RU1131364C - Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов - Google Patents

Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов

Info

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
Application number
Other languages
English (en)
Inventor
Н.В. Плешивцев
С.В. Мирнов
В.М. Гусев
М.И. Гусева
Е.А. Масленников
П.Н. Орлов
Г.М. Волков
В.И. Калугин
Е.Н. Захарова
Original Assignee
Предприятие П/Я А-1758
Предприятие П/Я М-5409
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я А-1758, Предприятие П/Я М-5409 filed Critical Предприятие П/Я А-1758
Priority to SU2451403 priority Critical patent/RU1131364C/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU1131364C publication Critical patent/RU1131364C/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Nuclear 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.
SU2451403 1977-02-15 1977-02-15 Материал первой стенки термо дерных установок и реакторов RU1131364C (ru)

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)

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