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