Мировое потребление электроэнергии с каждым годом быстро возрастает. Это естественно порождает вопрос о возможных источниках энергии. Уже перед первой мировой войной делались прогнозы, что существующих запасов нефти и угля хватит лишь на 50 - 80 лет, после чего наступит "энергетический голод". Действительность не оправдала этих прогнозов. Недра Земли оказались богаче, чем думали геологи. Так, до настоящего времени, несмотря на все увеличивающееся потребление нефти, ее разведанные запасы продолжают расти благодаря расширению и совершенствованию геологической разведки. И все же на исторически длительный срок ни угля, ни нефти людям не хватит. Энергетические запасы ядерного горючего - урана 235 - в рудах примерно на 2 порядка превышает энергетические запасы химических топлив.
Благодаря созданию энергетических реакторов-размножителей запасы энергии в земной коре стали практически неограниченными, поскольку топливом стал не только уран 235, но и значительно более распространенные уран 238 и особенно торий 232. Ядерная энергия может освобождаться не только при делении тяжелых ядер на более легкие осколки, но и при слиянии легких ядер в более тяжелые. Если энергетический эффект от деления 1 кг урана 235 составляет 2•1010 ккал, то для синтеза ядер гелия из 1 кг ядер водорода будет в 4 раза больше.
Термоядерные реакции - реакции синтеза атомных ядер, текущие при высоких температурах, - играют огромную роль в жизни вселенной, являясь основным источником энергии звезд.
Большой интерес представляет возможность реализации управляемых термоядерных реакций, так: как из всех известных науке превращений вещества, происходящих с выделением энергии, термоядерные реакции дают наибольшее ее количество на единицу массы используемого вещества. При образовании ядра гелия из двух дейтонов выделяется энергия, равная 24 МэВ. Зная массу дейтона, легко подсчитать, что в килограмме дейтерия содержится 1,5•1026 пар соединяющихся ядер. Энергия, которая выделилась бы при синтезе гелия из килограмма дейтерия, составляла бы
1.5•1026•24=3,6•1027 МэВ = 1,62•108 кВт-ч
В пересчете на дейтерий в обычной воде это дает примерно 6100 квт-ч за счет дейтерия, содержащегося в 1 литре воды. Для сравнения укажем, что это количество энергии, которое выделяется при сжигании порядка 672 литров бензина (а это требует еще около семи тонн кислорода).
Как велика температура, необходимая для быстрого течения термоядерной реакции?
Для слияния дейтонов необходимо их сближение до расстояния порядка 3•10-13 см. На этом расстоянии потенциальная энергия их взаимодействия, другими словами, работа, которую надо произвести для их сближения, равна
Если эта работа производится двумя сталкивающимися дейтонами, то кинетическая энергия каждого должна составлять половину этой величины 1/2•7,7•10-7= 3/2 кТ, откуда T≈2•109 К, т.е. для зажигания водородной бомбы необходима начальная температура в несколько миллиардов градусов.
Обратим внимание, каких успехов достигла наука на пути создания термоядерных управляемых установок. (Ю.М. Широков и Н.П. Юдин Ядерная физика, М., 1972, с. 512) Цитата
"Сейчас считается, что энергетические установки, основанные на реакциях ядерного синтеза, можно надеяться создать только путем нагрева смеси реагирующих ядер до очень высоких температур, при которых значительная доля ядер будет обладать энергиями, достаточными для эффективного поддержания реакции". "При характерных для термоядерных реакций температурах любое вещество сильно ионизируется, превращаясь тем самым в четвертое состояние вещества - плазму."
"До настоящего времени не пройдена даже первая стадия. Главной трудностью этой стадии является решение задачи об удержании высокотемпературной плазмы в рабочем объеме. Никакие стенки из вещества здесь не годятся, так как любая такая стенка быстро превратится в пар. Основной надеждой является удержание плазмы в ограниченном объеме сильными магнитными полями специальной конфигурации. Имеющиеся на этом пути достижения пока не дают надежды на быстрое решение задачи".
Конец цитаты.
Замечание.
Как следует из цитаты, многие коллективы ученых различных стран до настоящего времени безуспешно трудятся над проблемами обуздания сверхвысокотемпературного состояния вещества.
Таким образом, предлагаемое в данной заявке изобретение относится к области решения проблем, стоящих перед ядерной энергетикой. Предлагается осуществление управляемого источника энергии, использующего ядерный синтез доступными для практической реализации способами.
Уровень техники
Наиболее близким типом источника ядерной энергии и способом получения ядерной энергии являются нереализованные до настоящего времени реакции управляемого термоядерного синтеза, заменой которым предлагается использовать данные более простые и легко осуществимые способы.
Отличительными признаками заявленного типа источника и способов реализации является возможность избежать предварительное изменение энергетического состояния реагирующих веществ и осуществлять реакции синтеза ядер в нормальных температурных условиях, не применяя ускорения ядер реагирующих материалов.
Наиболее близкими аналогами заявленной группы изобретений являются устройство и способы осуществления низкотемпературного синтеза, основанные на известном явлении, открытом американскими учеными Флейшманом и Понсом в 1989 г. и названное "низкотемпературным ядерным синтезом", заключающееся в том, что, цитирую
"было обнаружено испускание нейтронов при насыщении дейтерием кристаллических решеток переходных металлов палладия и титана. " Статьи Царева В.А. в журналах /1/ Успехи физических наук, 1990 г. т. 160, вып. 11 стр. 1-49, и /2/ Успехи физических наук, 1991 г., т. 161, вып. 4, стр. 152-177, представляют собой обзор публикаций материалов исследования данного явления и не содержат ни способа использования данного явления для промышленного получения ядерной энергии, ни описания устройства, способного реализовать это явление. В статьях содержится методика проведения исследований и выводы и указано оборудование, используемое при проведении экспериментов.
Обзорные статьи Царева В.А. дают следующую оценку возможности использования данного явления:
1) Явление использует не низкотемпературные ядерные реакции, а реакции термоядерного (высокотемпературного) слияния ядер дейтерия таких, как
D+D _→ 3He+n+3,27 МэВ,
D+D _→ T+p+4,03 МэВ
(см. (1), табл. 1, с.4).
2) Механизм реализации явления наукой не раскрыт.
3) Происходящие процессы не соответствуют своему названию, цитирую
"Данный тип синтеза не соответствует названию НТС, больше отвечает названию "микроскопически горячего" синтеза." Энергия, необходимая для преодоления кулоновского барьера, сообщается ионам за счет ускорения в трещинах, возникающих в процессе насыщения металлов изотопами водорода".
4) Полученный эффект очень слабый и не годится для использования в ядерной энергетике.
Сущность изобретения.
Управляемый источник энергии на использовании низкотемпературного ядерного синтеза предназначен для осуществления экзотермических ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза и выделения энергии экзотермических внутриядерных реакций при объединении нуклонов в четверки.
Управляемый источник энергии содержит ядерный реактор синтеза ядер, систему управления, систему защиты и обслуживание системы, кроме того, согласно настоящему изобретению, источник включает в свой состав турбогенератор, основной генератор нейтронов, излучающий нейтроны при облучении тяжелой воды гамма-излучением, исходящим от реагента, умножитель нейтронов, при это в качестве реагента используются такие элементы, как литий-7, бор-11, азот-15, фтор-19, натрий-23, магний-24, алюминий-27, кремний-28, фосфор-31, сера-32, хлор-35, калий-39, кальций-40, скандий-45, в ядрах которых при облучении нейтронами, прошедшими через замедлитель, происходит захват нейтрона, бета минус распад и образование ядер с большим атомным числом, чем у исходного ядра, и объединение нуклонов в четверки с выделением энергии.
Способ осуществления низкотемпературного ядерного синтеза, предназначенный для осуществления экзотермических ядерных реакций в управляемых источниках ядерной энергии, включает использование в качестве реагента таких материалов, как литий-7, бор-11, азот-15, фтор-19, натрий-23, алюминий-27, фосфор-31, хлор-35, калий-33, скандий-45, выбор подходящего материала из данного ряда для исходного реагента, загрузку исходного реагента в ядерный реактор, предназначенный для ядерного синтеза, приведение реактора в действие и облучение исходного материала тепловыми нейтронами, в результате чего в ядрах исходного материала при протекании внутриядерных реакций происходит захват нейтронов, увеличение атомного числа и объединение нуклонов в четверки с выделением энергии.
Второй вариант способа осуществления низкотемпературного ядерного синтеза, предназначенного для осуществления экзотермических ядерных реакций в управляемых источниках ядерной энергии, заключается в использовании в качестве реагента таких материалов, как магний-24, кремний-28, сера-32, калий-40, использовании генератора нейтронов в виде вспомогательного ядерного реактора, работающего на делении тяжести ядер, выборе исходного реагента, загрузке исходного реагента в ядерный реактор, облучении исходного реагента потоком тепловых нейтронов, при этом в результате облучения исходного материала тепловыми нейтронами происходит захват ядром четырех нейтронов, сопровождающийся преобразованием двух из них в протоны и объединением нуклонов, двух протонов и двух нейтронов в четверки с выделением энергии, образовавшейся связи порядка 28,48 МэВ на каждую четверку нуклонов.
Далее заявленная группа изобретений поясняется конкретными примерами реализации с использованием чертежей, на которых изображено следующее:
на фиг. 1 - схема управляемого источника энергии, основанного на низкотемпературном ядерном синтезе, а на фиг. 2 - схема ядерного реактора, входящего в состав управляемого источника энергии.
Заявленный источник состоит из следующих узлов и систем (см. фиг. 1):
ядерного реактора синтеза ядер (1), в котором производится выделение энергии в результате экзотермических ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза образования ядер с большим атомным числом, чем у ядер исходного реагент;
теплообменника (2);
циркуляционных насосов (3);
турбогенератора (4);
конденсатора (5);
питательного насоса (6);
системы управления;
системы защиты;
обслуживающих систем.
Все узлы и системы могут быть использованы типовые для ядерной энергетики за исключением ядерного реактора, который содержит ряд конструктивных особенностей и представляет основной предмет изобретения.
Ядерный реактор низкотемпературного ядерного синтеза работает на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Ядерным горючим (реагентом) служит один из возможных реагентов, указанных в п.2 или в п.3 данного описания изобретения. Активная зона реактора представляет графитовую емкость, в которой расположены следующие элементы (см. фиг. 2).
Пластины исходного реагента (1);
пластины замедлителя нейтронов из графита (2);
основной генератор нейтронов на тяжелой воде (3);
умножитель нейтронов на тяжелых делящихся ядрах (4);
пусковой генератор нейтронов (5);
теплоноситель (6).
Функционально работа реактора заключается в том, что пластины исходного реагента облучаются потоком тепловых нейтронов, излучаемых основным генератором нейтронов. Нейтроны излучаются тяжелой водой при облучении потоком гамма-лучей, исходящих от исходного реагента в процессе осуществления реакций захвата нейтронов и преобразования нейтронов в протоны путем бета минус распада. Энергия гамма-лучей должна быть не менее 2,2 МэВ. Образовавшиеся нейтроны прежде чем прореагировать с реагентом проходят через умножитель и замедлитель, где увеличивается поток нейтронов до требуемой плотности и замедляется скорость нейтронов до требуемой энергии, соответствующей максимальному сечению захвата нейтронов ядром исходного реагента.
Отличительные признаки предлагаемого ядерного реактора связаны с тем, что разработанные, освоенные и используемые в народном хозяйстве ядерные реакторы предназначены для выделения и использования внутриядерной энергии с помощью реакций расщепления тяжелых ядер. Деление ядер происходит благодаря специфическому воздействию нейтронов на некоторые тяжелые ядра. В процессе деления ядер образуются новые поколения нейтронов, за счет которых реакция деления ядер распространяется на другие ядра и процесс выделения энергии продолжается.
В термоядерных реакциях используется процесс сближения и слияния ядер в более сложное и более плотное ядро, чем ядро исходного реагента. В этих реакциях нейтроны не принимают участия, но в результате некоторых из них, происходит испускание нейтронов. В предлагаемом ядерном реакторе происходит низкотемпературный синтез нуклонов в ядре, под действием захвата медленных нейтронов ядром. В процессе реакции синтеза расходуются нейтроны, но новые нейтроны не рождаются. Поставлять нейтроны вынуждены с помощью генератора нейтронов.
Одна из возможных разновидностей генератора нейтронов представляет собой систему узких трубок, пронизывающих активную зону реактора заполненных тяжелой водой. В исходном состоянии источника тяжелая вода из рабочей зоны выведена и хранится в специальном резервуаре. В рабочем состоянии тяжелая вода прокачивается по трубкам, облучается гамма-лучами, возникающими в процессе реакции синтеза, происходящем в реагенте и вырабатывает нейтроны. Нейтроны поступают в реагент, возбуждают реакцию синтеза и принимают в ней участие. Для повышения плотности потока нейтронов, они предварительно проходят через умножитель и замедлитель. Умножитель увеличивает плотность нейтронов до необходимой для выделения требуемой мощности, а замедлитель замедляет скорость быстрых нейтронов для увеличения сечения захвата.
Управление мощностью выделяемой энергии производят изменением количества тяжелой воды, присутствующей в активной зоне. Чтобы уменьшить мощность, достаточно вытеснить из трубок часть тяжелой воды. Это приведет к сокращению потока нейтронов и уменьшению актов синтеза ядер в единицу времени.
Для увеличения мощности, достаточно увеличить количество тяжелой воды в активной зоне. Для уменьшения непроизводительных потерь нейтронов, активная зона ограничена отражателями нейтронов, в качестве которых используются графитовые, пластины и графитовая обмазка.
При использовании в качестве исходного реагента изотопа лития-7, для получения энергии ядерного синтеза осуществляют в ядерном реакторе реакцию синтеза
В результате которой выделяется энергия 17,29 МэВ в каждом акте синтеза. При израсходовании 1 кг лития 7 выделяется энергия порядка 14,8•1026 МэВ, или 5,67•1010 ккал, что в 2,8 раза больше, чем при израсходовании 1 кг урана 235. Это эквивалентно сгоранию 5000 т бензина. По сравнению с аналогичным, использующим деление тяжелых ядер, источнику потребуется расходовать 10 г лития-7 в сутки, чтобы получить тот же результат, что получает урановый реактор, расходуя 30 г урана 235 в сутки. К этому следует добавить, что источник энергии на синтезе обладает повышенной безопасностью, поскольку он работает в режиме, удаленном от угрозы возникновения неуправляемой цепной реакции, его исходные реагенты и продукты реакции экологически безвредны и безопасны и не загрязняют окружающую среду.
На первый взгляд имеется некоторое внешне формальное сходство между реакцией захвата нейтрона литием-6, используемой для получения трития и реакцией захвата нейтрона ядром реагента в заявленном источнике, особенно это бросается в глаза, когда в качестве реагента использован один из рекомендованных для этого природный материал - литий-7. Различие состоит в том, что ядерная реакция
3Li6+n _→ 1H3+2He4+4,8 МэВ
представляет реакцию деления ядра, а реакция захвата нейтрона и преобразования нейтрона в протон, используемые в заявленном источнике - реакцию ядерного синтеза. Например.
Действительно, результатом первой реакции является образование ядер дейтерия и трития, каждое из которых имеет меньшее атомное число и меньший заряд, чем исходное ядро лития-6, а во второй реакции образуется ядро изотопа исходного реагента с большим атомным числом,
Таким образом, низкотемпературный ядерный синтез использует два типа реакций; 1) реакцию радиационного захвата медленного нейтрона ядром исходного реагента, которая увеличивает атомное числа исходного ядра и 2) реакцию преобразования нейтрона в протон, которая увеличивает заряд исходного ядра.
Основанием предложений по созданию источника энергии с использованием низкотемпературного ядерного синтеза и способов осуществления низкотемпературного ядерного синтеза является следующее:
Мои исследования строения атомного ядра доказывают, что внутри ядра нуклоны стремятся объединиться в четверки (по 2 протона + 2 нейтрона). Каждое такое объединение из несвязанных нуклонов выделяет энергию связи, соответствующую связи альфа-частицы (28,11 МэВ + энергия связи образовавшейся частицы с остальной частью ядра), которая может быть использована в качестве эффективного источника ядерной энергии.
Справедливость этого положения подтверждается
1) соблюдением закона сохранения энергии в соответствующих экзотермических реакциях, и
2) следующей цитатой из технической литературы: /3/
"Отметим, что громадная разница в энергиях связи изотопа углерода-12 и изотопа бора-12 сейчас объясняется так называемым эффектом счетверения, согласно которому нуклонам внутри ядра энергетически выгодно объединяться в четверки, содержащие по два протона и два нейтрона."
Конец цитаты. (Ю.М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972 г., с. 182)
а) Поэтому, вводя в атомное ядро четверку независимых нуклонов (2 протона + 2 нейтрона) можно сформировать в ядре объединение нуклонов. При этом ядро излучит энергию, равную энергии связи нуклонов в свободной альфа-частице, порядка 28,11 МэВ + энергию связи сформированной четверки с исходным ядром.
б) Такой путь формирования четверки нуклонов внутри ядра не очень удобен в техническом исполнении и нерационален из-за необходимости протонам преодолевать электрическое поле облучаемого ядра, для чего требуется либо высокий нагрев реагирующих материалов, либо ускорение протонов до высоких энергий. Чтобы устранить эту нежелательную необходимость, можно воспользоваться свойством нейтронов превращаться в протоны при избытке нейтронов в ядре.
Цитата. /4/
"Бета-распад - процесс не внутриядерный, а внутринуклонный. В ядре распадается одиночный нуклон. Это видно уже из того, что бета активным является свободный нейтрон, распадающийся на протон, электрон и антинейтрино
с периодом полураспада 11,7 мин." Конец цитаты. (Ю.М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972 г., с. 220).
Фактически происходит не распад ядра, а его формирование. Нуклон превращается из более рыхлого нейтрального состояния в более плотное и заряженное состояние, нейтрон распадается и превращается в протон. Именно в этом состоит основная функция этой реакции. Формирование нуклона неизбежно сопровождается выделением энергии, поскольку произошло изменение внутренней энергии нуклона, он становится более плотным, и выделение отрицательного, заряда - электрона в сопровождении антинейтрино. Справедливо эту реакцию называть реакцией превращения нейтрона в протон.
Внутри атомных ядер, содержащих некоторое избыточное количество нейтронов относительно их равновесного количества в стабильных изотопах, часть нейтронов сохраняет эту способность превращения нейтронов в протоны путем бета минус распада.
Таким образом, используя эту способность атомных ядер мы избавляемся от неприятной необходимости сближения заряженных частиц на малые расстояния и при этом сохраняем возможность производить реакции синтеза и использовать в полной мере выделяемую ядром энергию.
В отличие от известного способа, в заявленном источнике основными энерговыделяющими реакциями являются реакции радиационного захвата ядром реагента (ядерного горючего) тепловых нейтронов и преобразования части нейтронов в протоны внутри природного атомного ядра. Нейтрон не содержит нескомпенсированных зарядов и обладает способностью беспрепятственно проникать внутрь практически каждого ядра, за небольшим исключением. Ядро реагента размещает захваченные нейтроны на ядерных расстояниях порядка 10-13 см и между ними возникает прочная ядерная связь. Энергия, соответствующая этой связи может быть выделена реактором и использована.
Таким образом, одной из отличительных особенностей низкотемпературного ядерного синтеза, является достраивание природного атомного ядра до более сложного путем присоединения нуклонов, а известный источник получает результат путем слияния более легких и рыхлых атомных ядер.
Главная идея предлагаемого источника состоит в том, что появляется возможность избежать столкновения положительно заряженных ядер реагента и при этом сохранить возможность производить реакции синтеза ядер.
Кроме этого, известный источник не может выделить часть внутренней энергии связи нуклонов, входящих в состав реагирующих ядер. Так например, при слиянии дейтерия с тритием неиспользованной остается энергия 2,2 МэВ внутренней связи дейтерия и 8,62 МэВ внутренней связи трития. Т.е. не используется энергия порядка 10,82 МэВ на каждый акт синтеза. Если осуществить такую же операции, заявленным способам, путем достраивания природного ядра, допустим, радиационным захватом ядром магния-24 четырех нейтронов и преобразованием двух из них в протоны, получим
Таким образом, изменение атомного ядра магния-24 в ядро кремния-28, т.е. на величину, соответствующую образованию альфа- частицы, получим энергию порядка 40 МэВ, тогда как образование альфа-частицы путем слияния трития с дейтерием дает энергию 17,8 МэВ. Как видно, такая цепочка изотермических реакций радиационного захвата четырех нейтронов и преобразование двух из них в протоны представляет собой реакции синтеза, в результате которых ядро магния-24 превращается в ядро кремния-28, у которого число нуклонов оказалось на 4 единицы больше и из ник протонов на 2 больше, чем у ядра магния-24.
Для реализации этого низкотемпературного ядерного синтеза достаточно захвата 4 нейтронов ядром магния-24. Заряд ядра увеличился на 2 единицы, несмотря на то, что положительно заряженные частицы в ядро не вводились.
2) Вторым отличительным признаком является следующее положение. В заявленном источнике для осуществления ядерного синтеза необходимо расходование нейтронов, в чем не нуждаются реакции термоядерного синтеза в известном источнике. В известном источнике нейтроны расходуются в ядерных реакциях деления, но в заявленном источнике реакции деления отсутствуют.
3) Заявленный источник энергии в качестве реагента (ядерного топлива) использует природные материалы, атомные ядра которых способны захватывать нейтроны (радиационный захват нейтрона) и внутри ядра, захватившего нейтроны происходит преобразование части захваченных нейтронов в протоны и формирование атомного ядра более высокого уровня интеграции (увеличение массового числа A и электрического заряда Z ядра) по сравнению с исходным ядром реагента, что свидетельствует о том, что в ядрах происходит синтез. Ядерный реактор источника выделяет энергию, возникающую за счет увеличения энергии связи нуклонов в ядре. В отличие от этого, энергетический ядерный реактор "известного" источника осуществляет реакции деления тяжелых ядер урана или плутония и реакции деления лития-6 и накапливания трития.
4) Для производства нейтронов, реактор заявленного источника содержит основной генератор нейтронов, умножитель нейтронов, замедлитель нейтронов, отражатель нейтронов и пусковой генератор нейтронов. Все эти устройства известны, но в данном заявленном типе источника ядерной энергии на низкотемпературном ядерном синтезе применяются впервые.
5) Во втором варианте заявленного способа рекомендуется применение широкого ассортимента дешевых и распространенных в природе стабильных материалов в качестве реагента, таких как магний-24, кремний-28, сера-32, кальций-40.
Эти материалы подобраны таким образом, что в составе атомного ядра имеется целое число четверок нуклонов. В соответствии с цитатой /4/, присоединение к такому ядру еще 4 нуклонов, позволит получить очередное наиболее энергетически выгодное объединение нуклонов в ядре, и соответственно наиболее полный энергетический выход.
В первом варианте заявленного способа рекомендуется применение столь же распространенных, дешевых и стабильных материалов: лития-7; бор-11; азот-15; фтор-19; натрий-23; алюминий-27; фосфор-31; хлоp-35; калий-39; скандий-45.
Отличительной особенностью этих материалов является то обстоятельство, что атомное ядро содержит одну четверку нуклонов не полную. В ней недостает одного протона. Введение в ядро одного нейтрона создает условие перегруженности ядра нейтронами, что влечет преобразование нейтрона в протон и энергетическое объединение четверки нуклонов. При этом, расходуя один нейтрон, получаем большой выход энергии.
В отличие от заявленных способов, "известный" способ имеет весьма скудный ассортимент неиспользуемых в заявленных способах материалов литий-6, дейтерий, тритий, уран-235, плутоний-239. Из них тритий и плутоний-239 в природе не встречаются.
6) Шестым отличительным признаком является возможность для образования потока нейтронов использовать атомные ядра, имеющие аномально слабые связи нейтрона с остальным атомным ядром.
Например, дейтерий имеет энергию связи нейтрона 2,2 МэВ, откуда
γ+d _→ p+n-2,2 МэВ;
бериллий-9 имеет связь нейтрона 1,65 МэВ, откуда
4Be9+γ _→ 2α+n-1,65 МэВ;
4Be9+n _→ 2n+2α-2 МэВ;
кислород-17 имеет связь нейтрона 4,2 МэВ, откуда
8O17+γ _→ 8O16+n-4,2 МэВ.
Как известно, средняя энергия связи нуклона с остальным ядром составляет порядка 8 МэВ. Таким образом, если в качестве генератора нейтронов использовать тяжелую воду d2O17, позволяющую выделить 3 нейтрона, затратив в среднем 2,8 МэВ на один нейтрон, а в качестве исходного реагента атомное ядро, обладающее большой энергией связи на один нуклон, то получим некоторую избыточную энергию. В рассмотренном примере использования в качестве реагента магния-24, получим энергию 40,08 МэВ на 4 прореагировавшие нейтрона, откуда на один прореагировавший нейтрон приходится 10 МэВ выделенной энергии. Если вычесть энергию, израсходованную на производство нейтронов, то имеется возможность использовать избыточную энергию на один прореагировавший нейтрон порядка 10 - 2,8 = 7,2 МэВ.
Предельная энергоотдача на один нуклон для термоядерного синтеза не превышает 3,5 МэВ, что в 2 с лишним раза хуже заявленного способа по второму варианту.
В отличие от заявленного способа, известный способ термоядерного синтеза основан на другом принципе, использует слияние атомных ядер дейтерия и трития. Он не нуждается в наличии нейтронов. Нейтроны в известном источнике обеспечивают выполнение реакции деления, а не синтеза.
7) Седьмым отличительным признаком является отсутствие регулирования мощности, выделяемой в процессе термоядерного синтеза в известном источнике. Регулирование мощности источника с помощью изменения потока нейтронов, отмечено только в отношении реакций ядерного деления. На реакции термоядерного синтеза слиянием ядер дейтерия и трития наличие нейтронов не оказывает влияния.
В отличие от известного источника, заявленный источник содержит механизм регулирования мощности, выделяемой в процессе низкотемпературного ядерного синтеза, путем изменения количества тяжелой воды, присутствующей в активной зоне ядерного реактора. Тяжелая вода, облучаемая потоком гамма-лучей, служит источником нейтронов, которые непосредственно участвуют в процессе низкотемпературного ядерного синтеза.
8) Восьмым отличительным признаком является различие в конструктивном исполнении, наличии неидентичных функциональных узлов, имеющих различие в их назначении, принципе действия и конструктивном исполнении.
Предлагаемый способ осуществления низкотемпературного ядерного синтеза предназначен для осуществления экзотермических ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза в управляемых источниках ядерной энергии путем сочетания ядерных реакций захвата медленных нейтронов ядрами исходного реагента и преобразования части захваченных нейтронов в протоны с помощью реакции бета минус распада.
В качестве исходного реагента используют какой-либо из следующих материалов: литий-7; бор-11; азот-15; фтор-19; натрий-23; алюминий-27; фосфор-31; хлор-35; калий-39; сканднй-45.
При необходимости их можно использовать в различных сочетаниях. Отличительными признаками этих материалов являются: широкая распространенность в природе, стабильность, безопасность для человека и окружающей среды, особенность строения ядра, заключающаяся в том, что оно состоит из некоторого количества энергетически объединенных четверок нуклонов в более плотные соединения и одной незавершенной четверки, у которой недостает одного протона. Радиационный захват нейтрона приводит к перегруженности исходного ядра нейтронами, что влечет преобразование нейтрона в протон путем бета минус распада и энергетическое объединение четверки нуклонов. При этом расходуется всего один нейтрон, а получают большой выход энергии.
Для реализации способа производят следующие операции: Выбранный материал загружают в активную зону реактора в виде пластин, подготавливают реактор к работе, включают реактор и производят облучение реагента медленными нейтронами. Атомные ядра захватывают нейтроны. Захватив нейтрон, атомное ядро приобретает недостающий нуклон, преобразует его в протон, формирует из четырех нуклонов очередное энергетическое объединение нуклонов, выделяя при этом большую порцию энергии. Энергия улавливается источником и преобразуется в полезную работу. Например, если в качестве реагента используют литий-7, являющийся стабильным, безвредным, широко распространенным материалом (в земной коре его содержание составляет 0,005%, в природной смеси 92,7%, то облучая его нейтронами получают энергию порядка 17,29 МэВ на один акт синтеза. Источник энергии, использующий литий-7 в качестве реагента, может иметь удельную энергоотдачу в несколько раз больше чем ядерные реакторы, работающие на делении тяжелых ядер. Следует добавить, что литиевый источник экологически безвредный, его продукты реакции и исходные материалы не радиоактивны и не загрязняют окружающую среду.
Особенностью лития-7, в отличие от остальных реагентов является то обстоятельство, что продуктом реакций низкотемпературного ядерного синтеза (радиационного захвата медленного нейтрона и преобразования нейтрона в протон) является альфа радиоактивный от природы изотоп бериллия-8, который образовавшись распадается на 2 альфа-частицы с кинетической энергией порядка 0,1 МэВ.
Продукты реакций других рекомендуемых реагентов стабильны.
Второй вариант способа осуществления реакций низкотемпературного ядерного синтеза так же, как и первый вариант предназначен для осуществления экзотермических ядерных реакций низкотемпературного ядерного синтеза в управляемых источниках ядерной энергии. Он заключается в том, что внутри ядра производится объединение четырех нуклонов (2 нейтрона и 2 протона) в четверку. Возросшая энергия связи между четверкой нуклонов сопровождается выделением большого количества энергии в соответствии с изменением энергии связи. Для реализации этого способа выбирают генератор нейтронов, конструктивно выполненный в виде вспомогательного ядерного реактора, работающего на делении тяжелых ядер. Такой реактор вырабатывает мощный поток нейтронов, часть нейтронов отводят через отверстие в стенке реактора-генератора нейтронов в основной реактор, работающий на синтезе. В процессе передачи формируют импульсный режим поступления нейтронов. Импульсный режим позволяет выдержать необходимую последовательность выполнения операций. Для осуществления импульсного режима, между выходом вспомогательного реактора и входом основного реактора устанавливают вращающийся графитовый диск с отверстиями. Оптимальную частоту поступления нейтронов подбирают экспериментальным путем.
Реализация этого варианта способа осуществления низкотемпературного ядерного синтеза позволяет выделить энергию на одну четверку нуклонов порядка 40 МэВ. Достоинством этого способа является то, что по окончании формирования четверки исходный материал не разрушается и не теряет способности продолжать формирование следующих четверок нуклонов. Следовательно, можно получить очень высокую удельную энергоотдачу.
В качестве исходного реагента используют такие материалы, как магний-24, кремний-28, сера-32, кальций-40, титан-44, хром-48. Исходный материал закладывают в ядерный реактор и облучают его нейтронами. Захват нейтронов ядром сопровождается выделением больших количеств энергии. Часть захваченных нейтронов в ядре преобразуются в протоны. Четверки захваченных нуклонов объединяются энергетически, в результате чего получают от четырех захваченных нейтронов энергию связи нуклонов соответствующую энергии связи свободной альфа частицы (28,48 МэВ) +энергию преобразования двух нейтронов в протоны (0,8•2= 1,6 МэВ) + энергию связи образовавшейся группы с исходным ядром (порядка 5 - 8 МэВ). Так например, если в качестве исходного реагента используют магний 24, то получают энергию от источника порядка 40,1 МэВ на одну сформированную группу нуклонов полезным свойством атомных ядер этого типа является способность продуктов реакции продолжать захват нейтронов и формирование следующих групп нуклонов. Это в значительной мере повышает удельную энергоотдачу. Так например, если в качестве исходного реагента используют магний-24, то захватив 4 нейтрона будет выделена энергия порядка 40,1 МэВ, что соответствует энергии связи альфа-частицы в ядре и в качестве продукта реакции получают кремний-28. Кремний-28 способен захватить еще 4 нейтрона и образовать ядро серы 32, которое захватив 4 нейтрона обратится в ядро аргона 36. Аргон 36 является инертным газам, который мало пригоден для дальнейшего использования в качестве ядерного горючего. Его откачивают из активной зоны реактора. Будем считать, что на этом цепь реакций ядерного синтеза прерывается.
Если используют такую цепь реакций, то в результате получают энергию порядка 113,8 МэВ или 4,77 МэВ на нуклон, что в 4,7 раза больше, чем для реакции деления тяжелых ядер. При израсходовании 1 кг магния-24 получают энергию порядка 10,9•1010 ккал, что соответствует сгоранию 9,63 тыс. т. бензина.
Еще большую энергоотдачу получают, если используют в качестве реагента изотоп кальция-40. В результате формирования шести поколений четверок: нуклонов, получают 214,6 МэВ энергии или 5,365 МэВ/нуклон. При израсходовании 1 кг кальция-40 получают энергию порядка 12,3•1010 ккал./нуклон, что соответствует сгоранию 11 тыс. т. бензина.
Описание конструкции управляемого источника энергии на использовании низкотемпературного ядерного синтеза
Источник представляет собой стационарную энергетическую установку, помещенную в толстостенную бетонную конструкцию, служащую защитой от радиоактивных излучений окружающей среды и обслуживающего персонала. Источник состоит из следующих конструктивных узлов (фиг. 1)
Ядерного реактора (1),
теплообменника (2),
циркуляционных насосов (3),
турбогенератора (4),
конденсатора (5),
питательного насоса (6),
системы управления,
системы защиты,
обслуживающих систем.
Ядерный реактор (1) фиг. 1 предназначен для осуществления экзотермических ядерных реакций синтеза и состоит из следующих функциональных элементов (см. фиг. 2).
Реагента (1), пластины которого равномерно распределены по рабочему объему активной зоны реактора.
Теплоносителя (2), представляющего собой тонкостенные трубки, расположенные в непосредственной близости от пластин реагента, по трубкам движется дистиллированная вода или жидкий металл, охлаждающие пластины реагента и отводящие тепловую энергию от реагента в теплообменник (2) фиг. 1.
Основного генератора нейтронов (3), представляющего собой систему тонким трубок, расположенных в промежутках между пластинами реагента, по трубкам циркулирует тяжелая вода. В результате облучения гамма-лучами, исходящими от реагента, тяжелая вода излучает нейтроны, которые захватываются ядрами реагента и происходит экзотермическая реакция синтеза.
Умножителя нейтронов (4), представляющего собой тяжелые элементы, способные при захвате нейтронов делиться с излучением большего числа нейтронов, чем было захвачено, делящиеся элементы умножителя распределяются между основным генератором нейтронов и реагентом и обеспечивают поддержание заданного уровня отдаваемой мощности реагентом или увеличение ее до необходимого значения. Замедлителя нейтронов (5), представляющего графитовый заполнитель всего свободного пространства активной зоны реактора. Служит для уменьшения скорости быстрых нейтронов и увеличения сечения захвата нейтронов ядрами реагента.
Пускового генератора нейтронов (6), представляющего собой радиоактивный изотоп с большим периодом полураспада. Он устанавливается в специальные гнезда, расположенные в активной зоне, в момент включения и инициирует начальный поток нейтронов, достаточный для возбуждения реакции синтеза и включения в работу основного генератора нейтронов.
Управление мощностью выделяемой энергии производят изменением количества тяжелой воды, присутствующей в активной зоне. Чтобы уменьшить мощность, достаточно вытеснить из трубок часть тяжелой воды. Это приведет к сокращению потока нейтронов и уменьшению актов синтеза ядер в единицу времени. Для увеличения мощности, достаточно увеличить количество тяжелой воды в активной зоне.
Для уменьшения непроизводительных потерь нейтронов, активная зона ограничена отражателями нейтронов, в качестве которых используются графитовые пластины и графитовая обмазка.
Режим пуска
Для пуска источника энергии и приведения его в рабочее состояние, тяжелой водой из резервуара заполняют трубки реактора и производят ее циркуляцию с целью охлаждения и восстановления концентрации дейтерия, которая по мере расхода нейтронов постоянно уменьшается.
В специальные гнезда вставляют пластины, служащие пусковым и дежурным генератором нейтронов. Пусковой генератор является слабым долгоживущим радиоактивным источником. Например, можно использовать пластины, содержащие смесь альфа - активного изотопа радия 226, полония 210 или плутония 239 с изотопами бериллия-9.
α+4Be8 _→ 6C12+n+5,6 МэВ.
В области окружающей пусковой генератор имеется повышенная концентрация умножителя нейтронов, облегчающая пуск источника. Нейтроны от пускового генератора возбуждают первоначальную реакцию синтеза, которая быстро распространяется на соседние ядра, разрастается до тех пор, пока не наступит рабочий режим, режим насыщения, ограниченный заданным количеством излучаемых нейтронов основного генератора.
Режим останова
Для останова и выключения источника, сливают тяжелую воду в резервуар, убирают из активной зоны пусковой генератор нейтронов. При этом прекращается реакция синтеза и выделение энергии.
Аварийный режим
Контроль и управление мощностью источника производят с помощью автоматической системы, поддерживающей количество тяжелой воды в активной зоне реактора на заданном уровне. В случае отказа основных средств контроля и управления и возникновения угрожающей ситуации возникновения аварии, используют средства аварийного отключения циркуляции тяжелой воды и слива ее в резервуар. Если и эта операция окажется затруднительной, то в результате чрезмерного повышения температуры в реакторе, произойдет кипение тяжелой воды, образовавшийся пар вытеснит тяжелую воду из активной зоны реактора через аварийные клапаны, это приведет к снижению мощности реактора и его останову.
Предлагаемый способ осуществления низкотемпературного ядерного синтеза включает следующие операции:
1) Выбор исходного горючего материала.
Горючий материал должен обладать стабильностью, широкой распространенностью в природе, низкой стоимостью, большой энергоотдачей. Атомное ядро горючего материала должно содержать в своем составе недостроенную четверку нуклонов.
При использовании рекомендуемых горючих материалов выделяется следующее количество энергии при захвате нейтрона (см. табл. 1).
Из табл. 1 видно, что наибольшей энергоотдачей обладают наиболее легкие элементы. При выборе материала следует иметь в виду, что более легкие материалы обладают более высокой удельной энергоотдачей на один нуклон, поскольку содержат меньше нуклонов в ядре. Таким образом, в качестве ядерного горючего следует отдать предпочтение литию-7, который помимо высоких энергетических качеств, является экологически чистым материалом.
Его исходный материал и продукты реакции стабильны и безвредны.
2) Подготовка источника к работе.
Производят осмотр всех узлов источника, загружают исходный горючий материал, заправляют до нормы теплоноситель, заправляют до нормы тяжелую воду генератора нейтронов, производят опробование функционирования узлов реактора без подачи нейтронов, производят проверку работы системы автоматического управления, производят проверку работы системы защиты.
3) Включение источника.
Производят включение системы защиты, производят включение системы автоматического управления, производят включение теплоносителя, производят включение основного генератора нейтронов, производят установку и включение пускового генератора нейтронов, после чего возбуждается реакция синтеза, начинает функционировать основной генератор нейтронов и устанавливается рабочий режим источника. Во время включения источника в работу, устанавливают такое количество тяжелой воды в активной зоне реактора, чтобы источник при выходе в рабочий режим производил минимальную мощность вырабатываемой энергии при устойчивой работе без срывов. Затем плавно увеличивают мощность до заданного уровня, контролируя работу всех узлов источника.
4) Рабочий режим.
В рабочем режиме осуществляют производство энергии за счет экзотермических реакций ядерного синтеза. В этом режиме производят контроль за работой узлов и систем источника и автоматическое поддержание мощности производимой энергии на заданном уровне. Для уменьшения мощности уменьшают количество тяжелой воды в активной зоне, а для ее увеличения - увеличивают количество тяжелой воды.
5) Режим останова.
Для останова и выключения источника сливают тяжелую воду в резервуар, убирают из активной зоны пусковой генератор нейтронов. При этом прекращаются реакции ядерного синтеза. По мере остывания реактора отключают остальные узлы и системы источника.
6) Аварийный режим.
Контроль и управление мощностью источника производят с помощью автоматической системы, поддерживающей количество тяжелой воды в активной зоне реактора на заданном уровне. В случае отказа основных средств контроля и управления и возникновения угрожающей ситуации возникновения аварии, используют средства аварийного отключения циркуляции тяжелой воды и слива ее в резервуар. Если и эта операция окажется затруднительной, то в результате чрезмерного повышения температуры в реакторе, произойдет кипение тяжелой воды, образовавшийся пар вытеснит тяжелую воду из активной зоны реактора через аварийные клапаны, это приведет к снижению мощности реактора и его останову. Рассмотрим пример выполнения ядерной реакции синтеза при использовании в качестве ядерного горючего изотопа лития-7.
Возбуждение реакции синтеза производят облучением ядерного горючего нейтронами, в результате чего происходит захват ядром лития-7 нейтрона.
Возможность захвата нейтрона ядром лития-7 подтверждается следующей цитатой из учебника.
"Нейтроны не подвержены действию кулоновского барьера и вступают в экзотермические реакции со всеми ядрами (кроме He3 и He4). Поэтому взаимодействие нейтронов с ядрами крайне интенсивно при энергии нейтрона, близкой к нулю."
Конец цитаты. (Ю. М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972, с. 435).
Справедливость этой реакции подтверждается следующими сведениями:
1. Безусловное соблюдение закона сохранения энергии, который можно выразить следующей формулировкой:
Если в ядерной реакции принимают участие нуклоны, и в результате реакции энергия связи между нуклонами увеличилась на величину ΔE, то такая реакция экзотермична и происходит излучение энергии, равной ΔE.
Из справочных данных (Ю. М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972, с. 657) имеем;
Энергия связи лития-7 составляет 39,2 МэВ
Энергия связи лития-8 составляет 41,3 МэВ
Энергия связи бериллия 8 составляет 56,5 МэВ
Основанием низкотемпературного ядерного синтеза служат следующие положения:
1) Стремление нуклонов в атомном ядре объединяться в четверки (2 протона + 2 нейтрона)
Цитата
"Отметим, что громадная разница в энергиях связи изотопа углерода 12 и изотопа бора 12 сейчас объясняется так называемым эффектом счетверения, согласно которому нуклонам внутри ядра энергетически выгодно объединяться в четверки, содержащие по два протона и два нейтрона".
Конец цитаты. (Ю. М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972, с. 182).
2) Способность ядер, перегруженных нейтронами, часть нейтронов преобразовывать в протоны.
Структуру ядра лития-7 можно представить как объединение альфа-частицы, дейтерия и нейтрона.
Таким образом, захват нейтрона сопровождается выделением энергии 41,3-39,2 = 2,1 МэВ и образованием четверки нуклонов, стремящихся объединиться в альфа-частицу. При этом один из нейтронов превращается в протон и происходит излучение электрона, уносящего с собой остаток энергии связи альфа-частицы порядка 15,2 МэВ. Образовавшееся ядро бериллия-8 нестабильно и распадается на два ядра гелия-4. В результате реакции выделяется энергия 2,1+15,2 = 17,3 МэВ, что соответствует разности энергий связи между продуктами реакции и исходных материалов 56,5-39,2 = 17,3 МэВ.
При израсходовании 1 кг лития-7 выделяется энергия порядка 14,8•1026 МэВ, или 5,67•1010 ккал, что в 2,8 раза больше, чем при израсходовании 1 кг урана 235. Это эквивалентно сгоранию 5000 т бензина.
Предлагаемый вариант способа осуществления низкотемпературного ядерного синтеза включает следующие операции:
1) Выбор исходного горючего материала. Горючий материал должен обладать стабильностью, широкой распространенностью в природе, низкой стоимостью, большой энергоотдачей. Атомное ядро рекомендуемого горючего материала содержит в своем составе целое число четверок.
При использовании рекомендуемых горючих материалов получают следующее количества энергии в результате захвата ядром четырех нейтронов (см. табл. 2).
2) Подготовка источника к работе.
Производят осмотр всех узлов источника, загружают исходный реагент, заправляют до нормы теплоноситель, производят опробование функционирования узлов источника без подачи нейтронов, производят проверку работы системы автоматического управления, производят проверку работы системы защиты.
3) Включение источника.
Производят включение системы защиты, производят включение системы автоматического управления, производят включение теплоносителя, включают в работу вспомогательный реактор основного генератора нейтронов, включают основной генератор нейтронов. Поступающие от вспомогательного реактора нейтроны возбуждают реакции синтеза в источнике, в результате чего устанавливается рабочий режим источника. Производимую мощность источника плавно увеличивают от минимальной до заданного уровня.
4) Рабочий режим.
В рабочем режиме осуществляют производство энергии за счет экзотермических реакций ядерного синтеза путем преобразования части захваченных ядром нейтронов в протоны и объединения четверок нуклонов. В этом режиме производят контроль за работой узлов и систем источника и автоматическое поддержание мощности производимой энергии на заданном уровне. Для уменьшения мощности источника уменьшают поток нейтронов, поступающих от основного генератора нейтронов, а для увеличения мощности увеличивают количество поступающих нейтронов.
5) Режим останова.
Для останова и выключения источника отключают поступление нейтронов от вспомогательного реактора. Это приводит к прекращению реакций ядерного синтеза. По мере остывания реактора, отключают узлы и системы источника.
Если используют в качестве исходного реагента магний-24, то облучая его нейтронами получают следующую цепь реакций синтеза (см. табл. 2).
Аргон является инертным газом, для использования в последующих реакциях не пригоден, его откачивают из активной зоны реактора и на этом цепочка реакций синтеза прерывается.
Сведениями, подтверждающими возможность реализации ядерного синтеза, предложенным способом являются:
1) Образование более сложного ядра аргона 36 из исходного ядра магния-24 путем облучения ядра нейтронами.
2) Все ядерные реакции являются экзотермическими.
3) Полученная энергия в результате синтеза составляет 4,7 МэВ на нуклон. Таким образом, полученная энергоотдача при использовании этого варианта способа низкотемпературного ядерного синтеза не уступает синтезу способом столкновения ядер, и при этом предложенный способ не имеет основных недостатков, присущих аналогу.
4) Безусловное соблюдение закона сохранения энергии, который можно выразить следующей формулировкой; Если в ядерной реакции принимают участие нуклоны, и в результате реакции энергия связи между нуклонами увеличилась на величину ΔE, то такая реакция экзотермична и происходит излучение энергии, равной ΔE.
В нашем примере исходным является ядро магния-24, ядро которого содержит энергию связи нуклонов, равную 199,3 МэВ. В результате реакций образовалось ядро аргона-36, энергия связи которого составляет 308,3 МэВ. Таким образом, выделенная энергия составляет 308,3 - 199,3 = 109 MэB + Энергия преобразования шести нейтронов в протоны порядка 4,8 МэВ итого 113,8 МэВ, что соответствует расчетным значениям.
5) Для реализации способа использовано стремление нуклонов в ядре объединяться в четверки (Ю.М. Широков и Н.П. Юдин. Ядерная физика. М., 1972, с. 182).
6) Использована способность ядер, перегруженных нейтронами, часть нейтронов преобразовывать в протоны.
При израсходовании 1 кг магния-24 получают энергии) порядка 10,9•1010 ккал, что соответствует сгоранию 9,63 тыс. т бензина.
Литература
1. Царев В.А. Низкотемпературный ядерный синтез. УФН, 1990 г., т. 160, вып. 11, стр. 1-49.
2. Царев В.А. Новые данные по низкотемпературному ядерному синтезу. УФН. 1991 г., т. 161, вып. 4.
3. Физический энциклопедический словарь. 1983 г., стр. 784. Управляемый термоядерный синтез.
4. Широков Ю.М. и Юдин Н.П. Ядерная физика. 1980 г.
5. Алексеев Г. Н. Становление и развитие ядерной энергетики. 1990 г., стр. 351
6. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. 1983 г., т. 1, 2.
7. Киселев Г.В. Проблемы развития ядерной энергетики. 1990 г.
8. Атомная энергетика сегодня и завтра. 1989 г., стр. 151 Термоядерная энергетика.
9. Кащеев В. П. , Левадный В.А. Атомная энергия. Прошлое, настоящее и будущее.
10. Атомная промышленность зарубежных стран. 1980 г.
11. Ядерная и термоядерная энергетика будущего. Под ред. В. А, Чуянова, 1987 г.
12. Инженерно-физические проблемы термоядерной энергетики, 1989 г.
13. Нейтронно-энергетические проблемы термоядерных установок. 1989 г.
Группа изобретений относится к ядерной энергетике, а более конкретно к источникам энергии, использующим энергию синтеза ядер. В состав управляемого источника энергии, предназначенного для осуществления экзотермических ядерных реакций, входит турбогенератор, основной генератор нейтронов, излучающий нейтроны при облучении тяжелой воды гамма-излучением, исходящим от реагента, умножитель нейтронов, ядерный реактор синтеза ядер, систему управления, систему защиты и обслуживающие системы. В качестве реагентов используются: литий - 7, бор - 11, азот - 15, фтор - 19, натрий - 23, магний - 24, алюминий - 27, кремний - 28, фосфор - 31, сера - 32, хлор - 35, калий - 39, кальций - 40, скандий - 45. В ядрах указанных элементов при облучении нейтронами, прошедшими через замедлитель, происходит захват нейтрона, бета минус распад и образование ядер с большим атомным числом, чем у исходного ядра, и объединение пунктов в четверки с выделением энергии. Способы осуществления низкотемпературного ядерного синтеза заключаются в облучении исходного материала, загруженного в ядерный реактор, тепловыми нейтронами. При протекании внутриядерных реакций в ядрах исходного материала происходит захват нейтронов, увеличение атомного числа и объединение нуклонов в четверки с выделением энергии. Изобретения направлены на получение внутриядерной энергии при осуществлении экзотермических ядерных реакции низкотемпературного синтеза. 3 с.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл.
| Царев В.А | |||
| Низкотемпературный ядерный синтез, УФН, 1990, т.160, вып.11, с.1-4, 20-23 | |||
| DE, 2353671 A1, 1975 | |||
| FR, 2547099 A1, 1984 | |||
| GB, 1273975 A, 1972 | |||
| GB, 1446671 A, 1976 | |||
| Тюфяков Н.Д | |||
| и др | |||
| Основы нейтронной радиографии | |||
| - М.: Атомиздат, 1975, с.80, 81. |
