ОПРЕДЕЛЕНИЕ УСЛОВИЙ ПЕРЕГРУЗКИ МОДУЛЯ ТВЕРДОТЕЛЬНОГО БЛАНКЕТА ГИБРИДНОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ С УРАНОВЫМ И ТОРИЕВЫМ СЫРЬЕМ

И. В. Данилов, И. А. Ларионов, А. Ю. Лешуков, А. В. Лопаткин, И. Б. Лукасевич, В. С. Назаров, А. В. Размеров, М. Н. Свириденко, Ю. С. Стребков, А. Г. Сысоев

Аннотация


Актуальность. В проекте твердотельного бланкета (АО «НИКИЭТ») термоядерной гибридной реакторной установки типа «токамак» применение «сухой выдержки» могло бы существенно облегчить конструктивную и технологическую реализацию режима останова. Однако требуется расчетное подтверждение (не)превышения пределов безопасной эксплуатации бланкета с «сухой выдержкой» в режиме останова. Цель работы – определение безопасных условий перегрузки сырьевого бланкета гибридной термоядерной реакторной установки в режиме останова. Материал и методы. Рассмотрены варианты твердотельного бланкета: с урановым и ториевым сырьем, с теплоносителем – тяжелой и легкой водой в наиболее консервативных условиях. Бланкет смоделирован как подкритическая система, облучаемая термоядерными нейтронами с энергией 14,1 МэВ. Расчеты проведены в программе MCU-BR с базой ядерных данных MDBBR50. Исследование условий «сухой выдержки» в режиме останова: расчет величин и анализ поведения остаточного энерговыделения; теплофизическое моделирование «сухой выдержки» модуля бланкета на базе расчетных нейтронно-физических характеристик. Результаты. Мощность бланкета с ториевым сырьем в период облучения в 4–5 раз меньше, чем с урановым, но различие в остаточном энерговыделении между двумя бланкетами незначительно ввиду существенного вклада в остаточное энерговыделение нуклидов 239Np и 233Pa, с учетом быстрого спада вклада 239Np и долгим влиянием вклада 233Pa. Нейтронно-физический расчет показал, что в период выдержки от 10 до 100 сут остаточное энерговыделение всех рассмотренных вариантов бланкета сопоставимо. В режиме останова модуля твердотельного бланкета при «сухой выдержке» максимальные значения температуры сырья и важнейших его конструкций быстро (за ~2 ч) достигают и затем значительно превышают эксплуатационные пределы, что требует принудительной циркуляции теплоносителя. Заключение. Показана неприемлемость «сухой выдержки» при перегрузке модуля твердотельного бланкета гибридной реакторной установки как с урановым, так и с ториевым сырьем ввиду быстрого роста температуры сырья и конструкции до максимального уровня, значительно превышающего пределы безопасной эксплуатации. С учетом полученных результатов на следующих этапах проектирования будут разрабатываться системы для перегрузочных операций.

Ключевые слова


сухая выдержка бланкета, управляемый термоядерный синтез (УТС), термоядерная установка, гибридная реакторная установка, гибридная термоядерная установка, синтез – деление, твердотельный бланкет, наработка топлива

Полный текст:

PDF

Литература


Сахаров А.Д. Воспоминания. В 2 т.— М.: Права человека, 1996, т. 1, 915 с.

Курчатов И.В. О возможности создания магнитных термоядерных реакторов. Собрание научных трудов в 6 т. — М.: Наука, 2012, т. 5, с. 78–81.

Велихов Е.П., Ильгисонис В.И. Перспективы термоядерных исследований. — Вестник РАН, 2021, т. 91, № 5, с. 470–478. https://elibrary.ru/jplgbg https://doi.org/10.31857/S0869587321050248

Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2009, т. 32, вып. 1, с. 3–29. https://elibrary.ru/jwwjqb

Орлов В.В., Пономарёв Л.И. Ядерные проблемы термоядерной энергетики. — Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 2, с. 105–114. https://www.elibrary.ru/yrhcbv https://doi.org/10.1007/s10512-018-0386-5

Азизов Э.А., Гладуш Г.Г., Минеев А.Б. УТС с магнитным удержанием и разработка гибридного реактора синтез—деление на основе токамака. — М.: Тровант, 2016. 320 с.

Стребков Ю.С., Афремов Д.А., Архипов О.П. и др. Разработка и расчетное обоснование концепции твердотельного бланкета гибридной реакторной установки. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2023, т. 46, вып. 1, с. 29–40. https://elibrary.ru/dftdgi https://doi.org/10.21517/0202-3822-2022-46-1-29-40

Лешуков А.Ю., Лопаткин А.В., Лукасевич И.Б. и др. Сравнительные оценки эффективности наработки ядерного топлива в гибридном термоядерном реакторе с ураном и торием. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез, 2023, т. 46, вып. 1, с. 41–48. https://elibrary.ru/axxkvt https://doi.org/10.21517/0202-3822-2023-46-1-41-48


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.