью высадки двух космонавтов и их возвращения через три года после старта, составит около двух тысяч тонн.

При использовании самого крупного советского носителя Н-1 или американского «Сатурн-5»
сборка космического корабля на опорной орбите займёт не менее двух лет.

При реализации марсианской экспедиции с помощью ядерного двигателя будет достаточно одного носителя класса "Энергия".

Поэтому единственным средством промышленной экспансии человека в космос будет ядерная энергия.

Для того чтобы эти работы были технологически готовы к внедрению хотя бы к середине века,
необходимо немедленно начинать их реализацию.

Работы в этом направлении велись только в СССР и США. Технологический уровень советских разработок был по объёму и достигнутым параметрам существенно выше американских.


Развёртывание практических работ в космосе по добыче полезных ископаемых
и созданию энергетических систем будет возможно только с использованием малых планет (Луна, Марс, внешние планеты Солнечной системы, спутников крупных планет) и астероидов.

Для их освоения потребуются ядерные двигатели «большой» тяги (порядка нескольких тонн).

Работы над такими двигателями велись в шестидеятые-семидесятые годы в СССР (двигатель 11Б97)
и США («Pluto» и «Nerva»).

Создание же ядерного газо-фазного двигателя схемы «В», разрабатывавшегося в СССР под руководством В.М. Иевлева, позволило бы решить практически любые задачи в космосе,
включая промышленное освоение крупных планет.

В открытом космосе при решении промышленно-энергетических задач, таких,
например, как транспортировка металлических астероидов из астероидного пояса солнечной системы на орбиту Земли,

добыча гелия-3 на внешних планетах Солнечной системы,

защита от астероидной опасности и др.,

необходимо будет использовать электроядерные двигатели.
В значительных масштабах эти работы выполнялись только в СССР.

Так, в 60-70 годы были созданы уникальные плазменные двигатели типа ТСД (торцевые сильноточные двигатели)
мощностью до 1,5 МВт на тягу до нескольких десятков кг.

Системы ориентации и коррекции космических аппаратов с длительным временем функционирования были созданы также в СССР
на базе электроплазменных двигателей СПД (стационарные плазменные двигатели).

Сегодня практически все космические державы используют их на своих аппаратах.

Постоянно в космосе функционирует не менее 50 спутников, оснащённых этими двигателями.

В связи с тем, что за пределами орбиты Земли солнечное излучение становится достаточно слабым, реальные промышленно-энергетические задачи в космосе могут быть решены исключительно с помощью ядерных энергетических источников.


Задачи в околоземном пространстве могут быть решены в основном с помощью солнечных батарей, мощность которых сегодня достигает 20 кВт.

Это даёт возможность строжайше запретить использование ядерной энергии в околоземном пространстве.

Имеется весьма печальный опыт советских и американских ядерных программ в околоземном пространстве.

Так, в 1964 году американский спутник «Транзит» с радиоизотопным генератором при запуске потерпел аварию и сгорел над Индийским океаном.


При этом над океаном было рассеяно более 950 грамм плутония-238. Это больше, чем в результате всех проведённых до того времени ядерных взрывов.

1
Советские установки «Бук» (термоэлектрическое преобразование энергии) и «Топаз» (термоэмиссионное преобразование энергии) имели мощность от 3 до 10 кВт
(в принципе разрабатывались установки с термоэмиссионным преобразованием энергии мощностью до 100 тыс. кВт).

Ими оснащались спутники серии «Космос».
В 1978 г. спутник «Космос-954» сгорел в атмосфере.
То же произошло со спутником «Космос-1402» в 1983 г. над Южной Атлантикой.

Особую угрозу нёс американский космический зонд «Кассини», запущенный в 1997 г. и имевший на борту ядерный реактор с 32,7 кг плутония-238.

В августе 1999 г. на пути к Сатурну он пролетел всего в 500 км от Земли.

По оценкам NASA в случае аварии до 5 млрд. человек могли получить радиотоксичное поражение в результате распыления плутониевого ядерного топлива в атмосфере Земли.

Наибольшую опасность представляют именно выбросы радиоактивного плутония.

Например, всего 450 г плутония-238 при его равномерном распределении достаточно, чтобы вызвать рак у всех людей, населяющих Землю.

Плутоний-238 и другие чётные изотопы плутония содержатся в отработавшем топливе реакторов на тепловых нейтронах.


Инцидент с американским спутником USA-193 (в нём находилось до нескольких кг плутония-238)
на 2-3 года создал угрозу скоротечных раковых заболеваний практически на всей территории Земли.

На орбитах высотой 800-1000 км в настоящее время находится около 50 объектов с радиоактивными фрагментами.

Там же «консервируются» активные зоны ЯЭУ со сроком до 200 лет. Однако в результате столкновений эти сроки могут существенно сократиться.


В силу сказанного и из-за возможности аварий при выведении космических аппаратов с ядерными установками на орбиту использование плутония в космических программах должно быть строжайше запрещено.

В космос допустимо выводить только реакторы с ураном-235, запуск которых возможно осуществлять только после их удаления от Земли на достаточное расстояние.

Утилизация ядерных космических установок должна производиться на Солнце.
Для этого потребуется суммарный импульс реактивной установки, способный обеспечить приращение скорости до 30 км/сек.
Это возможно только при использовании электроядерных систем.


Выводы:]

1. Использование ядерных энергетических установок в ближнем космосе должно быть запрещено.
Все околоземные программы должны выполняться только на солнечных батареях.

2. Использование плутония в космосе и на Земле должно быть запрещено.

3. В космос могут выводиться только «холодные» ЯЭУ с ураном-235 в качестве топлива с их включением только после их удаления на расстояния, гарантирующие их невозврат на Землю
в случае любой аварии.

4. В целях сохранения урана-235 для безальтернативного использования в космических промышленно-энергетических программах
его применение в наземной энергетике должно быть строжайше запрещено.


5. Ядерно-энергетические программы на Земле должны реализовываться в рамках ЯРТ энергетики путём прямого сжигания урана-238 и тория.


6. Работы по ядерно-космическим программам на базе работ, выполненных в СССР и США, должны быть начаты немедленно с целью обеспечения их промышленного развёртывания
к середине XXI века.

7. Должен быть обеспечен глобальный контроль за ядерными материалами.

Данная стратегия представляется единственно возможной для решения проблем нераспространения ядерного оружия в мире и, в частности, современных проблем Ирана.

На предложение Ирана прекратить обогащение урана-235 во всём мире следует ответить:
«давайте, в рамках ЯРТ-энергетики», разрабатываемой совместно всем мировым сообществом.

В России необходимо начать фундаментальную программу работ по созданию ускорителя протонов на обратной волне А.С. Богомолова в качестве единственного и основного инструмента реализации ЯРТ.

Сегодня весь мир стремится к созданию эффективных ускорителей для решения энергетических задач.

Предложения

1. Провести слушания по ЯРТ-энергетике на рабочей группе по атомной энергетике Комиссии президента по модернизации России.

2. Создать рабочую группу под патронажем президента РФ с целью разработки мероприятий по созданию на базе ШОС или БРИК международной организации по борьбе с ядерным терроризмом и разработке основ ЯРТ-энергетики.

3. Определить ускорительный центр в г. Протвино Московской области в качестве основы для работ в рамках ШОС или БРИК по ЯР-технологиям.

4. Несанкционированная передача ЯР и ядерно-космических технологий другим странам должна быть строжайше запрещена.


И.Н. ОСТРЕЦОВ
Источник: svoim.info
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Observer
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 1430

СообщениеДобавлено: Пн Сен 28, 2015 2:40 pm    Заголовок сообщения: Протонный ускоритель Богомолова Ответить с цитатой

Протонный ускоритель Богомолова.

Военный технологии и мирное применение.

Вырезка из интервью с доктора технических наук, профессором, одним из виднейших специалистов по ядерной физике и атомной энергетике
Игорем Николаевичем Острецовым. (видео в комментариях)

URL: http://pikabu.ru/story/protonnyiy_uskoritel_bogomolova_voennyiy_tekhnologii_i_mirnoe_primenenie_1567316


Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1310 Совершенно не известно Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS