SU1032926A1 - Материал литиевого элемента термо дерного реактора - Google Patents

Материал литиевого элемента термо дерного реактора Download PDF

Info

Publication number
SU1032926A1
SU1032926A1 SU813261893A SU3261893A SU1032926A1 SU 1032926 A1 SU1032926 A1 SU 1032926A1 SU 813261893 A SU813261893 A SU 813261893A SU 3261893 A SU3261893 A SU 3261893A SU 1032926 A1 SU1032926 A1 SU 1032926A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
lithium
elements
element material
tritium
lithium element
Prior art date
Application number
SU813261893A
Other languages
English (en)
Inventor
Н.К. Виноградова
В.В. Борисов
В.В. Александров
Original Assignee
Предприятие П/Я Р-6575
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Предприятие П/Я Р-6575 filed Critical Предприятие П/Я Р-6575
Priority to SU813261893A priority Critical patent/SU1032926A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU1032926A1 publication Critical patent/SU1032926A1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Nuclear fusion reactors

Landscapes

  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)

Abstract

Применение литийсодержащего микрокристаллического стекла в качестве материала литиевого элемента термо дерного реактора.

Description

Изобретение относитс  к термо дерной технике и дред азначено дл  воспроизведени  трити  в термо дерном реакторе.
Щ)и облучении нейтронами литиевых элементов, содеpxanpixL 1-6, происходит образование трити  и гели ,, которое сопрово щаетс  выделением тепла. В насто щее врем  рассматривают комбинированную систему охладце|1и  литиевых элементов с помсщью воды и газообразного гели . Литиевые элементы будут работать в среде гели  при давлени х выше и ниже атмосферкого (вплоть до вакуума).-
Извлечение трити  из литиевых элементов достигаетс  повышением температуры относительно температуры облучени  в режиме накоплени  трити . Достаточной температурой считаетс  та, при которой вьщел етс  хот  бы 50i накопленного трити .
Перспективными материалами литиевых элементов  вл ютс  химические (Соединени  с высокой объёмной концентрацией лити , например окись лити  .
Li , алюминат лити  Li А10, ортосиликат лити  . и метасилнкат ли (Л ти  . Ли-гаевые элементы из данных соединений изготавливают метоС дани керамической технологии - прессованием и спеканием порошка.
Недостатком окиси и алюмината  вл етс  гигроскогшчность, особенно .больша  у окиси. При извлечении три- . ,ти  из облученных элементов термическим методом адсорбированна  влага будет загр зн ть тритий протием, что потребу ,ет дополнительного изотопного разделе;НИ , Недостатркорто силиката и метасили-; кат-а состоит в осыпании элементов при облучении, чему способствуют вибрации Iсопровождающие работу реактора, :осыпании мен етс  форма элементов и образуетс  пыль,
: Предлагаетс  в качестве литиевого элемента термо дерного реактора примен ть литийсодержащее микрокристаллическое стекло.
Использование литийсодержащих микрокристаллических стекол (ситталов) в качестве материала литиевого элемента позвол11Т при сохранении достаточно высокой объемной концентрации лити  (на уровне алюмината лити ) во-первых, повысить изЬтопную концентрацию лити  вследствие негигроско1ШЧНОСТИ ситаллов и, во-вторых, предотвратить осыпание элементов и запыление гелиевого потока вследствие плотной структуры ситаллов.
Практически бьши испытаны опытные литиевые элементы в виде шаров диаметром 10 мм из ситалла состава, масЛ: 55,9 SiO.; 18,9 (M,0 + gQ+PbQ}; 3,0 . Литий имел природный изотопный состав.
Объемна  шютность шаров колебалась в пределах 2,62iO,02 г/см . Отсюда объемна  концентраци  лити  0,270+0,02 г/см или (2,34+0,02) Х10 ат/см. После облучени  в  дерном реакторе до накоплени  трити  5,9 Ки/см (2,.%) литиевые элементы сохранили неизменными свою форму, размеры, поверхность. Образовани  видимых трещин и осыпани  не бьшоо Облученные элементы разрушались при нагрузках9 превьппакнцих 40 кг.
Можно предположить вариант устройства литиевой зоны, в котором приме .нение ситаллов было бы наиболее эффективно . Это засыпка из шарообразных литиевых элементов, охлаждаема  гелием. Согласно оценке в этом случае литиевые элементы должны выдерживать без разрушени  нагрузку около 40 кг на элемент. Ситалловые шары диаметром 10 мм удовлетвор ют этому требованию.
Износостойкость ситаллов позволит периодически перемешивать шары непосредственно в объеме литиевой зоны посредством увеличени  скорости гели 
до возникновени   штени  кип щего сло . Перемешивание полезно с точки зрени  выравнивани  степени выгорани  лити  по всему объему литиевой зоны и продлени  срока службы элементов .
Если использование ситалловых элементов предполагает отсутствие защитной оболочки, то элементы из керамики должны ее иметь. Можно предположить , что эта оболочка будет металлической с очень мелкими отверсти ми, пропускающими гелий, тритий и пары тритиевой воды, но не пропускающими пьиевые частицы. Материал оболочки дожен иметь температуру плавлени  выше . Все конструктивные металлы и сплавы такой степенью тугоплавкости при нейтронном облучении будут активироватьс  с образованием гаммаактивных изотопов. Это приведет к увеличению необходимой толщины радиационной защиты сверхпровод щих обмоток магнитных катушек. Возрастут сложноети с организацией захоронени  отработанньж литиешз1х элементов. Если прин ть во внимание, что шарообразные литиевые элементы в термо дерном реакторе будут исчисл тьс  дес тками и сотн ми миллионов штук, то эффект от ликвидации оболочки виден нагл дно .
Таким образом, литиевые элементы из ситапла благодар  отсутствию оболочки будут отличатьс  низкой себестоимостью , потребуют низких капитальных затрат на стадии изготовлени , будут обладать нулевой металлоJMKOC-, тью, приведут к уменьшению толщины радиационной защиты от гамма-излучени  и к С1шжению радиоактивности от- ходов.

Claims (1)

  1. Применение литийсодержащего микрокристаллического стекла в качестве материала литиевого элемента термоядерного реактора.
SU813261893A 1981-03-18 1981-03-18 Материал литиевого элемента термо дерного реактора SU1032926A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU813261893A SU1032926A1 (ru) 1981-03-18 1981-03-18 Материал литиевого элемента термо дерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU813261893A SU1032926A1 (ru) 1981-03-18 1981-03-18 Материал литиевого элемента термо дерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1032926A1 true SU1032926A1 (ru) 1991-02-07

Family

ID=20948216

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU813261893A SU1032926A1 (ru) 1981-03-18 1981-03-18 Материал литиевого элемента термо дерного реактора

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1032926A1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
International Tokamak Reactor Zero Phase. Vienna, 1980, p. 377378, 399-400, 347-353. ШНйТ Hw-1 V ; Е,ьхл С;ТЕКА *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ackerman et al. Treatment of wastes in the IFR fuel cycle
JP4944276B2 (ja) 放射性廃棄物の最終処分に好適な黒鉛および無機バインダのマトリックス材料、およびその使用
US3249551A (en) Method and product for the disposal of radioactive wastes
KR910000595B1 (ko) 중성자 흡수체 펠릿
Vienna et al. Closed fuel cycle waste treatment strategy
Jubin et al. Assessments and options for removal and immobilization of volatile radionuclides from the processing of used nuclear fuel
CN111933310A (zh) 一种高热导的二氧化铀单晶复合燃料芯块及其制备方法
SU1032926A1 (ru) Материал литиевого элемента термо дерного реактора
Wieler et al. Cosmogenic neon in mineral separates from Kapoeta: No evidence for an irradiation of its parent body regolith by an early active Sun
Chamberlain et al. Behaviour of iodine vapour in air
RU2191436C1 (ru) Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора
US5875407A (en) Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride
US5613240A (en) Method of preparing sodalite from chloride salt occluded zeolite
Martynov et al. Study of the behavior of cesium and strontium in co-melting basalt and silica gel containing cesium or strontium nitrates for the development of a potential material for radioactive waste immobilization
KR101401789B1 (ko) 방사성 세슘이 포집된 세슘 폐필터 세라믹 잉곳 및 이의 제조방법
US20170200519A1 (en) Method for the decontamination of contaminated graphite
US8502009B2 (en) Matrix material comprising graphite and an inorganic binder suited for final disposal of radioactive waste, a process for producing the same and its processing and use
Christensen et al. Loading and leakage of krypton immobilized in zeolites and glass
Permar et al. Significance of radiation effects in solid radioactive waste
Adams Removal of radioiodine from air streams by activated charcoal
JPH04248499A (ja) 使用済燃料貯蔵ラック用吸収体
Wicks Borosilicate glass as a matrix for immobilization of SRP high-level waste
JPS5950960B2 (ja) 放射能汚染金属の減容処理方法
US3565607A (en) Method for removing oxygen impurities from cesium
RU1836725C (ru) Способ космической изол ции радиоактивных отходов