Воспроизводство трития

Особенно важной является реакция (11.42), которая интенсивно идет под действием быстрых ( >5 МэВ) нейтронов и в которой воспроизводство трития идет без потери нейтронов. Конструктивное оформление этой идеи также наталкивается на большие трудности. [c.596]

В перспективе, когда удастся преодолеть все трудности, стоящие на пути создания энергетических термоядерных установок и воспроизводства трития, человечество получит еще один практически неисчерпаемый источник энергии, поскольку запасы лития и дейтерия в земной коре очень велики. Полному количеству дейтерия в океанской воде соответствует энергетический запас 10 МВт-лет. Таким образом, энергетические запасы дейтерия в океане имеют тот же порядок, что и энергетические запасы тория и урана в скалах. Добыча дейтерия из морской воды относительно проста и в переводе на энергетиче ский эквивалент крайне дешева (около 10 коп. за кВт-ч). Запасов лития достаточно для удовлетворения современных энергетических потребностей человечества в течение сотен тысяч лет. Если не удастся освоить реакцию d -f- d, то запасы термоядерного горючего будут ограничиваться запасами лития. Сравним относительные достоинства атомных и термоядерных электростанций в предположении, что последние также созданы и функционируют. [c.597]

Такое гибридное решение наиболее удобно для d + d-реакции. Для установок, работающих на d -f- t-реакции, выделяющиеся в ней нейтроны нужны прежде всего для воспроизводства трития. [c.598]

Основная проблема, связанная с реакцией ядерного синтеза, состоит в разработке технологии, способной удерживать газ заряженных частиц, плазму при температуре порядка многих миллионов градусов в течение довольно длительного времени для того, чтобы высвободить нужное количество энергии, в то время как плазма находится в изолированном состоянии. Известны два способа, с помощью которых управляют этим процессом метод магнитных полей и метод удерживания атомов тяжелого водорода с помощью мощных лазеров. Первый метод имеет несколько вариаций, из которых наиболее известна токамак [слово тока-мак составлено из первых слогов русских слов тороидальный (то), камера (ка) и магнитный (мак)]. Этот метод представляет собой наиболее легкий путь осуществления ядерного синтеза, в котором участвуют дейтерий и тритий и который протекает в удерживаемой с помощью магнитных полей плазме при температуре более 100 млн. °С. Конечными продуктами реакции синтеза являются ионы гелия (Не ) и нейтроны. Около 80% высвобождаемой в результате синтеза энергии приходится на нейтроны. Высокая кинетическая энергия этих частиц должна быть преобразована в тепло и использована для расширенного. воспроизводства трития путем абсорбции энергии в слое лития. Системы переноса тепла и преобразования в тепло, которые являются следующей ступенью, аналогичны используемым в ядерных реакторах деления. При осуществлении второго метода лазерный луч направляют на скопление атомов дейтерия-трития с разных [c.230]

Эти реакции предполагается использовать в самом термоядерном реакторе для воспроизводства трития. Нейтроны образуются в реакциях синтеза ядер, а литий специально вводится в реактор. [c.152]

Распределение тепловыделения по зонам бланкета — неравномерное и зависит от состава зон. Наибольшее количество теплоты (до 90%) выделяется в зоне наработки плутония и значительно меньшее—в зоне воспроизводства трития и радиационной защиты. Первая стенка занимает промежуточное положение, поскольку высокая плотность тепловыделения в ней сочетается с малым объемом этого элемента конструкции. [c.159]

Выделение тепловой энергии за пределами бланкета — в обмотках тороидальных катушек — стараются свести к минимуму для уменьшения до приемлемых значений энергетических затрат на охлаждение этих обмоток, необходимое для обеспечения их сверхпроводимости. Поэтому в конструкции реактора и предусмотрена радиационная защита, в которой должны поглощаться нейтроны и другие излучения из зоны воспроизводства трития. [c.159]

Поэтому воспроизводство трития для протекания реакции (9.21) идет по схеме литий-нейтрон-ных реакций (см. п. 6.7.5, книги 1) [c.537]

Энерговыделение в бланкете реактора. Выбор теплоносителя в бланкете реактора ИТС, наряду с необходимостью защиты первой стенки, определяется следующими ключевыми свойствами наиболее эффективная аккумуляция энергии быстрых нейтронов, воспроизводство трития (КВТ порядка 1,1), размножение нейтронов (для увеличения доли поглощения энергии в медленной части спектра). [c.119]

Коэффициент воспроизводства трития в бланкете [c.136]

Коэффициент воспроизводства трития в реакторе [c.136]

Значение энергии ( пл + бл), выделяемой в плазме и бланкете, т. е. в реакторе, существенно зависит от состава бланкета. Если сразу за первой стенкой загрузить уран, то в нем будет поглощаться основная часть нейтронов, образующихся в дейте-рий-тритиевой плазме. За счет деления урана значение (Е л + + Ебл) может быть почти в 10 раз больще, чем в случае, когда в бланкете находится только зона с литием. Более того, при делении ядра образуется в среднем 4 нейтрона, которые можно использовать как для воспроизводства трития с требуемой скоростью, так и для наработки плутония. [c.160]

С учетом потерь нейтронов (утечка, радиационный захват) и компенсации потерь на трение частиц в плазме (радиационный распад, адсорбция) са-моподдерживающаяся реакция (9.21) осуществляется лишь при условии, что коэффициент воспроизводства трития больще единицы [c.537]

Для оценки энерговыделения в бланкете будем исходить из сферически-симметричной модели нейтронного излучения из мишени с полной энергией в импульсе 350 МДж. Двумерные расчеты процесса переноса нейтронов с помощью кода M NP [45] показали, что коэффициент воспроизводства трития (КВТ) для бланкета, структура которого приведена в табл. 4.16, равен 1,12, а коэффициент усиления Л/= 1,05. [c.120]

В гибридном варианте (ГИТР7(Н)) внутренний бланкет (жидкий литий) одновременно обеспечивает воспроизводство трития и утилизацию части энергии термоядерного микровзрыва. Внешний бланкет служит для наработки ядерного топлива — плутония или В чистом варианте (ИТР2(Н)) внутренний бланкет обеспечивает защиту стенки и утилизацию части энергии взрыва. Воспроизводство трития осуществляется во внешнем бланкете, содержащем литий. Системы инициирования микровзрыва для обоих вариантов одинаковы. [c.128]

Современные конструкции бланкета дают расчетные значения К. . в пределах 1,28-1,51. В нексто конструкциях используются добавки бериллия и обогащенного 1. 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. Креме того, необходимо выполнить оптимизацию конструкции бланкетов для реализации условий лучшего воспроизводства трития. Гешетизация тштия. Герметизация трития в бланкете и связанных с ним системах долкна удовлетворять двум основным требованиям [c.74]

Основные характеристики твердых материалов сходны. Главным отличием Li 0 от тройных керамических соединений являются его лучшие тритийвоспроизводящие свойства, однако ооли имеют большую устойчивость, в бланкете с LL O (в отличие ог солей) возможно получение достаточно больших значений коэффициента воспроизводства трития без применения размноштелей нейтронов. [c.109]

ГИБРИДНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — разрабатываемая разновидность термоядерного реактора, В К-ром для выработки энергии будут использоваться не только реакции синтеза лёгких ядер (обычно дейтерия и трития), но и реакции деления. Бланкет Г. т. р. состоит из двух зон. В 1-й зоне—делящиеся в-ва (ураи или торий), во 2-й зоне — литийсодержащие вещества для воспроизводства сгоревшего в плазме трития. [c.454]

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ (УТС) — процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких темп-рах в регулируемых управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на расстояние порядка 10 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счёт туннельного эффекта. Для преодоления потенц. барьера сталкивающимся лёгким ядрам должна быть сообщена энергия 10кэВ, что соответствует темп-ре 10 К. С увеличением заряда ядер (порядкового номера Z) их кулоновское отталкивание усиливается и величина необходимой для реакции энергии возрастает. Эфф. сечения (р, р)-реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями, очень малы. Реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействие.м и имеют сечение на 22—23 порядка выше (см. Термо.ндерные реакции). Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития оно составляет 17,6 МэВ. Большая скорость этих реакций и относительно высокое энерговыделение делают равнокомпонентную смесь дейтерия и трития наиб, перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период no.tyраспада 12,5 лет), не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора, используютцего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность его воспроизводства. С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в к-ром будет идти реакция [c.230]

Основные системы термоядерной электростанции с реактором-токамаком и их взаимосвязь показаны на рис. 9.56. Она включает в себя разрядную камеру I, в которой осуществляется нагрев плазмы и реакция синтеза сверхпроводящую электромагнитную систему 2, обеспечивающую образование плазмы с помощью вихревого электрического поля, удержание этой плазмы в вакуумном объеме, теплоизоляцию ее от стенок, а также создающую ди-верторную конфигурацию магнитного поля блан-кет 3, окружающий вакуумную камеру и состоящий из вакуумной стенки (За) и зон преобразования нейтронной энергии в теплоту (36), воспроизводства ядерного топлива (Зв) и радиационной защиты (Зг) систему питания сверхпроводящих электромагнитных обмоток 4 систему 5 извлечения трития (5а), подготовки (56) и инжекции (Je) вещества вакуумную систему 6, поддерживающую необходимый вакуум в вакуумной камере (ба), инжекторах (66) и криостатах сверхпроводящих электромагнитных обмоток (бв) криогенную систему 7, обеспечивающую необходимым количеством хладагента сверхпроводящие электромагнитные системы, криопанели инжекторов нейтральных атомов в вакуумные системы, а также другие устройства, работающие при криогенных температурах систему инжекции нейтральных атомов 8, осуществляющую нагрев плазмы до температуры 12 кэВ (по условиям зажигания) систему преобразования теплоты в электрическую энергию 9, включая тепловые аккумуляторы (9а), парогенераторы (96), турбины (9в), электрогенератор (9г) и другое оборудование систему /О загрузки ( 0а) и извлечения (106) топлива систему управления, контроля, защиты II, [c.542]

Б большинстве предлагаемых конструкций системы схлакцения и воспроизводства в бланкете связаны так, что воспроизводимый тритий будет присутствовать в системе охлаадения и, следовательно, попадать в паровой контур. Для предотвращения этого необходимо разработать конструкцию бланкета, в которой воспроизводящая и охлаядапцая сиотемы изолированы. Если ке тритий попадает в контур водяного пара, тс он будет й стрс замещать водород [c.75]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...