| Статистика |
|---|
Онлайн всего: 1 Гостей: 1 Пользователей: 0 |
|
Каталог файлов
Всего материалов в каталоге: 9
Показано материалов: 1-9 |
|
Статья посвящена эффекту селективной сепарации нейтронов. Поскольку при анализе заключения эксперта заметно, что он не понял сущности этого процесса, сделаем небольшую выжимку основных положений изложенных в нашей статье.
- Прежде всего, сепарирующие пластины помещены внутрь канала реактора и находятся в однородном «диффузном поле тепловых нейтронов» которое облучает их во всем 4π диапазоне углов пересечения с их поверхностью.
- Часть из них пересекается с поверхностью пластин под углами «меньшими угла φs – угла полного внешнего отражения нейтронов от поверхности этого вещества φ2 ≤ φs и такие нейтроны отразятся от этой поверхности».
- «Для того чтобы поверхность пластины (или щелевой канал образованный между группой пластин) обладал способностью селективно захватывать движущиеся в нем нейтроны, она должен иметь переменную, спадающую к его выходу кривизну поверхности. Или, радиус кривизны этой поверхности должен непрерывно расти в направлении выхода из канала.» В этом случае, в каждой точке поверхности пластины существуют условия, когда нейтрон, войдя в предыдущей точке под углом большим φs, свое второе и все последующие отражения от поверхности совершит под углами меньшими φs см. рис. 1. Он неоднократно отразится от поверхности и выйдет за границы селектирующей пластины. Можно сказать, что сформирована и существует область захвата нейтронов по углам.
- Выбирается профиль пластины и ее «участок с максимальной эффективностью селекции нейтронов.» Форма пластины и график зависимости Ksel (рис. 3) вдоль ее длины на этом участке, представлены в статье.
Были изготовлены две группы пластин различной кривизны.
В результате, в каждой точке селектирующей пластины, на всей ее поверхности формируется тонкий пристеночный поток тепловых нейтронов, который движется в направлении минимума ее кривизны или максимума радиуса профиля ее поверхности.
- Для измерения эффекта был использован метод измерения плотности потока нейтронов по измерению электропроводности кремния. Этот метод широко изучен и используется в процессе нейтронного легирования кремния и интересен тем, что позволяет эффективно и с достаточно высоким разрешением регистрировать интенсивность высокоплотных нейтронных потоков в области, где уже не годятся альтернативные методы фотографической регистрации, или требуется взамен создавать сложные установки с датчиками, коллиматорами и приводами.
|
Авторами предложен способ и устройство для создания гетерогенного ядерного реактора с разделением области циркулирования топлива на три различные зоны: - активную зону с тепловыми нейтронами; - активную зону с быстрыми нейтронами; - зону выдерживания топливной смеси вне активной зоны.
В предлагаемом способе в исходную топливную смесь по мере ее выгорания вводится воспроизводящее вещество, а продукты деления по мере их рождения в реакторе выводятся из цикла. В долговременном масштабе времени, в результате поглощения быстрых и тепловых нейтронов, и последующего деления, а также альфа и бета распадов получаемых ядер в системе существуют режимы работы, когда формируется топливная смесь, обладающая слабо меняющимся, составом, а в пределе - «стационарным составом».
Будем называть стационарным такой состав топливной смеси, когда для всякого изотопа в нее входящего, его концентрация и концентрации всех изотопов, из которых он образуется и всех изотопов топливной смеси, в которые он преобразуется, не изменяются.
При этом существуют режимы работы реактора, когда данный состав обладает положительной критичностью все время трансформации от исходной топливной смеси до состояния собственно стационарного состава. |
FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to the field of nuclear physics and, more particularly, to the physics of energy generation in the fission-type reactors
Summing up the aforementioned, the following negative trends can be emphasized: 1) a need for enriching an original fissile material and its processing outside the reactor after or in the course of a depletion period in the reactor brings down a power efficiency and environmental acceptability of the process; 2) elimination of a substantial neutron fraction on the absorbers reduces power capacity of the reactor; 3) an excess criticality and high density of a fissile material as compared with that of neutron flux result in an increased radiation hazard. Taken together, these factors lead to the impossibility of full and safe use of nuclear fuel and create both a problem of safety improvement and an environmental problem of radioactive waste utilization.
SUMMARY OF THE INVENTION
The present invention is made in order to solve the above problems included in the prior arts, and a principle object of this invention is to provide a method and apparatus for generating energy in the process of a controlled nuclear fission with the help of neutrons, which enables to enhance power efficiency, safety and environmental acceptability. A technical result obtainable when implementing the present invention resides in the following: 1) the formation of a critical stationary composition of fuel from an original natural fertile material; 2) the establishment of two separate fluxes of major and breeder material of a fuel composition; 3) the establishment of two separate fluxes of thermal and fast neutrons; 4) the formation of an optimum fission neutron spectrum in a fissile core. The above technical result is achieved in accordance with the present invention by the fact that in a known method for the generation of energy in the process of a controlled nuclear fission by means of neutrons, comprising moderating and recoverying thermal neutrons to a fissile core, circulating a fuel composition containing a fertile material with isotopes of so formed fissile materials through a fast neutron region, a thermal neutron region of the fissile core, and through a cooling region, the improvements reside in that it further comprises selection and a directed recovery of thermal neutrons into a thermal neutron region of the fissile core, circulation of a fuel composition is performed over two loops one of which passing through the thermal neutron region and a cooling region and the other passing through the fast neutron region and the cooling region, and a material of fuel compositions of both loops is interchanged. A further embodiment of the present method is possible in which the ratio of fuel residence time in the cooling region to fuel residence time in the thermal neutron region in a loop passing through the thermal neutron region is maintained beyond 100. |
|
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ФОРМИРОВАНИЯ НАПРАВЛЕННОГО ПОТОКА НЕЙТРОНОВ Изобретение относится к ядерной физике, а именно к нейтронной физике, и предназначено для устройств, использующих взаимодействие нейтронов с веществом, в частности, для ядерных реакторов. Целью изобретения является уменьшение угловой расходимости потока и повышение эффективности вывода нейтронов. Дополнительной целью предложенного устройства является обеспечение управляемости возврата нейтронов и их поляризации. |
Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер и устройство для его реализации
http://www.findpatent.ru/patent/207/2075116.html
Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления.
Существующие реакторы обладают следующими негативными признаками: 1) необходимость обогащения исходного делящегося вещества и его переработка вне реактора после или в ходе кампании выгорания на реакторе снижает энергетическую эффективность и экологическую приемлемость процесса; 2) уничтожение значительной части нейтронов на поглотителях нейтронов снижает энергетическую эффективность реактора; 3) избыточная критичность и высокая плотность делящегося вещества в сравнении с плотностью нейтронного потока создает повышенный риск аварий. Все это вместе приводит к невозможности полного и безопасного использования ядерного топлива и создает как проблему повышения безопасности, так и экологическую проблему утилизации радиоактивных отходов. Задача решаемая предлагаемым изобретением, заключается в разработке способа и устройства для его реализации для получения энергии в процессе управляемого деления ядер с помощью нейтронов, обеспечивающего повышение энергетической эффективности, безопасности и экологической приемлимости. Решение задачи достигается следующими техническими результатами : 1) формированием критичного стационарного состава топлива из исходного природного воспроизводящего вещества; 2) организацией двух раздельных потоков основного и бриддерного вещества топливной композиции; 3) организацией двух раздельных потоков тепловых и быстрых нейтронов; 4) формированием оптимального спектра нейтронов деления в зоне деления. |
В тексте дан полный текст патента "СПОСОБ УПРАВЛЯЕМОГО ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА И УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ"
http://www.findpatent.ru/patent/205/2056649.html
Изобретение относится к области ядерной физики, в частности, к физике процессов термоядерного синтеза.
Задача, решаемая изобретением, заключается в создании энергетически эффективного способа управляемого термоядерного синтеза и управляемого термоядерного реактора для его осуществления. Решение данной задачи обусловлено следующими техническими результатами: самообеспеченностью способа по используемым в нем изотопам, энергетической эффективностью способа на всех стадиях нагрева и выгорания топливной смеси, полезным использованием нейтронов. Дополнительными техническими результатами являются повышение эффективности преобразования энергии, снижение тепловых нагрузок на "первую стенку” реактора. |
Ядерной энергетике в своем развитии никуда не уйти от новых схем реакторов, которые позволят полностью использовать исходный материал, будь то природный уран или торий, иначе запасы урана будут быстро исчерпаны, а энергетические реакторы наработают громадное количество ядерных отходов в виде облученного топлива. И потребуются очень дорогостоящие и затратные технологии по дезактивации и переработки радиоактивных отходов.
Существующая ядерная энергетика фактически не развивается. Уже в 1955 году Ферми и Сциллард зафиксировали в своем патенте основные конструктивные схемы ядерных реакторов. А затем, развитие шло, в основном, по пути совершенствования тех или иных конструктивных элементов реакторов и создания промышленности, обеспечивающей их топливный цикл. Фундаментом этой промышленности стали предприятия, производящие ядерные материалы для военных целей. Естественно, что первые энергетические ядерные реактора практически полностью были копией реакторов, производящих плутоний для ядерных зарядов. Это ставит задачу обновления подходов к ее развитию. |
В работе дан пример использования методики системного проектирования технических объектов и ее сравнительный анализ с АРИЗ на примере ряда изобретательских задач и изобретений. |
В работе дано описание феноменологии периодической взаимосвязи понятий характеризующих человеческое общество, включая их динамику. Параллельно в тексте проведено раскрытие истории России через выделенные понятия и их взаимосвязь, поскольку именно у нас крайне динамичные процессы взломали многие штампы и идеалы многих поколений, включая коммунизм, рынок и демократию и обнажили их сущность.
Книга опубликована под названием "Гиперцикл структуры понятий развития общества и история России ", с номером ISBN 978-3-659-57220-3
Исходным в данном анализе принято положение, что базовыми понятиями, определяющими развитие человека, являются понятия характеризующие развитие его потребностей во времени. Для их анализа использовалось представление взаимосвязи понятий в виде ориентированного графа. Уже при изначальном формировании, орграфа взаимосвязи понятий, характеризующих человечество, выявилась некоторая структура, периодичность групп и определенная симметрия в группировании. В последующем была замечена симметрия в их описании через размерности. Но симметрия это такое мощное общетеоретическое понятие, которое, если наблюдаются даже слабые признаки, нельзя отбрасывать, не раскрыв ее.
Поэтому было сделано предположение, что симметрия в пространстве группирования понятий, существует, выделена структура группирования, а затем уточнены те понятия, которые лежат в ее узлах и выделены аксиомы их связи. |
|