Главная страница Комод Кухня Компьютерный стол Плетеная мебель Японский стиль Литература
Главная  Реакции синтеза в ядерной энергетике 

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 [ 12 ] 13 14 15 16 17 18 19 20 21

Таблица 3.4

Параметр

Значение параметра

Диапазон изменений параметра

Единицы измерений

-f s -fc

P СтеПА.) P С

T Б

Плотность мощности

1,75

5.1020

0,06-0,11

1,0-2,0

2,0-4,0

3,5-12,5

2,7-6,0

0,8-2,3

Io20 io2l

IO-20 4-17

(I,7-I4)I020

м м м

ГВт ГВТ м-3

К8В

3.5. Принци

шальная схема

тешоядепной

электоостан

На рис.ЗЛЭизобракена принципиальная схема термоядерной електростанции (ТЯЭС), основные элементы которой рассмотрены в этой главе. В состав комплекса ТЯЭС входят: реактор, системы его технологического и инкенерного обеспечения, а такке здания и сооруКения.

Перечислим основные структурные элементы ТЯЭС (по данным имеющихся в настоящее время отечественных и зарубежных концептуальных проектов): I). Здания и сооружения:

а) здание реактора с защитой,

б) энергетический корпус с подстанцией и ЛЭП,

в) криогенный корпус,

г) корпус систем управления и центрального вычислительнсгс комплекса,

д) технологический корпус,

е) генераторный зал,

ж) строительная база,

з) сооружения социально-бытового назначения. 2).Криогенная система:

а) гелиевая система,

б) азотная система.

Теплообменник Теплоноситель

Магнитна* катушка

Гелии

Быхознад алсктричес-

КоА

Мощност*


ЭлектреэнершА н соЖе.т&>н-

Рис.3.19

3). Вакуумная система:

а) откачка вакуумной камеры;

б) откачка средств нагрева плазмы;

в) откачка технологических систем, 4). Система питания (СП):

а) СП обмоток тороидального поля;

б) СП обмоток полоадального поля;

в) СП нагрева плазш;

г) подстанция собственных нужд та. технологии,

5). Система нагрева плазмы:

а) ВЧ-нагрев;

б) инжекторы.

6). Система обеспечения топливом:



4. ПРОШШ КОНСТРУИРОВАНИЯ РЕАКТОРОВ 4.1. Тртий

Тритий - радиоактивный изотоп водорода с массовым числом 3. Ядро трития состоит из одного протона и двух нейтронов. Период полуропада 12,26 года. Тритий - чистый р -излучатель (Е^ = а 0,018 МэВ). Тртий сбрэуется при бомбардировке дейтерием дей-теревой или бериллиевой мишени, а также пр облучении лития нейтронами. Тртий сбрзуется в небольших количествах в атмосфер (примерно 0,1-0,2 атома на I ом земной поверхности в I с). Полу-

Назначение

Материал

Всспризведение тртия

Жидкий литий

Расплавы солей(LLjBef,LiF)

Соединения 81лаштяС1-*-МММ( Сплавы CPb-l.i)

Конст^кционнкй мате рал

Аустенитные хрмсникелевые стали

Ферртные стали Ванадиевые сплавы Аустенитные хрсмома ранце вые стали

Алюминиевые сплавы Карвд крмния

Теплоноситель

Жидкий литий

Гелий

Расплавы солей

чившийся таким обрэсал тртий соединяется о кислороде ! воздуха, обрзуя сверхтяжелую воду, и выпадает на землю вместе с дождями. В прродяой воде содержится около 10 ® тртия по отношению к водороду. Тртий обладает высокой ле туче отьв к проникающей способностью, т.е. именно он спрделяет рдиациснную опасность в аварйных ситуациях и пр эксплуатации тероядерого рактор Рассмотрим основные конструктивные прблемы, связанные с воспроизводством, геретизацией и извлечением тртия. Воопроиеводогвс трития. Трбование воспроизводства тртия означает, что бланкет должен содержать литий. Обрзование трги прио-ходит за счет ядерных ракций (3,3), вызванных нейтронами Li(n,eOT и'Ь1(Л,1г'о£)Т . Кроме орды, воспроизводящей тртий, бланкет в общем случае будет состоять из конструкционных материалов, теплоносителя и замедлителя нейтронов, В некоторых конструкциях пр-дусматриваетоя введение бериллия для воспроизводства нейтронов о помощью ракций (П, 2гг), В табл,4,1 указаны матералы, которе считаются перпективныыи для выполнения рзличных функций бланкета.

Таблица 4,1

а) хранение и подготовка трития;

б) бланкег-тритиевый контур;

в) плазма-тритиевый контур;

г) уран-плутониевый контур;

д) система подготовки газов и инкекции тошшва. 7). Система преобразования энергии:

а) турбогенераторный корпус;

б) подотанция.

8).Система управления и диагностики:

а) центральный вычислительный комплекс;

б) управление плазмой;

в) управление технологическими системами. 9). Система технологического обеспечения:

а) оборудование дистанционного обслуживания;

б) обслуживание средств нагрева плазмы;

в) ремонт и обслуживание технологических систем. 10).Реактор:

а) обмотки тороидального поля;

б) обмотки полсидальнсго поля;

в) индуктор;

г) вакуумная камера;

д) дивертор;

е) бланкет и внутренняя защита;

ж) криостаг.



72 -

Продолжение табл. 4.1

Назначение

Материал

Замедлитель

Воспроизводящие материалы. Графит.

Размножение нейтронов

Бериллий. Свинец.

Необходимо отметить, что I) один и тот же материал может выполнять несколько функцив, например, жидкий литий может служить воспроизводящей (тритий) оредсй, теплоносителем и замедлителем нейтронов; 2) интерео предотавляят как жидкие, так и твердые воо-произвощщие материалы. Характериотики воспроизводства трития в бланкете должны быть такими, чтобы нремя удвоения трития ооглаоо-швалооь о требованиями роота производства влектроанергии (примерно 7-10 лет). Приближенная формула для времени удвоения трития имеет вид j

<.9 10 - Et

где

время удвоения в годах;

<4.1)

У9 ~ удельная мощность реактора в тепловых мегаваттах на грамм заправки тритием (МВт/г запр.Т); E gbix ~ ввергетичеокий выход в тепло- мегаватт-днях на грамм потребляемого трития (МВт'Дн/г потр.Тг; К. -коэффициент воспроизводотва трития, т.е. число ядер трития, образу-щихся в бланкете на каждый нейтрон синтеза или, что то же оамое, на ка ый акт Ъ ~Т -реакции.

В идеальном случае (источник I4-M9B нейтронов в беоконечной среде из природного LL ) нейтрон успевает до своего замедления ниже порога реакции'LL С г,П od)T шзвать в среднем 0,8 таких реакций и идеальный коэффициент воспроизводства трития в этом случае ооотавляет К. = 1,9.

Примем величину знергетичеокого выхода С Е в >(!) равной 7,85 мегаватт-дней на грамм потребляемого трития. Эта величина получена исходя из полного выделения энергии 21,1 МэВ в одном акте D -Т слияния, считая, что коэффициент усилеяия бланкета

*В некоторых работах для определения времени удвоения трития используется (кроме HLp ) время его распада и время выгорания, однако в результате получаются те же количественные оценки, что и при иопользовании соотношения (4.1).

М равен 1,2 (см. 3.2). В реакторах деления Е^ь/х тавляет сколе I МВт.дн. на грамм потребляемого топлива.

Значение Ру завиоит от величины полной тритиевсй заправки злектроотаяцик, которая включает: I) плазму, 2) систему подпитки плазмы, 3) бланкет и связанную с ним оиотему извлечения трития, 4) систему приготовления топлива, 5) систему хранения топлива, 6) конструкционные материалы этих систем. Расчет ссяер-кания трития в кавдой из окстем может быть выполнен только на основе конкретных конструкций. Однако мокно оделать некоторые общие заключения отнооительно содержания трития в этих оиотемах. Рассмотрим алектроотанцию на 1000 МВт электрической мощности и оценим количество оодеркащегося в ней трития:

1. Содержание трития в плазме не более одного грамма.

2. При электрической мощности 1000 МВт и полном КПД отанции 30 % реактор будет потреблять около 0,4 кг трития в день (безвозвратно). Таким образсш, система извлечения трития из бланкета (включая сам бланкет) должна пропускать поток трития, равный

0,4 кг/день. Содержание трития в связанной о бланкетом системе воспроизводства к извлечения трития изменяется в пределах 0,1-10 кг.

3. Если принять частичное выгорание топлива равным 5 %, тс проток трития через систему подпитки плазмы составит около 8 кг/дань. По современным требованиям, количество трития в этой оиотеме находится в пределах 0,1-4 кг.

4. Если принять, что сиотема приготовления топлива содержит запас трития на 1/3 дня, то ооответствующее его количество составит 0,1 кг.

5. Если система хранения трития рассчитана на 10 дней, тс соответотвующее его количеотво составит около 4 кг.

6. Для сведения к минимуму влияния трития на механичеокие свойства конструкционных материалов концентрация трития в этих материалах не должна превышать неокольких миллионных долей.Содер-вание трития в этих материалах будет менее 0,1 кг.

Таким осразом, общее количество трития лежит в пределах 4-18 кг, а соответствующая удельная мощность составляет 0,2-0,8 Шт/г. Примем для иллюстрации величину удельной мощности Ру -а 0,5 Шт/г. Для сравнения отметим, что окидаемая удельная мощность бридеров деления составляет около 10 ( Шт на грамм делящегося вещества, т.е. требуемое количество топлива для термоядерных бридеров будет существенно меньше.



1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 [ 12 ] 13 14 15 16 17 18 19 20 21

© 2007 EPM-IBF.RU
Копирование материалов разрешено в случае наличия письменного разрешения