RU2804452C1 - Blanket breeder - Google Patents
Blanket breeder Download PDFInfo
- Publication number
- RU2804452C1 RU2804452C1 RU2023115505A RU2023115505A RU2804452C1 RU 2804452 C1 RU2804452 C1 RU 2804452C1 RU 2023115505 A RU2023115505 A RU 2023115505A RU 2023115505 A RU2023115505 A RU 2023115505A RU 2804452 C1 RU2804452 C1 RU 2804452C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- layer
- breeder
- blanket
- neutron moderator
- lithium
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Настоящее изобретение относится к бланкетам-размножителям для наработки трития в термоядерных реакторах, например, термоядерных реакторах-токамаках.The present invention relates to breeder blankets for producing tritium in thermonuclear reactors, for example, tokamak thermonuclear reactors.
Предпосылки изобретенияBACKGROUND OF THE INVENTION
Проблема производства термоядерной энергии является чрезвычайно сложной. Нейтроны термоядерной реакции получаются, когда дейтерий-тритиевая (D-T) или дейтерий-дейтериевая (D-D) плазма становится очень горячей, так что ядра сливаются вместе, высвобождая высокоэнергетические нейтроны. Например, около 80% из 17,6 МэВ энергии, выделяющейся при слиянии (ядерном синтезе) дейтерия и трития, приходится на высвободившийся нейтрон (в противоположность побочному продукту в виде альфа-частицы, которая имеет массу в четыре раза тяжелее). Эта реакция кратко записывается в следующем уравнении:The problem of producing thermonuclear energy is extremely complex. Fusion neutrons are produced when deuterium-tritium (D-T) or deuterium-deuterium (D-D) plasma becomes very hot so that the nuclei fuse together, releasing high-energy neutrons. For example, about 80% of the 17.6 MeV of energy released when deuterium and tritium fuse (nuclear fusion) comes from the released neutron (as opposed to the byproduct of an alpha particle, which has four times the mass). This reaction is summarized in the following equation:
. .
В то время как дейтерий является легко доступным, тритий трудно получать в количествах, необходимых для термоядерных реакторов, так как он радиоактивен (с периодом полураспада 12,3 года), и на Земле не существует легко извлекаемых источников трития. Поэтому некоторые конструкции термоядерных реакторов нацелены на наработку или "воспроизводство" трития в реакторе с использованием энергетических нейтронов, получаемых при работе реактора. При одном подходе используется нейтронная активация ядер лития для наработки трития согласно следующим ядерным реакциям:While deuterium is readily available, tritium is difficult to obtain in the quantities needed for fusion reactors because it is radioactive (with a half-life of 12.3 years) and there are no readily extractable sources of tritium on Earth. Therefore, some thermonuclear reactor designs are aimed at producing or “reproducing” tritium in the reactor using energetic neutrons produced during reactor operation. One approach uses neutron activation of lithium nuclei to produce tritium according to the following nuclear reactions:
Литий обычно содержится в так называемом "бланкете-размножителе", установленном на внутренней стенке реактора. Литий может быть предусмотрен в виде металла (или сплава) или в виде литийсодержащих соединений, например, содержащих литий керамических материалов, таких как Li2O, LiAlO2, Li2ZrO3, Li4SiO4 и т.д. Материал-размножитель нейтронов обычно добавляется (например, свинец, сплавленный с литием) для обеспечения избыточной популяции нейтронов в противовес утечке нейтронов из системы и для улучшения коэффициента воспроизводства трития (КВТ) бланкета (т.е. среднего числа ядер трития, образовавшихся в расчете на один полученный в реакторе нейтрон термоядерной реакции). В качестве материалов-размножителей нейтронов посредством реакции (n, 2n) были предложены металлы, такие как бериллий, свинец и олово. В качестве тритийвоспроизводящих материалов были предложены материалы солевого расплава, такие как Li2F-BeF2.Lithium is usually contained in a so-called "breeder blanket" mounted on the inner wall of the reactor. Lithium may be provided in the form of a metal (or alloy) or in the form of lithium-containing compounds, for example, lithium-containing ceramic materials such as Li 2 O, LiAlO 2 , Li 2 ZrO 3 , Li 4 SiO 4 etc. A neutron breeder material is typically added (e.g., lead alloyed with lithium) to provide an excess neutron population to counteract neutron leakage from the system and to improve the tritium breeding factor (TBR) of the blanket (i.e., the average number of tritium nuclei produced per one thermonuclear reaction neutron obtained in the reactor). Metals such as beryllium, lead and tin have been proposed as neutron breeder materials through the (n, 2n) reaction. Molten salt materials such as Li 2 F-BeF 2 have been proposed as tritium fertilizing materials.
На сегодняшний день наиболее многообещающим способом достижения ядерного синтеза является удержание ядер дейтерия и трития магнитным образом с использованием токамака. В традиционном подходе к ядерному синтезу в токамаке (который осуществлен посредством Международного термоядерного экспериментального реактора, ITER) плазма должна иметь высокое время удержания, высокую температуру и высокую плотность для оптимизации этого процесса. Токамак характеризуется сочетанием сильного тороидального магнитного поля BT, высокого плазменного тока Ip и, обычно, большого объема плазмы и значительного сопутствующего нагрева, чтобы обеспечить настолько горячую устойчивую плазму, что может происходить ядерный синтез. Сопутствующий нагрев (например, посредством десятков мегаватт инжекции пучка нейтральных частиц высокой энергии H, D или T) является необходимым, чтобы увеличивать температуру до достаточно высоких значений, требуемых для возникновения ядерного синтеза и/или для поддержания плазменного тока.Currently, the most promising way to achieve nuclear fusion is to magnetically confine deuterium and tritium nuclei using a tokamak. In the traditional approach to tokamak fusion (which is implemented through the International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER), the plasma must have high confinement time, high temperature and high density to optimize the process. A tokamak is characterized by the combination of a strong toroidal magnetic field B T , a high plasma current I p , and typically a large plasma volume and significant accompanying heating to provide a stable plasma so hot that nuclear fusion can occur. Concomitant heating (for example, through tens of megawatts of injection of a beam of high energy neutral particles H, D or T) is necessary to increase the temperature to sufficiently high values required to cause nuclear fusion and/or to maintain plasma current.
Обеспечение того, что реактор токамак является настолько компактным, насколько возможно, позволяет добиться большей эффективности, в частности для "сферических токамаков", в которых внутренний радиус тора минимизирован. Например, минимизация расстояния между плазмой и катушками возбуждения позволяет добиться более сильного магнитного поля в плазме с более низким током в катушках. Однако компактные токамаки представляют ряд дополнительных проблем по сравнению с более крупными конструкциями, которые необходимо преодолеть для того, чтобы осуществить работающий термоядерный реактор. Например, отношение площади поверхности к объему у меньших (например, сферических) токамаков, как правило, гораздо меньше отношения площади поверхности к объему у более крупных токамаков. Этот характерный признак сферических токамаков создает проблемы для воспроизводства трития, так как коэффициент воспроизводства трития (КВТ) зависит от потока нейтронов через площадь поверхности первой стенки токамака. В общем, сферические токамаки имеют меньшую площадь поверхности, предназначенную для воспроизводства трития, по сравнению с традиционными крупномасштабными устройствами наподобие ITER вследствие уменьшения физического размера, а также потери "реального объема" воспроизводства в центральной колонне. КВТ должен типично быть больше 1,05, чтобы создать жизнеспособную систему воспроизводства в каком-либо термоядерном устройстве, для компенсации потерь трития в устройстве, эффективности, с которой тритий может быть извлечен, и потерь вследствие радиоактивного распада.Ensuring that the tokamak reactor is as compact as possible allows for greater efficiency, particularly for "spherical tokamaks" in which the inner radius of the torus is minimized. For example, minimizing the distance between the plasma and the excitation coils allows for a stronger magnetic field in the plasma with a lower current in the coils. However, compact tokamaks present a number of additional challenges compared to larger designs that must be overcome in order to realize a working fusion reactor. For example, the surface area to volume ratio of smaller (e.g., spherical) tokamaks is typically much smaller than the surface area to volume ratio of larger tokamaks. This characteristic feature of spherical tokamaks creates problems for tritium breeding, since the tritium breeding factor (TBR) depends on the neutron flux through the surface area of the first wall of the tokamak. In general, spherical tokamaks have less surface area available for tritium breeding compared to traditional large-scale devices like ITER due to the reduction in physical size as well as the loss of "real volume" of breeding in the central column. The KVT must typically be greater than 1.05 to create a viable breeding system in any fusion device, to compensate for tritium losses in the device, the efficiency with which tritium can be extracted, and losses due to radioactive decay.
Сущность изобретенияThe essence of the invention
Согласно первому аспекту настоящего изобретения предложен бланкет-размножитель для наработки трития с использованием нейтронов, полученных ядерным синтезом дейтерия и/или трития в плазме, удерживаемой в термоядерном реакторе. Бланкет-размножитель содержит: обращенную к плазме первую стенку; воспроизводящий слой, включающий литийсодержащий материал для наработки трития из упомянутых нейтронов; и материал-замедлитель нейтронов, содержащий гидрид и/или дейтерид металла, расположенный между первой стенкой и литийсодержащим материалом.According to a first aspect of the present invention, there is provided a breeder blanket for producing tritium using neutrons produced by nuclear fusion of deuterium and/or tritium in a plasma contained in a fusion reactor. The breeder blanket contains: a first wall facing the plasma; a reproducing layer including lithium-containing material for producing tritium from said neutrons; and a neutron moderator material comprising a metal hydride and/or deuteride located between the first wall and the lithium-containing material.
Материал-замедлитель нейтронов может быть предусмотрен в виде слоя замедлителя нейтронов, расположенного между первой стенкой и воспроизводящим слоем.The neutron moderator material may be provided in the form of a neutron moderator layer located between the first wall and the breeding layer.
Материал-замедлитель нейтронов уменьшает энергию нейтронов, полученных из плазмы, облегчая захват нейтронов ядрами лития-6 в литийсодержащем материале.A neutron moderator material reduces the energy of neutrons produced from the plasma by facilitating the capture of neutrons by lithium-6 nuclei in the lithium-containing material.
Слой замедлителя нейтронов может быть выполнен с возможностью пропускать более 60%, предпочтительно более 80%, или предпочтительнее более 95%, нейтронов, имевших энергию 14 МэВ перед входом в слой замедлителя нейтронов.The neutron moderator layer may be configured to transmit more than 60%, preferably more than 80%, or more preferably more than 95%, of neutrons having an energy of 14 MeV before entering the neutron moderator layer.
Слой замедлителя нейтронов может быть выполнен с возможностью уменьшать энергию по меньшей мере доли пропущенных нейтронов, имевших энергию 14 МэВ перед входом в слой замедлителя нейтронов, более чем на 95%, предпочтительно более чем на 99%. Эта доля может составлять более 10%, предпочтительно более 50%, а предпочтительнее более 70%.The neutron moderator layer may be configured to reduce the energy of at least a fraction of the transmitted neutrons that had an energy of 14 MeV before entering the neutron moderator layer by more than 95%, preferably by more than 99%. This proportion may be greater than 10%, preferably greater than 50%, and more preferably greater than 70%.
Толщина слоя замедлителя нейтронов может составлять от 0,5 см до 25 см, предпочтительно от 2 см до 15 см.The thickness of the neutron moderator layer can be from 0.5 cm to 25 cm, preferably from 2 cm to 15 cm.
Толщина воспроизводящего слоя может составлять от 1 см до 200 см, предпочтительно от 5 см до 150 см.The thickness of the reproducing layer can be from 1 cm to 200 cm, preferably from 5 cm to 150 cm.
В некоторых примерах между первой стенкой и слоем замедлителя нейтронов не предусмотрен воспроизводящий слой.In some examples, no breeding layer is provided between the first wall and the neutron moderator layer.
Бланкет-размножитель может дополнительно содержать другой слой замедлителя нейтронов, содержащий гидрид и/или дейтерид металла, причем воспроизводящий слой расположен между слоями замедлителя нейтронов. Другой слой замедлителя нейтронов может быть выполнен с возможностью отражать большую долю нейтронов, чем слой замедлителя нейтронов между первой стенкой и воспроизводящим слоем. Другой слой замедлителя нейтронов может быть толще слоя замедлителя нейтронов.The breeder blanket may further comprise another neutron moderator layer containing a metal hydride and/or deuteride, with the breeder layer located between the neutron moderator layers. The other neutron moderator layer may be configured to reflect a larger proportion of neutrons than the neutron moderator layer between the first wall and the reproducing layer. Another neutron moderator layer may be thicker than the neutron moderator layer.
Бланкет-размножитель может содержать другой воспроизводящий слой, включающий литийсодержащий материал для наработки трития из упомянутых нейтронов, причем другой слой замедлителя нейтронов расположен между воспроизводящими слоями.The breeder blanket may contain another breeding layer including lithium-containing material for producing tritium from said neutrons, with another neutron moderator layer located between the breeding layers.
Воспроизводящий(е) слой(и) и слой(и) замедлителя нейтронов могут быть отделены друг от друга одним или более металлическими слоями.The breeding layer(s) and the neutron moderator layer(s) may be separated from each other by one or more metal layers.
Альтернативно или дополнительно, материал-замедлитель нейтронов может быть предусмотрен в воспроизводящем слое, причем материал-замедлитель нейтронов отделен от литийсодержащего материала в воспроизводящем слое одним или более слоями металла. Например, воспроизводящий слой может содержать множество гранул, содержащих материал-замедлитель нейтронов, причем гранулы диспергированы в литийсодержащем материале.Alternatively or additionally, a neutron moderator material may be provided in the breeder layer, the neutron moderator material being separated from the lithium-containing material in the breeder layer by one or more layers of metal. For example, the breeding layer may contain a plurality of beads containing a neutron moderator material, the beads being dispersed in the lithium-containing material.
В качестве другого примера материала-замедлителя нейтронов, предусматриваемого в воспроизводящем слое, воспроизводящий слой может содержать множество стержней, содержащих материал-замедлитель нейтронов, причем каждый стержень предпочтительно имеет продольную ось, расположенную практически параллельно первой стенке. Продольная ось предпочтительно расположена вертикально. Бланкет-размножитель может содержать крепления для удерживания каждого из стержней в неподвижном положении в воспроизводящем слое, причем крепления выполнены с возможностью обеспечивать удаление стержней из воспроизводящего слоя и замену стержней в воспроизводящем слое. Воспроизводящий слой может содержать первую область, расположенную ближе к первой стенке, чем вторая область, причем стержни в первой области разнесены друг от друга более плотно, чем стержни во второй области.As another example of a neutron moderator material provided in the breeder layer, the breeder layer may comprise a plurality of rods containing the neutron moderator material, each rod preferably having a longitudinal axis substantially parallel to the first wall. The longitudinal axis is preferably vertical. The breeder blanket may include fasteners for holding each of the rods in a stationary position in the reproducing layer, and the fastenings are configured to allow removal of the rods from the reproducing layer and replacement of the rods in the reproducing layer. The rendering layer may comprise a first region located closer to the first wall than the second region, with the bars in the first region spaced more closely apart than the bars in the second region.
Отношение атомов металла к атомам водорода и/или дейтерия в гидриде и/или дейтериде металла может составлять от 0,5 до 5,5, предпочтительно от 1,0 до 2,0.The ratio of metal atoms to hydrogen and/or deuterium atoms in the metal hydride and/or deuteride may be from 0.5 to 5.5, preferably from 1.0 to 2.0.
Гидрид и/или дейтерид металла могут представлять собой или могут содержать гидрид и/или дейтерид иттрия.The metal hydride and/or deuteride may be or may contain yttrium hydride and/or deuteride.
Процент лития в литийсодержащем материале, который является литием-6, может составлять более 7,6%, предпочтительно более 20%, а предпочтительнее более 50%.The percentage of lithium in the lithium-containing material, which is lithium-6, may be more than 7.6%, preferably more than 20%, and more preferably more than 50%.
Литийсодержащий материал может содержать один или более из металлического лития, сплава, содержащего литий, и/или керамического материала, содержащего литий.The lithium-containing material may comprise one or more of lithium metal, a lithium-containing alloy, and/or a lithium-containing ceramic material.
Бланкет-размножитель может содержать материал-размножитель нейтронов, такой как бериллий, свинец, олово и/или уран. В некоторых примерах бланкет-размножитель может содержать солевой расплав, который содержит как литий, так и размножитель нейтронов вместе, такой как солевой расплав, содержащий фторид лития и фторид бериллия, Li2F-BeF2.The breeder blanket may contain a neutron breeder material such as beryllium, lead, tin and/or uranium. In some examples, the breeder blanket may contain a molten salt that contains both lithium and a neutron breeder together, such as a molten salt containing lithium fluoride and beryllium fluoride, Li 2 F-BeF 2 .
Согласно второму аспекту настоящего изобретения предложен термоядерный реактор, содержащий один или более бланкетов-размножителей согласно первому аспекту изобретения. Термоядерный реактор может быть термоядерным реактором-токамаком. Токамак может быть сферическим токамаком, предпочтительно сферическим токамаком с отношением размеров, меньшим или равным 2,5, причем отношение размеров определяется как отношение большого и малого радиусов удерживающей тороидальную плазму области токамака.According to a second aspect of the present invention, there is provided a fusion reactor comprising one or more breeder blankets according to the first aspect of the invention. The fusion reactor may be a tokamak fusion reactor. The tokamak may be a spherical tokamak, preferably a spherical tokamak with an aspect ratio of less than or equal to 2.5, the aspect ratio being defined as the ratio of the major and minor radii of the toroidal plasma confining region of the tokamak.
Согласно третьему аспекту настоящего изобретения предложен способ работы термоядерного реактора согласно второму аспекту настоящего изобретения. Способ включает наработку трития с использованием упомянутых одного или более бланкетов-размножителей и нейтронов, полученных ядерным синтезом дейтерия и/или трития в термоядерном реакторе, и введение наработанного трития в плазму, удерживаемую в термоядерном реакторе.According to a third aspect of the present invention, there is provided a method of operating a fusion reactor according to the second aspect of the present invention. The method includes producing tritium using the mentioned one or more breeder blankets and neutrons obtained by nuclear fusion of deuterium and/or tritium in a fusion reactor, and introducing the produced tritium into the plasma contained in the fusion reactor.
Так как бланкет-размножитель термоядерного реактора принимает сильный поток нейтронов, могут быть реализованы попеременные и/или когенерационные применения бланкетов-размножителей, чтобы использовать поток нейтронов для производства изотопов, программ контроля материалов для термоядерной промышленности и диагностики. Соответственно, способ может дополнительно включать использование нейтронов, замедленных материалом-замедлителем нейтронов, для облучения одного или более предусмотренных в бланкете-размножителе образцов для того, чтобы осуществлять одно или более из следующего: производство изотопов (например, производство медицинских радиоизотопов), испытание материалов, преобразование (трансмутация) ядерных отходов; и контроль потока нейтронов, создаваемого термоядерным реактором. Например, способ может включать: введение образца в бланкет-размножитель; облучение образца с помощью нейтронов, замедленных бланкетом-размножителем нейтронов; и удаление образца из бланкета-размножителя. Образец может быть проанализирован во время и/или после облучения (а предпочтительно также и перед облучением), чтобы определить воздействие нейтронов на образец. Эти этапы могут повторяться некоторое число раз, чтобы предоставить возможность измерения изменений в образце, появившихся в результате многократного облучения.Since a fusion reactor's breeder blanket receives a high neutron flux, alternating and/or cogeneration applications of breeder blankets can be implemented to utilize the neutron flux for isotope production, fusion industry materials inspection programs, and diagnostics. Accordingly, the method may further include using neutrons moderated by a neutron moderator material to irradiate one or more samples provided in the breeder blanket to perform one or more of the following: isotope production (e.g., medical radioisotope production), materials testing, transformation (transmutation) of nuclear waste; and control of the neutron flux created by the fusion reactor. For example, the method may include: introducing a sample into a propagation blanket; irradiation of the sample using neutrons slowed down by a neutron breeder blanket; and removing the sample from the propagation blanket. The sample can be analyzed during and/or after irradiation (and preferably also before irradiation) to determine the effect of neutrons on the sample. These steps may be repeated a number of times to allow changes in the sample resulting from repeated irradiation to be measured.
Краткое описание чертежейBrief description of drawings
Фигура 1 – схематичный вид в вертикальном разрезе токамака согласно варианту осуществления настоящего изобретения;Figure 1 is a schematic vertical sectional view of a tokamak according to an embodiment of the present invention;
Фигура 2 – схематичный вид в разрезе бланкета-размножителя согласно варианту осуществления настоящего изобретения;Figure 2 is a schematic cross-sectional view of a breeder blanket according to an embodiment of the present invention;
Фигура 3 – схематичный вид в разрезе бланкета-размножителя согласно варианту осуществления настоящего изобретения;Figure 3 is a schematic cross-sectional view of a breeder blanket according to an embodiment of the present invention;
Фигура 4 – схематичный вид в разрезе бланкета-размножителя согласно варианту осуществления настоящего изобретения; иFigure 4 is a schematic cross-sectional view of a breeder blanket according to an embodiment of the present invention; And
Фигура 5 – схематичный вид в разрезе бланкета-размножителя согласно варианту осуществления настоящего изобретения.Figure 5 is a schematic cross-sectional view of a breeder blanket according to an embodiment of the present invention.
Подробное описаниеDetailed description
Целью настоящего раскрытия является предоставление бланкета-размножителя для термоядерного реактора, который устраняет или, по меньшей мере, смягчает описанные выше проблемы.The purpose of the present disclosure is to provide a breeder blanket for a fusion reactor that eliminates or at least mitigates the problems described above.
Коэффициент воспроизводства трития (3T) бланкета-размножителя, содержащего литий, сильно зависит от энергии нейтронов, входящих в бланкет-размножитель, в результате энергетической зависимости сечений поглощения нейтронов для различных изотопов лития. В случае 6Li, сечение поглощения нейтронов (преимущественно) имеет обратную зависимость от энергии нейтронов, т.е. чем ниже энергия нейтронов, тем выше вероятность нейтронной активации 6Li, а значит и производства трития. Например, сечение поглощения нейтронов у 6Li составляет порядка 100 барн и 1000 барн для энергий нейтронов около 10-5 МэВ и 10-6 МэВ соответственно, но около 0,05 барн для энергий нейтронов около 10 МэВ. Напротив, сечение поглощения нейтронов у 7Li приблизительно в 2,5 раза больше, чем у 6Li, для энергий нейтронов, больших чем примерно 10 МэВ, но пренебрежимо для энергий нейтронов ниже 1 МэВ. Поэтому коэффициент воспроизводства трития бланкета-размножителя зависит от соотношения лития-6 и лития-7 в литийсодержащем материале, а также от энергии падающих нейтронов, нейтронного потока и объема литийсодержащего материала. Встречающийся в природе литий содержит 92,5% 7Li и только 7,5% 6Li. Поэтому во многих случаях термоядерным реакторам, производящим «быстрые» (т.е. с энергией больше 1 МэВ) нейтроны, могут потребоваться относительно большие количества литийсодержащего материала для того, чтобы получить приемлемые коэффициенты воспроизводства трития преимущественно за счет нейтронной активации 7Li. Однако этот подход может быть непрактичным для компактных (например, сферических) токамаков, которые требуют более пространственно эффективных конструкций и испытывают недостаток пространства для воспроизводящего бланкета в области центральной колонны вследствие потребности в экранировании излучения там, чтобы защищать магниты. Таким образом, для наработки трития в сферическом токамаке типично используются внешние бланкеты-размножители.The tritium breeding coefficient ( 3 T) of a lithium-containing breeder blanket strongly depends on the energy of the neutrons entering the breeder blanket, as a result of the energy dependence of neutron absorption cross sections for different lithium isotopes. In the case of 6 Li, the neutron absorption cross section (predominantly) has an inverse relationship with the neutron energy, i.e. the lower the neutron energy, the higher the probability of neutron activation of 6 Li, and hence the production of tritium. For example, the neutron absorption cross section of 6 Li is on the order of 100 barn and 1000 barn for neutron energies of about 10 -5 MeV and 10 -6 MeV, respectively, but about 0.05 barn for neutron energies of about 10 MeV. In contrast, the neutron absorption cross section of 7 Li is approximately 2.5 times greater than that of 6 Li for neutron energies greater than about 10 MeV, but is negligible for neutron energies below 1 MeV. Therefore, the tritium breeding coefficient of the breeder blanket depends on the ratio of lithium-6 and lithium-7 in the lithium-containing material, as well as on the energy of the incident neutrons, the neutron flux and the volume of the lithium-containing material. Naturally occurring lithium contains 92.5% 7 Li and only 7.5% 6 Li. Therefore, in many cases, fusion reactors producing "fast" (i.e., with energies greater than 1 MeV) neutrons may require relatively large quantities of lithium-containing material in order to obtain acceptable tritium breeding rates primarily due to neutron activation of 7 Li. However, this approach may not be practical for compact (eg, spherical) tokamaks, which require more spatially efficient designs and lack space for a blanket in the central column area due to the need for radiation shielding there to protect the magnets. Thus, external breeder blankets are typically used to produce tritium in a spherical tokamak.
Настоящее раскрытие предлагает использование бланкета-размножителя, имеющего слой замедлителя нейтронов, содержащий гидрид и/или дейтерид металла, такой как гидрид иттрия и/или дейтерид иттрия, для снижения энергии нейтронов, получаемых посредством термоядерных реакций трития и/или дейтерия, и, тем самым, получения более благоприятных коэффициентов воспроизводства трития за счет увеличения доли производства трития из 6Li, предусмотренного после слоя замедлителя. Так как гидриды и дейтериды металлов являются очень эффективными замедлителями нейтронов (т.е. они обладают высокой способностью замедления на единицу объема), толщина слоя замедлителя может поддерживаться небольшой. Высокое сечение производства трития из 6Li при очень низких энергиях нейтронов гарантирует, что толщина литийсодержащего слоя также может поддерживаться небольшой без существенного уменьшения коэффициента воспроизводства трития. Соответственно, бланкет-размножитель может быть эффективно использован в компактных (например, сферических) термоядерных реакторах для достижения КВТ > 1,05.The present disclosure provides the use of a breeder blanket having a neutron moderator layer containing a metal hydride and/or deuteride, such as yttrium hydride and/or yttrium deuteride, to reduce the energy of neutrons produced by tritium and/or deuterium fusion reactions, and thereby , obtaining more favorable tritium reproduction rates by increasing the share of tritium production from 6 Li provided after the moderator layer. Since metal hydrides and deuterides are very effective neutron moderators (ie, they have a high moderation capacity per unit volume), the thickness of the moderator layer can be kept small. The high tritium production cross-section from 6 Li at very low neutron energies ensures that the thickness of the lithium-containing layer can also be kept small without significantly reducing the tritium production rate. Accordingly, the blanket-breeder can be effectively used in compact (for example, spherical) fusion reactors to achieve KW > 1.05.
Фигура 1 показывает вертикальный разрез сферического токамака 100, содержащего магнит 102 тороидального поля (ТП), образованный из множества D-образных катушек 103A,B ТП (только две из которых показаны на фигуре 1), расположенных вокруг центральной колонны 104, ориентированной вдоль оси A-A', и множество магнитов 105A-F полоидального поля (ПП), каждый из которых окружает центральную колонну 104. Электрический ток, подаваемый на магниты 103A,B, 105A-F ТП и ПП, создает замкнутое магнитное поле, которое при применении токамака ограничивает, формирует и контролирует горячую плазму 107 внутри тороидального вакуумного сосуда 108. На внутренней поверхности вакуумного сосуда 108 предусмотрен так называемый «бланкет» 109, образованный из обращенных к плазме сегментов или плиток (не показаны). Сегменты бланкета обычно выполнены так, чтобы следовать кривизне внутренней поверхности, и могут быть расположены, например в виде сотовой структуры.Figure 1 shows a vertical section through a spherical tokamak 100 containing a toroidal field (TOF) magnet 102 formed from a plurality of D-shaped TOF coils 103A,B (only two of which are shown in Figure 1) arranged around a central column 104 oriented along the A-axis. -A', and a plurality of poloidal field (PF) magnets 105A-F, each surrounding a central column 104. The electric current supplied to the PF and PF magnets 103A,B, 105A-F creates a closed magnetic field that, when used in a tokamak restricts, shapes and controls the hot plasma 107 within the toroidal vacuum vessel 108. On the inner surface of the vacuum vessel 108 is provided a so-called “blanket” 109 formed from plasma-facing segments or tiles (not shown). The blanket segments are typically designed to follow the curvature of the inner surface and may be arranged, for example, in a honeycomb structure.
Фигура 2 показывает вид в разрезе примерной многослойной бланкетной плитки 200, используемой для формирования бланкета 109. Бланкетная плитка 200 содержит обращенную к плазме первую стенку 201, слой 202 замедлителя нейтронов, промежуточный металлический (например, стальной) слой 203, литийсодержащий "воспроизводящий" слой 204 (который может включать в себя размножитель нейтронов, такой как свинец, олово или бериллий, например, в виде солевого расплава) и нейтронную защиту 205. Бланкетная плитка 200 типично также включает в себя охлаждающие каналы или трубы, или теплоотводящие слои (не показаны) для того, чтобы обеспечить возможность отвода тепла от нее. Хотя различные слои бланкетной плитки 200 показаны представленными в единой плитке, могут также быть использованы отдельные плитки, включающие в себя один или более из этих слоев, причем эти плитки укладываются поверх друг друга в порядке, показанном для бланкетной плитки 100. В некоторых примерах могут быть отдельные плитки для каждого из слоев, причем эти плитки предусмотрены в уложенной друг на друга компоновке, чтобы обеспечить многослойную компоновку, показанную на фигуре 2. В другом примере слой 202 замедлителя нейтронов, промежуточный металлический слой 203 и литийсодержащий слой 204 могут быть выполнены вместе в виде многослойной плитки, при этом первая стенка 201 и нейтронная защита 205 предусмотрены отдельно.Figure 2 shows a cross-sectional view of an exemplary multi-layer blanket tile 200 used to form a blanket 109. The blanket tile 200 includes a plasma-facing first wall 201, a neutron moderator layer 202, an intermediate metal (eg, steel) layer 203, a lithium-containing breeder layer 204 (which may include a neutron breeder such as lead, tin, or beryllium, such as in the form of a molten salt) and a neutron shield 205. The blanket 200 typically also includes cooling channels or pipes, or heat sink layers (not shown) for in order to ensure the ability to remove heat from it. Although the various layers of blanket tile 200 are shown presented in a single tile, individual tiles comprising one or more of these layers may also be used, with the tiles stacked on top of each other in the order shown for blanket tile 100. In some examples, there may be separate tiles for each of the layers, which tiles are provided in a stacked arrangement to provide the multi-layer arrangement shown in Figure 2. In another example, the neutron moderator layer 202, the intermediate metal layer 203, and the lithium-containing layer 204 may be configured together as multi-layer tiles, the first wall 201 and the neutron shield 205 being provided separately.
Когда токамак 100 находится в эксплуатации, нейтроны 206, вылетающие из плазмы 107, сталкиваются с первой стенкой 201 и проникают сквозь нее в другие слои бланкета 200. Первая стенка 201 обеспечивает физическую границу между высокотемпературной плазмой 107 и остальной частью токамака 100, действующую в качестве тепловой и ядерной защиты для тороидального вакуумного сосуда 109. В этом примере первая стенка 201 содержит слой металлического вольфрама, присоединенный к медному теплоотводу, но могут быть использованы и другие материалы первой стенки либо в дополнение к, либо в качестве альтернатив вольфраму, такие как бериллий или молибден, как известно в данной области техники.When the tokamak 100 is in operation, neutrons 206 emitted from the plasma 107 collide with the first wall 201 and penetrate through it into other layers of the blanket 200. The first wall 201 provides a physical boundary between the high temperature plasma 107 and the rest of the tokamak 100, acting as a thermal and nuclear shielding for the toroidal vacuum vessel 109. In this example, the first wall 201 contains a layer of tungsten metal attached to a copper heat sink, but other first wall materials may be used either in addition to or as alternatives to tungsten, such as beryllium or molybdenum , as is known in the art.
Нейтроны 206, проникающие сквозь первую стенку 201, входят в слой 202 замедлителя нейтронов, который замедляет нейтроны 206 (т.е. уменьшает их энергию), но предпочтительно не поглощает (или не отражает) большую часть нейтронов. Например, слой 202 замедлителя нейтронов может уменьшать (т.е. ослаблять, посредством либо поглощения, либо отражения) число нейтронов, проходящих через слой 202 замедлителя, менее чем на 20%, предпочтительно менее чем на 40%. Слой 202 замедлителя нейтронов содержит материал-замедлитель нейтронов в виде гидрида и/или дейтерида металла, который в этом случае является гидридом иттрия. Гидриды металлов являются особенно эффективными материалами-замедлителями нейтронов, так как они обеспечивают высокие плотности протонов (ядер водорода), которые способны эффективно отбирать кинетическую энергию у нейтронов за счет упругого рассеяния, так как массы протона и нейтронов почти идентичны. В результате слой 202 замедлителя нейтронов может быть выполнен относительно тонким, при этом все еще позволяя рассеивать большую долю нейтронов. Слой 202 замедлителя выполнен с возможностью максимизировать отношения замедления к отражению и замедления к поглощению на единицу объема. В этом примере слой 202 замедлителя нейтронов имеет толщину 10 см. Однако, более обобщенно, толщина слоя 202 замедлителя нейтронов может составлять от 0,5 см до 25 см, или от 2 см до 15 см, при этом все еще эффективно замедляя нейтроны 206, проходящие через первую стенку 201 (тем самым увеличивая коэффициент воспроизводства трития в литийсодержащем слое 204) и не отражая слишком большой доли нейтронов обратно в плазму 107. Хотя слой 202 замедлителя нейтронов неизбежно отражает некоторую часть нейтронов 206, падающих на бланкетную плитку 200, большая часть нейтронов 206 пропускается, т.е. слой 202 замедлителя выполнен с возможностью работать в режиме пропускания, в котором пропускаются нейтроны (с умеренным энергетическим спектром), а не в режиме отражения. Толщина слоя 202 замедлителя нейтронов может быть увеличена, чтобы увеличивать долю замедляемых нейтронов 206 и/или степень замедления по энергетическому спектру нейтронов 206, что характеризуется, например, уменьшением средней энергии нейтронов 206, выходящих из слоя 206 замедлителя. Состав гидрида и/или дейтерида металла также может быть изменен, чтобы обеспечивать регулировку замедления. Например, стехиометрия гидрида и/или дейтерида металла может варьироваться, как обсуждается ниже, для увеличения или уменьшения протонной плотности материала.Neutrons 206 penetrating the first wall 201 enter a neutron moderator layer 202, which slows down the neutrons 206 (ie, reduces their energy) but preferably does not absorb (or reflect) most of the neutrons. For example, the neutron moderator layer 202 may reduce (ie, attenuate, through either absorption or reflection) the number of neutrons passing through the moderator layer 202 by less than 20%, preferably by less than 40%. The neutron moderator layer 202 contains a neutron moderator material in the form of a metal hydride and/or deuteride, which in this case is yttrium hydride. Metal hydrides are particularly effective neutron moderator materials because they provide high densities of protons (hydrogen nuclei), which can effectively extract kinetic energy from neutrons through elastic scattering, since the masses of the proton and neutron are almost identical. As a result, the neutron moderator layer 202 can be made relatively thin while still allowing a large fraction of the neutrons to be scattered. The retarder layer 202 is configured to maximize the ratios of retardation to reflection and retardation to absorption per unit volume. In this example, the neutron moderator layer 202 is 10 cm thick. However, more generally, the thickness of the neutron moderator layer 202 can be from 0.5 cm to 25 cm, or from 2 cm to 15 cm, while still effectively moderating the neutrons 206. passing through the first wall 201 (thereby increasing the tritium breeding factor in the lithium-containing layer 204) and not reflecting too much of the neutrons back into the plasma 107. Although the neutron moderator layer 202 inevitably reflects some of the neutrons 206 incident on the blanket 200, the majority of the neutrons 206 is skipped, i.e. The moderator layer 202 is configured to operate in a transmission mode, in which neutrons (with a moderate energy spectrum) are transmitted, rather than in a reflection mode. The thickness of the neutron moderator layer 202 may be increased to increase the fraction of neutrons 206 being moderated and/or the degree of moderation across the energy spectrum of the neutrons 206, which is characterized, for example, by a decrease in the average energy of the neutrons 206 emerging from the moderator layer 206. The composition of the metal hydride and/or deuteride may also be changed to provide retardation control. For example, the stoichiometry of the metal hydride and/or deuteride can be varied, as discussed below, to increase or decrease the proton density of the material.
В некоторых вариантах осуществления слой 202 замедлителя нейтронов уменьшает энергию проходящих сквозь него нейтронов более чем на 95%, более чем на 99% или даже более чем на 99,9% или 99,99%. Доля нейтронов 206, которые замедляются на эту величину, может превышать 10%, или 50%, или 70% в зависимости от толщины и/или состава слоя 202 замедлителя нейтронов. В некоторых случаях нейтроны могут быть в значительной степени термализованы до температуры замедлителя нейтронов, так что энергии нейтронов составляют примерно 0,025 эВ.In some embodiments, the neutron moderator layer 202 reduces the energy of neutrons passing through it by more than 95%, more than 99%, or even more than 99.9% or 99.99%. The fraction of neutrons 206 that are moderated by this amount may exceed 10%, or 50%, or 70% depending on the thickness and/or composition of the neutron moderator layer 202. In some cases, neutrons can be largely thermalized to the temperature of the neutron moderator, so that neutron energies are approximately 0.025 eV.
Гидрид и/или дейтерид иттрия (в отличие от гидридов и/или дейтеридов других металлов) особенно подходит для слоя 202 замедлителя нейтронов, поскольку иттрий является сильно нейтронопрозрачным как для быстрых, так и для медленных нейтронов. Например, сечение захвата нейтронов иттрия-89 (единственного встречающегося в природе изотопа иттрия) меньше 1-2 барн для энергий нейтронов между 0,025 эВ и 40 МэВ.Yttrium hydride and/or deuteride (as opposed to other metal hydrides and/or deuterides) is particularly suitable for the neutron moderator layer 202 because yttrium is highly neutron transparent to both fast and slow neutrons. For example, the neutron capture cross section of yttrium-89 (the only naturally occurring isotope of yttrium) is less than 1-2 barn for neutron energies between 0.025 eV and 40 MeV.
Литийсодержащий слой 204 в этом примере содержит жидкий металлический литий (или его сплав), который обогащен, имея высокую долю лития-6, т.е. долю лития-6 сверх доли лития-6 во встречающемся в природе литии. Замедленные нейтроны, выходящие из слоя 202 замедлителя нейтронов, сталкиваются с литийсодержащим слоем и генерируют в нем тритий в соответствии с реакцией(ями), описанной(ыми) выше для лития-6. Литий может альтернативно (или дополнительно) быть представлен в виде литий-свинцового жидкого сплава, или литий-оловянного сплава, или литийсодержащего сплава, в котором свинец или олово действует в качестве размножителя нейтронов, чтобы увеличить число нейтронов в литийсодержащем слое 204 для наработки трития и сбалансировать утечку нейтронов в системе. Литийсодержащий воспроизводящий материал может также содержать размножитель нейтронов, например, в виде солевого расплава, содержащего Li2F и BeF2. Бланкетная плитка 200 предпочтительно содержит один или более впусков и выпусков, соединенных с воспроизводящим слоем 204, чтобы позволять жидкому литию (или литиево-свинцовой эвтектике) протекать в и из воспроизводящего слоя 204, а наработанному тритию – извлекаться из бланкетной плитки 200. Впуск и выпуск бланкетной плитки 200 могут быть расположены таким образом, что выпуск одной бланкетной плитки 200 может быть соединено с впуском другой аналогичной бланкетной плитки 200, чтобы позволить литию протекать через бланкетные плитки 200 последовательно.The lithium containing layer 204 in this example contains liquid lithium metal (or an alloy thereof) that is enriched to have a high proportion of lithium-6, i.e. the proportion of lithium-6 over and above the proportion of lithium-6 in naturally occurring lithium. Moderated neutrons exiting the neutron moderator layer 202 collide with the lithium-containing layer and generate tritium therein in accordance with the reaction(s) described above for lithium-6. Lithium may alternatively (or additionally) be provided in the form of a lithium-lead liquid alloy, or a lithium-tin alloy, or a lithium-containing alloy, in which the lead or tin acts as a neutron multiplier to increase the number of neutrons in the lithium-containing layer 204 for tritium production and balance the neutron leakage in the system. The lithium-containing breeding material may also contain a neutron multiplier, for example, in the form of a molten salt containing Li 2 F and BeF 2 . The blanket 200 preferably includes one or more inlets and outlets connected to the blanket 204 to allow liquid lithium (or lithium-lead eutectic) to flow into and out of the blanket 204 and generated tritium to be removed from the blanket 200. Inlet and outlet The blankets 200 may be arranged such that the outlet of one blanket 200 can be connected to the inlet of another similar blanket 200 to allow lithium to flow through the blankets 200 in series.
Толщины слоя 202 замедлителя нейтронов и литийсодержащего слоя 204 можно варьировать, чтобы оптимизировать коэффициент воспроизводства трития согласно размеру, геометрии, материалам и/или рабочим условиям термоядерного реактора. Такие оптимизации могут быть выполнены посредством компьютерных моделирований "нейтроники", которые вычисляют нейтронные потоки, пропускаемые и отражаемые различными материалами в реакторе, и скорости ядерных реакций, таких как реакции воспроизводства трития в литийсодержащем слое 204.The thicknesses of the neutron moderator layer 202 and the lithium-containing layer 204 can be varied to optimize the tritium breeding ratio according to the size, geometry, materials and/or operating conditions of the fusion reactor. Such optimizations can be performed through "neutronics" computer simulations that calculate the neutron fluxes transmitted and reflected by various materials in the reactor, and the rates of nuclear reactions, such as tritium breeding reactions in the lithium-containing layer 204.
В качестве материала-замедлителя нейтронов также могут быть использованы гидриды или дейтериды металлов, отличные от гидрида или дейтерида иттрия, например, гидрид лития, гидрид титана и/или гидрид циркония (и/или соответствующие дейтериды), либо в отдельности, либо в сочетании друг с другом и/или гидридом и/или дейтеридом иттрия. Стехиометрия гидридов или дейтеридов металлов может варьироваться в зависимости от требуемой величины замедления и требуемых структурных свойств слоя 202 замедлителя. Например, состав гидрида металла может быть выражен химической формулой MHx, где x является отношением атомов водорода (H) к атомам металла (M) в материале (где M=Y, Li, Ti и/или Zr, например). Типично, x находится между 0,5 и 5,5, или между 1,0 и 2,0. В предпочтительном варианте реализации, использующем гидрид иттрия, т.е. YHx, x находится в диапазоне от примерно 1,50 до примерно 1,92. Этот диапазон оказался обеспечивающим подходящее содержание водорода для эффективного замедления нейтронов, избегая при этом более низких температур разложения, связанных с более высокими содержаниями водорода (т.е. с более высоким x).Metal hydrides or deuterides other than yttrium hydride or deuteride, such as lithium hydride, titanium hydride and/or zirconium hydride (and/or corresponding deuterides), either alone or in combination, may also be used as the neutron moderator material. with a friend and/or yttrium hydride and/or deuteride. The stoichiometry of the metal hydrides or deuterides may vary depending on the amount of retardation required and the desired structural properties of the retarder layer 202. For example, the composition of a metal hydride can be expressed by the chemical formula MH x , where x is the ratio of hydrogen atoms (H) to metal atoms (M) in the material (where M=Y, Li, Ti and/or Zr, for example). Typically, x is between 0.5 and 5.5, or between 1.0 and 2.0. In a preferred embodiment using yttrium hydride, i.e. YH x , x ranges from about 1.50 to about 1.92. This range was found to provide suitable hydrogen contents for effective neutron moderation while avoiding the lower decomposition temperatures associated with higher hydrogen contents (i.e. higher x).
Фигура 3, на которой элементы, имеющие такое же смысловое значение, что и на фиг. 2, обозначены теми же ссылочными номерами, показывает альтернативную бланкетную плитку 300, которая аналогична бланкетной плитке 200, показанной на фигуре 2, за исключением того, что она имеет дополнительный слой 302 замедлителя нейтронов, расположенный после литийсодержащего слоя 204, т.е. расположенный так, что литийсодержащий слой 204 находится между двумя слоями 202, 302 замедлителя нейтронов. В этом случае нейтроны, отраженные дополнительным слоем 302 замедлителя нейтронов, вносят вклад в воспроизводство трития в литийсодержащем слое 204, еще больше увеличивая коэффициент воспроизводства трития. Толщина дополнительного слоя 302 замедлителя нейтронов может быть больше толщины первого слоя 202 замедлителя нейтронов (т.е. ближайшего к первой стенке 201 слоя замедлителя нейтронов), чтобы гарантировать, что он является более эффективным в отражении нейтронов по сравнению с первым слоем 202 замедлителя нейтронов. Дополнительный слой 302 замедлителя нейтронов может содержать гидрид и/или дейтерид металла, как описано выше для первого слоя 202 замедлителя нейтронов, например, гидрид и/или дейтерид иттрия. Альтернативно или в дополнение, дополнительный слой 302 замедлителя нейтронов может содержать другой материал-замедлитель, такой как графит или карбид титана. Дополнительный слой 302 замедлителя нейтронов предпочтительно отделен от литийсодержащего слоя 204 металлическим (например, стальным) слоем, как обсуждалось выше для бланкетной плитки 200 по фигуре 2.Figure 3, in which elements having the same semantic meaning as in Fig. 2, designated by the same reference numerals, shows an alternative blanket 300 which is similar to the blanket 200 shown in FIG. 2, except that it has an additional neutron moderator layer 302 located after the lithium containing layer 204, i.e. positioned such that the lithium-containing layer 204 is sandwiched between two neutron moderator layers 202, 302. In this case, the neutrons reflected by the additional neutron moderator layer 302 contribute to tritium breeding in the lithium-containing layer 204, further increasing the tritium breeding rate. The thickness of the additional neutron moderator layer 302 may be greater than the thickness of the first neutron moderator layer 202 (i.e., the neutron moderator layer closest to the first wall 201) to ensure that it is more efficient at reflecting neutrons compared to the first neutron moderator layer 202. The additional neutron moderator layer 302 may comprise a metal hydride and/or deuteride as described above for the first neutron moderator layer 202, such as yttrium hydride and/or deuteride. Alternatively or in addition, the additional neutron moderator layer 302 may comprise another moderator material such as graphite or titanium carbide. The additional neutron moderator layer 302 is preferably separated from the lithium-containing layer 204 by a metal (e.g., steel) layer, as discussed above for the blanket 200 of Figure 2.
Другие примеры бланкетных плиток могут быть получены из бланкетной плитки 300 добавлением одного или более дополнительных литийсодержащих воспроизводящих слоев после (т.е. в направлении от первой стенки 201) дополнительного слоя 302 замедлителя нейтронов, с добавочным нейтрон-замедляющим слоем, предусмотренным после каждого из дополнительных литийсодержащих воспроизводящих слоев, образуя чередующуюся последовательность слоев 202, 302 замедлителя нейтронов и литийсодержащих воспроизводящих слоев 204. Такая последовательность начинается со слоя 202 замедлителя нейтронов (смежного с первой стенкой 201) и может заканчиваться либо слоем 302 замедлителя нейтронов, либо литийсодержащим слоем 204, в зависимости от конструкции. Последовательность может содержать два слоя 202, 302 замедлителя нейтронов (как в бланкетной плитке 300, показанной на фигуре 3), или же она может содержать более двух слоев замедлителя, например, 3, 4 или 5 (и т.д.) слоев 202, 302 замедлителя нейтронов. Что касается бланкетных плиток 200, 300, показанных на фигурах 2 и 3, то каждый из слоев 202, 303 замедлителя нейтронов и литийсодержащих слоев отделены друг от друга слоями 203 из стали, но будет понятно, что для этой цели могут быть использованы иные материалы, отличные от стали (например, другие металлы).Other examples of blanket tiles may be formed from blanket tile 300 by adding one or more additional lithium-containing breeding layers after (i.e., away from the first wall 201) an additional neutron moderator layer 302, with an additional neutron moderating layer provided after each of the additional neutron moderator layers. lithium-containing breeding layers, forming an alternating sequence of neutron moderator layers 202, 302 and lithium-containing breeding layers 204. Such a sequence begins with a neutron moderator layer 202 (adjacent to the first wall 201) and may end with either a neutron moderator layer 302 or a lithium-containing layer 204, depending from the design. The sequence may contain two neutron moderator layers 202, 302 (as in the blanket 300 shown in Figure 3), or it may contain more than two moderator layers, such as 3, 4 or 5 (etc.) layers 202. 302 neutron moderators. With respect to the blanket tiles 200, 300 shown in Figures 2 and 3, the neutron moderator and lithium containing layers 202, 303 are each separated from each other by steel layers 203, but it will be appreciated that other materials may be used for this purpose, other than steel (eg other metals).
Фигура 4 показывает другую бланкетную плитку 400, содержащую первую стенку 201, воспроизводящий слой 204, включающий литийсодержащий материал, промежуточный металлический (например, стальной) лист 203 и слой 401 отражателя. Воспроизводящий слой содержит гранулы (таблетки) 402 материала-замедлителя нейтронов, содержащего гидрид и/или дейтерид металла (например, YHx и/или YDx), который заключен в металле (например, стали), чтобы отделить его от литийсодержащего материала. Гранулы 402 диспергированы, в общем, случайным образом в воспроизводящем слое 402. Слой отражателя содержит материал-отражатель нейтронов, такой как C (например, графит), TiC, Be и/или YH.Figure 4 shows another blanket 400 comprising a first wall 201, a rendering layer 204 including a lithium-containing material, an intermediate metal (eg, steel) sheet 203, and a reflector layer 401. The breeding layer contains pellets (pellets) 402 of a neutron moderator material containing a metal hydride and/or deuteride (eg, YH x and/or YD x ), which is encased in a metal (eg, steel) to separate it from the lithium-containing material. The granules 402 are dispersed generally randomly in the reproducing layer 402. The reflector layer contains a neutron reflector material such as C (eg, graphite), TiC, Be and/or YH.
Как описано выше, литийсодержащий материал может быть в форме литийсодержащего жидкого металлического сплава (такого как сплав Pb-Li или сплав Sn-Li) или солевого расплава, такого как Li2F-BeF2, например. Литийсодержащий материал может альтернативно быть представлен в виде керамических гранул литийсодержащего материала (например, гранул металла лития). Воспроизводящий слой 204 может также содержать гранулы материала-размножителя нейтронов (например, бериллия или плюмбидов (LaPb3 или YPb2, например)). Использование гранул позволяет охлаждать воспроизводящий слой 204 путем пропускания охлаждающей текучей среды (например, газа, к примеру, He) в зазорах между гранулами. Включение материала-замедлителя нейтронов в воспроизводящий слой может обеспечить больший КВТ, так как более высокая доля нейтронов, отраженных гранулами 204 материала-замедлителя нейтронов, может быть поглощена литийсодержащим материалом. Гранулы 204 могут также быть легко удалены из и/или повторно введены в воспроизводящий слой 204 для технического обслуживания или замены, или чтобы изменить количество замедляющего нейтроны материала в воспроизводящем слое 204.As described above, the lithium-containing material may be in the form of a lithium-containing liquid metal alloy (such as a Pb-Li alloy or a Sn-Li alloy) or a molten salt such as Li 2 F-BeF 2 , for example. The lithium-containing material may alternatively be provided in the form of ceramic pellets of lithium-containing material (eg, lithium metal pellets). The breeding layer 204 may also contain granules of a neutron breeder material (eg, beryllium or plumbides (LaPb 3 or YPb 2 , for example)). The use of granules allows the transfer layer 204 to be cooled by passing a cooling fluid (eg, gas, eg He) into the spaces between the granules. Including a neutron moderator material in the breeding layer can provide greater CBT since a higher proportion of the neutrons reflected by the neutron moderator material beads 204 can be absorbed by the lithium-containing material. The beads 204 can also be easily removed from and/or reintroduced into the breeding layer 204 for maintenance or replacement, or to change the amount of neutron moderating material in the breeding layer 204.
Гранулы 204 могут, в общем, быть любого размера или формы, например, сферическими, цилиндрическими или эллипсоидными. Например, гранулы 204 могут быть сферическими гранулами с сердцевиной, содержащей материал-замедлитель нейтронов, имеющей диаметр около 2,5-10 мм, и внешней стальной оболочкой, которая имеет толщину от примерно 0,5 мм до примерно 1 мм.The granules 204 can generally be of any size or shape, such as spherical, cylindrical, or ellipsoidal. For example, granules 204 may be spherical granules with a core containing a neutron moderator material having a diameter of about 2.5 to 10 mm and an outer steel shell that has a thickness of from about 0.5 mm to about 1 mm.
Фигура 5 показывает другую бланкетную плитку 500, в которой гранулы 402 заменены цилиндрами или стержнями 502 материала-замедлителя нейтронов, т.е. элементами из материала-замедлителя нейтронов, имеющими продольную ось, которая значительно больше других двух осей. Стержни 502 могут быть ориентированы в воспроизводящем слое 204 так, что их продольная ось является вертикальной, чтобы минимизировать деформацию изгиба. Сечение стержней 502 может иметь любую форму, например, круглую, шестиугольную. Как и с гранулами 402, стержни 502 окружены металлическим (например, стальным) слоем.Figure 5 shows another blanket 500 in which the granules 402 are replaced by cylinders or rods 502 of neutron moderator material, i.e. elements of a neutron moderator material having a longitudinal axis that is significantly larger than the other two axes. The rods 502 may be oriented in the build layer 204 such that their longitudinal axis is vertical to minimize bending deformation. The cross-section of the rods 502 can have any shape, for example, round, hexagonal. As with the granules 402, the rods 502 are surrounded by a metal (eg, steel) layer.
Стержни 502 могут быть равномерно разнесены друг от друга, или же они могут иметь интервал, который изменяется в пределах воспроизводящего слоя 204. Например, как показано на фигуре 5, стержни 502 могут быть более плотно разнесены ближе к первой стенке 201, создавая первую область 506A, которая имеет относительно высокую замедляющую способность, и может быть одна или более последующих (т.е. дальше от первой стенки 201) областей 506B, C, в которых интервал стержней увеличен относительно первой области 506A (или, что эквивалентно, в которых плотность стержней ниже). Эти последние области 506B, C являются менее замедляющими, чем первая область 506A, но могут обеспечивать больший вклад в КВТ за счет увеличенной доли литийсодержащего материала в этих областях и замедляющего действия первой области 506A на нейтроны, достигающие областей 506B, C. Альтернативно или дополнительно, стержни 502 в каждой из областей 506A-C могут иметь различные диаметры (т.е. толщину), чтобы изменять величину замедления. Например, диаметр стержней может быть в диапазоне от 0,5 см до 5 см.The rods 502 may be evenly spaced apart, or they may have a spacing that varies within the rendering layer 204. For example, as shown in Figure 5, the rods 502 may be more closely spaced closer to the first wall 201, creating a first region 506A , which has a relatively high retarding ability, and there may be one or more subsequent (i.e., further from the first wall 201) regions 506B, C in which the spacing of the bars is increased relative to the first region 506A (or, equivalently, in which the density of the bars below). These final regions 506B, C are less moderating than the first region 506A, but may provide a greater contribution to the CBT due to the increased proportion of lithium-containing material in these regions and the moderating effect of the first region 506A on neutrons reaching the regions 506B, C. Alternatively or additionally, the rods 502 in each of the regions 506A-C may have different diameters (ie, thickness) to vary the amount of retardation. For example, the diameter of the rods can be in the range from 0.5 cm to 5 cm.
Стержни 502 предпочтительно поддерживаются креплениями, которые позволяют удалять стержни 502 из бланкетной плитки 500 для технического обслуживания и/или замены. Предпочтительно, каждый стержень вставляется в металлическую трубку, которая проходит через воспроизводящий слой 204 и поддерживает стержень 502 на месте. Металлическая трубка уплотнена, чтобы обеспечивать отсутствие контакта между ее содержимым и воспроизводящим материалом. Предпочтительно, чтобы облегчить техническое обслуживание, крепления разъемным образом зажимают металлические трубки или стержни 502 на месте, например так, что они могут быть удалены из крепления посредством скольжения, не требуя первоначального вмешательства человека, не требуя ослабления или удаления болтов, например. Это избавляет рабочих от воздействия высоких уровней радиоактивности во время технического обслуживания. Стержни 502 предпочтительно вставляются сверху металлической трубки таким образом, что они удерживаются на месте под действием силы тяжести, что позволяет легко их вынимать. Дно металлических трубок предпочтительно герметизировано сталью, чтобы гарантировать отсутствие утечек. Материал-замедлитель нейтронов, включающий гидрид/дейтерид металла, может дополнительно быть герметизирован внутри другого, чтобы избежать потенциальных проблем с выделением газа при температурах больше примерно 650 градусов Цельсия (которая является температурой, при которой материал гидрид/дейтерид иттрия начинает разлагаться).The rods 502 are preferably supported by fasteners that allow the rods 502 to be removed from the blanket 500 for maintenance and/or replacement. Preferably, each rod is inserted into a metal tube that extends through the rendering layer 204 and supports the rod 502 in place. The metal tube is sealed to ensure that there is no contact between its contents and the reproduction material. Preferably, to facilitate maintenance, the fasteners releasably clamp metal tubes or rods 502 in place, for example, so that they can be slidably removed from the fastener without requiring initial human intervention, without requiring loosening or removal of bolts, for example. This spares workers from exposure to high levels of radioactivity during maintenance. The rods 502 are preferably inserted on top of the metal tube such that they are held in place by gravity, allowing them to be easily removed. The bottom of the metal tubes is preferably sealed with steel to ensure that there are no leaks. The neutron moderator material comprising a metal hydride/deuteride may further be sealed within another to avoid potential outgassing problems at temperatures greater than about 650 degrees Celsius (which is the temperature at which the yttrium hydride/deuteride material begins to decompose).
В некоторых вариантах реализации бланкет-размножитель может охлаждаться водой. Например, бланкет-размножитель может быть присоединен к системе охлаждения, выполненной с возможностью осуществлять циркуляцию воды по каналам внутри бланкета-размножителя (или смежным с ним). В таких случаях может быть предпочтительным уменьшить замедляющую способность материала-замедлителя нейтронов, увеличив отношение дейтерия к водороду в материале-замедлителе, чтобы учесть дополнительное замедление, обеспечиваемое водой, т.е. вносимый водой вклад в замедление нейтронов в бланкете-размножителе. Например, если водяной теплоноситель обеспечивает значительное замедление нейтронов в бланкете-размножителе, то доля дейтерия (т.е. число ядер дейтерия, деленное на суммарное число ядер водорода и дейтерия) в материале-замедлителе нейтронов из гидрида/дейтерида металла может быть более 20% или более 40%, например. В некоторых случаях доля дейтерия в материале-замедлителе нейтронов может даже составлять 100%. В других вариантах реализации, в которых бланкет-размножитель охлаждается по иному механизму, отличному от водяного охлаждения (например, охлаждение газом, охлаждение расплавленным металлом или солевым расплавом), или в которых водяной теплоноситель ощутимо не замедляет нейтроны в бланкете-размножителе, тогда может быть предпочтительной другая доля дейтерия. Например, доля дейтерия может составлять между 2% и 38%, предпочтительно между 10% и 30%, а более предпочтительно около 20%. Гидрид/дейтерид металла, используемый в качестве материала-замедлителя в таких случаях, может быть гидридом/дейтеридом циркония (например, ZrH2/ZrD2) или гидридом/дейтеридом иттрия, например.In some embodiments, the propagator blanket may be water cooled. For example, the propagation blanket may be connected to a cooling system configured to circulate water through channels within (or adjacent to) the propagation blanket. In such cases, it may be preferable to reduce the moderating ability of the neutron moderator material by increasing the ratio of deuterium to hydrogen in the moderator material to account for the additional moderation provided by water, i.e. the contribution made by water to the moderation of neutrons in the breeder blanket. For example, if the water coolant provides significant moderation of neutrons in the breeder blanket, then the fraction of deuterium (i.e., the number of deuterium nuclei divided by the total number of hydrogen and deuterium nuclei) in the metal hydride/deuteride neutron moderator material may be more than 20% or more than 40%, for example. In some cases, the proportion of deuterium in the neutron moderator material can even be 100%. In other embodiments in which the breeder blanket is cooled by a mechanism other than water cooling (e.g., gas cooling, molten metal or molten salt cooling), or in which the water coolant does not appreciably moderate the neutrons in the breeder blanket, then there may be another fraction of deuterium is preferred. For example, the proportion of deuterium may be between 2% and 38%, preferably between 10% and 30%, and more preferably about 20%. The metal hydride/deuteride used as the moderator material in such cases may be zirconium hydride/deuteride (eg ZrH 2 /ZrD 2 ) or yttrium hydride/deuteride, for example.
Хотя обогащение лития-6 может улучшать КВТ во многих случаях, нужно учитывать выбор воспроизводящего материала и/или наличие материала-размножителя нейтронов в воспроизводящем материале. Например, когда имеется значительное размножение нейтронов внутри бланкета (например, бланкета с литием-свинцом или "FLiBe", фторидом лития и фторидом бериллия), более высокий КВТ может быть достигнут посредством увеличения количества дейтерида металла (относительно гидрида металла) в материале-замедлителе нейтронов. Например, материал-замедлитель нейтронов может содержать более 10%, более 30% или даже более 50% дейтерида металла, например, дейтерида иттрия, при этом любой оставшийся материал-замедлитель нейтронов является гидридом металла. В таких случаях более низкая замедляющая способность дейтерида металла (по сравнению с гидридом металла) может позволить генерировать больше нейтронов материалом-размножителем нейтронов. Результирующий "мягкий" спектр нейтронов, генерируемых материалом-размножителем нейтронов (т.е. спектр, в котором доминируют нейтроны с энергией < 5 МэВ), затем дает больший КВТ для обогащенного лития-6 в результате того, что скорость низкоэнергетической (n, T) реакции является более высокой для лития-6, чем для лития-7. Наоборот, если в бланкете-размножителе отсутствует специальный размножитель нейтронов (например, в тех вариантах реализации, в которых воспроизводящий материал является жидким литием или гидридом лития), то может быть предпочтительным использовать необогащенный (т.е. природный) литий в воспроизводящем материале в сочетании с гидридом металла (в противоположность дейтериду металла) как материалом-замедлителем нейтронов. В таких случаях КВТ повышается реакцией (n, T), происходящей в более распространенном литии-7.Although lithium-6 enrichment can improve CBT in many cases, the choice of breeding material and/or the presence of neutron breeder material in the breeding material must be considered. For example, when there is significant neutron multiplication within a blanket (e.g., a blanket with lithium-lead or "FLiBe", lithium fluoride and beryllium fluoride), a higher CVT can be achieved by increasing the amount of metal deuteride (relative to metal hydride) in the neutron moderator material . For example, the neutron moderator material may contain more than 10%, more than 30%, or even more than 50% metal deuteride, such as yttrium deuteride, with any remaining neutron moderator material being a metal hydride. In such cases, the lower moderating ability of the metal deuteride (compared to the metal hydride) may allow more neutrons to be generated by the neutron breeder material. The resulting "soft" spectrum of neutrons generated by the neutron breeder material (i.e., a spectrum dominated by neutrons with energies <5 MeV) then produces a larger CVT for enriched lithium-6 as a result of the low-energy rate (n, T ) reaction is higher for lithium-6 than for lithium-7. Conversely, if there is no dedicated neutron multiplier in the breeder blanket (for example, in those embodiments in which the breeding material is liquid lithium or lithium hydride), then it may be preferable to use unenriched (i.e., natural) lithium in the breeding material in combination with a metal hydride (as opposed to a metal deuteride) as the neutron moderator material. In such cases, the CBT is increased by the (n, T) reaction occurring in the more abundant lithium-7.
Один или более из стержней 502 могут быть заменены стержнем, содержащим образец для контроля и/или экспериментальный прибор для измерения потока нейтронов через бланкетную плитку 500, например, для квалификации и обоснования отчета о безопасности. Один или более из стержней 502 могут также содержать образец для испытания материалов, например, для определения поведения конкретного материала под нейтронным облучением. Образец может быть также использован в некоторых случаях для получения изотопов одного или более элементов, например, для медицинской визуализации и/или лечения. К примеру, образец может представлять собой сплав для производства изотопа (например, молибдена-99 и йода-131), содержащий один или более металлов, из которых конкретный изотоп может быть произведен после подвергания сплава воздействию нейтронов, производимых термоядерным реактором. Местоположения таких стержней в бланкетной плитке 502 могут быть оптимизированы согласно энергетическому спектру нейтронов, требуемому для эффективного производства изотопа. Например, сплавы для производства изотопов, требующие низкоэнергетического спектра нейтронов, могут быть предпочтительно расположены позади плитки 500 (т.е. дальше от центра термоядерного реактора) с тем, чтобы максимизировать скорость трансмутации интересующего изотопа.One or more of the rods 502 may be replaced by a rod containing a test sample and/or an experimental apparatus for measuring neutron flux through the blanket 500, for example, to qualify and support a safety report. One or more of the rods 502 may also contain a sample for testing materials, for example, to determine the behavior of a particular material under neutron irradiation. The sample may also be used in some cases to obtain isotopes of one or more elements, for example, for medical imaging and/or treatment. For example, the sample may be an isotope-producing alloy (eg, molybdenum-99 and iodine-131) containing one or more metals from which the particular isotope can be produced after exposing the alloy to neutrons produced by a fusion reactor. The locations of such rods in the blanket 502 can be optimized according to the neutron energy spectrum required for efficient production of the isotope. For example, alloys for isotope production requiring a low-energy neutron spectrum may preferably be located behind the tile 500 (i.e., further away from the center of the fusion reactor) in order to maximize the transmutation rate of the isotope of interest.
Один или более из стержней 502 могут быть заменены стержнем, содержащим герметичную трубку из материала потока отходов ядерного деления, такого как Pu, Np, Am и Cm, и избытка продуктов ядерного деления (Cs, Sr). Нейтронный поток, создаваемый термоядерным реактором, превращает эти изотопы в дочерние изотопы, которые имеют значительно более короткие периоды полураспада, и уменьшает тепловыделение отходов, что может позволить увеличить коэффициент заполнения (упаковки) геологически захороненных высокорадиоактивных отходов. Эти стержни могут считаться стержнями для трансмутации ядерных отходов. В общем, эти трубки герметизированы, чтобы содержать внутри себя газообразные продукты деления (если они образуются), и предпочтительно приспособлены для внешнего охлаждения.One or more of the rods 502 may be replaced by a rod containing a sealed tube of fission waste stream material such as Pu, Np, Am and Cm, and excess fission products (Cs, Sr). The neutron flux produced by a fusion reactor converts these isotopes into daughter isotopes, which have significantly shorter half-lives, and reduces the heat release of the waste, which may allow an increase in the fill (packing) factor of geologically buried high-level radioactive waste. These rods can be considered nuclear waste transmutation rods. In general, these tubes are sealed to contain fission gases (if any are produced) and are preferably provided for external cooling.
Включение материала-замедлителя в воспроизводящий слой 204 может в некоторых случаях позволить уменьшить общую толщину бланкетной плитки 400, 500, но, тем не менее, сохраняя высокий КВТ. Включение замедляющего материала можно также приспосабливать к типу изотопов, производимых посредством изменения энергетического спектра нейтронов.The inclusion of a retarder material in the transfer layer 204 may in some cases allow the overall thickness of the blanket 400, 500 to be reduced while still maintaining a high CVT. The inclusion of moderator material can also be tailored to the type of isotopes produced by changing the energy spectrum of the neutrons.
Хотя выше были описаны различные варианты осуществления настоящего изобретения, следует понимать, что они представлены в качестве примера, а не ограничения. Специалистам в соответствующей(их) области(ях) техники должно быть очевидно, что в них могут вноситься различные изменения по форме и деталям без отступления от сущности и объема изобретения. Таким образом, настоящее изобретение не должно ограничиваться какими-либо из вышеописанных примерных вариантов осуществления, а должно быть охарактеризовано только в соответствии с нижеследующей формулой изобретения и ее эквивалентами.Although various embodiments of the present invention have been described above, it should be understood that they are presented by way of example and not limitation. It will be apparent to those skilled in the art that various changes in form and detail may be made without departing from the spirit and scope of the invention. Therefore, the present invention is not to be limited by any of the above-described exemplary embodiments, but rather to be characterized only in accordance with the following claims and their equivalents.
Claims (29)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB2018198.8 | 2020-11-19 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2804452C1 true RU2804452C1 (en) | 2023-09-29 |
Family
ID=
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB908020A (en) * | 1957-09-02 | 1962-10-10 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in nuclear fusion reactors |
| FR2061769A1 (en) * | 1969-09-17 | 1971-06-25 | Research Corp | |
| US3969631A (en) * | 1975-03-20 | 1976-07-13 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Gas production apparatus |
| RU2231140C1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Thermonuclear reactor blanket |
| RU2399966C2 (en) * | 2005-03-22 | 2010-09-20 | Планзее ЗЕ | Element of first wall of nuclear fusion reactor |
| JP6242272B2 (en) * | 2014-04-09 | 2017-12-06 | 日立建機株式会社 | Tire sliding contact device |
| RU2649854C1 (en) * | 2017-09-15 | 2018-04-05 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Module of hybrid thermonuclear reactor blanket |
| CN108320816A (en) * | 2018-01-25 | 2018-07-24 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | A kind of tungsten substrate nickel packet boron carbide coating cooling structure of high heat resistance load |
| JP6715428B2 (en) * | 2016-11-01 | 2020-07-01 | 三菱重工業株式会社 | Blanket module and fusion device |
| JP6732670B2 (en) * | 2017-02-01 | 2020-07-29 | 株式会社東芝 | Blanket for fusion reactor, blanket supporting structure, forming method of cooling water passage in housing wall, blanket module assembling method and blanket supporting structure assembling method |
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB908020A (en) * | 1957-09-02 | 1962-10-10 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in nuclear fusion reactors |
| FR2061769A1 (en) * | 1969-09-17 | 1971-06-25 | Research Corp | |
| US3969631A (en) * | 1975-03-20 | 1976-07-13 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Gas production apparatus |
| RU2231140C1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" | Thermonuclear reactor blanket |
| RU2399966C2 (en) * | 2005-03-22 | 2010-09-20 | Планзее ЗЕ | Element of first wall of nuclear fusion reactor |
| JP6242272B2 (en) * | 2014-04-09 | 2017-12-06 | 日立建機株式会社 | Tire sliding contact device |
| JP6715428B2 (en) * | 2016-11-01 | 2020-07-01 | 三菱重工業株式会社 | Blanket module and fusion device |
| JP6732670B2 (en) * | 2017-02-01 | 2020-07-29 | 株式会社東芝 | Blanket for fusion reactor, blanket supporting structure, forming method of cooling water passage in housing wall, blanket module assembling method and blanket supporting structure assembling method |
| RU2649854C1 (en) * | 2017-09-15 | 2018-04-05 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Module of hybrid thermonuclear reactor blanket |
| CN108320816A (en) * | 2018-01-25 | 2018-07-24 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | A kind of tungsten substrate nickel packet boron carbide coating cooling structure of high heat resistance load |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5947484B2 (en) | Fission ignition part | |
| Ma | Nuclear reactor materials and applications | |
| RU2178209C2 (en) | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant | |
| WO2008063693A2 (en) | Compound isotope target assembly for production of medical and commercial isotopes by means of spectrum shaping alloys | |
| JP7432800B2 (en) | proliferation blanket | |
| Guan et al. | Preliminary lightweight core design analysis of a micro‐transportable gas‐cooled thermal reactor | |
| KR102458389B1 (en) | Doppler reactivity augmentation device | |
| US3976888A (en) | Fission fragment driven neutron source | |
| RU2804452C1 (en) | Blanket breeder | |
| CA3199186C (en) | Breeder blanket | |
| Merk et al. | Analysis of the influence of different arrangements for ZrH moderator material on the performance of a SFR core | |
| CN112599259A (en) | Fusion-fission hybrid reactor transmutation fuel assembly | |
| RU2415486C1 (en) | Method of element transmutation | |
| JPH11352272A (en) | Reactor core and fuel assembly and fuel element used for the core | |
| Watanabe et al. | Neutronics performance of a helium-cooled solid breeder blanket and shield for ITER | |
| Dolan et al. | First Wall, Blanket, and Shield | |
| Wu et al. | Neutronics Design Principles of Fusion-Fission Hybrid Reactors | |
| Bhuiyan et al. | Criticality and safety parameter studies of a 3-MW TRIGA MARK-II research reactor and validation of the generated cross-section library and computational method | |
| Wu et al. | Neutronics Design of Hybrid Nuclear Systems | |
| Kramer | Laser Intertial Fusion Energy: Neutronic Design Aspects of a Hybrid Fusion-Fission Nuclear Energy System | |
| Pettus | Shield for a nuclear reactor | |
| Petrov | Conceptual scheme of a hybrid mesocatalytic fusion reactor | |
| JPH0155437B2 (en) | ||
| Chernitskiy et al. | Neutronic Model of a Stellarator-Mirror Fusion-Fission Hybrid | |
| Li et al. | Research on Benchmark Calculation and Analysis of HTR-10 with RMC Code |