СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕЕ ГЕНЕРАЦИИ Российский патент 2003 года по МПК G21B1/00 

Изобретение относится к способам получения тепловой энергии и устройствам для ее генерации и может быть использовано в промышленности, а также электроэнергетике и жилищно-коммунальной отрасли.

Известен способ генерирования тепла (Стейнли Понс (US), Мартин Флейшманн (US) RU 2115178, МКИ G 21 В 1/100, 1998), который включает получение гидрида металла путем превышения концентраций атомов изотопов водорода в кристаллической решетке над концентрацией атомов водорода в гидриде металла и избыточного тепла за счет взаимодействия атомов изотопов водорода атомов кристаллической решетки металла, добавление к атомам кристаллической решетки радиоизотопных атомов, испускающих под действием нейтронов частицы с высокой энергией, возбуждение кристаллической решетки металла частицами с высокой энергией, размещение источника изотопов водорода и металла в контейнер, отведение генерируемого тепла через теплоотводы и теплопроводную жидкость.

Известно устройство для генерирования тепла (Стейнли Понс (US), Мартин Флейшманн (US) RU 2115178, МКИ G 21 В 1/100, 1998), которое включает материал из металлического элемента - бериллия, источник изотопных атомов - дейтерия и трития, твердотельное изотопное водородное вещество, которое, гранулировано с металлом, имеющим кристаллическую структуру со структурой композита, атомы, испускающие под воздействием нейтронов частицы высокой энергии, контейнер для размещения источника атомов изотопов водорода и теплопотребляющее устройство.

Известный способ и устройство не могут быть применены в народном хозяйстве, так как в механизмах описания протекающих физических явлений отсутствует понимание этих явлений с точки зрения квантово-кинетической ядерной физики, а в устройстве описаны испытательные стенды и отдельные механизмы управления к ним. Достигнутый положительный эффект в материалах изобретения (Стейнли Понс (US), Мартин Флейшманн (US) RU 2115178, МКИ G 21 В 1/100, 1998), а также по публикациям других авторов (Царев В.А. Низкотемпературный ядерный синтез, УФН, 1990, т. 160, вып.11) очень мал и не повторяется в экспериментах. Механизм физического явления низкотемпературного ядерного синтеза не раскрыт и технических устройств иметь не может. Дополнительно можно отметить, что в известном способе и устройстве отсутствует единый замысел изобретения, т.к. оно состоит из отдельных несвязанных частей.

Техническим достижением настоящего изобретения является применение ядерной реакции деления как необходимое условие при запуске термоядерного синтеза для получения тепловой энергии и использование ее в народном хозяйстве. Существующие способы и устройства термоядерного синтеза, как получение тепловой энергии, так и ее генерации в земных условиях не представляются возможными по физической сути и по техническим трудностям преобразования получаемой тепловой энергии, из-за скорости нарастания тепловых процессов, а также удержания плотной плазмы в реакторе (Царев В.А. Низкотемпературный ядерный синтез, УФН, 1990, т.160, вып.11, Евсюков Г.А. RU 2128374, МКИ G 21 В 1/100, 1999, Марлин С.В., Смирнов Л.П. Некоторые инженерные аспекты разработки термоядерных реакторов. ВИНИТИ - Итоги науки и техники. Серия Ядерные реакторы, т.1. М., 1991). В этой связи изобретение направлено на достижение технического результата, заключающегося в генерировании и получении тепловой энергии, возникшей при одновременно развивающихся двух взаимосвязанных процессов индуцированного деления тяжелых ядер в композите и реакции синтеза ускоренных ядер изотопов водорода в гидриде металла.

Технический результат достигается с помощью способа, включающего получение гидрида металла путем превышения концентрации атомов изотопов водорода в кристаллической решетке над концентрацией атомов водорода в гидриде металла и избыточного тепла за счет взаимодействия атомов изотопов водорода и атомов кристаллической решетки металла, добавление к атомам кристаллической решетки радиоизотопных атомов, испускающих под действием нейтронов частицы с высокой энергией, возбуждение кристаллической решетки металла частицами с высокой энергией, размещение источника изотопов водорода и металла в контейнер, отведение генерируемого тепла через теплоотводы и теплопроводную жидкость, отличающийся тем, что внедряют атомы изотопов водорода в кристаллическую решетку металла, выбранного из элементов III, V и VII групп с минимальной величиной эффективного сечения поглощения тепловых нейтронов и получают порошковый материал гидрида металла, который перемешивают с радиоактивным веществом до однородного распределения тяжелых атомов деления в нем.

Размещают полученную смесь в свободно входящие друг в друга цилиндрический и кольцевой металлические контейнеры, которые герметично закрывают крышками и спекают смесь до образования в контейнерах твердотельного композита, а избыток тепловой энергии получают в композите, когда перемещают вдоль продольной оси кольцевого контейнера цилиндрический контейнер и фиксируют его на заданной высоте перемещения, при которой создают одновременно развивающийся процесс возникновения и продолжения каскадно-цепных взаимосвязанных реакций синтеза ускоренных ядер изотопов водорода в гидриде металла и индуцированного деления тяжелых ядер в композите под действием тепловых нейтронов, которые получают при замедлении быстрых нейтронов синтеза и деления на атомах материала композита в контейнерах и генерируют избыточное тепло через стенки контейнеров в теплопроводящую жидкость.

Ускоренные ядра изотопов водорода получают при рассеянии на ядрах изотопов водорода в кристаллической решетке металла быстрых нейтронов от реакций деления и синтеза при превышении энергии кулоновского барьера ядер изотопов водорода. Осуществляют цепные реакции синтеза и деления при превышении критической величины концентрации ядер изотопов водорода в кристаллической решетке металла, а также при превышении потерь энергии быстрых нейтронов в процессах рассеяния на ядрах изотопов водорода над потерями энергии в процессах рассеяния на ядрах атомов кристаллической решетки и при превышении общего коэффициента размножения тепловых нейтронов в результате замедления быстрых нейтронов от цепных реакций синтеза и деления над единицей.

Избыток тепловой энергии получают при замедлении быстрых нейтронов на ядрах изотопов водорода и атомов кристаллической решетки металла, а также при замедлении ускоренных ядер изотопов водорода на электронах металла в композите. Отводят образовавшиеся газовые компоненты в реакции синтеза из объемов цилиндрического и кольцевого контейнеров. Прекращают получение тепловой энергии при перемещении цилиндрического контейнера в исходное положение. Повторяют перемещение цилиндрического контейнера в кольцевом и получают тепловую энергию при мерцающем режиме цепных реакций синтеза и деления.

Отражают тепловые нейтроны из композита кольцевого элемента бериллия и поглощают тепловые нейтроны кольцевым элементом из кадмия и углерода. Создают частотные колебания при перемещении цилиндрического контейнера вдоль его продольной оси. Отвод тепла от стенок контейнеров осуществляют принудительной циркуляцией теплопроводной жидкостью по зазорам между цилиндрическим и кольцевым контейнерами и зазорами между дополнительно установленным кольцевым теплопотребляющим устройством.

Технический результат достигается также тем, что устройство для генерации тепловой энергии содержит материал из металлического элемента - бериллия, источник изотопных атомов - дейтерия и трития, твердотельное изотопное водородное вещество, которое гранулировано с металлом со структурой композита, атомы испускающие под воздействием нейтронов частицы высокой энергии, контейнер для размещения источника атомов изотопов водорода и теплопотребляющее устройство, отличающееся тем, что материал, имеющий кристаллическую решетку, содержит элементы III, V и VII групп и урановой группы и соединен в структуре решетки из 50% дейтерия и 50% трития с атомами металла от общего его объема в решетке в виде порошка гидрида металла, в объеме которого однородно размещены тяжелые атомы деления радиоактивного вещества, составляющего 10^-3%-1% от гидрида металла в виде композита, который заключен в свободно входящие друг в друга герметически закрытые металлический кольцевой и цилиндрический контейнеры.

Причем цилиндрический контейнер дополнительно снабжен механизмом перемещения, фиксации по глубине и закрепления его в объеме кольцевого контейнера, а также механизмом аварийного выброса из кольцевого контейнера в начальное положение и механизмом выброса кольцевого контейнера в начальное положение.

Кольцевой контейнер заключен в начальном положении в кольцевой элемент из кадмия. Кольцевой контейнер в конечном положении заключен в кольцевой элемент из бериллия. Цилиндрический контейнер в начальном положении заключен в кольцевой элемент из кадмия. Цилиндрический контейнер по всей высоте в конечном положении расположен в кольцевом контейнере. Кольцевые элементы из кадмия и бериллия размещены внутри свинцовой оболочки. Каждые кольцевые элементы из бериллия, кадмия и свинца заключены в стальные рубашки. Контейнеры и кольцевые элементы из кадмия и бериллия установлены в единый стальной корпус с разъемной верхней и нижней крышкой, образующих реактор. Внутри свинцовой оболочки установлено кольцевое теплопотребляющее устройство, образующее внешний контур охлаждения реактора.

Зазоры между контейнерами и стальными корпусами, в которые заключены кадмий, бериллий и свинец, образуют внутренний контур охлаждения устройства реактора. Зазоры внутреннего контура охлаждения соединены с полостями нижнего коллектора, который связан с выходом гидронасоса, и верхнего коллектора, который в свою очередь связан со входом гидронасоса. На верхней крышке корпус реактора установлены датчики нейтронного потока, температуры и давления. В верхней части стальных оболочек контейнеров выполнены отверстия. Зазоры внутреннего контура охлаждения, а также верхний и нижний коллекторы заполнены теплоохлаждающей жидкостью - тяжелой воды. Тяжелая вода является дополнительным источником изотопов водорода.

Реактор дополнительно снабжен системой продувки внутреннего контура охлаждения. На нижней крышке реактора выполнено сливное отверстие. Зазор между внешним корпусом реактора и дополнительным стальным корпусом заполнен цементом. На внешних сторонах корпуса цилиндрического контейнера и кольцевого контейнеров выполнены продольные канавки. На внешних сторонах кольцевого теплопередающего устройства выполнены продольные канавки. К нижней части корпуса цилиндрического контейнера жестко присоединен кадмиевый стержень со своей металлической рубашкой.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показана изометрия устройства при начальном положении цилиндрического и кольцевого контейнеров в реакторе, на фиг.2 показана изометрия устройства при конечном положении цилиндрического и кольцевого контейнеров в реакторе, на фиг.3 представлен сборочный чертеж устройства, на фиг.4 представлена схема поджига реакции синтеза легких ядер осколками деления U₂₃₅ и быстрыми нейтронами, на фиг. 5 представлена схема каскадно-цепной реакции синтеза легких ядер на быстрых нейтронах, на фиг. 6 показана схема развития тепловых процессов в реакторе с каскадно-цепными реакциями легких ядер на быстрых нейтронах, на фиг. 7 представлена блок-схема двух взаимосвязанных и одновременно развивающихся процессов индуцированного деления тяжелых ядер в композите и реакции синтеза ускоренных ядер изотопов водорода в гидриде металла, на фиг.8 показан график изменения концентрации нейтронов деления, нейтронов синтеза и ускоренных ядер дейтерия и трития от времени, а также график получения тепловой энергии в зависимости от времени.

Устройство для осуществления предлагаемого способа содержит внешний корпус 1 и внутренний корпус 2, установленные между собой с зазором, который заполнен пористым бетоном 3. Корпус 1 сверху и снизу герметично закрыт фланцами 4 и 5 соответственно, а внутренний корпус 2 герметично скреплен с верхней крышкой 6 и нижним фланцем 7 на фиг.1 и фиг.2. Позиции 1, 2, 4, 5, 6, 7 без штриховки. Внутри корпуса 2 размещены и жестко установлены по вертикальной оси кольцевые элементы из разных материалов: 8, 9, 10 из свинца, 11 из бериллия, 12 и 13, например, из кадмия. Бериллиевый элемент 11 жестко установлен на бериллиевом диске 14, который в свою очередь жестко установлен на кадмиевом диске 15. Свинцовый диск 16 жестко установлен на нижнем фланце 7.

Все закрепленные в корпусе 2 кольцевые элементы и диски из кадмия, бериллия и свинца размещены в герметичных металлических рубашках 17, повторяющих контур элементов и дисков. Позиция 17 является общей для всех элементов. Между свинцовым кольцевым элементом 8 и бериллиевым элементом 11 расположен и жестко установлен герметичный кольцевой элемент теплопотребляющего устройства 18, который заполнен дистиллированной водой 19. Внутри устройства 18 размещены спиральные трубки 20, по которым циркулирует холодная вода. Позиции 18, 19 и 20 составляет внешний контур съема тепла в устройстве и теплоперенос ее потребителю. В устройстве 18 по внутреннему и внешнему диаметру выполнены продольные ребра 21 и 22 соответственно.

В кольцевом бериллиевом элементе 8 размещены свободно входящие друг в друга фиг. 2 цилиндрический контейнер 23 и кольцевой контейнер 24, внутри которых герметично размещен и однородно распределен с радиоактивным элементом композитный материал 25 и 26 соответственно. Контейнеры 23 и 24 закрыты нижними и верхними крышками 27 и 28 для цилиндрического и 29 и 30 для кольцевого. Цилиндрический контейнер 23 по внешнему диаметру имеет продольные ребра 31. Такие же ребра 32 выполнены на внешнем диаметре кольцевого контейнера 24. Нижняя крышка 28 жестко соединена с металлической рубашкой 33, в которой герметично размещен кольцевой элемент кадмий 34. В верхних крышках 27 и 29 выполнены отверстия 35 и 36, соединяющие полость размещения композита 25 и 26, в которые жестко и герметично установлены металлические трубчатые тяги 37 в цилиндрическом контейнере и 38 в кольцевом.

По фиг. 2 между цилиндрическим контейнером 23 и кольцевым 24 образован зазор 39, имеющий выход в верхний кольцевой коллектор 40 и нижний коллектор 41, которые, в свою очередь, имеют выход в накопительную полость 42 и сливную полость 43 с заглушкой 44. По фиг.2 между диаметром внешнего оребрения кольцевого контейнера 24 и внутренним диаметром оболочки 11 образован зазор 45. По фиг. 1 между внешним диаметром кольцевой оболочки 11 и внутренним диаметром теплопередающего устройства 18 образован зазор 46, а между внешним диаметром устройства 18 и внутренним диаметром оболочки 8 образован зазор 47. Зазоры 45, 46 и 47 имеют выход в верхний кольцевой коллектор 40, нижний коллектор 41 и накопительную полость 42. Зазоры 45, 46, и 47, коллекторы 40 и 41 и полости 42 и сливная полость 43 заполнены рабочим телом 48 (тяжелая вода).

В нижней части сливной полости 43 жестко установлен демпферный цилиндр 49. Зазоры 39, 45, 46 и 47, коллекторы 40 и 41, полости 42 и 43 образуют внутренний контур охлаждения и передачи тепла в устройстве. Контейнеры 23 и 24 совместно с композитом 25 и 26 являются источниками тепловой энергии и называются реактором 50 (показан пунктирными линиями на фиг.3). Позиция 50 является общей с названием реактора, включающим элементы защиты 8, 9, 10, 11, 12, 13 и внешний корпус 1.

Устройство по фиг. 1, 2 и 3 дополнительно содержит гидронасос 51, вход которого соединен с полостью 42, а выход - с коллектором 41. Система продувки 52 для слива тяжелой воды из устройства на фиг.1, 2 и 3 не показана и не описана. Механизмы опускания и подъема контейнеров 23 и 24 выполнены в виде блоков 53 и противовесов 54 и 55.

На фиг. 3, как пример дополнительно показан механизм перемещения цилиндрического контейнера в кольцевом, механизм частотных колебаний контейнера 23 по вертикальной оси, механизм фиксации по высоте перемещения. Указанные функции выполняют, например, электродвигатели 56 для перемещения и фиксации, 57 для частотных колебаний, 58 для аварийного подъема цилиндрического контейнера и 59 для опускания и аварийного подъема кольцевого контейнера. Механизмы, передающие крутящий момент от электродвигателей, в устройстве не рассматриваются. Дополнительно на фланце 4 (фиг.3) установлены датчики нейтронного потока 60, датчики показания температуры 61 в рабочем теле 48 и во внешнем контуре 19 и датчик давления 62.

С целью описания физических процессов в композите 25 и 26 и механизмов получения тепловой энергии в реакторе 50 на фиг.4, фиг.5 и фиг.6 схематично, в развернутом виде изображено пространство кристаллической решетки 63, с внедренными в нее ядрами дейтерия 64 и трития 65 (атомов изотопов водорода), образующих гидрид металла. Кристаллическая решетка состоит из атомов металла, например, бериллия 66. В решетку внедрены и равномерно распределены ядра деления тяжелых атомов, например, 67 уран-235. На фиг.4, фиг.5, фиг.6 показаны ядерные частицы, участвующие в процессах ядерных реакций: нейтроны распада 68, протоны 69, электроны 70, тепловые нейтроны 71, нейтроны деления 72, нейтроны синтеза 73 и продукты реакций: гелий синтеза 74, осколки деления 75 и ускоренные ядра дейтерия и трития 76.

Получение тепловой энергии осуществляют следующим образом. С целью создания однородной смеси перемешивают порошок гидрида металла с радиоактивным веществом 67 уран-235, размещают смесь в герметичные контейнеры 23 и 24 и спекают до получения композита 25 и 26. Контейнеры 23 и 24 размещают внутри кольцевых элементов из кадмия 12, 13 и 34, которые поглощают тепловые нейтроны 71 (фиг.4), и реакция деления в этом случае в композитных материалах 25 и 26 не идет. Производят торировку датчика нейтронного потока 60, включают гидронасос 51 и создают циркуляцию рабочего тела 48 по внутренней системе охлаждения 39, 45, 46 и 47, коллекторам 40 и 41 и полостям 42 и 43. Включают двигатель 59 и опускают контейнер 24 в бериллиевый кольцевой элемент 11, который отражает тепловые нейтроны 71.

Для начала и поиска режима работы реактора 50 включают двигатель 56 и начинают опускать контейнер 23 в контейнер 24, при этом одновременно включают двигатель 57 и создают частотные колебания контейнера 23 для определения оптимального режима работы реактора 50. На некоторой высоте перемещения количество тепловых нейтронов 71 в композите 25 и 26 достигает необходимой величины интенсивности нейтронов при коэффициенте размножения тепловых нейтронов больше единицы. В этом случае датчик 60 зафиксирует нарастание интенсивности 71, а датчик температуры зафиксирует ее увеличение в 48 и 19. В этот момент фиксируют и закрепляют положение 23 относительно 24.

Съем тепла из источника 25 и 26 производят теплопроводностью с последовательностью следующих позиций: через стальную стенку 23 с ребрами 31 (для увеличения поверхности теплосъема) в рабочее тело 48 в зазоре 49, далее через стальные стенки контейнера 24 с ребрами 21 и 22 в рабочее тело 48 в зазоре 39 и 45 и далее в коллектор 40, через зазоры 46 и 47 в нижний коллектор 41 и в полость 49 на вход гидронасоса 51. Нагретое рабочее тело 48 отдает свое тепло теплопроводностью через корпус теплопотребляющего устройства 18 воде 19, которая разогревается за счет теплоотдачи через стенки устройства и через трубки 20 подается к потребителю.

При нарастании нейтронного потока датчика 60 и увеличении температуры и давления датчиков 61 и 62 автоматически включается двигатель 58, который перемещает контейнеры 23 и 24 в исходное положение. При продолжении нарастания нейтронного потока автоматически включается двигатель аварийного подъема 59, который перемещает контейнер 24 в исходное положение (фиг.1). Далее процесс повторяют снова (фиг.2).

Кольцевые свинцовые элементы 8, 9 и 10, кольцевые кадмиевые элементы 12, 13 и 15, пористый бетон 3, а также стенки 1 и 2 в устройстве являются средством защиты от нейтронного потока 68, 72 и 73, гамма-излучения и осколков 75. В результате работы реактора 50 в режиме ядерного синтеза образуются продукт реакций гелий 74, который через отверстия 35 и 36 в трубках 37 и 38 попадает под крышку 4 и выводится из устройства. Опускание и подъем контейнера 23, как пример, может быть осуществлен грузом 54 через рычаги и тягу 53, а подъем и опускание 24 осуществляют грузом 55. При профилактических работах включается система продувки 52, для чего открывают заглушку 44, создают надув воздухом или инертным газом, убирают рабочее тело 48 из реактора 50.

Эффективность данного способа осуществления ядерно-кинетических и теплофизических процессов для получения тепловой энергии заключается в следующем. Твердотельная среда композита 25 и 26, в которой рассматриваются взаимосвязанные процессы деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер, представляет собой смесь, например, бериллия 66 (или уран-238, цинк, кремний и др.), и внедренных в твердотельную решетку атомов дейтерия 64, трития 65 и урана-235. Процентное содержание урана 235 относительно бериллия составляет величину порядка ~ 10^-3-0,1%. Процентное содержание атомов дейтерия и трития относительно бериллия составляет величину ~50%.

Ядра урана-235 с одной стороны спонтанно делятся с постоянным временем распада ~10¹⁷ или ~10²⁴ с, а с другой стороны индуцированно делятся под действием тепловых нейтронов 71 с временем распада порядка 10^-4-10^-1 с для концентрации ядер урана-235, равной N_o=10¹⁷-10²⁰ см ^-3, т.е. ядра урана-235 и в том, и другом случаях являются источниками нейтронов деления N_f. Эти нейтроны деления 72 при замедлении на ядрах дейтерия и трития передают энергию некоторому количеству ядер дейтерия или трития N_d. Часть своей энергии ускоренные ядра передают атомам решетки 66, электронам 70 и соответственно ядрам дейтерия или трития. Оставшаяся часть энергии идет на процессы реакции синтеза легких ядер 64 и 65.

В результате осуществления реакции D-D (дейтерий-дейтерий) и D-Т (дейтерий-тритий) излучаются нейтроны синтеза N_t с энергией порядка 14-17 МэВ, которые в свою очередь начинают замедляться на ядрах дейтерия и трития и часть из них ускорять до энергий соответствующих энергиям нейтрон 73. В результате замедления нейтроны деления 72 и нейтроны синтеза 73 становятся тепловыми нейтронами 71 и захватываются только ядрами урана 235 с последующим процессом распада этого ядра и излучения нейтронов деления N_f с энергий порядка 1-2 МэВ, т.к. все остальные ядра (дейтерий, тритий и бериллий) только замедляют нейтроны 68 до тепловых энергий. Оба процесса повторяются или с нарастанием числа нейтронов 71 или с сохранением некоторого равновесного значения. Уменьшение числа нейтронов 71, 72 и 73 до нуля возможно только в отсутствие источника нейтронов, т.е. при полном уничтожении ядер урана-235.

Из этого модельного представления взаимосвязных процессов деления и синтеза фиг.7 следует, что имеет место цепная реакция синтеза и деления, в случае, если коэффициент размножения по нейтронам деления меньше единицы. Несмотря на то, что коэффициенты размножения нейтронов в каждом из этих двух процессов меньше единицы, реакции синтеза и деления, как показывают решения систем кинетических уравнений рассматриваемых процессов, идут с нарастанием нейтронов 72, и в этом случае имеет место цепная реакция деления-синтеза. При этом возникает условие, что общий коэффициент размножения нейтронов от деления и синтеза становится больше единицы.

Цепная ядерная реакция деления обусловлена четырьмя основными процессами: замедление, диффузия, поглощение и размножение нейтронов. В данной модели имеют место все указанные процессы, при этом размножителем нейтронов в основном является реакция синтеза, а уран-235 играет роль источника первичных нейтронов 71.

В соответствии с представленной моделью рассматриваемых процессов осуществляем построение системы кинетических уравнений, которые описывают эти процессы для каждого из них во взаимозависимости друг от друга. Строим уравнения, описывающие процессы деления ядер урана-235 под действием нейтронов деления 72 и синтеза 73 с учетом действия постоянного источника нейтронов за счет спонтанного распада 235 с интенсивностью J₀ = N_oλ, где λ - постоянная распада, с учетом присутствия нейтронов синтеза 73, которые при замедлении поглощаются ядрами урана-235, так же как и замедленные нейтроны деления 72.

Несмотря на малую интенсивность этого источника нейтронов, он играет в исследуемых процессах наиглавнейшую роль, так как отсутствие его как источника нейтронов в уравнении приводит к нулевым решениям. Начальным условием является средняя величина концентрации нейтронов деления, которая за характерное время жизни нейтрона имеет величину N_fo = 10^-2-10⁶ см^-3. В уравнение входят выражения для интенсивности размножения нейтронов в результате индуцированного распада урана-235 под действием тепловых нейтронов J_f = N_fk_fN_oV_oσ_f, где k_f - коэффициент размножения нейтронов деления на уране-235, N_o=10¹⁷ см^-3 - концентрация урана-235, V_о=2,2•10⁵ см/с - скорость тепловых нейтронов в результате их замедления на ядрах дейтерия и трития, σ_f = 590•10^-24cм² - эффективное сечение реакции захвата и деления урана-235 нейтроном 71.

По величине коэффициент размножения определяют в зависимости от концентраций урана-235 и ядер бериллия. В данном случае k_f = ηρf = 2,5•580/(112+580+10⁵•10^-3) = 0,94, где η=0,47 - коэффициент размножения тепловых нейтронов, ρ=1 - коэффициент избежания резонансного захвата, f= 1 - коэффициент использования тепловых нейтронов. Окончательно величина интенсивности деления ядра урана имеет вид J_f=N_f 13,4 см^-3с^-1. Одновременно с процессом размножения нейтронов идет процесс их гибели в результате радиационного захвата ядрами бериллия. Интенсивность этого процесса определяется выражением J_a = N_fN₁V_oσ_a, где N₁=1,2•10²³ с^-3 - концентрация ядер бериллия, V_o=2,2•10⁵ см/с - тепловая скорость нейтронов, σ_a = 5•10^-4•10^-24cм² - эффективное сечение захвата тепловых нейтронов ядрами бериллия.

Таким образом, интенсивность захвата тепловых нейтронов имеет вид J_a= N_f13,45 см^-3 с^-1. В этом случае, рождаются нейтроны синтеза с концентрацией N_t, которые замедляются до тепловых энергий и захватываются ядрами урана-235. Интенсивность размножения нейтронов за счет деления с помощью нейтронов синтеза определяется выражением J_ft = N_tN_oV_oσ_f = N_t3•10 см^-3c^-1. Интенсивность процесса потери нейтронов синтеза учитывается в уравнении для скорости изменения нейтронов синтеза.

Интенсивность запаздывающих нейтронов определяется выражением J_z=N_z 10^-1. Величина концентрации запаздывающих нейтронов N_z находится из уравнения для запаздывающих нейтронов, состоящих из двух членов. Интенсивность рождения нейтронов в результате деления ядра урана-235 равна J_fz=N_f1,5•10^-4 см^-3с^-1 и их ухода из области рождения J_z=N_z10^-1 cм^-3 c^-1. Окончательно получаем два уравнения для скорости изменения нейтронов деления N_f и запаздывающих нейтронов N_z:

2. dN_z/dt=N_f1,5•10^-4-N_z10^-1.

Выведем уравнение скорости изменения концентрации нейтронов, которые образуются в результате реакции синтеза при взаимодействии ускоренных ядер дейтерия и трития с ядрами дейтерия или трития.

Интенсивность рождения нейтронов в результате D-D реакции имеет вид J_dd = N_dN_odV_dσ_ddK₁, где - N_d - концентрация ускоренных ядер дейтерия. N_od= 3,3•10₂₂ см^-3 - концентрация ядер дейтерия в твердотельной среде бериллия, V_d=1,4•10¹²E^1/2 - скорость ускоренных ядер дейтерия, σ_dd = (5•10^-27/E^0,3)exp(-(9•10^-4/E^1/2)) - эффективное сечение D-D реакции, K₁=(3•10⁶Е^1,7/(In(E10⁸))ехр(-9•10^-4/Е^1/2) - коэффициент реакции синтеза D-D. Интенсивность рождения нейтронов в результате D-T реакции определяется выражением J_dt = N_dN_0tV_dσ_dtK₂, где N_ot= 3,3•10²² см^-3 - концентрация ядер трития в твердотельной среде бериллия, V_d - скорость ускоренного ядра дейтерия, σ_dt = (3•10^-33/E^3/2)exp(-9•10-4/E^1/2) - эффективное сечение D-T реакции, К₂=(1,7•E^1/2/(In(E10⁸))exp(-9•10^-4/E^1/2) - коэффициент реакции синтеза D-T. Такие же выражения расписываются и для трития.

Одновременно с процесса рождения нейтронов синтеза 73 идет процесс их гибели за счет захвата ядрами урана-235. Этот процесс определяется выражением J_at = N_tN₁V_oσ_a = N_t3-N_t3•10³, где σ_a = 112•10^-24см^-2 - сечение захвата с излучением гамма-кванта, N₁=10¹⁷-10²⁰ см^-3 - концентрация атомов урана-235 в бериллии. Окончательно уравнение для скорости изменения нейтронов синтеза определяется выражением:
3. dN_t/dt= N_d[(4•10¹⁴E^1,9/(ln(E10⁸))exp(-1,8•10^-3/E^1/2)+(129/(Е^1/2 In(E10⁸)))ехр(-1/8•10^-3/Е^1/2)]-N_t3•10³.

Строим уравнения, определяющие скорость изменения концентрации ускоренных ядер дейтерия и трития. Этот процесс изменения концентрации ядер дейтерия трития связан с замедлением нейтронов деления и синтеза ядрах 64 и 65, в результате чего происходит передача энергии нейтронов этим же ядрам. При замедлении быстрых нейтронов 72 и 73 на 64 и 65, они становятся тепловыми, т.к. отдали всю энергию на столкновениях.

Одновременно с этим процессом идет процесс ускорения ядер дейтерия и трития. Ранее было показано, что при распаде ядра 67 в каждом акте деления рождаются n= 5 нейтронов, тогда как в реакции синтеза D-D и D-T рождаются только n=2-3.

Общая интенсивность ускорения ядер дейтерия и трития определяется выражением J_df = N_fS1(N_od-N_d)V_dσ_sd, где N_f - концентрация нейтронов деления, S1= (1/0,72)ln(2•10^-6/E) - спектр ускоренных ядер дейтерия или трития. N_od=3•10 см^-3 - концентрация ядер дейтерия в бериллии, N_d - концентрация ускоренных ядер дейтерия, V_d= 1,4•10¹²Е^1/2 см/с - скорость ускоренных ядер дейтерия, σ_sd = 10^-29/(E+6•10^-8)cм² - эффективное сечение рассеяния нейтронов на ядрах дейтерия и трития.

Интенсивность ускоренных ядер дейтерия 76 в результате замедления нейтронов синтеза имеет выражение J_dt = N_tS₂(N_od-N_d)V_dσ_sdn, где N_t - концентрация нейтронов синтеза, J_dt= (1/0,72)In(1,4•10^-5/E) - спектр ускоренных ядер дейтерия в результате замедления нейтронов синтеза, n - число нейтронов в одном акте деления. Аналогичные выражения строятся для ускоренных ядер трития.

Одновременно с процессом ускорения ядер дейтерия идет процесс торможения ускоренных ядер 76 на атомах решетки 66, ядрах дейтерия 64 и трития 65 и на электронах 70.

Интенсивность потерь ускоренных ядер 76 дейтерия и трития определяется выражением J_ed = N_dN_odV_dσ_edn, где σ_sd = 10^-37/E²)In(E10¹⁰)см - эффективное сечение кулоновского рассеяния ядра дейтерия или трития. Уравнение скорости изменения концентрации ядер дейтерия и трития за счет процессов ускорения при замедлении нейтронов и процессов торможения на атомах урана 67, электронах 70 и ядрах дейтерия и трития 64 и 65 представлено в виде:
4. dN_d/dt= N_f10^-16(In(2•10^-6/E))(3•10²²-N_d)E^1/2/(E+6•10^-8)+N_t4•10^-17 (In(1,4•10^-5/E))(3•10²²-N_d)E^1/2/(E+6•10^-8)-N_d(5/2•10^-3/E^З/2)In(E10¹⁰)-N_d(5/E^3/2)In(E5•10⁷). Аналогичные уравнения строятся для скорости изменения концентрации трития. В данной системе уравнений переменной является время t, а энергия Е является независимым параметром.

Эффективность данного способа и устройство получения тепловой энергии заключается в осуществлении рассматриваемых каскадно-цепных взаимосвязных ядерных реакций деления и синтеза и выделения тепловой энергии от этих реакций в твердотельной среде. Все эти ядерные и теплофизические процессы рассматриваются с точки зрения кинетических уравнений квантовой ядерной физики и их решений с целью практического применения. Результаты решения системы уравнений показывают рост концентрации нейтронов и, как следствие, рост тепловой энергии фиг.8. Способ и устройство получения тепловой энергии объединены единым замыслом, что способствует их применению в народном хозяйстве. Практически способ заново открывает возможности применения ядерного синтеза как источника энергии в направлении и развитии человеческой цивилизации.

Изобретение позволяет на основе определения режимов работы реактора из решения построенной системы уравнений (1-4) и основных геометрических размеров реактора создать малогабаритный, управляемый, мощный источник тепловой энергии при использовании существующих материалов, создаваемых в современной промышленности и существующих научных разработок. На основе полученных решений уравнений определяют величины концентрации нейтронов в зависимости от времени и энергии, характерные времена регулирования стержнями 23 и 24 в реакторе, величины интенсивностей нейтронного потока и выделяемой тепловой энергии в 50.

Оптимальный режим получения реакции синтеза достигается при энергии ускоренных ядер 76, равном 100 кэВ, с вероятностью ~8•10⁷ с^-1 для D-T реакции и с вероятностью ~4•10⁴ с^-1 для D-D реакции. Результат аналитического решения системы уравнений (1-4) представляется в виде: N_f(t)= 1,2•10^-6•exp(0,083•t), N_t(t)=5,3•10^-9•exp(0,083•t), N_d(t)= 1,2•10^-8•exp(0,083•t), показывает, что зависимость изменения от времени концентрации нейтронов деления, нейтронов синтеза и ускоренных ядер дейтерия имеет нарастание по экспоненте фиг.8. Положительная степень в экспоненте сохраняется в интервале энергий 100 кэВ - 1 МэВ.

При этом учитываются все виды потерь энергии ускоренных ядер дейтерия 76: на атомах бериллия 67, на связных электронах 70, на свободных электронах, на ядрах урана дейтерия 64 и трития 65 в заданном интервале энергий. Это связано с тем, что, кроме коэффициентов размножения для каждого физического процесса деления и синтеза, имеет место процесс их воздействия друг на друга, в результате чего возникают взаимосвязные самоподдерживающиеся цепные реакции деления и синтеза.

Этот процесс определяется новым коэффициентом размножения нейтронов k_ft= 30•N_t/(N_f•k), где k=2,4 - обратная величина характерного времени возникновения каскадно-цепных реакций. Величина k_ft=1,054 получена в результате подстановки полученных решений уравнений (1-4) в заданном интервале энергий. В этом случае величина концентрации нейтронов деления и синтеза возрастает и при характерных временах ~10-100 с достигает значений для практического применения тепловой энергии. Указанные времена определяют частотный режим колебания контейнера 23, а режим работы реактора 50 характеризуется как мерцающий. При работе реактора в данном режиме, например с рабочим объемом V=200 см³, полная выделяемая тепловая мощность W=28 000 Вт, за счет замедления нейтронов с энергией 14 МэВ на ядрах дейтерия и трития и торможения ускоренных ядер дейтерия и трития на электронах среды.

Изобретение относится к способам получения тепловой энергии и устройствам для ее генерации и может быть использовано в промышленности, а также электроэнергетике. Способ включает получение гидрида металла, избыточного тепла за счет взаимодействия атомов изотопов водорода и атомов кристаллической решетки металла, отведение генерируемого тепла через теплоотводы и теплопроводную жидкость. Металл выбирают из элементов III, IV и VII групп с минимальной величиной эффективного сечения поглощения тепловых нейтронов. Порошковый материал гидрида металла перемешивают с радиоактивным веществом. Полученную смесь размещают в свободно входящие друг в друга цилиндрический и кольцевой металлические контейнеры. Спекают смесь до образования твердотельного композита. Избыток тепловой энергии получают в композите при перемещении цилиндрического контейнера вдоль продольной оси кольцевого контейнера и его фиксации на заданной высоте перемещения. Устройство содержит материал из металлического элемента - бериллия, источник изотопных атомов - дейтерия и трития, твердотельное изотопное водородное вещество, которое гранулировано с металлом, контейнер для размещения источника атомов изотопов водорода и теплопотребляющее устройство. Технический результат: генерирование и получение тепловой энергии, возникшей при одновременно развивающихся двух взаимосвязанных процессов индуцированного деления тяжелых ядер в композите и реакции синтеза ускоренных ядер изотопов водорода в гидриде металла. 2 с. и 26 з.п. ф-лы, 8 ил.

1. Способ получения тепловой энергии, включающий получение гидрида металла путем превышения концентрации атомов изотопов водорода в кристаллической решетке над концентрацией атомов водорода в гидриде металла, избыточного тепла за счет взаимодействия атомов изотопов водорода и атомов кристаллической решетки металла, добавление к атомам кристаллической решетки металла радиоизотопных атомов, испускающих под действием нейтронов частицы высокой энергии, возбуждение кристаллической решетки металла частицами с высокой энергией, размещение источника изотопов водорода и металла в контейнер, отведение генерируемого тепла через теплоотводы и теплопроводную жидкость, отличающийся тем, что внедряют атомы изотопов водорода в кристаллическую решетку металла, выбранного из элементов III, IV и VII групп с минимальной величиной эффективного сечения поглощения тепловых нейтронов, и получают порошковый материал гидрида металла, который перемешивают с радиоактивным веществом до однородного распределения тяжелых атомов деления в нем, размещают полученную смесь в свободно входящие друг в друга цилиндрический и кольцевой металлический контейнеры, которые герметично закрыты крышками, и спекают смесь до образования в контейнерах твердотельного композита, а избыток тепловой энергии получают в композите, когда перемещают вдоль продольной оси кольцевого контейнера цилиндрический контейнер и фиксируют его на заданной высоте перемещения, при которой создают одновременно развивающийся процесс возникновения и продолжения каскадно-цепных взаимосвязанных реакций синтеза ускоренных ядер изотопов водорода в гидриде металла и индуцированного деления тяжелых ядер в композите под действием тепловых нейтронов, которые получают при замедлении быстрых нейтронов синтеза и деления на атомах материала композита в контейнерах, и генерируют избыточное тепло через стенки контейнеров в теплопроводящую жидкость. 2. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что ускоренные ядра изотопов водорода получают при рассеянии на ядрах изотопов водорода в кристаллической решетке металла быстрых нейтронов от реакций деления и синтеза при превышении энергии кулоновского барьера ядер изотопов водорода. 3. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что осуществляют цепные реакции синтеза и деления при превышении критической величины концентрации ядер изотопов водорода в кристаллической решетке металла, а также при превышении потерь энергии быстрых нейтронов в процессах рассеяния на ядрах изотопов водорода над потерями энергии в процессах рассеяния на ядрах атомов кристаллической решетки и при превышении значения общего коэффициента размножения тепловых нейтронов в результате замедления быстрых нейтронов от цепных реакций синтеза и деления K_ft>1. 4. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что избыток тепловой энергии генерируют при замедлении быстрых нейтронов на ядрах изотопов водорода и атомов кристаллической решетки металла, а также при замедлении ускоренных ядер изотопов водорода на электронах металла в композите. 5. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что отводят образовавшиеся газовые компоненты в реакции синтеза из объемов цилиндрического и кольцевого контейнеров. 6. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что прекращают генерирование тепловой энергии при перемещении цилиндрического контейнера в исходное положение. 7. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что повторяют перемещение цилиндрического контейнера в кольцевом и генерируют тепловую энергию в мерцающем режиме цепных реакций синтеза и деления. 8. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что создают частотные колебания при перемещении цилиндрического контейнера вдоль его продольной оси. 9. Способ получения тепловой энергии по п. 1, отличающийся тем, что отвод тепла от стенок контейнеров осуществляют принудительной циркуляцией теплопроводной жидкостью по зазорам между цилиндрическим и кольцевым контейнерами и зазорами между дополнительно установленным кольцевым теплопотребляющим устройством. 10. Устройство для генерации тепловой энергии, содержащее материал из металлического элемента бериллия, имеющего кристаллическую решетку, источник изотопных атомов дейтерия и трития, твердотельное изотопное водородное вещество, которое гранулировано с металлом, имеющим кристаллическую решетку, со структурой композита, атомы, испускающие под воздействием нейтронов частицы высокой энергии, контейнер для размещения источника атомов изотопов водорода и теплопотребляющее устройство, отличающееся тем, что материал, имеющий кристаллическую решетку, содержит элементы III, V и VII и урановой группы и соединен в структуре решетки из 50% дейтерия и 50% трития с атомами металла от общего его объема в решетке в виде порошка гидрида металла, в объеме которого однородно размещены тяжелые атомы деления радиоактивного вещества, составляющего 10^-3-1% от гидрида металла в виде композита, который заключен в свободно входящие друг в друга герметически закрытые металлический кольцевой и цилиндрический контейнеры, причем цилиндрический контейнер дополнительно снабжен механизмами перемещения, фиксации по глубине и закрепления его в объеме кольцевого контейнера, а также механизмом аварийного выброса из кольцевого контейнера в начальное положение и механизмом выброса кольцевого контейнера в начальное положение. 11. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что кольцевой контейнер заключен в начальном положении в дополнительном кольцевом элементе из материала кадмия. 12. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что кольцевой контейнер в конечном положении заключен в дополнительном кольцевом элементе из материала бериллия. 13. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что цилиндрический контейнер в начальном положении заключен в дополнительном кольцевом элементе из материала кадмия. 14. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что цилиндрический контейнер по всей высоте в конечном положении расположен в кольцевом контейнере. 15. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 11 или 13, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из кадмия размещен внутри свинцовой оболочки. 16. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 12, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из бериллия размещен внутри свинцовой оболочки. 17. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 11 или 13, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из кадмия заключен в стальную рубашку. 18. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 12, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из бериллия заключен в стальную рубашку. 19. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что кольцевой и цилиндрический контейнеры установлены в единый стальной корпус с разъемной верхней и нижней крышками, образующий реактор. 20. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 11 или 13, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из кадмия установлен в единый стальной корпус с разъемной верхней и нижней крышками, образующий реактор. 21. Устройство для генерации тепловой энергии по 12, отличающееся тем, что дополнительный кольцевой элемент из бериллия установлен в единый стальной корпус с разъемной верхней и нижней крышками, образующий реактор. 22. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что зазоры между контейнерами и стальными рубашками образуют внутренний контур охлаждения теплопередающего устройства реактора. 23. Устройство для генерации тепловой энергии по любому из пп. 19-21, отличающееся тем, что на верхней крышке корпуса реактора установлены датчики нейтронного потока, температуры и давления. 24. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что тяжелая вода является дополнительным источником изотопов водорода. 25. Устройство для генерации тепловой энергии по любому из пп. 19-21, отличающееся тем, что реактор дополнительно снабжен системой продувки внутреннего контура охлаждения. 26. Устройство для генерации тепловой энергии по любому из пп. 19-21, отличающееся тем, что на нижней крышке реактора выполнено сливное отверстие. 27. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что на внешних сторонах корпуса цилиндрического контейнера и кольцевого контейнера выполнены продольные канавки. 28. Устройство для генерации тепловой энергии по п. 10, отличающееся тем, что к нижней части корпуса цилиндрического контейнера жестко присоединен кадмиевый стержень со своей металлической оболочкой.