Решение энергетических проблем человечества в XXI-м веке

Аннотация.
Статья посвящена разработке абсолютно безальтернативного способа решения современных энергетических и экологических проблем человечества. Сегодня практически всеми признано, что в основе энергетики XXI-го века будет атомная энергетика, поскольку в уране-238 и тории сосредоточено около 90% всех энергетических ресурсов Земли. Однако современные ядерные технологии сегодня покрывают всего около 2% необходимой человечеству энергии и увеличения этой доли в перспективе по факту нет. В статье показано, что единственным выходом из этой ситуации являются ядерные релятивистские технологии (ЯРТ).
Ключевые слова.
Энергетический кризис, ядерная энергетика, РосАтом, ядерная релятивистская энергетика, ускоритель ионов на обратной волне, автономные потребители энергии. глобальная энергетическая программа, стоимость получения нейтрона.
Введение.
Весь мир сегодня вступает в энергетический кризис из-за сокращения запасов органического топлива и невозможности широко внедрить возобновляемые источники энергии. Поэтому во многих странах заговорили о возобновлении работ в области атомной энергетики. Однако 235U (урана-235), являющегося основой всех современных ядерных энергетических технологий, очень мало, всего 0,7% в природном уране. За метод решения этой проблемы сегодня принимается декларируемая РосАтомом наработка 239Pu, в реакторах на быстрых нейтронах, который может быть использован в современных реакторах любого типа. Однако, как показала разработка этого метода во многих странах он является достаточно опасным и, кроме того, очень медленным. Поэтому доля атомной энергетики на базе современных технологий будет только сокращаться. В технологии на быстрых реакторах может быть использован также торий, так называемый ториевый цикл. В этом случае основным рабочим изотопом является 233U. Однако ториевый цикл обладает теми же недостатками, что и урановый цикл и, кроме того, его проработка находится практически на нулевом уровне, поскольку им занимается только Индия.
Важнейшим фактом является то, что основой реализации любой программы получения энергии из ядра является производство нейтронов. Поэтому именно цена нейтрона определяет эффективность любой ядерной энергетической программы, ориентированной на энерго обеспечение человечества в XXI веке.
НИЦ КИ (научно-исследовательский центр Курчатовский институт) сделал вывод о том, что, если в ближайшее время не будет сделан мощный источник нейтронов, то сейчас живёт последнее поколение людей. 

Презентация доклада РНЦ КИ
 
Здесь LWR - реакторы на тепловых нейтронах, FBR - реакторы размножители на быстрых нейтронах,  FSN - гибридные системы с термоядерным источником нейтронов, TR - термоядерные реакторы. По осям годы и мощности АЭС в ГВт. Сегодня мощность примерно 400-х ВВЭР примерно 500 ГВт. (зеленоватый цвет). Это менее 2% от потребляемой в мире энергии. В случае полномасштабного развития бридеров, реакторов размножителей, которыми сегодня занимается только Россия (все остальные страны поняли, что это совершенная глупость и закрыли все бридерные программы) максимальный вклад атомной энергетики может достигнуть не более 5% потребления энергии от современного уровня. После этого вклад атомной энергетики начнёт своё абсолютное угасание за счёт безвозвратного сжигания урана-235 и, более того, человечеству будет абсолютно закрыт энерго-промышленный выход в космос, поскольку в соответствии с современными космическими программами, он может быть реализован исключительно на ядерных двигателях с ураном-235. 
В качестве источника нейтронов РНЦ КИ предложил, естественно, термоядерную реакцию. Нейтроны нарабатывают тот же плутоний, который загружается в реакторы. Работы по ядерному синтезу идут уже более 70 лет, затрачены безумные деньги, но результата нет. В своей статье (1) я показал, что стационарную термоядерную реакцию на Земле реализовать не удастся. 
     С середины 90-х годов я утверждаю, что единственным источником нейтронов, необходимых для деления любых ядер актиноидной группы, является ядерный каскад в актиноидных мишенях, инициированный релятивистскими частицами, например, протонами. Мы назвали эту схему ядерными релятивистскими технологиями (ЯРТ). 
Ресурсная база ЯРТ будет практически безграничной. Более 90% всех энергетических ресурсов Земли сосредоточено в ядрах урана-238 и тория. Более того, ОЯТ (отработанное ядерное топливо) будет лучшим топливом для реакторов ЯРТ.
В заключении НИЦ «Курчатовский институт» от 02.04.2015 г. на концепцию проекта «ЯРТ-​ОЯТ», подготовленном по запросу ГК «Росатом», в частности было сказано: «Представленная  Концепция Проекта «ЯРТ-​ОЯТ», на наш взгляд, является хорошей основой для разработки комплексной международной инновационной Программы прикладных исследований и разработок. Эта Программа может быть реализована как в рамках Комиссии государств-​участников СНГ по использованию атомной энергии в мирных целях (Комиссия «Атом – СНГ»), или с более широким (Китай, Индия) международным участием, - так и исключительно на базе российских предприятий и организаций».

Впервые нашу программу озвучил на международном уровне, на саммите ООН в 2000 г. Президент РФ В. В. Путин. Он сказал, что «ядерная энергетика должна быть избавлена от обогащённого урана и плутония» и «она должна быть доступной для всех стран». Однако это прямое указание Президента РФ абсолютно блокируется вот уже в течении 24-х лет.
По итогам выше сказанного следует вывод, что у человечества нет другого выхода из нарастающего энергетического кризиса кроме практической реализации ЯРТ технологий основанных на использование урана 238 и тория с возможностью переработки всех ядерных отходов. У России есть существенное преимущество в виде необходимой теоретической базы, подтвержденной начальными экспериментами (2). Если бы не сопротивление и явный бюрократический саботаж, проект давно был бы уже реализован и мирный атом служил бы источником неиссякаемой энергии на Земле и вывел бы атомную промышленность на недосягаемую высоту для конкурентов.

Энерго обеспечение автономных потребителей.
Первая возможность начать конкретный разговор о применении технологии ЯРТ появилась после сообщения о паспортизации РосАтомом применения 63Ni (никель 63) в ядерных батарейках (3).
63Ni является источником мягкого бета-излучения со средней энергией 17 кэВ и максимальной энергией 67 кэВ. Период полураспада 100 лет. При распаде образуется стабильный 63Cu, из которого в дальнейшем снова нарабатывается 63Ni.
В настоящее время 63Ni получают облучением нейтронами в ядерном реакторе стабильного изотопа 62Ni (4).
n + 62Ni > 63Ni
Однако 62Ni в природном никеле всего 3,59 %. Поэтопу перед облучением природный никель необходимо обогащать по 62Ni с помощью центрифугирования примерно до 80%. После облучения в ядерном реакторе доля 62Ni составляет примерно 6-7%, поэтому снова требуется применение центрифуг для увеличения доли 63Ni до 75%.
Речь, конечно не идёт о разнообразных и высокоэнергетических потребителях, таких, как транспорт, отдельные дома, удалённые объекты и т.д. При существующих сегодня реакторных  способах получения изотопа 63Ni цены на него совершенно заоблочные, порядка 1 000 000 руб/г. (5). 
Поэтому обеспечить применение 63Ni в каких либо устройствах, даже в атомных  батарейках, сегодня просто нереально.
В силу этого мы предлагаем получать изотоп 63Ni c помощью нейтронов, полученных в ядерном каскаде, созданном высокоэнергетическими заряженными частицами в мишенях из тяжёлых металлов (свинец, висмут, уран, торий). Это одно из направлений технологии ЯРТ.
В нашем методе получение 63Ni происходит из стабильного изотопа 63Cu (69,2% в естественной смеси) по пороговой реакции на быстрых нейтронах
63Cu (n,p)63Ni.
Облучать 63Cu нейтронами для получения 63Ni также предлагалось на быстром энергетическом реакторе, например на реакторах Белоярской АЭС БН-600 или БН-800.
Для ядерных реакторов на быстрых нейтронах (БН) характерен высокий поток быстрых нейтронов (более 1015нейтр./см2⋅с), незначительная доля промежуточных и практически полное отсутствие тепловых нейтронов в спектре.  При этом для получения максимальной удельной активности никеля-63, продолжительность облучения мишени в реакторе должна составлять около 3 лет, а время выдержки не превышать 2-3 месяцев. Облучение можно проводить в любом месте активной зоны (или за её пределами) ядерного реактора. Выполненные расчеты показывают, что при облучении 100 кг меди в течение 1 года в реакторе БН-600 можно получить 150 грамм чистого никеля-63 с удельной активностью, близкой к теоретически возможной.
Недостатком данного метода является то обстоятельство, что работы по реакторам на быстрых нейтронах прекращены во всех странах кроме России. Кроме того, более важным обстоятельством является тот факт, что в реакторах на быстрых нейтронах спектр нейтронов близок к спектру деления 235U или 239Pu, т.е. максимум энергии находится в области 1-2 Мэв, а при таких энергиях сечение пороговой реакции преобразования 63Cu в 63Ni равен всего 2 мбарн. Для ЯРТ технологий мы можем обеспечить любую энергию нейтронов. Для реакции 63Cu (n,p)63Ni оптимальной является энергия нейтронов 5-6 Мэв. При такой энергии сечение этой реакции примерно в 40 раз выше (90 мбарн) и соответственно при равных нейтронных потоках время облучения сократится в 30-40 раз.
Важнейшим обстоятельством является то, что в качестве ускорителя необходимо будет использовать только ускоритель линейный на обратной волне (УЛОВ), т.е ускоритель А. С. Богомолова, имеющий к.п.д. на уровне 50%. Низкая стоимость получения 63Ni даст возможность его применения в любых автономных потребителях энергии.
Оценка стоимости
производства изотопов на примере 63Ni.
На ускорителе при среднем токе в 1 ма. и энергии частиц 10 Гэв мощность равна 107 Вт. 
1ма 1,6 1019 10-3 2 103=3,2 1019 нейтронов (100%), при плотности нейтронов 1015 /см2,   S=3,2 104 см2.
Число ядер в 1 г. Ni63 - 6.6 1021 Столько нужно нейтронов для преобразования 1г 63Cu  в 63Ni
Каждый протон с энергией 10 Гэв производит примерно 1000 нейтронов с энергией 5 Мэв при 50% эффективности. Поэтому для получения 6.6 1021 ядер 63Ni нужно 6.6 1018 протонов с энергией 10 Гэв. Электро затраты: КВт ч/Дж=3,6 107
6.6 1018х1,6 10-19107=1,2 107Дж. 1,2 107Дж/3,6 107=0,3 КВт-ч

ЯРТ для производства делящихся изотопов 239Pu и 233U.
Наиболее быстро ЯРТ методы можно внедрить для производства делящихся изотопов 239Pu и 233U. Это может оказаться необходимым, по крайней мере в некоторых регионах, где дефицит энергии окажется критическим, а глобальное освоение энергетической программы ЯРТ ещё не начнётся.
Покажем это на примере  239Pu.
При облучении урана  нейтронами протекает ядерная реакция резонансного захвата нейтронов ураном 238U:
238U(n,γ)239U.
Образующийся 239U быстро (период полураспада Т = 23 мин) превращается в 239Np (β-радиоактивен, Т=2,3 суток). И затем 239Np  в результате β-распада превращается в 239Pu.
Облучение производят нейтронами, полученными в мишени из тяжёлых металлов, в которой инициируется ядерный каскад. Нейтроны должны иметь достаточно низкую энергию (меньше примерно 1  ev), чтобы вклад деления ядер 238U был невозможен.  Из представленного ниже графика видно, что сечение реакции деления ядер 238U при энергии нейтронов меньше примерно 1 ev равно нулю. (6).
 
Производство нейтронов низкой энергии в любом количестве по схеме ЯРТ будет, по сравнению с реакторным способом, более продуктивным и совершенно безопасным. Поэтому и производство  239Pu будет радиационно чистым (без продуктов деления 238U) и очень дешёвым, причём в любых количествах. Никаких реакторов размножителей, опасных, сложных и дорогих, типа "Прорыв", не потребуется. На период освоения глобальной ЯРТ энергетики можно будет строить без всяких проблем любое количество современных, достаточно простых и хорошо отработанных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, которые будут нарабатывать ОЯТ, которое в свою очередь, будет самым эффективным топливом для реакторов ЯРТ. Аналогичным способом можно вовлечь в глобальную энергетическую программу и торий, производя ЯРТ методом 233U из Th. А в уране и тории сосредоточено более 90% всех энергетических ресурсов Земли. Таким образом удастся пройти без особых энергетических проблем современный очень сложный период с точки зрения энерго обеспечения всех стан и экологических проблем.

Фундаментальная энергетическая программа на базе ЯРТ.
В диапазоне энергий делительного спектра нейтронов - работают две основные неупругие реакции: реакция деления (n, f), которая отвечает за непрерывную наработку долгоживущих продутов деления; реакция радиационного захвата (n, γ), которая отвечает за непрерывную наработку актинидов, в частности изотопов плутония. В добавление к обычным реакторам на тепловых нейтронах существует схема ADS. Электроядерные системы или Accelerator Driven Systems (ADS это ускоритель с энергией ~ 1 ГэВ плюс нейтронопроизводящая ограниченная, как правило, свинцовая мишень плюс подкритическая активная зона с критичностью kэфф ~ 0,94÷0,98), основаны на использовании того же «реакторного» нейтронного спектра. Они, по сути, представляют собой гибрид подкритического быстрого реактора и внешнего (электроядерного) источника нейтронов. В делительном нейтронном спектре пороговые минорные актиниды «горят» малоэффективно, что обусловлено их высоким (~ 1 МэВ) порогом деления. Трансмутация же долгоживущих продуктов деления из состава ОЯТ крайне плохо замыкается за счет многошаговых реакций, которые приводят к появлению новых долгоживущих радиоактивных изотопов. 
На сегодняшний день единственной реальной перспективой кардинального решения проблем современной атомной энергетики представляется использование более жесткого, чем делительный, спектра нейтронов. Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде из природного урана составляет ~ 0,36. Еще в 1958 году было показано, что только в глубоко подкритичной системе можно перейти к спектру нейтронов, определяемому внешним источником нейтронов, т.е. получить существенно более жесткий, по сравнению с делительным, спектр. 
    Это позволяет задействовать большой набор конкурирующих между собой неупругих процессов. Кроме традиционных реакций (n,f) и (n, γ), дополнительно подключаются многоступенчатые каскадные реакции и пороговые реакции типа (n, xn). Эти процессы обеспечивают, в частности, возможность эффективного «сжигания» пороговых минорных актинидов и радионуклидов. Это, собственно, и есть ЯРТ. В ЯРТ необходимо использовать протоны с энергией значительно большей, чем в ADS, поскольку при малых энергиях протонов значительная доля их энергии теряется на ионизацию вещества мишени. 
Схема ЯРТ позволит эффективно напрямую «сжигать» для производства энергии базовый материал активной зоны - природный (обедненный) уран, ОЯТ или торий без использования урана-​235. Кроме того, схема ЯРТ на сегодня является практически единственной реальной схемой ядерной энергетики, в рамках которой возможно вовлечение запасов тория в решение глобальных энергетических проблем. 
В ЯРТ важно то, что в ядерном каскаде сохраняется энергия частиц. Поэтому в простейшем случае можно считать просто. Ядро урана на 2/3 состоит из нейтронов. Следовательно, из 10 Гэв энергии пучка примерно 6.6 Гэв будет затрачено на образование нейтронов. В ядерном каскаде размножение нейтронов, производящих деление 238U, происходит до примерно 1.5 Мэв. (порог деления 238U). Следовательно, таких нейтронов будет 6600/1.5=4400 штук. Каждый из них произведёт в результате деления (процессы деления в данном диапазоне энергий превалируют) 0.2 Гэв, т.е. выделившаяся энергия составит 4400х0.2=880 Гэв, а затрачено 10 Гэв. Коэффициент усиления, таким образом, составит 88 раз. 
Это, конечно, очень приблизительный расчет, но не надо забывать, что в тридцать восьмом уране нейтронами с энергией меньше 1 Мэв нарабатывается тридцать девятый плутоний. При этих энергиях реакции прилипания (n, γ) превалируют. При этом, как показывают расчёты, активная зона всё равно остаётся глубоко подкритичной, что важно с точки зрения формирования нужного спектра нейтронов. Поэтому коэффициент усиления в активной зоне может быть достаточно большим. 
Для создания хороших расчётных программ потребуется организация итеративного процесса с привлечением экспериментальных данных. Хоть методы расчёта и называются монте-​карловскими, но ядерные данные в них, естественно, детерминированы. Вся энергетика в XXI-м веке будет производить электричество на ядерных энергетических установках по схеме ЯРТ. Никакой другой альтернативы у человечества просто нет.

Освоение космоса с помощью ядерной энергетики.
Россия и Китай заявили о начале совместных работ по созданию атомной энергетической установки для освоения Луны (7).
Наличие надежного и постоянного источника энергии является одним из важнейших условий для строительства Лунных баз. В настоящее время в качестве источника энергии для космических кораблей, в том числе и лунных посадочных модулей служат солнечные панели. Однако они эффективны только когда светит Солнце. Солнечные панели вряд ли смогут генерировать достаточное количество энергии, чтобы обеспечить ею потребности лунной базы и при этом зарядить большое количество батарей, поскольку ночь на Луне длится 14 дней.
Роскосмос объявил о том, что попытается построить ядерный реактор вместе с Китайским национальным космическим управлением (CNSA). Как сообщил гендиректор “Роскосмоса” Юрий Борисов, проект должен быть реализован на рубеже 2033-2035 годов. Для доставки всех необходимых грузов “Роскосмос” собирается использовать мощные ракеты с ядерной установкой. Однако агентство еще не придумало, как обеспечить безопасность таких ракет.
Данный проект является абсолютно нереальным. Он очень похож на "вечный" проект по освоению стационарного ядерного синтеза на Земле. тратим большие деньги, работаем вот уже больше 70 лет, а в ответе абсолютный ноль.
Главная проблема это постоянная перегрузка ядерного топлива в реакторе. Например, в среднем время перегрузки реактора БН-800 занимает около 500 ч. Перегрузка производится 2 раза в год. И всё это надо делать в автоматическом режиме и постоянно подвозить топливо с Земли, а отработавшее топливо сваливать рядом с реактором.
Поэтому единственно возможным топливом в ядерных энергетических установках для космоса может быть только 238Pu. Такая установка сможет работать без каких-либо перегрузок несколько десятков лет с высоким к.п.д., поскольку температура плавления диоксида плутония равна 2400 градусов по цельсию.
Для ядерных космических двигателей возможно применение 235U и 239Pu, поскольку ресурс их работы может быть ограниченным.
Проблемой широкомасштабного применения 238Pu для космоса является его цена. Один килограмма 238Pu сегодня стоит примерно 1 млн долларов США. А для ядерных установок могут потребоваться сотни кг. или тонны 238Pu, поскольку его энерговыделение равно 0,567 Вт/г. Но самое главное это то, что при его применении не потребуюся перегрузки топливоядерной установке. Это обстоятельство делает 238Pu абсолютно незаменимым для космических применений. И получать его необходимо не с помощью современных реакторов, а только по методике  из 238U и из 235U.
238U(n2n)237U(β−)237Np
235U(nγ)236U(nγ)237U(β−)237Np
 
Далее с помощью облучения нептуния-237 нейтронами с оптимальной энергией получаем 238Pu. Все нейтроны, как и в других, рассмотренных выше случаях, получаются только по схеме ЯРТ.

Литература:
⦁    О КРИТЕРИИ ЛОУСОНА В ТЕРМОЯДЕРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЯХ Мосяж В.М., Острецов И.Н. Инженерная физика. 2018. № 9. С. 15-19
⦁    HEATING OF A LARGE LEAD TARGET BY 5 GEV PROTONS Ostretsov I.N., Pashchenko V.P. Atomic Energy. 2000. Т. 88. № 4. С. 314
⦁    https://teknoblog.ru/2018/11/26/94768 
⦁    https://wiolowan.livejournal.com/23640.html
⦁    https://www.atomic-energy.ru/
⦁    https://vk.com/@century_arch-sechenie
HYPERLINK "https://www.kp.ru/daily/27484/4740882