Гибридный реактор синтеза - geA€HUA

Реактор синтеза

Рис.3.12

Основной круг технических вопросов, которые необходимо решить при конструировании D -Т -реактора, связан с определением поведения материалов реактора при интенсивном облучении потоком нейтронов с энергией 14,1 МзВ. Следовательно, конструкция такого реактора должна существенно отличаться от конструкции реактора, в котором энергия выделяется в основном в форме кин|ти-ческой энергии заряженных продуктов реакции (например, D - Мере аквдш).

- 51 -Топли Ьо

Теплоноситель I

У

Вспомогвтель-

Начальным орузо'воние г-А запас

тритил Г~

Т .

Кнсекцид

РегенераццА трмтид

Насоси теплоносителя

Охлшкзение магнита

Циркуляцил

ОтраХ'отаннал плазма U отделение Не

I Теплое-1 Меннчки

TypSuHbi \

Генераторы

Зслечие

ОтраГо-

тепло

Выход электроэнергии

Отбод тепла

Рис.3.13

D-T -реактор должен преобразовывать кинетическую энергию нейтронов в полезную энергию и воспроизводить тритий, необходимый для реактора. Кроме того, в D-Т -реакторе (как и в люОом другом) должен быть обеспечен нагрев термоядерного топлива до высокой температуры и удержание плазмы в течение времени, представляющем интерес с экономической точки зрения. Одновременное удовлетворение этих требований представляет собой сложную инженерную задачу.

Рассмотрим общие требования, предъявляеше к магнитной системе; бланкету ; 1-й стенке бланкета; системам нагрева, инжекции и удаления отработанного топлива.

Магнитная система. Магнитное поле, необходимое для удержания плазмы, генерируется сверхпроводящими обмотками, размещенными с внешней стороны бланкета и имеющими эффективную защиту от высоких температур и интенсивных потоков нейтронов, возникающих в плазме. Такое размещение катушек приводит к необходимости создания магнитного поля в достаточно большом объеме. Создание та-

ТИ к вковомическсй неэффективности этих циклов и там самым воспрепятствовать их применению.

3.3. Общая схема термоядерного реактора

Рассмотрим общую схему твЕМоядерного реактора с магнитным удержанием. На рис,3.12 изображена схема реакторной части, а на рис.3.13 - блок-схема инфраструктуры внешних элементов. Основные технические элементы являются общими для всех реакторов синтеза с магнитным удержанием плазмы.

( который явля-зоизводства Ри-

кого поля неизбекно связано о большими затратами, одвако попытка разместить сверхпроводящие катушки ( Т 20 К) вблизи плазш (Т > 10 К + поток нейтронов) совершенно безнадежна.

В реакторах типа ЛШ магнитные обмотки достаточно просты. Предпочтение отдается конфигурации обмоток типа инь-ян (рис. 3.2). В гокамаках система тороидального магнитного поля должна состоять из большого числа равномерно расположенных катушек, причем возможно использование катушек как круглого, так и D -образного сечения (в пооледних могут быть несколько снижены конструктивные требования благодаря уменьшению изгибающих моментов). Система сверхпроводящих импульсных обмоток в реакторах на тока-маках будет работать о максимальной скоростью нарастания магнитного поля (dB/dt) ~- 0,1-1 Тл. Такие скорости не налагают существенных конструктивных ограничений. Сверхпроводящие магниты защищены от действия потока нейтронов и рентгеновского излучения защитным экраном. В проекте реактора ITER предполагается использовать 16 сверхпроводящих катушек (изготовленных из NbSn. ) для создания тороидального поля с индукцией 4,85 Тл на оси.

Бланкет выполняет несколько функций: внутри него происходит замедление и поглощение нейтронов, воспроизводство трития для использования в качестве топлива и нагрев жидкости, используемой в тепловом цикле. Только пятая часть энергии, выовобовда-емой в D-Т -реакции, уносится oi -частицами (3,5 МэВ).

Оставшаяся часть приходится на нейтрсныС14,1 МэВ), которые свободно вылетают из плазмы на первую стенку и попадают в бланкет. Нейтроны с такой энергией обычно движутся около 10 см между соударениями с ядрами твердых и жидких веществ. При столкновениях нейтрон передает энергию атомам мишени , изменяя свою траекторию и отдавая тепло элементам бланкета. Теплоноситель, протекающий через бланкет, отводит тепло и передает его электростанции с теплообменниками, парсвшли генераторами и турбинаш, т.е. для преобразования тепловой энергии в электрическую используется тепловой цикл. Использование теплового цикла означает, что эффективность преобразования ограничена коэф5Ициентом Карно и практически из-за отсутствия термостойких материалов составит около 60 % (для современных теплоэлектростанций типичным является значение 40 - эту валетшу мы рассматривал!! в качестве 1ЩЦ теплового преобразования в § 3.2). Нейтронный поток ослабляется в бланкете с расстоянием, поэтому бланкет делается толщиной 0,6-

-0,8 м (для полного поглощения энергии нейтронов необходима

толщина материала около 0,5 м).

Вторая функция бланкета - производство топлива для реактора. Как уже указывалось шше, тритий может быть получен при вза-имодейогиш нейтронов с двумя естественными изотопами лития: Ll и Lt . Коэффициент воспроизводства реактора (число тритонов, произведенных на каждый использованный тритон) зависит от особенностей конструкции реактора и может достигать значения 1,5,

Составными элементами бланкета являются несущая конструкция, теплоноситель и материал для производства трития. Основные кандидаты в конструкционные материалы бланкета - нержавеющая сталь, ферритная или высокомарганцевая сталь и сплавы ванадия; основные кандидаты на роль теплоносителя - вода, такие газы, как гелий,и жидкие металлы, в первую очередь, литий и его соединения (например, расплавленная соль LLgBeFj , иногда называемая ШЙБ), Жидкий литий привлекателен тем, что у него низкая точка кипения (180°С), хорошие теплопередеющие свойства, хорошая химит-чеокая совместимость с большинством конструкционных оццавов. Кроме того, он одновременно мокет служить в качестве материала для производства трития (см. § 4.1),

В термоядерном реакторе существует юэможность использовать нейтроны 1) -Т -реакции для деления U ется отвалом современной ядерной энергетики) и производства* искусственного ядерного топлива для атомных реакторов на тепловых нейтронах. Одновременно зто приводит к увеличению (примерно в 7 раз) энергетического выхода ва одну термоядерную реакцию. Термоядерный реактор, в котором зона 15 -Т -реакции окружена бланкетом, содержащим *®U , называется гибридным теваоя-дерныы реактором (ГТР) (рис .3.12), В идеальном случае - в оплсмп-нсм U- нейтрон с энергией 14,1 ЫеВ вызывает примерно одну реакцию деления с выделением энергии приблизительно 200 МэВ. Таким образом, окружение зоны реакции бланкетом из урана приводит к увеличению мощнооти реактора в пределе более чем в Ю раз. В реальном урановом бланкете из-за потерь нейтронов при неупругих столкновениях о ядрами, входящими в состав первой стенки и других конструкций, коэффициент умножения мощнооти падает. Многократное усиление мощнооти урановым бланкетом в ГТР позволяет ограничиться относительно небольшой мощностью D ~Т -реакции и сравнительно низкими нейтронными и тепловыми нагрузками на первую стенку, что значительно упрощает технические проблемы, возникающие пр создании зкономически выгодного реактора. Кроме того, производительность по Ри в 6-10 раз превосходит производство

Товарного Pa реактором той же мощности на с5ыстрых нейтронах.

Первая стенка бланкета термоядерного реактора отделяет блан-К8Г ст зоны реакции. Она является стенкой вакуумной камеры, под-вергается интенсивному облучению нейтронами (при этом она должна пропускать нейтроны с энергией 14,1 МэВ) и работает в условиях высоких температурных напряжений и эрозионного воздействия плазмы. ?Латериалы, предназначенные для изготовления первой стенки, должны обеспечить высокую надежность и длительную работоопособ-ность (так как замена ее связана о длительной остановкой реактора и со сложней дистанцисяной технологией демонтажа и монтажа в условиях высокой радиоактивности). То есть сами материалы должны обладать высокой радиационной стойкостью, а конструкция должна обеспечивать минимальный уровень технических и механических напряжений с большим запасом до предельных величин. В качестве материалов для первой стенки предлагаются нержавеющие аустанитные и ферритные стали, ванадиевые сплавы.

Кроме устойчивости к структурным повреждениям материал первой стенки должен обладать и другими свойствами:

1 . Атаяы этого материала на должны легко распыляться со стенки и загрязнять плазму;

2 .Материал должен иметь по возможности малое Z , чтоск примесь его, попавшая в плазму, не приводила к большим потерям на излучение.

Вся энергия, получаемая от реактора для использования в тепловом цикле, должна переноситься через первую стенку нейтронами с энергией 14,1 МэВ (при условии, что энергия оС -чаотиц идет на нагрев поступающего топлива или по какш*-либо другим причинам не приводит непосредственно к увеличению выходной электрической мощности). Нейтронные аффекты, связанные с тошхивным циклом оинтеза, принято характеризовать величиной, называемой нейтронная нагрузка станки (мощнооть, переносимая термоядерными нейтронами через единицу поверхности первой стенки). Таким образом, нейтронная нагрузка стенки является мерой интенсивности источника термоядерных нейтронов, отнесенной к площади первой стенки. Например, при синтезе дейтерия и трития возникают нейтроны с энергией 14,1 МэВ^и нейтронная нагрузка стенки, равная I МВт/м^ (предполагаемая нагрузка в реакторе ITER ), будет эквивалентна источнику термоядерных нейтронов о интенсивностью 4,43 10 3 см с'-. При этом не следует путать интенсивность источника нейтронов с плотностью потока нейтронов на первой стен-

ке, который вклшает как нейтровы воточавка, так в отраженные н рассеянные в бланкете нейтроны.

Кроме нейтронной нагрузки первая станка подвергается воздействию тормозного и синхротронного излучений плазмы, а также рентгеновского излучения, возникающего при нейтронном облучении материалов в бланкете. То есть проблема выбора материала первой стенки является наиболее важной при выборе материалов для постройки реактора в целом. При использовании других реакций, в которых энергия выделяется не в форме кинетической энергии быстрых нейтронов, проблема выбора материала первой стенки становится не такой острой, но сохраняются проблемы удержания плазмы и достижения очель высоких температур (см. 3.1).

Инжекция топлива к нагрев. Новая порция топлива (смесь дейтерия и трития) может быть вновь инжектирована в плазму по мере его сгорания в термоядерной реакции либо в виде газа, либо в виде замороженных шариков - PeE£ets ). Однако при этом использование топлива в виде газа будет неэффективным (т.е. топливо не будет достигать центральной области) вследствие ионизации вблизи границы. Шарики тошшва из смеси jb и Т , инжектируемые с большой скоростью, будут достигать центральной области плазмы.

Нагрев тошшва до температуры синтеза необходим независимо от того, какая используется реакция. В этом отношении реакция В -Т обладает преимуществом благодаря более низкой пороговой температуре. Кроме того, по крайней мере часть энергии синтеза, приходящаяся на долю с< -частиц (ядер Не ), идет в конечном счете на разогрев плазмы, поскольку Ы -частицы заряжены и, следовательно, удерживаются магнитным полем. Эта энергия частично поглощается плазмой и может компенсировать радиационные потери, а также может быть использована для нагрева добавляемых порций холодного тошшва. Для обеспечения самоподдерживающейся реакции необходим ввод мощности от систем дополнительного нагрева, сбалансированный ввод тошшва с помощью замороженных шариков и использование энергии о^ -частиц - продуктов реакции (при 0 > Ь).

В других реакциях, таких как D - Не , основная доля энергии выделяется в виде кинетической энергии заряженных частиц, что позволяет использовать систеш прямого преобразования энергии.

В реакторах непрерывного действия в принципе существуют насколько различных способов нагрева плазмы: