RU1131364C - Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов - Google Patents
Материал первой стенки термо дерных установок и реакторовInfo
- Publication number
- RU1131364C RU1131364C SU2451403A RU1131364C RU 1131364 C RU1131364 C RU 1131364C SU 2451403 A SU2451403 A SU 2451403A RU 1131364 C RU1131364 C RU 1131364C
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- wall
- plasma
- reactors
- boron
- nuclear
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Plasma Technology (AREA)
Description
Изобретение относитс к области физики высокотемпературной плазмы и управл емого термо дерного синтеза и может быть применено в термо дерных установках и реакторах, например втокамаках.
В существующих термо дерных установках в качестве материала первой стенки, обращенной к гор чей плазме, используетс нержавеюща сталь, а также нержавеюща сталь, покрыта последовательно слоем платины и слоем золота, В проектах термо дерных реакторов на основе замкнутых и открытых магнитных ловушек предлагаютс следующие материалы дл первой стенки: нержавеющие стали типа 316 или 304, инконель, молибден, ниобий, сплав ниоби с 1% циркони , вольфрам,
Перва стенка и диафрагмы, которые вл ютс составной частью упом нутой стенки, подвергаютс действию облучени различными атомными частицами и излучени ми , которые создает дейтериево-тритиева плазма, нагрета до температуры свыше 100 млн К. Под действием этих излучений материал стенки и газы, растворенные в нем, поступают в плазму, загр зн ее. Атомы примесей ионизуютс и возбуждаютс плазмой, а затем они излучают большое количество энергии, запасенной в плазме, охлажда ее до температуры, при которой термо дерна реакци прекращаетс . Поэтому , после проблемы удержани высокотемпературной плазмы, загр знение ее примес ми вл етс второй принципиально важной проблемой, от решени которой зависит успех в овладении управл емым термо дерным синтезом.
Наиболее опасным влением, привод щим к загр знению плазмы, вл етс катодное распыление материала стенки под действием бомбардировки потоками ионов и атомов дейтери и трити , альфа-частиц и нейтронов, а также примесных ионов и атомов . Помимо этого, загр знени поступают в плазму вследствие десорбции атомов и молекул газов из поверхности при облучении ее упом нутыми выше потоками атомных частиц, а также электронов фотонов. Наконец, загр знени поступают в плазму из-за испарени материала под воздействием на него тепловых потоков с высокой плотностью мощности. Поэтому к материалу первой стенки предъ вл ютс следующие основные физические требовани . 1. Материал должен слабо распыл тьс под действием ионов и атомов дейтери и трити . Величина коэффициента распылени упом нутыми частицами со средней энергией 1 кэВ не должна превышать 1 -10 ат/ион. 2. Материал должен состо ть из элементов с небольшим атомным номером Z. Произведение коэффициента распылени S, усредненного по энерги м частиц, на ква,црат атомного номера выбиваемого элемента должио быть минимально возможным: SZ mln. 3. Материал должен хорошо обезгаживатьс . Коэффициент десорбции примесных газов под действием электронов с энергией 0,1-1 кэВ не должен превышать
0 10 мол/эл, 4. Материал должен быть радиационно-стойким в потоках быстрых 14 МэВ-ных нейтронов интенсивностью до н/см в течение 10-30-лет,
Наиболее близким прототипом предла5 гаемого материала вл етс углерод в виде графита или графитовой ткани. Этот материал имеет небольшой атомный номер, получаетс очень чистым, он хорошо обезгаживаетс . Чистый и пропитанный
0 смолами графит используетс в атомных реакторах .
Главный недостаток реакторного графита , а также пиролитического графита, стеклоуглерода , состоит в их большой величине
5 коэффициента катодного распылени , котора в 10 раз выше допустимого значени .
Целью изобретени вл етс уменьшение загр знени примес ми дейтериевотритиевой плазмы, снижение потерь
0 мощности за счет излучений примесными ионами и драми атомов, т.е. улучшение характеристик высокотемпературной плазмы, которое обеспечивает протекание интенсивной самоподдерживающей термо дер5 ной реакции.
Дл достижени указанной цели в качестве материала первой стенки и диафрагм термо дерного реактора, например типа токамак , предлагаетс использовать матери0 ал, содержащий углерод и бор в следующих соотношени х ингредиентов, мас.%: бор 818 ,углерод - остальное.
На чертеже показана температурна зависимость коэффициента катодногр распы5 лени нескольких углеродсодержащих материалов, а также предлагаемого материала при распылении их протонами с энергией 10 кэВ. Из этих экспериментальных данных видно, что в рабочем диапазоне тем0 ператур 600-800°С величина коэффициента распылени предлагаемого материала равна 5 10 ат/ион, что в 17 раз меньше, чем у графита, стеклоуглерода и пиролитическйго графита отечественного производства, и
5 в 14 раз меньше, чем у графитовой ткани WCA,
Чтобы определить вли ние содержани бора на величину коэффициента распылени , изготовлены три образца со следующим содержанием ингредиентов, мас.%: 1. Бор 3, углерод 87.2, Бор 8, углерод 88.3. Бор 18, углерод 79. Результаты измерений приведены в таблице; В дополнение к стандартному методу анализа содержание бора и других примесных элементов на поверхности образцов оп|эедел ют с помощью Оже спектрометра РН1-545 фирмы Phys. Electr. tnd..CmA. Механические и другие физико-химические свойства бороуглеродного материала завис т от,содержани бора. Дл найденного оптимального соотношени механическа прочность на раст жение, изгиб и сжатие соответственно равны 1000, 2000, 50ЬОкгс/см : . Опыты по обезгаживанию показывают, что предлагаемый материал хорошо обезгаживаетс в вакууме при 850-1800°С. Жоэффицйент газопроницаемости предлагаемого материала равен 1 10 см /с, что в раз меньше, чем у графита различнь х марок. : Материал химически стоек в среде кислрт , щелочей, хлорорганических соединений , амила/ цианидов, расплавов цветных металлов, фторидов щелочных металлов. Поэтому его можно охлаждать водой, газами , расплавами металлов и солей. Допустима рабоча температура предлагаемого материала в восстановительной и нейтральной среде равна 2270 К. Материал поддаетс пайке и аргоннодуговой сварке. Его можно наносить на подложки из графита и тугоплавких металлов. Толщина нанесенного сло превышает 10 мм. Он прочно сцепл етс с подложкой. При изготовлений в лабораторных услови х получены пластины размером 120x200x12 мм и трубки с наружным диаметром 20-80 мм и толщиной стенки 1-5 мм длиной до 200 мм. Таким образом, предлагаемый материал удовлетвор ет всем основным физическим , химических и технологическим требовани м, которые предъ вл ютс к материалу первой стенки и диафрагм термо дерных установок и реакторов. Способность его к воспри тию импульсных тепловых потоков, создаваемых убегающими электронами с энергией 1-10 МэВ, в 5 раз выше, чем у вольфрама. Экономическа эффективность предлагаемого материала определ етс улучшенными характеристиками высокотемпературной плазмы меньшими затратами электроэнергии на нагрев плазмы до термо дерных температур , использованием недефицитного и дешевого материала, а главное, увеличением полезной длительности горени термо дерной реакции. В демонстрационном термо дерном реакторе СДТРТ) на базе токамака Т-20 в качестве материала первой стенки и двенадцати диафрагм выбран вольфрам. Предлагаетс вместо Дефицитного Тугоплавкого металла использовать новый материал. Потери мощности на тормозное, рекомбинационное и линейчатое излучение одним ионом вольфрама примерно в 600 раз больше, чем ионом углерода или бора. Но поскольку коэффициент катодного распылени вольфрама протонами с энергией 10 кэВ примерно в 10 раз меньше, чем у предлагаемого материала, концентраци ионов вольфрама в плазме в 10 раз меньше концентрации ионов углерода и бора, поэтому мощность, тер ема плазмой за счет излучени ионами предлагаемого материала, примерно в 60 раз меньше мощности, излучаемой ионами вольфрама, и в 80 раз меньше, чем излучаема ионами железа. Дл нагрева плазмы до термо дерных температур и компенсации излучательных потерь в плазму ДТРТ будут инжектироватьс пучки атомов дейтери суммарной мощностью до 60 МВт. Электрическа мощность, потребл ема инжекторами пучков атомов дейтери , составл ет около 200 МВт. Применение предлагаемого материала позвол ет уменьшить мощность на компенсацию потерь на излучение до 3,3 МВт Однако дл стабильной работы реактора нужно инжектировать в плазму дейтроны мощностью 20 МВт. Поэтому Экономи электрической энергии на питание инжекторов за врем работы ДТРТ (10 импульсов по 20 с) составл ет 1,1 10® кВт ч. Термо дерна электростанци (ТЯЭС) типа ДТРТ при коэффициенте непрерывности работы 0,8 дает экономию электроэнергии на собственные нужды при себестоимости 0.88 коп/кВт- ч свыше 7 млн.руб/год. Экономичность работы циклического реактора-токамака в большой мере определ етс отношением длительности горени термо дерной реакции к полной длительности цикла: нагрев плазмы - горение реакции - удаление продуктов сгорани . Применение предлагаемого материала позволит увеличить длительность горени термо дерной реакции в 10-20 раз. Это означает, что коэффициент нагрузки ТЯЭС увеличитс с 0,17 , до 0,88. Дл проектируемых ТЯЭС мощностью 5QOO МВт дополнительна выработка электроэнергии от применени предлагаемого материала составит на сумму 87 млн.руб/год. в насто щее врем наиболее близки к осуществлению гибридные реакторы синтез-деление . содержащие в бланкете уран238 или торий-232, которые будут производить дерное горючее плутоний-239 или уран-233 и электроэнергию. В этих реакторах будут создаватьс и нейтроны с небольшими энерги ми. Чтобы ослабить поглощение этих нейтронов в первой стенке, предлагаетс в новом материале вместо естественного бора использовать его изотоп - бор-11.
(56) R.E. Clausing, С. Emerson, L, Heatherly. Measurements and modification of firstneall surafce composition In the Oan Ridge Tokomak (ORMAK). J.Vac.Sci. Technol. 13. Nb 1 (1976), p.437-442.
Conference on Surface Effects In Controlled Thermonuclear Fusion Devices and Rectors. J.Nucl. Materials, 53 (1974) pp.7, 9, 17,31-32,59,84. 110.
Гусев B.M., Гусева М.И., Гервидс В.И„ Коган В.И., Мартыненко Ю.В., Мирное С.В. Вакуумно-физические услови на выбор материала первой стенки и диафрагмы демонстрационного термо дерного реактора-токамака Т-20). Препринт Института атомной энергии им. И.В.Курчатова, ИАЭ-2545, М., 1975, с,2-3. 16.
G.LKulclnskI, R.W.Conn, G.Lang. Nuclear
Fusion, 15, (1975) p.327.
Ф0рмулa изобретенИЯ
Claims (2)
1. МАТЕРИАЛ ПЕРВОЙ СТЕНКИ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК И РЕАКТОРОВ, например токамаков, содержащий углерод, отличающийс тем, что, с целью улучшени характеристик высокотемпературной плазмы , обеспечивающих протекание интенсивнойсамоподдерживающейс
термо дерной реакции, в него дополнительно введен бор при следующих соотношени х компонентов, мас.%; Бор8-18
УглеродОстальное
2. Материал по п.1, отличающийс тем, что, с целью уменьшени поглощени медленных нейтронов, используют изотоп естественного бора - бор -11.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU2451403 RU1131364C (ru) | 1977-02-15 | 1977-02-15 | Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU2451403 RU1131364C (ru) | 1977-02-15 | 1977-02-15 | Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU1131364C true RU1131364C (ru) | 1993-11-15 |
Family
ID=20695131
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU2451403 RU1131364C (ru) | 1977-02-15 | 1977-02-15 | Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU1131364C (ru) |
-
1977
- 1977-02-15 RU SU2451403 patent/RU1131364C/ru active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5868909A (en) | Method and apparatus for improving the energy efficiency for separating the elements in a complex substance such as radioactive waste with a large volume plasma processor | |
RU1131364C (ru) | Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов | |
Tulubayev et al. | Development of a methodology for conducting experiments with a sample of lithium capillary-porous structure at a plasma-beam installation | |
Kulcinski | Fusion reactors: their challenge to materials scientists | |
Conn et al. | The potential of driven tokamaks as thermonuclear reactors | |
JPWO2006046680A1 (ja) | 分子化学核融合反応発生法及び分子化学核融合エネルギー発生装置 | |
McHargue et al. | Materials requirements for fusion reactors | |
Rubel | Structure materials in fusion reactors: issues related to tritium, radioactivity and radiation-induced effects | |
RU2022373C1 (ru) | Способ осуществления ядерных реакций синтеза в твердом теле | |
Wilson et al. | Deuterium trapping measurements in aluminum and plasma-sprayed aluminum coatings | |
Rubel | Fusion reactor materials and components: issues related to radioactivity and radiation-induced effects | |
Skalsey et al. | Proposed new reactor-activated positron source for intense slow e+ beam production | |
Rubel | Reactor aspects of fusion: Issues related to materials, radioactivity and radiation-induced effects | |
Janev | Atomic physics in fusion development | |
Styris et al. | Plasma-wall interaction and the tokamak fusion reactor | |
Yoshikawa | Kyoto University | |
Molvik | Impurity radiation from a beam-plasma neutron source | |
Bana | Non-equilibrium physical vapour deposition of compact tungsten coatings for plasma-surface interaction experiments | |
JP2003130997A (ja) | 中性子発生装置 | |
Steiner | Materials requirements for fusion power | |
Steinert | Laser-Induced “Semicold” Fusion | |
Komissarov et al. | Ion-Beam Simulation of Surface and Bulk Radiation Effects in Fusion Reactor Materials | |
Gruen | Materials chemistry in the development of thermonuclear fusion energy | |
Olander | Ceramics in fission and fusion technology | |
Dierckx | RADIATION DAMAGE IN FISSION AND FUSION REACTORS Related safety, design and economic aspects |