Как сделать атомную электростанцию
Ядерный реактор – дома с нуля
Некоторое время назад я публиковал статью о самодельных микропроцессорах, сегодня же мы затронем более сложную и щекотливую тему (особенно в свете событий на Фокусиме) – создание ядерного реактора, способного генерировать энергию в домашних условиях. И перед тем как вы начнете волноваться, вспоминая о негативных опытах в прошлом (см. Радиоактивный бойскаут – наковырявший прилично амерция-241 из детекторов дыма) заранее скажу, что все что описано в этой статье – относительно безопасно (по крайней мере не опаснее работы с фтороводородной кислотой дома), но крайне не рекомендуется к повторению. Перед любыми действиями проконсультируйтесь со своим адвокатом — законы разные в разных странах. Много кто уже сидит. 
Какие у нас есть пути создания домашнего ядерного реактора?
Термоядерная реакция
Тяжелый водород (дейтрий) относительно несложно получить и в домашних условиях — всего то нужен многостадийный электролиз обычной воды. Но вот с реактором до сих проблемы даже у ученых, и не первый десяток лет (и это не учитывая, что дейтрий — далеко не самое легкое в использовании термоядерное топливо)
Ядерная реакция деления
В простейшем случае — нужен просто природный уран без обогащения и немного воды (хехе, «Просто добавь воды»: вода — и замедлитель, и отражатель нейтронов). Проблема в том, что надо этого добра сотни тонн, и за вами точно придет доктор, даже если вы 0.1 грамма попробуете найти / купить / унести.
Тут в унынии нам остается обратить взоры в небо, и посмотреть на чем летают межпланетные корабли — там просто кусок радиоактивного материала, который за счет естественного распада нагревается, и элементами пельтье получают энергию. (Кстати естественный распад — собственно главная физическая причина всех бед на Фокусиме — после остановки ядерного реактора в первые минуты за счет распада выделяется 7% номинальной мощности, в первые недели —
1%, затем падает до 0.1%. Т.е. от 700МВт реактора в первые недели надо отводить 7МВт тепла, и этот процесс не остановить)
Попробуем подумать в этом направлении: Есть 3 основных вида радиоактивного распада:
Гамма-распад
Источники гамма излучения широко используются в медицине и промышленности, в основном на основе Кобальта-60/Цезия-137 (печально известного по ядерным катастрофам). Проблема в том, что излучение их очень жесткое, крайне опасное, и от него и сантиметром свинца не защититься (см. веселое свечение Вавилова-Черенкова справа — выбитые гамма-квантами электроны, движущиеся в воде со сверхсветовой скоростью излучают энергию в видимом диапазоне). Так что обходим их стороной как можно дальше. Ну и кроме того, за нелегальную сбыт/покупку гамма-источников каждый год садится куча людей
PS. Справедливости ради стоит заметить, что гамма-квант в данных случаях выделяется не непосредственно, а в результате распада одного из дочерних короткоживущих элементов.
Альфа-распад
Источники альфа-излучения активно применяются в детекторах дыма, для облегчения зажигания искры, в некоторых радиолампах. Один из наиболее известных — упомянутый в начале Америций-241. От альфа-излучения легко защититься даже листком бумаги, но с ними другая опасность: они чрезвычайно опасны если их вдохнуть/проглотить. См. миф об отравлении Кровавой Гэбней Литвиненко. Кроме того, наковырять количества больше микрограммов нереально, потому о термоэлектрических генераторах придется забыть. А жаль — ведь на основе альфа-распада работают наиболее эффективные генераторы энергии. Самый лучший — Плутоний-238 (Не путать с 239) — отдает 0.5 Ватта тепла на 1 грамм массы, полураспад 87 лет (цена — 1 мегабакс за кило).
Бета-распад
Основа нашего реактора — капсула с тритием, с небезызвестного сайта DealExtreme — www.dealextreme.com/p/mini-tritium-glowring-keychain-10-year-green-glow-6830. 9.7$. Формально радиоактивные материалы так просто почтой слать нельзя, но DealExtreme про это видимо не знает.
О безопасности
Мягкое бета-излучение за пределы капсулы выйти не может, гелий не радиоактивен. Проблема может быть лишь в случае повреждения капсулы. Если тритий вдохнуть — то заражение будет минимальным, т.к. водород напрямую организмом не усваивается. Но если он сгорит, то вода может стать частью клеток, и тогда вы получите всё облучение, которое может только выжать этот микроскопический кусочек трития. Так что, не ломайте, не сжигайте и не вдыхайте то что получилось.
Итак, Тритий — сверхтяжелый водород, период полураспада 12.32 года. На выходе имеем гелий и очень «мягкие» электроны — 6.5кЭв (+антинейтрино, для ценителей). Энергию будем собирать солнечной батареей, подавать на вход Step-Up стабилизатора MCP1640 — работает до десятых вольта на входе, на выходе — ионистор на 1 Фарад и 5В. В нашем случае нагрузкой будет красный светодиод.
Для того, чтобы собрать как можно больше света, нашу капсулу с тритием помещаем в отражатель из фольги. 
Для фокусировки используем 2 линзы по 10 диоптрий, видна солнечная батарея до приклеивания, капсула не установлена.
Подключаем, выключаем свет, ждем минуту для первоначального заряда ионистора, и вот результат:
Первая электроэнергия, произведенная ядерным реактором, созданным в домашних условиях 🙂
Халява?
О нет 🙂 В среднем реактор выдает мощность около 7 милливатт (а через 12.32 года будет 3.5 ), и хоть для светодиода этого достаточно, ноутбук от него не зарядить ) Но с другой стороны, десяток таких модулей вполне сможет держать сотовый телефон в режиме ожидания пару десятков лет 🙂 Правда цена… Капсула стоит 9.7$, солнечная батарея 5$, линзы 13.8$*2 — уже 42$ за модуль. А за десяток придется отдать 420$… С другой стороны — на сайте есть капсулы побольше — но за 35.
Сайт про изобретения своими руками
МозгоЧины
Сайт про изобретения своими руками
Термоядерный реактор своими руками
Термоядерный реактор своими руками
Представляю вам статью о том, как можно изготовить термоядерный реактор своими руками!
Но сначала несколько предупреждений:
Эта самоделка использует при своей работе опасное для жизни напряжение. Для начала убедитесь, что вы ознакомлены с правилами техники безопасности при работе с высоким напряжением или имеете квалифицированного друга – электрика в качестве советчика.
При работе реактора будут излучаться потенциально опасные уровни рентгеновских лучей. Свинцовое экранирование смотровых окон является обязательным!
Дейтерий, что будет использоваться в поделке – взрывоопасный газ. Поэтому особое внимание следует уделить проверке на герметичность топливного отсека.
При работе соблюдайте правила ТБ, не забывайте надевать спецодежду и средства индивидуальной защиты.
Список необходимых материалов:
Шаг 1: Сборка вакуумной камеры
Для проекта потребуется изготовить вакуумную камеру высокого качества.
Приобретите две полусферы из нержавеющей стали, фланцы для вакуумных систем. Просверлим отверстия для вспомогательных фланцев, а затем сварим всё это вместе. Между фланцами располагаются уплотнительные кольца из мягкого металла. Если вы раньше никогда не варили, было бы разумно, чтобы кто-то с опытом сделал эту работу за вас. Поскольку сварные швы должны быть безупречны и без дефектов. После тщательно очистите камеру от отпечатков пальцев. Поскольку они будут загрязнять вакуум и будет трудно поддерживать стабильность плазмы.
Шаг 2: Подготовка насоса высокого вакуума
Установим диффузионный насос. Заполним его качественным маслом до положенного уровня (уровень масла указан в документации), закрепим выпускной клапан, который затем соединим с камерой (см схему). Прикрепим форвакуумный насос. Насосы высокого вакуума не способны работать с атмосферы.
Подключим воду, для охлаждения масла в рабочей камере диффузионного насоса.
Как только всё будет собрано, включим форвакуумный насос и подождём, пока объём не будет откачан на предварительный вакуум. Далее готовим к запуску насос высокого вакуума путём включения «котла». После того, как он прогреется (может занять некоторое время), вакуум станет быстро падать.
Шаг 3: «Венчик»
Венчик будет присоединяться к проводам высокого напряжения, которые будут заходить в рабочий объём через сильфон. Лучше всего использовать вольфрамовую нить, так как она имеет очень высокую температуру плавления, и будет оставаться целой в течение многих циклов.
Из вольфрамовой нити необходимо сформировать «сферический венчик» примерно 25-38 мм в диаметре (для рабочей камеры диаметром 15-20 см) для нормальной работы системы.
Электроды, к которым крепится вольфрамовая проволока должны быть рассчитаны на напряжение порядка 40 кВ.
Шаг 4: Монтаж газовой системы
Дейтерий используется в качестве топлива для термоядерного реактора. Вам нужно будет приобрести бак для этого газа. Газ добывается из тяжёлой воды путем электролиза с помощью небольшого аппарата Гофмана.
Присоединим регулятор высокого давления, непосредственно в бак, добавим микродозаторный игольчатый клапан, а затем прикрепим его к камере. Шаровой клапан следует установить между регулятором и игольчатым клапаном.
Шаг 5: Высокое напряжение
Если вы можете приобрести блок питания, подходящий для использования в термоядерном реакторе, то проблем возникнуть не должно. Просто возьмите выходной отрицательный 40 кВ электрод и прикрепите его к камере с большим балластным резистором высокого напряжения 50-100 кОм.
Проблема заключается в том, что часто затруднительно (если не невозможно) найти соответствующий источник постоянного тока с ВАХ (вольт-амперной характеристикой) которая полностью бы соответствовала заявленным требованиям ученого-любителя.
На фото представлена пара высокочастотных ферритовых трансформаторов, с 4-ступенчатым множителем (находится за ними).
Шаг 6: Установка детектора нейтронов
Нейтронное излучение является побочным продуктом реакции синтеза. Его можно фиксировать тремя различными приборами.
Пузырчатый дозиметр небольшое устройство с гелем, в котором формируются пузыри, во время ионизации нейтронным излучением. Недостатком является то, что это интегративный детектор, который сообщает общее количество выбросов нейтронов за время, что он использовался (невозможно получить данные о мгновенной скорости нейтронов). Кроме того, такие детекторы довольно трудно купить.
Активное серебро замедлителем [парафином, водой и т.д.], расположенное вблизи реактора становится радиоактивным, испуская приличные потоки нейтронов. Процесс имеет короткий период полураспада (только несколько минут), но если вы поставите счетчик Гейгера рядом с серебром, то результат можно документально зафиксировать. Недостатком этого метода является то, что серебро требует достаточно большого потока нейтронов. Кроме того, систему довольно трудно откалибровать.
GammaMETER. Трубы могут быть заполнены гелий-3. Они похожие на счетчик Гейгера. При прохождении нейтроны через трубку происходит регистрация электрических импульсов. Трубка окружена 5 см «замедляющего материала». Это наиболее точное и полезное устройство регистрации нейтронов, однако, стоимость новой трубки, запредельна для большинства людей, и они чрезвычайно редки на рынке.
Шаг 7: Запускаем реактор
Пришло время включить реактор (не забудьте установить смотровые стекла покрытые свинцом!). Включите форвакуумный насос и подождите, пока объём камеры не будет откачен на предварительный вакуум. Запустите диффузионный насос и подождите, пока он полностью разогреется и достигнет рабочего режима.
Перекройте доступ вакуумной системы к рабочему объёму камеры.
Чуть-чуть приоткройте игольчатый клапан в баке дейтерия.
Поднимайте высокое напряжение, пока вы не увидите плазму (она сформируется при 40 кВ). Помните о правилах электробезопасности.
Если всё пойдет хорошо, вы зафиксируете всплеск нейтронов.
Требуется много терпение, чтобы повысить давление до надлежащего уровня, но после того, как всё получится, управлять им станет довольно просто.
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.