RU2633373C1 - Бланкет термоядерного реактора - Google Patents
Бланкет термоядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2633373C1 RU2633373C1 RU2016130027A RU2016130027A RU2633373C1 RU 2633373 C1 RU2633373 C1 RU 2633373C1 RU 2016130027 A RU2016130027 A RU 2016130027A RU 2016130027 A RU2016130027 A RU 2016130027A RU 2633373 C1 RU2633373 C1 RU 2633373C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- module
- raw material
- blanket
- water
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 35
- 239000002994 raw material Substances 0.000 claims abstract description 30
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 16
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 16
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 11
- 230000006798 recombination Effects 0.000 claims abstract description 8
- 238000005215 recombination Methods 0.000 claims abstract description 8
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 claims abstract description 7
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 5
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 5
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims description 81
- WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M Lithium hydroxide Chemical compound [Li+].[OH-] WMFOQBRAJBCJND-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 15
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 15
- 229910000384 uranyl sulfate Inorganic materials 0.000 claims description 15
- KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M lithium chloride Chemical compound [Li+].[Cl-] KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 12
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims description 7
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims description 4
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims description 4
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910013553 LiNO Inorganic materials 0.000 claims description 3
- IDBFBDSKYCUNPW-UHFFFAOYSA-N lithium nitride Chemical compound [Li]N([Li])[Li] IDBFBDSKYCUNPW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- INHCSSUBVCNVSK-UHFFFAOYSA-L lithium sulfate Inorganic materials [Li+].[Li+].[O-]S([O-])(=O)=O INHCSSUBVCNVSK-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims description 3
- RBTVSNLYYIMMKS-UHFFFAOYSA-N tert-butyl 3-aminoazetidine-1-carboxylate;hydrochloride Chemical compound Cl.CC(C)(C)OC(=O)N1CC(N)C1 RBTVSNLYYIMMKS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- RUJLHPZAKCVICY-UHFFFAOYSA-J thorium(4+);disulfate Chemical compound [Th+4].[O-]S([O-])(=O)=O.[O-]S([O-])(=O)=O RUJLHPZAKCVICY-UHFFFAOYSA-J 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 5
- 231100000331 toxic Toxicity 0.000 abstract description 4
- 230000002588 toxic effect Effects 0.000 abstract description 4
- 239000003518 caustics Substances 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000003440 toxic substance Substances 0.000 abstract description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 21
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 14
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 11
- 239000000047 product Substances 0.000 description 10
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 7
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 7
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 6
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 6
- 150000004673 fluoride salts Chemical class 0.000 description 6
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 5
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 5
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 5
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 4
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 4
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 239000007799 cork Substances 0.000 description 2
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 2
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 2
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 2
- 238000011160 research Methods 0.000 description 2
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N Fluorine Chemical compound FF PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000990 Ni alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 101100509103 Schizosaccharomyces pombe (strain 972 / ATCC 24843) ish1 gene Proteins 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910052729 chemical element Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012824 chemical production Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 125000001153 fluoro group Chemical group F* 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000010884 ion-beam technique Methods 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000011089 mechanical engineering Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 231100000252 nontoxic Toxicity 0.000 description 1
- 230000003000 nontoxic effect Effects 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 238000010587 phase diagram Methods 0.000 description 1
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MZQZQKZKTGRQCG-UHFFFAOYSA-J thorium tetrafluoride Chemical compound F[Th](F)(F)F MZQZQKZKTGRQCG-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 1
- -1 uranium peroxide Chemical class 0.000 description 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21B—FUSION REACTORS
- G21B1/00—Thermonuclear fusion reactors
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Изобретение конструкции бланкета термоядерного реактора. Заявленный бланкет состоит из по крайней мере из одного вертикального металлического модуля, нижняя часть которого заполнена кипящим раствором сырьевого материала и соединена патрубком с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов, а верхняя часть заполнена паром и соединена патрубком с паровым контуром циркуляции. Паровой контур включает последовательно установленные паровую турбину и конденсатор водяного пара, параллельно которому включен аварийный конденсатор и предохранительный клапан. В верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды, а в нижней части модуль соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью. Техническим результатом является повышение технологичности устройства за счет снижения рабочих температур, исключения токсичных и коррозионно-активных веществ, улучшения нейтронно-физических характеристик путем использования слабоактивируемых конструкционных материалов. 6 з.п. ф-лы, 2 табл., 3 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике для генерации нейтронов, где в качестве источника нейтронов используется термоядерный реактор, а именно к конструкции бланкета. Бланкет может использоваться как для наработки целевых изотопов (например, делящегося топлива, трития), так и для трансмутации высокоактивных и токсичных радиоактивных отходов (например, минорных актинидов) в менее активные и нетоксичные. Возможно применение бланкета для получения электрической энергии и в исследовательских целях (например, для изучения нейтронных потоков из плазмы).
Известна конструкция ядерного реактора (Уникальные разработки и экспериментальная база Курчатовского института. Ред. Н.Н. Пономарев-Степной, М., ИздАт, 2008, с. 82-94), в котором активная зона представляет собой емкость, заполненную водным раствором уранил-сульфата (УС) - UO2SO4. Эти реакторы имеют значительный опыт безопасной и надежной эксплуатации.
Известна ядерная энергетическая установка (Емельянов И.Я., Ефанов А.И. и Константинов Л.В. Научно-технические основы управления ядерными реакторами. М.: Энергоиздат, 1981, с. 146-151), содержащая канальный ядерный реактор РБМК-1000. Активную зону этого реактора можно представить состоящей из 117 идентичных подкритических ячеек, связанных по нейтронному потоку. Ячейки в совокупности образуют активную зону канального реактора в критическом состоянии. В качестве теплоносителя используется кипящая вода. Недостатком этой установки является ее невысокая ядерная безопасность, связанная с возникновением положительной обратной связи по нейтронному потоку между ячейками.
Известна ядерная энергетическая установка (Патент РФ №2035070, опубликован 10.05.1995), содержащая, по крайней мере, один ускоритель и одну подкритическую и размножающую нейтроны ячейку, выполненную в виде размещенного в защитном боксе цилиндрического подкритичного бланкета, расположенного вокруг мишени, производящей нейтроны и взаимодействующей с пучком ионов от ускорителя, а бланкет разделен на размножающие нейтроны секции, по крайней мере, одним кольцевым нейтронным вентилем, обеспечивающим поглощение потока нейтронов из размножающей секции в соседнюю по направлению к мишени в 10-1000 раз. Сущность изобретения состоит в том, что нейтронный вентиль выполнен в виде расположенных в направлении от мишени сплошных слоев поглотителя тепловых нейтронов и замедлителя быстрых нейтронов. Каждая ячейка связана с входным и выходным коллекторами. Выходной коллектор через теплообменник-парогенератор и главный циркуляционный насос связан с входным коллектором. Теплообменник-парогенератор связан с блоком турбин и генератором электрической энергии. Недостатком этого решения является большая энергонапряженность размножающей нейтроны ячейки, что приводит к снижению надежности и ядерной безопасности установки.
Известен бланкет ТЯР (Патент на ПМ №143978), состоящий из вертикальных металлических модулей, заполненных сырьевым материалом и теплоносителем, устройств для подвода и отвода теплоносителя, при этом модули заполнены сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром, значительно меньшим диаметра модуля, причем в верхней части каждого модуля расположено устройство для подвода необлученных СЭЛов и теплоносителя, а в нижней части - устройство для отвода СЭЛов на переработку и теплоносителя. Кроме того, СЭЛы могут быть выполнены гомогенными или гетерогенными, а в качестве теплоносителя используют воду, или органические и фторорганические жидкости, или жидкие металлы, или газы.
Наиболее близким к предлагаемому устройству - прототипом является бланкет ТЯР (Е.П. Велихов и др. "Концепция "зеленой" ядерной энергетики", Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 2013, вып. 1, стр. 5), состоящий из вертикальных металлических модулей, соединенных устройствами для подвода и отвода расплава сырьевого материала с контуром естественной циркуляции, и байпасным контуром с устройством для извлечения из расплава целевых изотопов и радиоактивных отходов, где в качестве расплава сырьевого материала используют смесь фтористых солей.
В первом контуре осуществляется естественная циркуляция расплава солей флинак (состав фтор, литий, натрий, калий) с добавлением фторида тория. В нем производится наработка U233 из тория. Температура соли на входе в бланкет ~550°С, на выходе из бланкета ~600°С, затем эта соль поступает в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура - соли с содержанием натрия и фтора. Соль второго контура охлаждается в теплообменнике второго контура, где отдает свое тепло воде третьего контура с давлением 1 МПа и температурой на выходе 140°С, которая может использоваться в системе теплофикации. Выделение U233 из первого контура производится путем байпасного отбора части расплава.
Бланкет с использованием расплава смеси фтористых солей (температура плавления которых превышает 400°С) требует поддержания высокой температуры в контуре циркуляции, превышающей температуру плавления смеси используемых солей. Необходимо устройство для разогрева смеси солей в контуре до соответствующей температуры и поддержания этой температуры тогда, когда плазма в ТЯР отсутствует. Смесь фтористых солей обладает высокой коррозионной активностью, что требует применения в качестве конструкционных материалов сплавов с высоким содержанием никеля, что нежелательно, т.к. они активируются нейтронами.
Бланкет с расплавом фтористых солей обладает следующими недостатками:
1. Высокая рабочая температура осложнит работу криогенных сверхпроводящих катушек ТЯР.
2. Применение никелевых сплавов нежелательно, т.к. они активируются нейтронами.
3. Химические элементы, входящие в состав фтористых солей, токсичны.
4. Несмотря на большой объем исследовательских работ, использование фтористых солей в качестве теплоносителей остается проблематичным.
Задачей предлагаемого технического решения является устранение вышеуказанных недостатков, что приведет к повышению технологичности устройства за счет снижение рабочих температур, исключения токсичных и коррозионно-активных веществ, улучшения нейтронно-физических характеристик за счет использования неактивируемых конструкционных материалов.
Технический результат, который может быть получен при использовании предлагаемой конструкции бланкета, заключается в обеспечении:
1. Непрерывной перегрузки сырьевого материала в бланкете.
2. Возможности регулирования состава сырьевого материала в бланкете путем регулирования скорости отбора на извлечение целевых изотопов.
3. Возможности смены типа сырьевого материала без изменения остальной конструкции бланкета.
4. Подкритичности бланкета.
5. Возможности при минимальном количестве конструкционных материалов иметь максимальное количество сырьевого материала.
6. Возможности эксплуатировать бланкет при сравнительно низкой температуре (около 100 оС, в то время как в прототипе используется соль при температуре около 600 оС).
Для достижения указанного результата предложен бланкет термоядерного реактора, состоящий из, по крайней мере, одного вертикального металлического модуля с раствором сырьевого материал, соединенного патрубками, расположенными в верхней и нижней части, с контуром циркуляции, и байпасным контуром с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов, при этом модуль частично заполнен кипящим водным раствором сырьевого материала, а паровое пространство модуля соединено верхним патрубком с контуром циркуляции, включающим последовательно установленные паровую турбину и конденсатор водяного пара, параллельно которому включен аварийный конденсатор и предохранительный клапан.
Кроме того:
- в верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды;
- модуль в нижней части соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью.
- в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор уранил-сульфата UO2SO4 для наработки Pu239 из U238;
- в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор тория-сульфата ThO2SO4 для наработки U233 из Th232;
- в качестве раствора сырьевого материала используют водные растворы гидроксида лития LiOH, или нитрида лития LiNO3, или хлорида лития LiCl, или сульфата лития Li2SO4 для наработки трития;
- в качестве раствора сырьевого материала используют раствор, содержащий минорные актиниды.
Предложенный бланкет состоит по меньшей мере из одного металлического модуля (емкости) с верхним и нижним патрубками, причем нижняя часть внутреннего объема модуля заполнена кипящим водным раствором сырьевого материала (в дальнейшем - просто раствором), а верхняя часть модуля не заполнена раствором, там образуется объем, заполненный парогазовой смесью и который соединен верхним патрубком с паровым контуром циркуляции.
Раствор нагревается до температуры кипения внутренним энерговыделением, вызванным нейтронным излучением из плазмы, и энерговыделением при трансмутации изотопов. Температура кипения раствора регулируется поддержанием соответствующего давления в парогазовом объеме.
Часть растворителя (воды) из раствора испаряется, отводится через верхний патрубок и проходит последовательно установленные паровую турбину и конденсатор водяного пара, а конденсат затем возвращается в модуль через нижний патрубок, так что общая масса раствора в модуле поддерживается постоянной. Параллельно конденсатору установлен предохранительный клапан, соединенный с аварийным конденсатором.
Тепло, выделяющееся в растворе, преобразуется в электроэнергию в турбине. В качестве турбины можно использовать паровую турбину МК-6-1 производства Ленинградского металлического завода (С.М. Лосев. Паровые турбины и конденсационные устройства. Теория, конструкции и эксплуатация. Издание десятое, переработанное, М.-Л., Издательство «Энергия», 1965, с. 134-135). Мощность турбины - 6 МВт при 3000 об/мин. Турбина рассчитана на начальные параметры пара - давление 1,2 ата (0,12 МПа) и температура 110°С. Допустимо работать также паром при давлении 1,5 ата и при температуре до 150°С в течение не более двух часов.
Для расчета основных параметров - температур, давления и пр., которые зависят от конструктивного выполнения и параметров конкретного бланкета, возможно использовать методики расчета для выпарных аппаратов (Ред. И.И. Чернобыльский. "Машины и аппараты химических производств", М., Машиностроение, 1975).
Непрерывная перегрузка осуществляется путем байпасного отбора части раствора для выделения из него целевых изотопов или продуктов трансмутации радиоактивных отходов (в частности, минорных актинидов). Одновременно происходит подпитка модуля свежим раствором, так что общая масса раствора в модуле и его химический состав поддерживаются постоянными.
Раствор имеет сравнительно низкую температуру (около 110°С) и низкое давление (около 0,12 МПа), что упрощает конструкцию модуля.
Сущность предлагаемого изобретения (при использовании бланкета в ТЯР) поясняется фигурами.
Принципиальная схема бланкета показана на Фиг. 1. Цифрами обозначены:
1 - плазма в разрядной камере; 2 - первая стенка; 3 - модули бланкета;
4 - отвод пара в турбину и конденсатор; 5 - наружный корпус бланкета;
6 - катушка магнитной системы; 7 - возврат конденсата в модуль.
Схема поперечного сечения бланкета показана на Фиг. 2. Цифрами обозначены:
1 - плазма в разрядной камере; 2 - первая стенка; 3 - модули бланкета; 9 - железоводная нейтронная защита.
Схема конструкции модуля бланкета показана на Фиг. 3. Цифрами обозначены: 1 - плазма в разрядной камере (источник нейтронов); 3 - модуль бланкета; 4 - отвод пара в турбину; 7 - возврат воды (конденсата) из конденсатора; 8 - кипящий раствор в модуле; 10 - отбор раствора в систему извлечения целевых изотопов; 11 - возврат раствора из системы извлечения целевых изотопов; 12 - устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды; 13 - турбина; 14 - конденсатор; 15 - предохранительный клапан; 16 - аварийный конденсатор; 17 - сбросная емкость.
Принцип работы бланкета следующий.
Раствор 8 в модуле 3 нагревается нейтронами из плазмы 1 до температуры кипения; так же под действием нейтронов происходит трансмутация элементов в растворе. Часть растворителя (воды) испаряется и пар поступает в турбину 13, а затем в конденсатор 14, где конденсируется и возвращается в модуль 3. Продукты радиолиза воды поступают в устройство для их рекомбинации 12, откуда вода - продукт рекомбинации - стекает обратно в модуль 3. Из модуля 3 часть раствора 10 отводится в систему извлечения целевых изотопов. После этого раствор 11 возвращается в модуль 3. В случае повышения давления пара до значения выше допустимого срабатывает предохранительный клапан 15 и пар сбрасывается в аварийный конденсатор 16. При повышении температуры раствора или при выпадении осадка, содержащего делящиеся изотопы, в модуле плавится пробка в его нижней части и раствор через сливной трубопровод поступает в сбросную емкость 17.
Предлагаемая конструкция, в зависимости от предъявляемых к бланкету требований, может иметь различные варианты конкретного выполнения.
В качестве конструкционного материала можно использовать циркониевые или алюминиевые сплавы, хорошо освоенные в ядерной энергетике.
Для приготовления раствора УС можно использовать обедненный, природный и обогащенный уран.
Раствор может быть уран-, торий-, литийсодержащим или содержать минорные актиниды (растворы с актинидами получаются при переработке облученного ядерного топлива на радиохимических заводах (Б.В. Громов и др. "Химическая технология облученного ядерного топлива", М., Энергоатомиздат, 1983).
В качестве раствора могут быть использованы следующие жидкости:
- водный раствор УС для наработки Pu239 из U238;
- водный раствор тория-сульфата ThO2SO4 для наработки U233 из Th232;
- водные растворы гидроксида лития LiOH, нитрида лития LiNO3, хлорида лития LiCl, сульфата лития Li2SO4 для наработки трития;
- раствор, содержащий минорные актиниды.
Модуль бланкета может иметь не только цилиндрическую, но и иную форму. При подборе соответствующей формы возможна установка одного модуля в одной секции бланкета. В этом случае достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от раствора теплоноситель) и пустоты отсутствуют.
При возникновении аварийной ситуации с потерей отвода тепла от раствора и при продолжении его кипения начнется рост давления пара в модуле. Далее возможны несколько вариантов развития событий.
- Повышенное давление пара в модуле вызовет срабатывание предохранительного клапана 15, и пар будет сбрасываться в аварийный конденсатор 16 - аварийная ситуация будет локализована. Аварийный конденсатор обязательно будет присутствовать в ТЯР для локализации аварий, связанных с истечением теплоносителя из первой стенки и дивертора.
- Предохранительный клапан 15 не сработает, и рост давления в модуле продолжится. Это вызовет повышение температуры кипения раствора, и температура раствора будет повышаться. В случае возникновения рассматриваемой аварийной ситуации материал пробки, закрывающий сливной трубопровод, расплавится. Образовавшийся расплав и раствор из модуля стекут в сбросную емкость 17.
- Система безопасности сработает также в случае роста температуры раствора, вызванного повышением концентрации в нем радиоактивных изотопов (например, из-за отказа устройства для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов) и соответствующего увеличения тепловыделения.
- Также при применении растворов, содержащих уран, возможно выпадение из раствора осадка - пероксида урана. Благодаря предложенной конструкции модуля осадок в нем будет скапливаться в его нижней, конической части, непосредственно на пробке. Тепловыделение в содержащихся в осадке делящихся элементах и продуктах распада приведет к росту температуры осадка. Пробка расплавится, и раствор из модуля стечет в сбросную емкость. Это гарантирует невозможность образования критической массы в осадке.
Предлагаемая конструкция бланкета будет иметь следующие преимущества:
- простота конструкции, загрузки и выгрузки сырьевого материала;
- низкое давление (около 0,1 МПа) и низкая температура (около 100°С) в модуле;
- пожаробезопасность;
- невозможность накопления большого количества гремучей смеси, которую обеспечивает устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды;
- возможность непрерывной корректировки элементного состава раствора, что, в свою очередь, позволит исключить остановки на перегрузку бланкета и организовать непрерывное выделение из него целевых изотопов или продуктов трансмутации;
- отсутствие необходимости циркуляции больших масс раствора и соответствующее отсутствие больших трубопроводов, проходящих через криостат, защиту и т.п.;
- возможность быстро сменить тип раствора;
- благодаря высокой теплопроводности раствора невозможно образование зон с повышенным тепловыделением;
- достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от сырьевого материала теплоноситель) отсутствуют;
- низкие температуры упрощают конструкцию и уменьшают тепловые нагрузки на сверхпроводящие элементы;
- внутренне присущее свойство саморегулирования. При увеличении тепловой нагрузки на бланкет увеличивается количество испаренного растворителя, а температура и масса раствора остаются неизменными.
Дополнительным преимуществом является возможность применения простой и надежной пассивной системы безопасности с плавящейся пробкой.
Пример расчета
Расчет возможности охлаждения бланкета с водным раствором УС с помощью испарения части растворителя (воды) выполнен для конструкции, представленной на Фиг. 1-3 и характеризующейся параметрами, приведенными в Таблице 1.
При исследовании бланкета с водным раствором УС (см., Кутеев Б.В. и др. "Нейтронно-физические исследования термоядерного источника нейтронов для получения максимального потока тепловых нейтронов". Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 2013, вып. 1, стр. 64) было определено qv - удельное объемное тепловыделение в нем в зависимости от нейтронной нагрузки и расстояния от первой стенки. При нейтронной нагрузке на первую стенку 0,2 МВт/м2, характерной для ТИН, qv~0,2-1 МВт/м3. Объемное тепловыделение будет также в металлоконструкциях модуля, и для них примем qv Me~1-3 МВт/м3.
Тепловая мощность модуля определяется как
Теплота парообразования воды при 100°С r=2,26⋅106 Дж/кг. Массу воды, которую необходимо испарять в единицу времени Δt для поддержания постоянной температуры модуля, можно оценить по формуле
Массу воды, которую необходимо испарять за секунду, обозначим Mисп1.
Исследование фазовой диаграммы системы уранил-сульфат (УС) - вода показало возможность использовать раствор в широком диапазоне концентраций УС и температур раствора. Возможно применение раствора при концентрации УС от 0 до 10 моль/(кг воды) и при его температуре от 0 до 300°С (Петунии Б.В. "Теплоэнергетика ядерных установок". М., Атомиздат, 1960). Здесь же приведены теплофизические свойства раствора.
Расчеты выполнены для раствора с составом 0,611 (кг УС)/(кг воды), т.е. на 1,611 кг раствора приходится 0,611 кг УС. Масса УС в 1 кг раствора
М1УС=0,611/1,611=0,379 кг/кг.
Массовая концентрация УС КУС=37,9% или 1,03 (моль УС)/(кг раствора).
При атомном весе урана AU=238 и молекулярном весе УС- МОЛУС=366 в 1 кг раствора будет содержаться уран в количестве
M1U=(AU/МОЛУС)⋅М1УС=0,246 кг/кг.
Таким образом, массовая концентрация урана в растворе KU=24,6%.
Масса воды 1 кг раствора M1B=1-M1УС=0,621 кг, и ее массовая концентрация в растворе Кводы=62,1%.
Следует отметить, что температура кипения раствора будет выше температуры кипения растворителя (воды) на величину, называемую температурной депрессией. Для ее определения необходимо экспериментальное исследование свойств раствора. Известно, что величина температурной депрессии больше при растворении веществ с малым молекулярным весом и при высокой концентрации растворенного вещества. В нашем случае МУС=366 сравнительно велик, а его массовая концентрация сравнительно невелика (около 1 моль на кг раствора). В этом случае можно считать, что температура кипения раствора близка к температуре кипения растворителя, т.е. близка к 100°С.
Плотность раствора УС в воде
где rводы - плотность воды при давлении насыщенного пара при рабочей температуре, кг/м3.
Плотность раствора при температуре его кипения 100°С по (3)
rраст=1423 кг/м3, масса раствора в модуле Мраст=Vвнут⋅rраст=228 кг.
Масса воды в модуле Мводы=Мраст⋅Кводы=141 кг.
В таблице 2 «Тепловые характеристики модуля бланкета при различных величинах удельного тепловыделения в материалах» приведены расчеты тепловых характеристик модуля при различных значениях qv и qv Me, которые охватывают весь возможный диапазон их значений.
Данные таблицы 2 показывают, что при любой возможной тепловой мощности модуля бланкета для его охлаждения ежесекундно необходимо испарять не более 8,8⋅10-4 от массы воды в нем, что вполне допустимо.
Предлагаемая конструкция бланкета будет иметь следующие преимущества:
- простота конструкции, загрузки и выгрузки сырьевого материала;
- низкое давление (около 0,1 МПа) и низкая температура (около 100°С) в модуле;
- пожаробезопасность;
- невозможность накопления большого количества гремучей смеси, которую обеспечивает устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды;
- возможность непрерывной корректировки элементного состава раствора, что, в свою очередь, позволит исключить остановки на перегрузку бланкета и организовать непрерывное выделение из него целевых изотопов или продуктов трансмутации;
- отсутствие необходимости циркуляции больших масс раствора и соответствующее отсутствие больших трубопроводов, проходящих через криостат, защиту и т.п.;
- возможность быстро сменить тип раствора;
- благодаря высокой теплопроводности раствора невозможно образование зон с повышенным тепловыделением;
- достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от сырьевого материала теплоноситель) отсутствуют;
- низкие температуры упрощают конструкцию и уменьшают тепловые нагрузки на сверхпроводящие элементы;
- внутренне присущее свойство саморегулирования. При увеличении тепловой нагрузки на бланкет увеличивается количество испаренного растворителя, а температура и масса раствора остаются неизменными.
Дополнительным преимуществом является возможность применения простой и надежной пассивной системы безопасности с плавящейся пробкой.
Конструкция сбросной емкости должна исключать возможность образования в ней критической массы.
Расчеты показывают принципиальную возможность создания бланкета подобной конструкции.
Claims (7)
1. Бланкет термоядерного реактора, состоящий из, по крайней мере, одного вертикального металлического модуля, соединенного патрубками, расположенными в верхней и нижней части, с контуром циркуляции, и байпасным контуром с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов, отличающийся тем, что модуль частично заполнен кипящим водным раствором сырьевого материала, а паровое пространство модуля соединено верхним патрубком с контуром циркуляции, включающим последовательно установленные паровую турбину и конденсатор водяного пара, параллельно которому включен аварийный конденсатор и предохранительный клапан.
2. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды.
3. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в нижней части модуль соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью.
4. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор уранил-сульфата UO2SO4 для наработки Pu239 из U238.
5. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор тория-сульфата ThO2SO4 для наработки U233 из Th232.
6. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водные растворы гидроксида лития LiOH, или нитрида лития LiNO3, или хлорида лития LiCl, или сульфата лития Li2SO4 для наработки трития.
7. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют раствор, содержащий минорные актиниды.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130027A RU2633373C1 (ru) | 2016-07-21 | 2016-07-21 | Бланкет термоядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016130027A RU2633373C1 (ru) | 2016-07-21 | 2016-07-21 | Бланкет термоядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2633373C1 true RU2633373C1 (ru) | 2017-10-12 |
Family
ID=60129476
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016130027A RU2633373C1 (ru) | 2016-07-21 | 2016-07-21 | Бланкет термоядерного реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2633373C1 (ru) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2695632C1 (ru) * | 2018-12-07 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU2726940C1 (ru) * | 2020-01-31 | 2020-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU201966U1 (ru) * | 2020-09-30 | 2021-01-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора с охлаждением наружной оболочки |
| RU205721U1 (ru) * | 2020-07-09 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU2778245C1 (ru) * | 2022-01-10 | 2022-08-16 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Бокс для проведения экспериментов по инфракрасному нагреву криогенного слоя изотопов водорода в сферической оболочке |
| US20230352195A1 (en) * | 2020-08-26 | 2023-11-02 | Beam Alpha, Inc. | Mixed Nuclear Power Conversion |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2610136A1 (fr) * | 1987-01-23 | 1988-07-29 | Novatome | Dispositif de refroidissement d'un reacteur a fusion thermonucleaire et bloc modulaire de garnissage pour la realisation d'une paroi d'un tel dispositif |
| RU2002131068A (ru) * | 2002-11-18 | 2004-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Бланкет термоядерного реактора |
| RU143978U1 (ru) * | 2014-04-17 | 2014-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Бланкет термоядерного реактора |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2231140C1 (ru) * | 2002-11-18 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Бланкет термоядерного реактора |
-
2016
- 2016-07-21 RU RU2016130027A patent/RU2633373C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2610136A1 (fr) * | 1987-01-23 | 1988-07-29 | Novatome | Dispositif de refroidissement d'un reacteur a fusion thermonucleaire et bloc modulaire de garnissage pour la realisation d'une paroi d'un tel dispositif |
| EP0277892A1 (fr) * | 1987-01-23 | 1988-08-10 | Novatome | Dispositif de refroidissement d'un réacteur à fusion thermonucléaire et bloc modulaire de garnissage pour la réalisation d'une paroi d'un tel dispositif |
| RU2002131068A (ru) * | 2002-11-18 | 2004-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Бланкет термоядерного реактора |
| RU143978U1 (ru) * | 2014-04-17 | 2014-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Бланкет термоядерного реактора |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2796933C2 (ru) * | 2018-06-27 | 2023-05-29 | Токемек Энерджи Лтд | Двухнулевые диверторы с жидким металлом |
| RU2695632C1 (ru) * | 2018-12-07 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU2726940C1 (ru) * | 2020-01-31 | 2020-07-17 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| RU205721U1 (ru) * | 2020-07-09 | 2021-07-30 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора |
| US20230352195A1 (en) * | 2020-08-26 | 2023-11-02 | Beam Alpha, Inc. | Mixed Nuclear Power Conversion |
| RU201966U1 (ru) * | 2020-09-30 | 2021-01-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Вакуумная камера термоядерного реактора с охлаждением наружной оболочки |
| RU2778245C1 (ru) * | 2022-01-10 | 2022-08-16 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Бокс для проведения экспериментов по инфракрасному нагреву криогенного слоя изотопов водорода в сферической оболочке |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2633373C1 (ru) | Бланкет термоядерного реактора | |
| US8416908B2 (en) | Nuclear reactor control method and apparatus | |
| LeBlanc et al. | Integral molten salt reactor | |
| Shin et al. | Advanced passive design of small modular reactor cooled by heavy liquid metal natural circulation | |
| CA2849175A1 (en) | Dual fluid reactor | |
| CN204242601U (zh) | 非能动安全冷却系统 | |
| KR101389840B1 (ko) | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
| Xue et al. | Review of conceptual design and fundamental research related to the passive residual heat removal system in molten salt reactors | |
| Poullikkas | An overview of future sustainable nuclear power reactors. | |
| Wider et al. | Renewed interest in lead cooled fast reactors | |
| Liu et al. | SCWR transient safety analysis code SCAC-CSR1000 | |
| Morozov et al. | Effect of mass transfer processes on accumulation and crystallization of boric acid in WWER core in emergency cases | |
| Baranaev et al. | Supercritical-pressure water nuclear reactors | |
| Haratyk et al. | Preliminary accident analysis of Flexblue® underwater reactor | |
| Niţă et al. | Overview of tritium activity in the nuclear fission reactors | |
| RU2633419C1 (ru) | Бланкет термоядерного реактора с естественной циркуляцией | |
| Yetisir et al. | Reactor core and plant design concepts of the Canadian supercritical water-cooled reactor | |
| Cole et al. | The near boiling reactor: design of a small, inherently safe, nuclear reactor to extend the operational envelope of the Victoria-class submarine | |
| Paramonov et al. | Generation IV concepts: USSR and Russia | |
| Dragunov et al. | Investigation of thermophysical and nuclear properties of prospective coolants for generation-IV nuclear reactors | |
| Schulenberg | Fundamentals of Nuclear Technology | |
| Sefidvash | Conceptual design of the fixed bed nuclear reactor (FBNR) Concept | |
| Dong | Technologies of HTR-PM Plant and its economic potential | |
| Oshkanov et al. | Evolution of the Safety of Fast Neutron Reactors | |
| Carlsson et al. | ESS Target Water Cooling, Purification and Radiolysis Gas Handling |