- 74 -

С учетом принятых значений для Ру =0,5 МВт/г я Egj 7,85 МВт.дн/г получим время удвоения трития в годах

3,0 (О

(4.2)

Из (4.2) следует, что коэффициент всспрсизвсдсгва К.р , лишь немногим прешшапций единицу, дает время удвоения трития около 10 лет. На начальной стадии использования термоядернсгс реактора (пока будет ощущаться нехватка трития) желательно иметь время удвоения порядка I года. Для этого необходимо иметь значение Ку*If

Современные конструкции бланкета дают расчетные значения К.. в пределах 1,28-1,51. В нексгсшх конструкциях используются добавки бериллия и обогащенного Li . Однако приведенные значения К. могут быть завышены на 10-20 % по сравнению с действительными из-за неточности данных о ядерных сечениях и неточности одномерной геометрической модели, использованной для расчетов. Кроме того, необходимо выполнить оптимизацию конструкции бланке-тов для реализации условий лучшего воспроизводства трития. Герметизация трития. Герметизация трития в бланкете и связанных с ним системах должна удовлетворять двум основным требованиям: I) выделение трития в окружающую среду при нормальных рабочих условиях должно быть как можно ниже, 2) конструктивные меры аварийной защиты должны гарантировать минимальное выделение трития в окружающую среду в случае аварии.

Из этих требований вытекает, что содержание трития в бланкете и связанных с ним системах должно быль минимальным. Так как требования аварийной защиты детально не исследованы, мы рассмотрим только герметизацию трития при нормальных рабочих условиях.

Тритий при повышенной температуре о большой скоростью проникает через большинство металлов и может диффундировать через стенки объема хранения, трубы откачки и трубы теплообменника, входящие в бланкет и связанные с ним снстемы. Есть два основных пути, по которым тритий при норлальных рабочих условиях может попасть в окружающую среду: I) через стенки кожуха бланкета и трубы откачки - в окружающую среду; 2) через систему теплоносителя - в контур первого цикла (сквозь стенки труб теплообменника). Другиш путями утечки можно пренебречь по следуюидал причинам: I) элементы системы подпитки плазмы тритием в нормальных условиях будут находиться при относительно низких температурах, поэтому диффузия трития через стенки этой системы будет малой;

2) некоторая часть воспрсизведеиного трития может диффундировать через первую стенку бланкета в реакторную камеру, однако этот тритий попадает в систему возобновления и подпитки плазмы; 3) запасы трития в системах приготовления и хранения топлива будут находиться при относительно низких температурах, т.е. скорости проникновения трития будут малы.

В настоящее время нет общепринятых норы на выделение трития в окружающую среду. Некоторое представление с предельных величинах можно получить исходя из действующих норм для энерг^ тических реакторов делениа. По нормам Комиссии по атомной энергии СШ: I) мощность дозы на границе станции не должна превышать 5 мбэр в год и 2) среднегодовая концентрация трития дс растйсре-ния его в естественной воде не должна превышать 5 10~3 мкКи на литр. Проведем сравнение возможных потерь трития из термоядерных реакторов с нормами потерь для реакторов деления с обычной водой.

Диффузия трития через стенки бланкета и трубы откачки может быть ограничена с помсяцью вторичного кожуха. Объем, заюшченный внутри вторичного кожуха, может непрерывно продуваться, а выходящий газ - обрабатываться с целью извлечения трития. Однако некоторое количестве трития будет неизбежно теряться из системы вторичного удержания. Если этот тритий рассеивается через трубу высотой примерно 30 м, то при предельно допустимей дозе 5 мбэр в год на границе станции оксрость выделения трития должна составлять ,от 10 до ТОО Ки в день в зависимости от ожидаемой степени окисления трития в процессе выделения и рассеивания и ст погодных условий. Окись трития в несколько раз более опасна, чем сам тритий, поэтому необходимы точные данные о скорости его окисления. Раосмотрим снова электростанцию на 1000 МВт, где проток трития через систему регенерации трития в бланкете составляет примерно 0,4 кг/день или сколе 4*10 Ки/день. Для такого реактора скорость утечки 10 Ки/день означает, что коэффициент удержания трития должен приближаться к Э9,9999 % (такая степень герметизации технически достижима).

Б большинстве предлагаемых конструкций системы охлаждения и воспроизводства в бланкете связаны так, что воспроизводимый тритий будет присутствовать в системе охлаждения и, следовательно, попадать в паровой контур. Для предотвращения этого необходимо разработать конструкцию бланкета, в которой воспроизводящая и охлаждавдая системы изолированы. Если же тритий попадает в контур водяного пара, тс он будет ftiCTpc замещать водород

(4.4)

где r\f - максимально допустимая скорость втаелевия трития в паровой контур.

Параметры S z t будут определяться в основном из термодинамических и конструктивных соображений. Поэтому управляемым параметром, определяющим величину рс.т > является проницаемость Р . Проницаемость стенок труб теплообменника теплоноситель-пар может ftiTb уменьшена в результате снижения рабочей температур! или нанесения покрытий, препятствующих проникновению трития. Величины давления трития, которые могут получаться на стороне теплоносителя, зависят от принятой схемы извлечения. Таким образом, существует ряд противоречивых факторов, к которыгл относятся разработка материалов и термодинамическая а^ективность для кавдой системы извлечения трития. Эти факторы можно проиллюстрировать несколькими примерами.

I. Рассмотрим одну из возможных схем систеш преобразования выделяемой в бланкете энергии, изобракенную на рис.4.1. В бланкете использованы конструкции из нержавеющей стали, находя-

AuTuu

ПаровйЛ тур5цна

Рис.4.1

мощью поглощающих иттрешх прокладок, которые поддерживают парциальное давление тртия в литиевом потоке на уровне 5 10 Тор. Тртий проникает через стенки трубок теплообменника Ll-Ho. (средняя температура около 360°С) и попадает во вторичный нагреши контур. Соответствующее парциальное давление тртия в нагревом потоке составляет 410~- Тор. Тртий проникает черз стенки трубок теплообменника натрий-пар (ордняя темпертур около 300°е) и попадает в контур водяного пар. Результирующая скорость проникновения тртия в контур водяного пар ооотавляет примерно 10 Ки/день. В этой конструкции нижний уровень утечки тргия достигается за счет рботы теплообменника натрий-пар пр относительно низкой ордней темпертур. Результирующий КЦД парового цикла составляет примерно 36 %,

2. Рассмотрим схему бланкет-пробрзовагелъ энергии, изоб-ркенную на рио.4.2. В качестве конструкционного матерала бланкета используется сплав NIMONIC (43 % никеля, 39 % железа и 18 ;5 хрома), находящийся пр максимальной темпертур около 700°С. Воопроизводящим матералом служит расплавленная соль LLg Be (МАЙЕ). Бланкет охлавдается гелием, когорй черз теплообменник гелий-пар (рбогающий пр темпертур 600°С) пер-носит тепловую энергию синтеза в паровой контур. Воспроизведенный тритий извлекается из рсплавленной соли с помощью специальных обдирочных колонок, в которых рсплав соли протекнет черз встрч-ный газовый поток гелия (или аргона). Некоторя часть тргия

щиеся при температуре около 500°С. Жидкий литий пр средней температуре 380°С используется как воспроизводящий матерал и как первичный теплоноситель Тртий извлекается из литиевого потока с по-

К его извлечение из слабо концентрированного раствора потребует дорогостоящей системы разделения изотопов. Извлечение трития. Системы извлечения необходимы как для воспроизведенного трития, так к для трития, оодеркащегося в отработай-ной плазме. Рассмотрим подробнее обе системы.

Извлечение воспроизведенного трития. Если воспроизведенный тритий присутствует в системе охлакдения, то выбор схемы извлечения тртия зависит от способности этой системы ограничивать выделение трития в паровой контур. Скорость К диффузии трития в паровой контур определяется формулой

R = c/f7 ~ /р^), (4.3)

где S - поверхность теплоойлена теплообменника теплоноситель-паргР-проницаемостьо тонок труб теплообменника; f - толщина стенок труб теплообменника; и - парциальные давления трития в теплоойяен-нике со стороны теплоносителя и водяного пара соответотвенло* У паровой части теплообменника тртий будет быстро замещать водород, позтому значение фактически равно нулю. Следовательно, максимально допустимое давление трития в теплообменнике со стороны теплоносителя будет равно

Гелии

Блонкет

Турбина

Теплообменник гелии-водднои Пар

Рис.4.2

ожидаемый теродинамический КПД - 40 %, Использование гелиевого контур с добавкой кислорода может сильно уменьшить утечку тртия в паровой контур,

3,На рс.4.3 показана сиотема пробрзования энергии для р-

ПаробаА rypSuHo.

кет

Теплообменник

калии-водяной Пар

Рис.4.3

актор, в которсжа конструкционным матералом бланкета служит Nb - I %Z.r. Рабочая темпертур в бланкете около 1000°С. Воспроизводящим материалом является жидкий литий, а первичным теплоносителем - калий, которЯ приводит в действие калиевую

турбину. Теплообменник Lt-K рзмещен в бланкете. Пр таких высоких темпертурх тритий доотаточно быстро диффундирует черз стенки трубок теплообменника. Тртий извлекается из калиевого потока с помощью охлаждаемых ловушек, которе поддерживают давление тртия в калии на урвне 4*10 Тор. Теплообменник калий-водяной пар рботает пр темпертур около 600°С и теродинами-чеокий КЦЦ такого бинарного парного цикла прближаетоя к 56 Для огрничеяия утечки тртия в водяной пар дс урвня 10 Ки/день необходимо обеспечить защиту от проникновения тртия черз стенки трубок теплообменника калий-водяной пар. В качестве такой защиты было прдлокено напыление на внешние стенки трубок слоя всльфрма толщиной 0,3 мм, а также создание оксидных пленок на стенках трубок со стороны водяного пар.

Альтернативным ршением созданию барьерв пртив диффузии трития может явиться введение дополнительного контур теплопер-дачи перд контуром водяного пар. Основная задача этого дополнительного контур заключалась бы в огрничении утечки тртия. Так, например, для бридер с роплавом соли прдлагается контур с роила вом нитрг-нитртной соли. Этот дополнительный контур содержит окислитель для первода тртия в непроникающее соединение (например, в Т^О ). Такой контур нужно будет соответствующим обрзом обрбстать, чтобы прдотвртить накопление тртия.

.Для извлечения тртия, воспроизведенного с помощью керамических матералов и соединений алюминия, можно применить процесс диффузии тртия из тверого тела. Такие матералы имеют два примущества: I) количество лития в рактор может быть срвнительно небольшим, 2) эти соединения химически стабильны. Однако в этом случае трудно достичь коэффициента воспроизводства тртия, првышаЕщего I, Например, в алюминате лития Li. 0 атомы алюыиния и кислорода кснкурруют с LL в процессах рсоеяния и поглощения нейтронов, поэтсшу нужен рзмножитель нейтрнов. Для обеспечения извлечения тртия керамический матерал должен состоять из грнул рзмером примерно 10 мм, так как типичные скорости дисТ)фузии трития невысоки .Пр этом материал не должен спекаться при темпертурх, првышающих 1000°С. Выделяющийся тритий будет перноситься из бланкета газообрзным гелием, которым продуваются слои грнул.

Расоматрваемые в настоящее врмя технические варанты систем извлечения тртия из бланкета в основном осуществлены, одна-

будет диффундировать в поток гелиевого теплоносителя. В этот гелий предполагается вводить небольшую добавку кислорода с тем, чтобы поддерживать в гелиевсжа потоке давление газообразного трития на уровне Ю Тор. Тритий, присутствующий в гелиевсжа потоке в ввде водяного пара, можно извлекать сорбированием в осушителях. Утечка трития в паровой контур будет около 10 Ки/день.