СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ЭНЕРГИИ ИЗ ДЕЙТЕРИЯ И ЕГО ПРОДУКТОВ ПРИ СОВМЕЩЕНИИ РЕАКЦИЙ ДЕЛЕНИЯ И СИНТЕЗА Российский патент 2000 года по МПК G21B1/02 

Изобретение относится к области ядерной технологии и предназначено для деления делящегося вещества моноэнергетическими нейтронами и инициирования термоядерных реакций продуктами деления.

Оно может быть использовано для осуществления цепной ядерной реакции деления, получения больших флюенсов нейтронов, гамма-квантов, а также выработки световой, электрической и тепловой энергий.

Прототип - "Способ облучения делящегося вещества моноэнергетическими нейтронами", заявка N 95112196/25 от 12.07.95 г, положительное решение - от 05.07.95 г. (Патент N 2087042 от 10.08.97 г.).

В прототипе рассмотрено влияние нейтронов термоядерных реакций (1-4) на снижение критической массы делящегося вещества и рассмотрены недостатки реакций с тритием, которые инициируют нейтроны с энергией 14 МэВ.

D + T = ⁴He(3,52 МэВ) + n(14,1 МэВ); (17,7 МэВ); (1)
D + D = T(1 МэВ) + p(3 МэВ); (4,0 МэВ); (2)
D + D = ³He(0,82 МэВ) + n(2,45 МэВ); (3,27 МэВ); (3)
5D = ⁴He + ³He + 2n + p (25 МэВ). (4)
Кроме того, в прототипе показано, что нейтроны с энергией 2,45 МэВ, получаемые из реакций (2,3) дейтерия с дейтерием (D-D), уносят 33% энергии и, следовательно, около 33% выделившейся ядерной энергии будет оставаться в магнитной ловушке - активной зоне (АЗ) реактора, при этом утилизация остальной энергии будет осуществляться вне активной зоны реактора.

Недостатками прототипа являются:
- не показано, каким образом и можно ли вообще снизить выход реакции (1), испускающей нейтроны с энергией 14 МэВ, сечение которой более чем на порядок превышает сечение D-D реакций (2, 3);
- в отсутствии реакций (1) и (4), т.е. когда протекают только D-D реакции (2, 3), в активной зоне реактора будет оставаться примерно 33% выделившейся ядерной энергии, которую необходимо будет преобразовывать в электрическую по тепловому циклу, а из-за ограниченных возможностей теплосъема нельзя повысить величину энергии, выделяемой в АЗ реактора.

Целью настоящего изобретения является повышение выделяемой в магнитной ловушке - АЗ реактора ядерной энергии; снижение выхода D-T-реакции (1), испускающей нейтроны с энергией 14 МэВ; уменьшение относительной доли ядерной энергии, которая остается в АЗ реактора и утилизируется по тепловому циклу; снижение относительного (на единицу выделившейся ядерной энергии) выхода радиоактивных продуктов деления; повышение преобразования выделившейся ядерной энергии в электричество и повышение эффективности использования нейтронов ядерных реакций.

Для достижения поставленной цели делящееся вещество превращают в газ или плазму и перемещают вращением внутри магнитной ловушки, затем в центральную область вращения вводят дейтерий, в котором под действием высокоэнергетических продуктов деления инициируют две термоядерные реакции D-D (2, 3), рождающие быстрые нейтроны, которые поддерживают цепную ядерную реакцию деления и снижают критическую массу делящегося вещества. Причем количество энергии, передаваемое тяжелым ядрам водорода, регулируется временем удержания высокоэнергетических продуктов деления пробками магнитной ловушки. За время удержания начальный заряд продуктов деления должен снизиться примерно вдвое, после чего они, вместе с продуктами синтеза, выводятся из магнитной ловушки и направляются на преобразование их кинетической энергии в другие виды энергии. Затем, после полного торможения продуктов деления и синтеза, из них выделяют полученный по первой D-D реакции первичный гелий-3, который смешивают с дейтерием и снова подают в центральную область магнитной ловушки для их совместного "сжигания" под действием продуктов деления по реакции дейтерия с гелием-3 (D-³He).

Получаемый по второй ветви D-D-реакции радиоактивный тритий накапливается, а образующийся из него вторичный ³He выделяется и направляется в магнитную ловушку для "сжигания", причем характер роста энергии от его "сжигания" таков, что примерно через 1,9 года эта энергия может достигнуть 25% от энергии, выделяемой по обеим D-D-реакциям, а через ~ 100 лет работы реактора, при постоянстве протекания D-D-реакций, достигнуть своего максимального значения и в дальнейшем останется на этом уровне, равном примерно 500% от энергии, получаемой по обеим ветвям D-D-реакций. К этому времени суммарная энергия, выделяемая в магнитной ловушке, будет равна:
Q = Q_дел + Q_(D-D) + [Q_D-³ _He = 5•Q_(D-D)] (5)
где Q_дел - энергия, полученная от реакции деления;
Q_(D-D) - термоядерная энергия от D-D-реакций;
Q_D-³ _He - термоядерная энергия от "сжигания" первичного и вторичного ³He, нарабатываемого по обеим D-D-реакциям.

За замедлителем, окружающим магнитную ловушку, устанавливают радиоактивные отходы для их уничтожения-трансмутации или(и) легкую воду, которая, поглощая выходящие из замедлителя (тяжелой воды) тепловые нейтроны, превращается в тяжелую воду, а выделенный из нее дейтерий может быть направлен в магнитную ловушку для его "сжигания", что позволит сэкономить до 50% ядер дейтерия, "сгорающих" по D-D-реакциям.

Для еще большего повышения выделяемой в магнитной ловушке ядерной энергии в нее подают дополнительный ³He, который, например, может быть привезен с Луны.

Последовательность операций при осуществлении заявленного способа.

Сначала в магнитную ловушку, где вращается делящееся вещество, вводят дейтерий. Затем, под действием высокоэнергетических продуктов деления в дейтерии инициируют термоядерные реакции, при этом образующиеся продукты синтеза вместе с продуктами деления выводят из магнитной ловушки и направляют на преобразование их кинетической энергии в другие виды энергий, а после их полного торможения из них выделяют He-3 и тритий. Выделенный He-3 смешивают с дейтерием и направляют в магнитную ловушку для "сжигания". При этом, из трития выделяют образующийся He-3, который также "сжигают" в магнитной ловушке. При этом за замедлителем, который окружает активную зону, размещают радиоактивные отходы для трансмутации и (или) легкую воду для ее превращения в тяжелую.

Из используемых по прототипу реакций 1-4 видно, что ³He, получаемый по реакции (3), не задействован, хотя, как видно из реакции (6), это одна из наиболее энерговыделяющих реакций, на которую в настоящее время делается основной упор при обосновании перспективных будущих термоядерных реакторов [1, 2, 3].

D + ³He = ⁴He(3,62 МэВ) + p(14,7 МэВ) (18,32 МэВ) (6)
В связи с тем, что на Земле нет ³He, в работе [1] рассматривается вариант экономической целесообразности привоза ³He с Луны, на которой его запасы оцениваются в миллион тонн. В работе [1] на стр. 28 убедительно показана нецелесообразность использования D-D-реакций в токамаках, амбиполярных ловушках и других термоядерных устройствах из-за опасной D-T-реакции, которая приводит к наведенной радиоактивности от нейтронов с энергией 14 МэВ, сравнимой с радиоактивностью, возникающей на ядерных реакторах деления. В то же время в этой работе показано, что "чистых" (без нейтронов) D-³He-реакторов не будет, поскольку в них также будут рождаться нейтроны с энергией 2,45 МэВ от сопутствующих D-D-реакций и нейтроны с энергией 14,1 МэВ от взаимодействия дейтерия с рожденным по D-D-реакциям тритием.

Однако в D-³He реакторе нейтронов будет рождаться в 10...30 раз меньше, чем в D-T-реакторе равной мощности, что позволит продлить срок замены первой стенки реактора с 6 до 60 лет. При этом достаточно убедительно показано, что разбухание, охрупчивание, разрушение и высокий уровень долгоживущей наведенной радиоактивности первой стенки обусловлены нейтронами с энергией 14,1 МэВ.

В нашем случаев, когда нагрев ядер среды для инициирования термоядерных реакций осуществляется продуктами деления за времена менее или сравнимые с 1 мс, после чего продукты деления и образующиеся продукты синтеза выводятся из магнитной ловушки, ни высокоэнергетический тритий, ни тем более высокоэнергетический ³He, практически не успевают вызвать заметное число реакций (1) и (6).

Такое малое время удержания высокоэнергетических продуктов реакций значительно снижает требования к параметрам амбиполярных ловушек, поскольку, как показано в работах [2, 3], уже в настоящее время в пробкотроне АМБАЛ-М возможно пиковое удержание в течение 1...3 миллисекунд водородной плазмы с плотностью 2•10¹⁴ яд/см³ (что полностью подходит для данного способа), а после осуществления модернизации будут удерживать плазму с плотностью 2•10¹³ яд/см³ в течение 200 мс, в то время как для осуществления термоядерного синтеза необходимо, чтобы время удержания плазмы плотностью 2•10¹⁴ яд/см³ было более пяти секунд [4] (время термализации α-частиц 2 с, протонов 5 с). Это говорит о том, что до практического осуществления термоядерного синтеза принятыми способами пока еще очень далеко.

Рассмотрим время, в течение которого продукты деления передадут свою энергию ядрам дейтерия, т.е. обоснуем время их удержания в магнитной ловушке.

В работе [5] на стр. 196 показано, что продукты деления, благодаря большому заряду (для осколков урана-235 Z ~ 20...22), в основном передают свою энергию непосредственно ядрам замедляющей среды. В последующем при снижении заряда они так же, как и α-частицы, протоны, электроны, СВЧ-излучение, омический нагрев и т. д., будут передавать свою энергию электронам, которые будут нагревать ядра среды. В механизме нагрева ядер среды и заключается главное отличие предлагаемого способа инициирования термоядерных реакций от способа нагрева, используемого в термоядерных реакторах. То есть, в предлагаемом способе будут идти термоядерные реакции, а электроны, относительно температуры ионов, можно считать будут "холодными". Следовательно, в этом случае отпадают основные каналы потери энергии плазмы, обусловленные тормозным и циклотронным излучением электронов, которое уносит до 85% энергии при D-³He-реакции [6] и в виде лучистой энергии воздействует на первую стенку АЗ, вызывая ее интенсивный нагрев и разрушение.

На фиг. 1 представлены зависимости, характеризующие изменение скорости в зависимости от длины пробега в воздухе легких и тяжелых продуктов деления от момента их рождения (плотность воздуха 5•10¹⁹ яд/см³). На этом же рисунке приведены значения кинетической энергии и величины зарядов продуктов деления в зависимости от длины их пробега.

При уменьшении плотности воздуха пропорционально увеличивается длина пробега продуктов деления, поэтому при плотности воздуха 5•10¹⁴ яд/см³ длина пробега будет равна (2,5...1,9)•10⁵ см соответственно для легкого и тяжелого осколков. Из фиг. 1 видно, что на половине их длины пробега осколки отдадут ядрам среды ~ 80% своей энергии. При этом время, необходимое для преодоления этого промежутка (при плотности 5•10¹⁴ яд/см³), составит ~ 1,2•10^-4 с. При переходе от воздуха к дейтерию длина пути еще увеличится в 3...5 раз [5, стр. 180] и, следовательно, время его преодоления станет равным 0,6•10^-4 с. В связи с этим можно считать, что примерно за одну миллисекунду более 80% энергии осколков деления будет передано непосредственно ядрам дейтерия. При этом заряд легкого осколка деления станет равным Z_л = Z₀V• V/V₀ = 13,6, а тяжелого Z_т = Z₀•V/V₀ = 10,2 [5, стр. 197].

Полученные значения зарядов осколков деления, как видим, еще весьма высоки и, следовательно, посредством регулирования проницаемости пробок магнитных ловушек можно в широких пределах изменять количество энергии, передаваемое плазме, и тем самым регулировать интенсивность протекания термоядерных реакций.

Рассмотрим влияние времени удержания продуктов реакций на количество актов взаимодействия рожденного трития с дейтерием (1) внутри магнитной ловушки.

Из (2) следует, что начальная энергия трития равна 1 МэВ. Сечение реакции трития с дейтерием при таких энергиях составляет 10^-25 см². Длина пробега трития в дейтерии плотностью 5•10¹⁴ яд/см³ равна:
L = 1/(5•10¹⁴•10^-25) = 2•10¹⁰ см = 2•10⁸ м (7)
Из приведенных результатов следует, что даже если ядро трития не снижает своей скорости, то и тогда этот промежуток оно преодолеет за 20 с, или ~ 2 с, если учесть торможение на электронах. Это время примерно в 20000-2000 раз превышает время удержания высокоэнергетических продуктов реакций в предлагаемом способе. Поэтому, если в термоядерных D-³He -реакторах [1, стр. 21] вклад 14-МэВ-ных нейтронов в активацию первой стенки в 10 раз меньше, чем в D-T-реакторах, что обеспечивает срок службы первой стенки до 60 лет, то в нашем случае этот вклад будет примерно в 10³ раз меньше, чем в D-T-реакторе, поэтому первая стенка сможет стоять 100...200 и более лет, и срок ее годности будет определяться другими параметрами, а не радиационным повреждением от нейтронов с энергией 14 МэВ.

Рассмотрим различные варианты повышения количества ядерной энергии, выделяемой в магнитной ловушке от "сжигания" в ней ядер ³He.

1. Повышение выделения ядерной энергии за счет "сжигания" в магнитной ловушке первичного ³He, полученного по реакции (3), и вторичного ³He, полученного в результате распада радиоактивного трития, рожденного по реакции (2).

При протекании D-D-реакций (2) и (3) "сгорает" 4 ядра дейтерия, при этом выделяется 7,27 МэВ энергии и образуется по одному ядру ³He и T. Будем считать, как принято в работе (1), что их сечения одинаковы, тогда одинаковым будет и количество рожденных ядер ³He и T (В работе [7, стр. 947, 948] показано, что сечение реакции, по которой рождается ³He, немного больше и равно 1,1•10^-25 см², в то время как сечение реакции, по которой образуется тритий, равно 7•10^-26 см²).

При "сгорании" полученного первичного ³He в АЗ реактора, как видно из реакции (6), выделяется 18,32 МэВ, т.е. в 2,53 раза больше энергии, чем при обеих D-D-реакциях. При этом образующиеся заряженные высокоэнергетические α-частицы и протон никакого влияния на тепловой режим работы магнитной ловушки оказывать не будут. Это следует из того, что в нашем случае, по сравнению с термоядерным D-³He-реактором, тормозное и циклотронное излучения будут значительно меньше, т.к. электроны будут относительно холодные.

Еще такое же количество вторичного ³He можно получить и направить на "сжигание" в магнитную ловушку из выделенного из продуктов реакций радиоактивного трития, имеющего период полураспада 12,262 года.

На фиг. 2 представлены зависимости накопления нарабатываемого трития, например по 1,7 и 1 кг/сутки, кривые 1 и 2, и ежедневного образования из накопленного трития вторичного ³He, кривые 3 и 4, для случая стационарного протекания D-D-реакций. Из этих данных видно, что по прошествии примерно 100 лет наступит равновесие, когда количество поступающего на хранение радиоактивного трития будет равно количеству образующегося из него вторичного ³He и, следовательно, с этого момента времени выделяемая в магнитной ловушке энергия от его "сжигания" достигнет максимальной величины, равной 253% от энергии D-D-реакций. При этом через 1,9 года от начала накопления трития ежедневное образование ³He будет равно 10% от его максимального значения, что соответствует 25% от энергии, выделяемой по обеим D-D-реакциям, при его "сжигании".

Таким образом, в течение почти 100 лет будут возрастать выход вторичного ³He и количество выделяемой в магнитной ловушке энергии и, следовательно, будет возрастать количество вырабатываемой электроэнергии и только по прошествии этого промежутка времени она достигнет своего максимального значения и в последующем останется на уровне, определяемом формулой (5).

Из формулы 5 видно, что выделяемая в магнитной ловушке энергия, в первую очередь, определяется интенсивностью протекания D-D-реакций, поскольку количество актов реакций D-³He зависит от количества рожденных в D-D-реакциях ядер ³He и T. При этом для протекания термоядерных реакций необходимо, чтобы энергия, выделяемая при делении, была, как минимум, такой, чтобы все провзаимодействовавшие ядра дейтерия и ³He до этого момента, получили бы от продуктов деления энергию, равную 70 КэВ [1, стр. 13].

Предположим, что при протекании D-D-реакций выделяется энергия, равная 1 ГВт. Такая энергия выделится при слиянии 3,3•10²¹ ядер дейтерия. (При 3•10¹⁹ актов деления выделится энергия, равная 1 ГВт [8, стр. 33], при одном акте деления выделяется 200 МэВ энергии, при протекании 27,6 парных D-D-реакций также выделится 200 МэВ термоядерной энергии и, следовательно, при 27,6•3•10¹⁹ парных актов синтеза выделится энергия, равная 1 ГВт, при этом общее число ядер дейтерия, участвующих в D-D-реакциях, будет равно N = 4•27,6•3•10¹⁹ = 3,3•10²¹).

Такое же количество ядер дейтерия и гелия-3 необходимо для протекания двух реакций (6) с первичным и вторичным ³He. Следовательно, общее число ядер D и ³He равно N = 6,6•10²¹ ядер.

Исходя из полученного числа ядер найдем энергию, которую необходимо выделить при реакциях деления, чтобы все полученные ядра приобрели энергию 70 КэВ.

Предположим, что при одном акте деления ядрам среды передается только 50% кинетической энергии осколков деления (т.е. 80 МэВ), следовательно, в этом случае, более 1100 ядер среды будет нагрето до 70 КэВ. Для нагрева всех ядер потребуется 6•10¹⁸ актов деления, т.е. 0,2 ГВт. (Вклад продуктов синтеза в нагрев не рассматривается, поскольку он приведет к снижению энергии реакции деления, а это только улучшит все показатели).

Подставляя все полученные значения энергий в формулу (5), видим, что суммарная ядерная энергия, выделившаяся в магнитной ловушке, равна 6,25 ГВт. В этой величине 96,8% принадлежит термоядерной энергии и только 3,2% относится к энергии деления, поэтому в нашем случае продуктов деления будет в 31 раз меньше, чем в случае, когда вся энергия производится за счет деления. [При этом в сравнении с существующими АЭС, работающими на тепловых нейтронах, в предлагаемом способе будет образовываться меньше трансурановых нуклидов:
во-первых, за счет уменьшения параметра α, который, например, для плутония равен ~ 0,36 ( α = б_c(сечение захвата)/б_f(сечение деления) = 270/740 = 0,36), т.е. 73% ядер плутония делится и 27% ядер, захватив нейтрон, превращаются в трансурановые нуклиды). В предлагаемом способе, для проведения цепной реакции деления, можно использовать резонанс плутония с энергией 15,5 эВ, у которого α = 0,05, и в этом случае 95,2% ядер будет делиться и только 4,8% ядер будет превращаться в трансурановые нуклиды. Следовательно, в предлагаемом способе трансурановых нуклидов будет образовываться в 5,6 раз меньше (при использовании в качестве делящегося вещества урана-233, у которого есть резонансы с α = 0.03, только 2,9% ядер не разделятся, а превратятся в уран-234, который является стабильным, не радиоактивным и не токсичным, как все изотопы плутония и трансурановые нуклиды, образующиеся в современных ядерных реакторах, т.е. ториевый цикл с образованием урана-233 является наиболее предпочтительным в ядерной энергетике),
- во-вторых, в обычных АЭС, в активной зоне находится большая масса природного урана, которая, захватывая нейтроны, превращается как в ядерное горючее, так и в трансурановые нуклиды [9], в связи с этим на единицу мощности реактора, основанного на предлагаемом способе, радиоактивных отходов будет, как минимум, более чем в 200 раз меньше.

Из этой энергии в замедлителе выделится в виде тепла энергия нейтронов и гамма-квантов (энергию тормозного и циклотронного излучения не рассматриваем, поскольку температура электронов меньше температуры ионов). Нейтроны и гамма-кванты деления уносят 5%, а нейтроны D-D-реакции 33% энергии, поэтому суммарная тепловая энергия, выделившаяся в АЗ реактора, будет равна 0,34 ГВт.

В устройствах по прямому преобразованию кинетической энергии продуктов синтеза и осколков деления в электричество перейдет (6,25-0,34)•0,8 = 4,728 ГВт ядерной энергии. При этом в тепловую энергию переходит (6,25-0,34)•0,2+0,34 = 1,522 ГВт. Всю тепловую энергию с коэффициентом 0,43 [1, стр. 30] также можно преобразовать в электроэнергию и тогда суммарная величина электрической энергии будет равна: 4,728 + 1,522•0,43 = 5,38 ГВт.

Коэффициент преобразования (КПД) ядерной энергии в электрическую равен: КПД = 5,38/6,25 = 0,86.

Поскольку в работе [1, стр. 30] показано, что у будущих термоядерных реакторов, работающих на чистом гелии-3, этот коэффициент не может быть больше 0,67, а в более поздней работе [4] показано, что значение этого коэффициента ограничено величиной 0,5, то полученное значение КПД следует считать весьма высоким.

2. Повышение выделения ядерной энергии при условии стабильной подачи электроэнергии потребителю.

Поскольку на начальном этапе работы реактора вторичного ³He нет и существует необходимость того, чтобы электрическая энергия, подаваемая потребителю в течение всего времени работы реактора, была постоянной, то имеет смысл предусмотреть на начальном этапе повышенный выход D-D-реакций и, естественно, повышенный выход первичного ³He и нарабатываемого трития.

Зависимость между выделяемой электрической энергией и интенсивностью протекания D-D-реакций, полученная из формулы (5), имеет вид:
Q_D-D = (Q_эл - Q_эл.дел)/0,886(1 + K₁ + K₂) - 0,15) (8)
где Q_эл.дел - электрическая энергия, получаемая от реакции деления;
K₁ и K₂ - коэффициенты возрастания энергии, выделяемой при D-D реакциях за счет "сжигания" первичного и вторичного ³He.

Если K₁ = K₂ = 2,525 и Q_эл = 5,4 ГВт, то тогда Q = 1 ГВт, т.е. получим предыдущий пример по прошествии 100 лет работы реактора. В рассматриваемом примере для начального периода работы реактора K₂ = 0, Q_эл.дел = Q_дел•0,8 (взято из предыдущего примера), тогда
Q_D-D = (5,4 - 0,2•0,8)/0,886•(1 + 2,525) - 0,15) = 1,76 ГВт.

Поскольку Q_эл.дел бралось из предыдущего примера, то найдем его значение для настоящего случая. Так, при энергии 1,76 ГВт, выделенной при D-D-реакции, "сгорит" 5,8•10²¹ ядер дейтерия, половина из этого числа равна числу ядер дейтерия с первичным ³He, следовательно, общее число ядер будет равно 8,66•10²¹. Для их нагрева потребуется 7,9•10¹⁸ актов деления или 0,26 ГВт энергии, т.е. для проведения оценок выражение (7) вполне подходит.

В связи с повышением выделения энергии по D-D реакциям найдем величину энергии, выделяемую по тепловому циклу.

В АЗ реактора и в устройствах по прямому преобразованию выделится тепловая энергия, равная:
Q_т = (Q_дел•0,04 + Q_D-D•0,33) + (Q_полн - Q_т.АЗ)•0,2 = 1,72 ГВт.

В предыдущем примере Q = 1,5 ГВт, т.е. отличия составляют всего лишь 0,22 ГВт и дополнительная нагрузка на тепловое оборудование возрастет всего лишь на 13%.

На начальном этапе выделенная энергия равна 6,5 ГВт, КПД ее преобразования в электрическую энергию равен 0,83, что также представляет весьма большое значение.

В этом примере по мере накопления трития и увеличения образования вторичного ³He, энергию, выделяемую по D-D-реакции, можно будет со временем уменьшать, а энергию от "сжигания" вторичного ³He увеличивать, при сохранении постоянного количества электроэнергии, подаваемой потребителю. Примерно через 16 лет, как видно из фиг. 2, при отсутствии необходимости в дальнейшей наработке ³He реактор может перейти на режим работы, соответствующий работе реактора по примеру 1 через 100 лет его работы.

3. Повышение выделения ядерной энергии при максимальной величине энергии, направляемой потребителю.

Рассмотрим повышение выделения ядерной энергии в магнитной ловушке для случая, когда имеющийся в запасе или привезенный с Луны ³He добавляется в магнитную ловушку для "сжигания". В этом случае постоянства протекания D-D-реакций на уровне 1 ГВт добиваются за счет изменения соотношения концентрации ядер ³He и дейтерия в ловушке [1, стр. 10]. Тогда, например, при увеличении в 10 раз числа "сгорающих" в магнитной ловушке ядер ³He выделяемая термоядерная мощность будет равна: 51 ГВт (50 ГВт от D-³He-реакции и 1 ГВт от D-D-реакции). Общее число "сгорающих" ядер дейтерия и гелия-3 равно 3,63•10²², для их нагрева до 70 кэВ необходимо 3,3•10¹⁹ актов деления, что соответствует 1,1 ГВт мощности выделяемой при делении.

Следовательно, суммарная ядерная мощность равна ~ 52 ГВт. Из этой энергии в магнитной ловушке выделяется энергия, равная:
Q_т = 0,04_дел + 0,35_D-D = 0,37 ГВт.

Т. е. тепловой режим в магнитной ловушке, по сравнению с предыдущими примерами, практически не изменится, при этом количество выделившейся тепловой энергии в устройстве по прямому преобразованию станет равным Q_т = 52•0,2 = 10 ГВт, т. е. увеличивается в 10 раз. Такая величина тепловой энергии не представляет трудности для ее преобразования (Это соответствует тепловой энергии, вырабатываемой на существующих АЭС, состоящих из трех блоков). При этом доля продуктов деления уменьшается как минимум в 52 раза, а с учетом снижения выхода трансурановых нуклидов радиоактивных отходов будет более чем в 300 раз меньше, в сравнении с обычным ядерным реактором деления. (На самом деле она будет еще меньше, если учесть вклад в нагрев плазмы высокоэнергетических продуктов реакций синтеза и за счет этого осуществить снижение энергии деления).

В этом примере показана возможность резкого увеличения получаемой ядерной энергии при незначительном росте выделяемой тепловой энергии в магнитной ловушке.

Таким образом, используя для нагрева дейтериево-гелиевой-3 смеси продукты деления и быстрый вывод из активной зоны (магнитной ловушки) реактора продуктов синтеза (что особенно важно для вывода трития), резко (примерно на 3 порядка) снижают интенсивность протекания опасной дейтериево-тритиевой реакции, испускающей нейтроны с энергией 14 МэВ. В результате этих мероприятий практически полностью исключаются "проблемы первой стенки" и высокого уровня наведенной радиоактивности материалов, остро стоящие в термоядерных реакторах, отпадает необходимость дорогостоящей доставки гелия-3 с Луны, поскольку он нарабатывается из дешевого дейтерия, запасы которого на Земле неограничены, при этом используемая незначительная мощность реакции деления, выделяемая к тому же в разреженной плазме из делящегося вещества, в экологическом плане не представляет серьезной опасности даже при полном разрушении такого реактора. Большой избыток нейтронов из D-D-реакций синтеза позволит уничтожать-трансмутировать как свои радиоактивные продукты деления, так и радиоактивные отходы, нарабатываемые другими обычными ядерными реакторами деления, или, размещая на периферии замедлителя из тяжелой воды легкую воду, можно будет ее превращать в тяжелую воду, что позволит сэкономить до 50% ядер дейтерия, "сгорающих" по D-D-реакциям.

Литература
1. Головин И. Н. Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с D³He), Москва - ЦНИИатоминформ, 1989 г.

2. Г.И. Димов, Кабанцев В.Г., Соколов, С.Ю. Таскаев. О концепции компактного источника нейтронов и возможности его моделирования на концевом пробкотроне "Амбал-М", ИЯФ, Новосибирск, 1993.

3. Т. Д. Ахметов, В.С. Белкин, Г.И. Димов и др. Создание горячей стартовой плазмы в концевой системе АМБАЛ-М, ИЯФ, Новосибирск, 1996.

4. М. Г. Кузнецов. Некоторые результаты папаметрического анализа амбиполярного реактора с топливом D-³He, Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 1990, вып. 4, с. 11-17.

5. Экспериментальная ядерная физика. Под редакцией Э. Сегре, Т. 1, Перевод с английского, И.Л., М., 1955.

6. М.Н. Мариинский. К вопросу использования D-³He топливного цикла в токамаке масштаба APOLLO, Вопросы атомной науки и техники, Сер. Термоядерный синтез. Вып. 4, с. 6-11.

7. И. К. Кикоин. Справочник, Таблицы физических величин, М., Атомиздат, 1976.

8. Д.Л. Бродер, С.А. Козловский, В.С. Кызьюров и др. Биологическая защита транспортных реакторных установок, Атомиздат, М. 1962.

9. В.М. Горбачев, Ю.С. Замятин, А.А. Лбов. Основные характеристики изотопов тяжелых элементов. Справочник, М., Атомиздат, 1975.

Под действием высокоэнергетических продуктов деления инициируют две термоядерные реакции дейтерия с дейтерием (D-D), вводя в область вращения делящегося вещества, превращенного в газ или плазму, тяжелые изотопы водорода. Для исключения возникновения опасных 14 МэВ нейтронов от взаимодействия рожденного в D-D-реакции трития с дейтерием продукты D-D-реакции, тритий и гелий-3, практически мгновенно, менее чем за 1 мс, выводят из зоны протекания D-D-реакций. Для увеличения выделения термоядерной энергии в зону протекания D-D-реакций подают продукты этих реакций, как первичный, так и вторичный, полученный при распаде трития, ³Не. При этом энергия от "сжигания" по D-³He-реакции только первичного ³Не в 2,5 раза превысит энергию, выделяемую при протекании двух D-D-реакций, и еще удвоится при "сжигании" ³Не, полученного от распада трития. Для еще большего выделения термоядерной энергии в зону протекания ядерных и термоядерных реакций подают дополнительный ³Не. 2 з.п.ф-лы, 2 ил.

1. Способ получения энергии из дейтерия и его продуктов при совмещении реакций деления и синтеза, заключающийся в том, что делящееся вещество превращают в газ или плазму и перемещают внутри магнитной ловушки с заданной скоростью в поле тепловых нейтронов, вышедших из замедлителя, а в центральную область вращения делящегося вещества вводят тяжелые изотопы водорода, в которых под действием продуктов деления инициируют термоядерные реакции с испусканием нейтронов синтеза, отличающийся тем, что количество энергии, передаваемое дейтерию, регулируется временем удержания высокоэнергетических продуктов деления пробками магнитной ловушки, которое для получения возможности регулирования в большую или меньшую сторону выбирается таким, чтобы за это время начальный заряд продуктов деления снизился примерно вдвое, после чего они вместе с продуктами синтеза выводятся из магнитной ловушки и направляются на преобразование их кинетической энергии в другие виды энергии, а затем после их полного торможения из них выделяют полученный по первой D-D-реакции первичный гелий-3, который смешивают с дейтерием и снова подают в центральную область магнитной ловушки для их совместного "сжигания" под действием продуктов деления по реакции дейтерия с гелием-3 (D-³He), при этом получаемый по второй ветви D-D-реакции радиоактивный тритий накапливается, а образующийся из него вторичный
³He выделяется и направляется в магнитную ловушку для "сжигания", причем характер роста энергии от его "сжигания" таков, что примерно через 1,9 года эта энергия может достигнуть 25% от энергии, выделяемой по обеим D-D-реакциям, а через ~ 100 лет работы реактора при постоянстве протекания D-D-реакций достигнуть своего максимального значения, и тогда энергия от "сжигания" первичного и вторичного ³He достигнет и в дальнейшем останется на уровне 500% от энергии, получаемой по обеим ветвям D-D-реакций, причем к этому времени суммарная энергия, выделяемая в магнитной ловушке, будет равна:
Q = Q_дел + Q_(D-D) + [Q_(D-3He) = 5 • Q_(D-D)],
где Q_дел - энергия, полученная от реакции деления;
Q_(D-D) - энергия синтеза от D-D-реакций;
Q_(D-3He) - энергия синтеза от "сжигания" первичного и вторичного ³He, нарабатываемого по обеим D-D реакциям,
при этом за замедлителем, окружающим магнитную ловушку, устанавливают радиактивные отходы для их обезвреживания - трансмутации и(или) легкую воду, которая, поглощая выходящие из замедлителя тепловые нейтроны, превращается в тяжелую воду, а выделенный из нее дейтерий может быть направлен в магнитную ловушку для его "сжигания", что позволяет сэкономить до 50% ядер дейтерия, "сгорающих" по D-D-реакциям. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что на начальном этапе, когда отсутствует вторичный ³He, недостающую энергию компенсируют увеличением интенсивности протекания D-D-реакций, обеспечивающих повышенное "сжигание" первичного ³He, при этом интенсивность протекания реакции деления определяется условием соответствующего нагрева ядер дейтерия и ³He, подаваемых в магнитную ловушку - активную зону реактора. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в магнитную ловушку, помимо "сжигания", наработанного по D-D-реакциям ³He, вводится для повышения выделяемой в магнитной ловушке энергии дополнительный гелий-3.