Мы думаем о Настоящем, Прошлом и Будущем
Список форумов Форум АЭС специалистов с  осколков СССР

Форум АЭС специалистов с осколков СССР

АЭС проблемы из первых рук Операторы. Техники. Исследователи О радиации. Надёжности. Прошлом и Будущем
 
 FAQFAQ   ПоискПоиск   ПользователиПользователи   ГруппыГруппы   РегистрацияРегистрация 
 ПрофильПрофиль   Войти и проверить личные сообщенияВойти и проверить личные сообщения   ВходВход 

Прикованный к атомной галере имеет право знать правду о пробоинах в Корабле Предупредить, когда увидел рифы, почувствовал приближение бури
Будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного ис

 
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1106 Реакторы
Предыдущая тема :: Следующая тема  
Автор Сообщение
NPP
Site Admin

   

Зарегистрирован: 17.10.2012
Сообщения: 429

СообщениеДобавлено: Вс Май 08, 2022 2:53 pm    Заголовок сообщения: Будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного ис Ответить с цитатой



URL

Российские физики создали концепт гибридного ядерного реактора

Специалисты трех российских институтов

(Российский Федеральный Ядерный Центр
– Всероссийский научно-​исследовательский институт технической физики имени академика Е.И. Забабахина - РФЯЦ-​ВНИИТФ;

Национальный исследовательский Томский политехнический университет – ТПУ;
Институт ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН – ИЯФ СО РАН)

провели компьютерное моделирование топливного цикла ториевого гибридного реактора,
в котором в качестве источника дополнительных нейтронов используется

высокотемпературная плазма, удерживаемая в длинной магнитной ловушке.

Среди преимуществ такого гибридного реактора по сравнению с используемыми сейчас ядерными реакторами можно отметить

умеренную мощность,
относительно небольшие размеры,
высокую безопасность при эксплуатации и
малый уровень радиоактивных отходов.


Исследования по этой тематике поддержаны грантами РНФ № N 14-50-00080 и РФФИ №19-29-02005.

Результаты опубликованы в журнале Plasma and Fusion Research.




Для получения энергии
гибридные ядерно-​термоядерные реакторы используют одновременно реакции деления тяжелых ядер
и синтеза лёгких,

поэтому можно ожидать, что такие установки усилят положительные особенности
и нивелируют недостатки,
присущие энергетике на основе раздельного использования этих ядерных реакций.

Для эффективного использования реакции управляемого термоядерного синтеза в производстве энергии

необходимо сначала получить, а затем постоянно поддерживать стабильное состояние плазмы с очень высокой температурой
(выше 100 млн. °С)
при её высокой плотности.

Создание реактора, работающего по гибридной схеме, представляется более легкой задачей,
поскольку в этом случае плазма используется не для получения энергии, а всего лишь в качестве
источника дополнительных нейтронов

для поддержания необходимой схемы протекания ядерных реакций.

Таким образом, требования, предъявляемые к ее характеристикам, становятся менее жесткими.

В условиях, когда в плазме генерируются нейтроны, дополнительно поступающие в ядерный реактор,
появляется возможность
заменить большую (до 95 %) часть используемого в качестве топлива делящегося урана

на неделящийся – сырьевой - торий.




В отличие от урана торий представлен в природе практически одним изотопным состоянием,
и поэтому он легко и с малыми затратами выделяется из природного сырья.

При поглощении нейтронов изотоп тория 232Th
превращается в изотоп урана 233U,

который хорошо делится тепловыми нейтронами.

По количеству выделяемой энергии эта реакция сопоставима с реакцией, используемой в ядерных реакторах с топливным циклом,
использующем только природные изотопы урана 235U и 238U.

Особенность применения ториевого топлива состоит в том, что в такой гибридной энерговыделяющей установке при прекращении поступления дополнительных нейтронов от внешнего источника

ядерные реакции деления сразу же затухают.

Таким образом, гибридные реакторы на ториевом топливе не способны к «саморазгону»,
что обеспечивает значительно большую безопасность ториевой энергетики. 

В настоящее время уже существуют различные проекты гибридных реакторов, в которых плазменным источником нейтронов служит токамак.

Альтернативой может стать использование в качестве источника дополнительных нейтронов длинной магнитной ловушки.

Команда исследователей, сформированная по инициативе ученых ИЯФ СО РАН,
в которую также вошли специалисты ТПУ и РФЯЦ-​ВНИИТФ, представила концепцию относительно компактного реактора такого типа.

О принципах работы длинной магнитной ловушки в качестве источника нейтронов

рассказывает главный научный сотрудник ИЯФ СО РАН, доктор физико-​математических наук, профессор 
Андрей Аржанников:

«На начальном этапе при помощи специальных плазменных пушек создается относительно холодная плазма,
количество которой поддерживается дополнительной подпиткой газом из атомов тяжелого водорода - дейтерия.

Инжекция в такую плазму нейтральных (атомарных) пучков с энергией частиц масштаба 100 кэВ обеспечивает образование в ней высокоэнергетичных ионов дейтерия и трития

(это тяжелые изотопы водорода),

а также поддержание необходимой температуры.

Сталкиваясь друг с другом, ионы дейтерия и трития соединяются в ядро гелия,

при этом происходит выделение высокоэнергетических нейтронов.

Такие нейтроны беспрепятственно выходят через стенки вакуумной камеры,
где магнитным полем удерживается плазма,

и поступая в область с ядерным топливом, после замедления поддерживают протекание реакции деления тяжёлых ядер,
которая служит основным источником выделяемой в гибридном реакторе энергии».

По словам Андрея Аржанникова, энергия нейтронов настолько высока, что они пронизывают стенки камеры из нержавеющей стали и медную обмотку,

которая обеспечивает необходимое магнитное поле в плазме.

Эти нейтроны глубоко проникают в топливную сборку (бланкет) ядерного реактора

и попадают на графитовые блоки,
где при рассеянии на ядрах углерода происходит их торможение.

Замедленные нейтроны хорошо поглощаются ядерным топливом и поддерживают необходимый уровень количества делящихся ядер в единицу времени.

Выделившаяся в виде тепла энергия разлетающихся фрагментов ядра, делящегося при поглощении нейтрона,

снимается потоками газообразного гелия, который под высоким давлением прокачивается через цилиндрические каналы в топливной сборке.

Топливо также размещается в специальных каналах, для этого оно заключено в специальные цилиндрические графитовые стержни.

Эти стержни заполняются покрытыми защитным слоем из карбида кремния
микрокапсулами, содержащими торий
и небольшой процент энергетического или оружейного плутония.


Схема заполнения топливного блока ядерным топливом.

Слева направо: торий-​плутониевые микрокапсулы и их расположение в топливных таблетках
– цилиндрических графитовых стержнях;

внешний вид топливных таблеток;

топливный блок с каналами размещения топливных таблеток и охлаждающего газа – гелия.

Иллюстрация предоставлена Игорем Шаманиным

«Торий-​232 (232Th)
– это воспроизводящий или, как еще его называют, сырьевой изотоп, который при захвате нейтрона превращается в делящийся изотоп уран-233 (233U).

– рассказывает руководитель Отделения естественных наук, заведующий лабораторией ТПУ,
доктор физико-​математических наук, профессор Игорь Шаманин.

– Ядра плутония в ториевой топливной композиции выполняют функцию запала.

Плутоний, оружейный или энергетический, делится тепловыми нейтронами

и позволяет поддерживать в размножающей системе цепную реакцию деления.

Через некоторое время после "старта" ядра плутония выгорят, а в системе установится режим, в котором
скорость наработки ядер урана-​233 станет равна скорости выгорания этих ядер.
Размножающая система станет самодостаточной».

Топливный цикл проектируемой установки составит 3000 эффективных суток
(эффективные сутки – это 24 часа работы при 100% уровне мощности) -

по истечении этого срока блоки с выгоревшим топливом заменяются на свежие,

и реактор готов к новому топливному циклу.

При этом, стартовый состав ядерного топлива выбран так, что в течение всего периода работы
размножающие характеристики реактора позволят эксплуатировать его на проектном уровне мощности при соблюдении всех требований безопасности.

«На протяжении всего периода работы установки изотопный состав, а вместе с ним и ядерно-​физические свойства топлива меняются

- «просчитать» эволюцию ядерного топлива с учетом множества реакций, происходящих в нем, помогает компьютерное моделирование. –

рассказывает начальник лаборатории РФЯЦ-​ВНИИТФ, кандидат физико-​математических наук Владимир Шмаков.


– На сегодняшний день мы смоделировали эту эволюцию для нашей гибридной установки и рассчитали режимы работы реактора в течение топливного цикла,

в дальнейшем нам предстоит также смоделировать различные режимы поступления нейтронов из плазменного источника

и выбрать оптимальный вариант для обеспечения работы реактора».

Сейчас ученые также рассматривают возможность создания экспериментального стенда на реакторной площадке ТПУ,

который будет состоять из ториевой топливной сборки и нейтронного источника
на основе инженерно-​технических решений, уже реализованных на открытых ловушках ИЯФ СО РАН.

Авторство: 
Копия чужих материалов


Использованные источники: 
Красная Весна
ИЯФ СО РАН
Атомная энергия


Прочитай дискуссию
- это интересно


Улыбка
Вернуться к началу
Посмотреть профиль Отправить личное сообщение
Показать сообщения:   
Начать новую тему   Ответить на тему    Список форумов Форум АЭС специалистов с осколков СССР -> 1106 Реакторы Часовой пояс: GMT + 3
Страница 1 из 1

 
Перейти:  
Вы не можете начинать темы
Вы не можете отвечать на сообщения
Вы не можете редактировать свои сообщения
Вы не можете удалять свои сообщения
Вы не можете голосовать в опросах
Знать. Уметь. Предвидеть. Работать с Атомом без права на риск.


Powered by phpBB © 2001, 2005 phpBB Group
Вы можете бесплатно создать форум на MyBB2.ru, RSS