автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Технологические основы применения лития и литий-свинцовой эвтектики для воспроизводства трития в термоядерном реакторе

I од

опт 19П5

ИНСТИТУТ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА РОССИЙСКОГО НАУЧНОГО ЦЕНТРА "КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ'

УДК 621.039.6 Еа шттх рухвшха

РОМАНОЗ Петр Васильевич

ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПРИМЕНЕНИЯ ЛИТИЯ И ЛИТИЙ-СВИНЦОВОЙ ЭВТЕКТИКИ ДЛЯ ВОСПРОИЗВОДСТВА ТРИТИЯ В ТЕРМОЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ

гаянадьность 05ЛМЛ1- Атиягя» ржяхтертстрсетгг, шееея&ь, етршяы а ткшажгвз штеаа&геоа атомиой п^тайдшлгдаЕСйг

Азгоргфгрзтдасссртвдня насшсканке ученой степени кандидата технических наук

НИЖНИЙ НОВГОЮД -1595

Райота выполнена в Институте ядерного синтеза в отделе инженерно-физических исследований Российского научного центра " Курчатовский институт" и в отделе 130 Всероссийского научно- исследовательского института неорганических материалов им. А-А.Бочвара.

Научный руководитель:

доктор технических наук Петров ЕМ.

Официальные оппонента:

доктор технических наук ЮЛ Орлов

кандидат технических наук ШЕ. Любляиаш®

Ведущая организация - Научно-исследоватецьский и конструкторский

диссертационного совета Д 063.85.04. Нижегородского государственного технического университета по адресу: 603150, Н.Новгород, ул.Минина,24, корп.5, ауд.5232

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеках Нижегородского государственного технического университета, РНЦ КИ и ВНИИНМ нм.А-А.Бочвара

Автореферат разослан_;_;_1995г.

Ученый секретарь диссертационного совета

кандидат технических шу\ " VI Дмитриев.

институт энергагехшшз г. Мосета

Г

Зашита состоится.

.на заседании

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

В диссертации обобщены результаты исследований, проведенных с участием автора и выполненные в 1987-1994 гг., при разработке и обосновании ' бланкетов термоядерных реакторов, использующих металлические литийсодержашие материалы для воспроизводства трития.

Актуальность проблемы

Создание термоядерного реактора (ТЯР) является одной из общепризнанных мировым сообществом важнейших задач научно-технического прогресса в области энергетики. Благодаря хорошим теплофизическим и ядерно-технологическим свойствам жидкие металлы предлагаются, как и в реакторах деления, перспективными рабочими телами. Особенно привлекают перспективы достижения хороших нейтронных и тепловых характеристик в зонах получения высокопотенциального тепла, а также возможность использования систем преобразования энергии с низким даачснисм в жидкометаллических контурах и реализации высокоэффективных схем отвода тепла от наиболее энергонапряженных систем и компонентов реактора. В конечном итоге, эти присущие жидкометаллическим материалам свойства создают предпосылки для достижения привлекательных технико-экономических показателей ТЯР при высоком уровне надежности и безопасности.

ТЯР первого поколения будут работать на дейтерий-тритиевом топливе. Поскольку запасов трития - расходуемой в термоядерной реакции компоненты топлива- в природе нет, то для ТЯР воспроизводство трития в самой энергетической установке являстся одной из проектных задач. Для ее решения в бланкете, окружающем'плазменную камеру реактора, используют один из двух классов литийсодержащпх материалов. К первому классу относятся жидкие или твердые металлические литн¡¡содержащие материалы (МЛСМ), ко второму - твердые керамические литнйсодержащие материалы (КЛСМ). Каждый из этих классов материалов обладает своими специфическими преимуществами и недостатками, когда их сравнивают друг с другом. Но общей для них характеристикой является возможность осуществления ядерной реакции на изотопах лития с образованием трития: зЬ'6 + оп' = 2Не< + ,Т3+ 4,7*$ МэВ; (1)

Зи? + 0п" = 2Не< + оп1 - 2,467 МэВ. (2)

В этой связи при разработке проектов ТЯР возникает комплекс ядерно-технологлческих задач, связанных с наработкой и выделением трития из литийсодержащих материалов бланкега. При этом следует учитывать, что поскольку тритий в ТЯР является потенциальным источником опасности, то на протяжении последних лет перед всеми

проектными разработками ТЯР ставилась задача максимально возможного снижения количества трития, находящегося в реаетоое и технологических системах:

Дели и задачи

Целью данной работы являлось исследование способов выделения трития из металлических литийсодержащих материалов бланкета ТЯР, поиск наиболее эффективного технического решения для максимально полного удаления' из них трития. Указанная цель разделяется на две взаимодополняемые составляющие: исследование применимости МЛСМ в бланкете ТЯР, где осуществляется процесс наработки трития, и исследование способов выделения из них трития. Достижение этих целей связывалось с решением следующих задач: •

1- анализом условий работы МЛСМ в бланкете ТЯР;

2- исследованием способов выделения трития из МЛСМ, их принципиальным обоснованием, поиском новых технологических решении, позволяющих уменьшить содержание трития;

3- расчетным обоснованием и проведением принципиальных экспериментов для проверки применяемых концептуальных решений;

4- разработкой модели, позволяющей анализировать динамику накопления трития в системе "бланкет ТЯР-система выделения трития".

Научная новизна

Автором данной работы на основе анализа существующих подходов к проблеме накопления и выделения трития в системах ТЯР выполнены расчетно-теоретические и экспериментальные исследования основных параметров для процессов выделения трития из металлических литийсодержащих материалов, используемых в бланкегах ТЯР; предложен новый способ выделения, позволяющий выделять тритий до существенно более низких . концентраций; разработана математическая модель, показывающая динамику накопления трития в бланкете ТЯР с МЛСМ.

Личный вклад автора

Все указанные выше расчетно-теоретические разработки выполнялись автором под руководством научного руководителя. Некоторые предложения в развитии исходных концепций были сделаны научным руководителем. При проведении экспериментов автор принимал участие на стадиях разработки технических заданий, определения технических требований и программы исследований, в некоторых - непосредственное выполнение в составе исследовательского коллектива..

Практическая полезность работы заключается в том, что выполненные расчетно-теоретические' исследования процессов выделения трития из жидкого лития способами вакуумной дегазации, с изотопным разбавлением, в условиях неравновесной молекулярной дистилляции позволяют определить наиболее приемлемые условия проведения процессов выделения трития из бланкетов ТЯР и параметры систем выделения трития с использованием этих способов; разработан способ расчета динамики накопления трития в бланкете ТЯР с МЛСМ, который позволяет оценивать содержание трития в бланкете с учетом параметров работающей системы извлечения и утечек трития из зоны воспроизводства трития. *

Результаты работы использовались в РНЦ КИ, НИКИЭТ при проектировании бланкетов реакторов ОТР, ИНТОР, ИТЭР с МЛСМ, во ВНИИНМ - при обосновании параметров систем выделения трития.

Реализация результатов работы

Результаты расчетно-теоретических и экспериментальных исследований использовались в качестве поддерживающих материалов, обосновывающих принятые при проектировании бланкетов ТЯР решения, а также при выборе технологических параметров систем выделения трития.

Предложенные концепции устройств и параметры тритиевых систем использовались при подготовке технического предложения и эскизного проекта реактора ОТР, предложений по реактору ИНТОР, при обосновании параметров бланкета ИТЭР. •

На защиту выносятся:

1. Расчета о-теоретическое обоснование основных технологических параметров для способов выделения трития из МЛСМ бланкетов ТЯР.

2. Разработка и обоснование способа выделения трития из лития обращенной струйной молекулярной дистилляцией.

3. Математическая модель для проведения расчетов динамики накопления трития в бланкетах ТЯР с МЛСМ.

Материалы диссертации докладывались в ходе проведения разработок бланкетов с МЛСМ в реакторах ОТР, ИНТОР, ИТЭР, на IV Всесоюзной конференции по инженерным проблемам ТЯР (Ленншрад. 1988 г.), нз заседаш!ях МРГ по проектированию реакторов ИНТОР (г.Вена, Австрия, 1985-87 гг.), ИТЭР (г.Гархннг, ФРГ, 1988-90 гг.); Международной школы по физике плазмы (г.Варенна, Италия, 1989 г.); Советско-американских совещаниях по проблемам жидкометаллнческих бланкетов (Ленинград, 1988г., Аргонн, США, 1989 г.); по экономике и безопасности термоядерной

энергетики (Москва, 1990 г.); на международном симпозиуме по ядерной технологии ТЯР (Токио, Япония, 1988 г.).

Структура я объем диссертация •

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения. Объем работы составляет 145 текстовых страниц, 55 рисунков, 32 таблицы, списка литературы из 123 наименований.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДИССЕРТАЦИИ

Во введении показано, что в рамках действующей сейчас топливно-энергетической структуры растущие энергетические потребности человечества будут решаться с привлечением нетрадиционных источников топлива, но полностью потребности смогут быть удовлетворены только с привлечением ядерной энергии, получаемой в ядерных реакторах деления, а в последующем - в термоядерных реакторах синтеза. 1

В первой главе обосновывается актуальность диссертационной работы, место разрабатываемой научной темы в широком круге вопросов, возникающих при проектировании ТЯР, научная новизна, результаты практического использования проведенных исследований.

Во второй главе рассматриваются основные характеристики материалов, пригодных для использования в бланкете ТЯР. с целью наработки трития. Причем, из всего многообразия материалов, пригодных для этой цели, весьма высокий приоритет отдается использованию в бланкете жидких металлов.

С самого начала (с середины 70-х годов) первым естественным кандидатом среди асидкометаллических литийсодержащих материалов для использования в бланкете стал литий, который позволяет реализовать концепцию самоохлаждаемого бланке-га. Представлялось, по крайней мерс в первый период исследований, что конструкция такого бланкета может быть очень простой, поскольку в нем один и тот же материал выступает одновременно в качестве замедлителя нейтронов, материала Для воспроизводства трития и теплоносителя. И все же, несмотря на отмеченную привлекательность, литий не стал универсальным рабочим веществом бланкета. Главные недостатки лития проявились в связи с поднятой проблемой безопасности, которой в последние годы уделяется большое внимание.

Обобщая опыт многочисленных проектных разработок и анализов, во второй половине 80-х годов наметилась тенденция к использованию в составе бланкета наряду с литием других металлических соединений - в основном в виде сплавов с лития со емшцом. Одним из них является . эвтектический сплав Ц^РЬ^. К их достоинству можно отнести 6

совместимость с водой, воздухом, способ нос 1ь ь. размножению нейтронов, вьшолнение ими функции тяжелого компонента в защите, весьма низкую растворимость в них трития.

Таким образом, литий и литий-свинцовые сплавы являются на сегодня основными представителями металлических литийсодержащих материалов, используемых в бланкетах ТЯР.

Обзор различных типов бланкетов ТЯР с МЛСМ и схем выделения из них трития показывает, что к настоящему времени разработчиками предложен широкий • спектр решений, направленных на получение удовлетворительных технико-экономических характеристик бланкетов при относительно высоких содержаниях в них трития. Это означает, что задача, поставленная перед автором, отнюдь не получила исчерпывающего решения, и дальнейшие поиски путей снижения содержания трития в бланкетах остаются актуальными, причем особое значение имеет комплексный подход с охватом широкого круга взаимосвязанных вопросов, возникающих в системе "бланкет ТЯР-система выделения трития".

Поскольку тритий в' ТЯР является потенциальным источником опасности, то задача максимально возможного снижения количества трития, находящегося в реакторе, поиск и разработка способов поддержания минимально возможных количеств трития в оборудовании и технологических системах имеет значение не только для выбора наиболее приемлемого тритийвоспроизводящего материала и технологии извлечения трития, но и повышения безопасности реактора.

В третьей главе рассмотрены основные параметры процессов выделения изотопов водорода из жидкого лития способами молекулярной дистилляции и дегазации в вакуум.

Процесс дегазации изотопов водорода, в т.ч. трития, из лития или любого другого МЛСМ, характеризуется величинами двух основных параметров: элементарным коэффициентом разделения а и элементарным параметром производительности я.

Элементарный параметр разделения а представляет собой отношение относительных концентраций изотопов водорода в паровой (!;„) и жидкой ($ж) фазах:

«.■¿■.с-д-«), (3)

«ж с(1-С)'

где с,С - концентрации изотопов водорода в жидкой и паровой фазах, соответственно.

Элементарный параметр производительности ч представляет поток изотопов водорода, дегазируемый с единицы поверхности-жидкого металла, который записывается в следующем виде:

9 = А-(2 *МгЯТГ> (4)

где Р - равновесное давление изотопа водорода над поверхностью жидкого металла;

Мх - молекулярная масса изотопа водорода; Т - температура жидкого металла; X - коэффициент дегазации.

Величины элементарных параметров а и я зависят от температуры процесса дегазации, концентрации дегазируемого изотопа водорода в жидком металле (литии), а также условий проведения процесса. Если процесс извлечения осуществляется в условиях, близких к равновесию жидкой и газообразной фаз, то на величину коэффициента разделения а оказывают влияние реакции, происходящие в газовой/паровой фазе и приводящие к образованию, так называемых, комбинированных молекул, состоящих из атомов лития и изотопа водорода, типа 1лтХп, где X - один из изотопов водорода (протай, дейтерий или тритий), т,п - количество атомов лития и изотопа водорода в молекуле. Комбинированные молекулы, в ' отличие от молекул типа Х2, конденсируются в жидкую фазу (жидкий металл) с коэффициентом близким к единице. За счет этого происходит снижение эффективного давления изотопов водорода в газовой/паровой фазе.

С учетом образования комбинированных молекул давление изотопа водорода в паровой фазе можно записать в виде:

Х4*, = №С)-Ч',(Г,С)) ' ' . - (5)

где Р^(Т,С)- равновесное давление дегазируемых из лития молекул изотопов водорода, соответствующее концентрации С изотопа в жидком литии; Ч'Х(Т,С)- безразмерный коэффициент, учитывающий отклонение величины давления изотопов водорода в паровой фазе от равновесного; ■Р, - парциальное давление молекул (Х2, 1л2Х, ЦХ), содержащих атомы дегазируемого изотопа водорода X;

Ц - количество атомов изотопа водорода в молекулах 1-го состава. На рис.1 показаны зависимости безразмерного коэффициента Тх для наиболее вероятного интервала концентраций изотопов водорода в литиевом бланкете ТЯР Ю'МО"3 атдолей и температур 800-1200 К.

По аналогии с рассмотренным выше коэффициентом характеристикой системы 1л-1лХ служит коэффициент х> характеризующий эффективную активность лития в паровой фазе:

(6)

где Рь - парциальные давления молекул, содержащих атомы лития (1л, УХ, УзХ, 1л2); . 4

Рис.1. Безраэуерний коэффициент активности изотопов водорода в паровой фазе: а- для системы и-ЫН; Ь- для системы и-ЫО; с— для системы Li-l.iT

рис.3. Безразмерный коэффициент активности изотопов водорода в законе Сивертса. о- для системы и-ИН; Ь- дла системы и-иэ, с- для системы U-l.il

Vfr - количество атомов лития в молекулах k-го типа. Проведенные исследования показали, что величина коэффициента активности лития в паровой фазе z/Т, С) в рассматриваемом интервале концентраций 10-5-10'3ат.долей не зависит от концентрации и вида изотопа водорода и определяется только уровнем температуры, т.е.

Хх(Т,С)= х/Т), ^ (7)

что показано на рис.2.

В законе Сивертса учет отклонения равновесного давления изотопа водорода над расплавом из-за протекания реакций между литием и изотопами водорода в паровой фазе предлагается производить безразмерным коэффициентом ¿/Г, С): '

i'I(7T,C) = (A:Jr)i-C1i,(r,C), ' (8)

где - постоянная растворимости (Сивертса);

Р^(Т,С) - равновесное даатение изотопа водорода.

Результаты расчетов показали, что величина безразмерного коэффициента С) в рассматриваемых интервалах концентраций и 'температур не зависит от концентрации изотопа в жидком литии, а определяется только уровнем температуры и видом изотопа.водорода, т.е.

UT,C) = Ç/T). (9)

На рис.3 приведены зависимости величины коэффициента ÇJT) активности изотопов водорода в законе Сивертса от температуры.

Следовательно, величина элементарного коэффициента разделения а с учетом результатов выполненного анализа системы Li-LiX может быть рассчитана по формуле: в

" = -с<'-<>• (Ю) •

Х\' )-ru(J )

На рис.4 показаны результаты расчетов изотерм, а на рпс.5 - изоконцентрат элементарного коэффициента разделения а в зависимости от концентрации трития и температуры для систем Li-LiH и Li-LiT, на которых прослеживаются области, соответственно, концентрации и температур, в которых коэффициент разделения меньше единицы.

При испарении расплава Li-LiX в вакуум для коэффициента разделения а получено следующее выражение:

À и Mu Ри(п-Ги

где уц - коэффициент активности липеЦ/ц-1).

Элементарный параметр производительности может быть записан через поток изотопов водорода, испаряемый с единицы поверхности жидкого металла, отнесенный к концентрации:

С, ат.долей

Рис.4. Зависимость коэффициента разделения трития в системе и-ит от концентрации в интервале температур 800-1300 К

Т, К

а)

Ь)

Рис.5. Зависииостк коэффициенте разделения изотопов водорода от температуры: о- дла система и-ЬН; Ь- дл» системы и-С<Т

И

*

где Ст - массовая концентрация изотопа водорода:

(13)

]х - испаряющийся поток изотопа водорода:

После подстановки (13) и (14) в выражение (12) получим:

„<т<л л м- ШПЬШ! с (15)

9,(Г,0 = 4Я1--^-ег- {2яЯгГ -С,

которое показывает, что элементарный параметр производительности зависит от уровня концентрации изотопа водорода в жидком литии, уровня температуры, при которой производится выделение, и типа изотопа водорода.

Для практических оценок параметров процесса вакуумной дегазации 'изотопов водорода из лития ' интерес представляет взаимосвязь элементарного параметра производительности д./Т,С) и коэффициента разделения о, которая дается следующим выражением:

(16)

и графически показана на рис.6,7 для систем Ы-ПН и 1Л-Ш".

В реально протекающих процессах вакуумной дегазации имеются отличия, которые связаны:

с ограниченной скоростью откачки и пропускной способностью трубопроводов;

- со сложным характером процесса массопсредачи между жидкой и окружающей ее газовой фазами, лимитирующегося переносом изотопа водорода поперек слоя жидкого металла;

- со сложным характером перехода выделяющегося изотопа через границу фаз, лимитирующегося диффузией в приповерхностных слоях и адсорбцией с поверхности и учитываемого величиной коэффициента дегазации (X).

На основании проведенных расчетно-теоретических и экспериментальных исследований можно ожидать, что при температуре -1000 К коэффициент дегазации для трития будет -10"4 и может бьръ увеличен до 10"3 при использовании-принудительного перемешивания,

Рис.6. Зависимость элементарного параметра производительности Ят(Т,С) от зеличины коэффициента оазделения для системы У—ЦТ при концентрациях 1СГ -10* ат.долей

Рис.7. Зависимость элементарного коэффициента производительности рх(Т.С) от величины коэффициента разделения для системы и-ин (сплошные линии) и снстеиы li-l.iT (пунктиная линия)

1Ъ

В диссертационной работе выполнены расчеты параметров систем выделения трития применительно к параметрам литиевого бланкета реактора OTP, которые приведены в табл.1.

Таблица 1

Параметры опытного термоядерного реактора OTP с литиевым блхнкетом

Наименование Величина

а) общие параметры реактора

Термоядерная мощность 490 МВт

Большой радиус камеры 5,5 м

Малый радиус камеры 1,3 м

Площадь поверхности камеры 390 м

Объем камеры 320 м

Длительность горения плазмы 600 с

Длительность паузы 35 с

б) параметры бланкета

Материал для воспроизводства трития Li

Количество лития в бланкете 36 т

Скорость наработки трития .1,74-102° ат(Т)/с

Период прокачки заливки бланкета 7 суток

Расход лития через бланкет бОг/с

Выделение трития из расплава лития массой гау способом вакуумной дегазации описывается следующим уравнением:

^(яиС.) = «ДГ,С)-5С.-и:, (17)

ш

где 5 - площадь поверхности испарения.

В процессе выделения происходит изменение концентрации изотопа в литии от начальной С0 до конечной Ск за время Г. В этом случае решение уравнения (17) можно представить в следующем виде:

4^ = 0,<Г).^.г, (¡8)

С.

где/- коэффициент извлечения изотопа

О*»

И," (2 хЛТ)"

Отсюда получается, что

U

f(21)

•де

г.е. максимальная величина элементарного параметра производительности.

В том случае, если перед ТЯР ставится задача самообеспечения гритием, то требуемая величина изменения концентрации дС'г может быть рассчитана по формуле:

дс; =--г-^-1-, (22)

1,6-lO-,3-£rIVu-pu'

где Pf - термоядерная мощность реактора, Вт;

Ef - энергия, выделяющаяся в одном акте синтеза (для d-t реакции Ej= = 17,6 МэВ);

гУц - объемный расход лития через бланкет, м3-с~'; рц - ядерная плотность лития, aT.(Li)-M3. Подстановка параметров реактора OTP из табл.1 в формулу (22) дает величину дс; = 3,34-10"5 ат.долей. Если предположить, что изменение концентрации трития в системе извлечения л С« аС'т, то Q должна быть такой, чтобы возможно было бы использование способа вакуумной дегазации, т.е. для температуры Т = 800 К в соответствии* с рис.4 будем иметь величину С* 25'Ю-3 атлолей. Тогда величина элементарного параметра производительности будет -1,4-10"3 кг/(м2-с). Подставив все эти величины в (21), получим, что в аппарате выделения можно на I м2 поверхности испаренпя переработать за одни сутки около 90 кг лития. Для переработки циркулирующего через бланкет OTP расхода литня потребуется суммарная поверхность испарения -57 м2. При таком способе выделения представляется возможным поддерживать полное содержание трития в бланкете около 1 кг.

В четвертой главе рассмотрены еще два способа выделения, использование которых в системе выделения, позволяет уменьшить содержание трития в бланкете и перейти в область с более низкими концентрациями - 10_б-10'5 ат.долей.

В первом способе - спосоЬс выделения с дополнительным разбавлением - предлагается дополнительно к тритию добавлять водород в таком количестве, чтобы суммарная концентрация изотопов водорода (протия и трития) составляла величину порядка 10'3 атлолей. В таком случае, в аппарате молекулярной дистилляции можно выделить до 90% изотопов водорода. Для разделения смеси изотопов можно использовать либо способ криогенного разделений, либо способ изотопного обмена в

системе "газ-твердое тело", разработанный в МХТИ им.Д.И. Менделеева. Расчет основных параметров схемы выделения, в которой используется первый способ, выполнен при следующих предположениях:

- разбавление прогнем происходит до величины суммарной концентрации изотопов водорода 10"3 атлолей;

- в аппарате извлечения происходит выделение изотопов водорода до концентрации вдвое меньше исходной.

Показано, что способ молекулярной дистилляции с дополнительным разбавлением прогнем решает задачу : снижению обшего содержания трития в бланкете (до -0,5 кг). Однако, это достигается за счет дополнительного введения специатьной системы разделения изотопов водорода.

Вторым из рассмотренных в главе способов, обеспечивающих снижение содержания трития в бланкете, является новый способ дважды неравновесной молекулярной перегонки (ДНОМП). В этом способе испарение лития в вакуумированное пространство в сочетании с направленной конденсацией парогазовой смеси и откачкой изотопа водорода позволяет получать в конденсируемом литии концентрации ниже азестропной величины и достаточно высокий коэффициент разделения в одной ступени:

* = (23)

где а, - коэффициент разделения при испарении;

ак - коэффициент разделения при конденсации. В способе ДНОМП при температурах в испарителе Т = 900-1000 К., а в конденсаторе Т <600 К и давлениях в парогазовом пространстве Р=0,1 Па может быть получена остаточная концентрация трития в конденсате порядка Ю-М0-5 атлолей.

Для сравнения в работе проведен анализ параметров двух систем кзвлечения, работающих по способу ДНОМП, но в разных режимах:

- первый (вариант А) характеризуется тем, что в аппарате извлечения реализуется такой же интервал концентраций (на входе - 8,34-10~5 и на выходе 5-Ю"5 атлолей), как и в рассмотренном ранее аппарате, где используется способ простой молекулярной дистилляции;

- второй (вариант В) режим реализует полностью потенциальные возможности способа ДНОМП, благодаря чему нижний уровень концентрации трития может быть понижен при температуре конденсатора Т -600 К до величины -2-Ю"6 атлолей. Основные параметры аппаратов для выделения трития из жидкого лития приведены в табл.2.

Таблица 2

Сравнемне параметров аппаратов выде-текиз трития из блаяхета ТЯР с жидким литиен способами простой молекулярной дистилляции (1) я ДНОМП(11)

Способ извлечения трития I II

из жидкого лития Вариант А Вариант В

Темпеоатура испарения, К 800 1000 1000

Температура конденсатора, К - 600 600

Коэффициент извлечения 1,67 1.67 16

Концентрация, ат-долей

- на входе 8,34-10-5 8,34-10-5 13,56-10-5

- на выходе 5-10-5 5-10-5 2-10-6

- средняя 6,67-10-5 6,67-10-5 1.89-10-5

Изменение концентрации в "

аппарате, зтдолей 3.34-10-5 3,34-10-5 3,34-10-5

Коэффициент разделения -3 >1000 >1000

Удельная производительность,

кгШ")/м:г-с\тки 130 645 30

Повеохяость испарения, м^ 56(40) 8 180

Масса трития в бланкете. г 1040 1040 295

В пятой главе проведена разработка математической модели накопления трития в бланке:« ТЯР с жидкометаллическим МЛСМ, которая . позволяет оценивать: ч

- динамику накопления трития в бланкете;

- утечку трития из литиевой зоны бл анкета в теплоноситель;

- влияние параметров системы выделения трития на содержание трития в бланкете. '

Наработка трития в бланкете ТЯР с МЛСМ обусловлена протеканием достаточно хорошо изученных к настоящему времени ядерных реакций (1,2) нейтронов, являющихся продуктом термоядерной <5-1 реакции с атомами лития. Полное количество трития, наработанное за время I в бланкете, можно рассчитать па формуле:

ч

Щ'Т^-Ь-Р*. , (24

где А? - атомная масса трития, ЫА - число Авогадро,

к? - коэффициент воспроизводства трития,

<р - коэффициент нагрузки рабочего цикла реактора,

у - коэффициент использования реактора.

Однако, величину М/ нельзя принимать за истинную величину количества трития в блаккете, прежде всего потому, что параллельно с процессом наработки и накопления трития в бланкете будет происходить его утечка, выделение из МЛОИ в системе извлечения, а при достаточно больших временах следует учитывать распад трития.

Из рис.8 видно, что длительная работа зоны воспроизводства трития в бланкете ТЯР без соответствующей системы выделения будет характеризоваться высокими уровнями накопления трития, что, в свою очередь, повлечет за собой большие утечки. По этим причинам приобретают особую значимость режимы накопления трития в бланкете при работающей системе выделения. Изменение количества трития в бланкете с МЛСМ можно описать следующим уравнением:

-¿•(СА^) = ст - Р, - саи+ СС„, ■ (25)

ш

где С^-количество трития, поступающее из бланкета в систему выделения; С'йц - количество трития, возвращающееся из системы выделения в бланкет;

С,С- концентрации трития в МЛСМ до и после системы выделения Су - скорость образования трития в бланкете;

- скорость утечки трития, например, за счет проникновения через стенки конструкционных материалов. Если предположить, что система выделения включается одновременно с началом работы реактора, причем эффективность выделения трития остается постоянной по времени, то решение уравнения (25) будет следующим:

" (26)

"и

где Л, •£,*6„-0-г); (27)

(28) (29)

К$т - постоянная Сивертса;

•Г - площадь Поверхности контакта МЛСМ с конструкционными материалами бланкета; <1 - толщина стенки;

Ац - постоянный коэффициент в уравнении Ричардсона дня скорости проникновения;

Я - универсальная газовая постоянная.

0.015

150' 200 250 300 350 400 450 500

Время, сутки

Рис.8. Изменение концентрации трития в бланхете с МЛСМ во время работы реактора: 1- за счет наработки тритиз а блазпсете; 2- с учетом утечки; 3- изменение концентрации за счет утечки

" «о-

й о.

о и

; ! ! 1 !

| 1 (п.о| 1.-0} _ 4 (П,о!о2: 1.-30)!

.!

'--4---- :5 (п-0,н :(,-30) !

; • I (<«>0.Л: :

20

бо а Вреиа, сутки

Рис.9. Зависимость содержания трития в экспериментальном субмодуле реактора ИТЭР с системой извлечения, включаемой в момент времени 1« после начала работы реактора

10-+г

■ I || II 11Т1 I Ц.МЧ п Щчч ч .1 I I .................

и 20 40 60 80 100 120

Вреия, сутки

Рис.10. Изменение концентрации трития в экспериментальном субмодуле с систеиой и-оплечения, работающей, в интервале концентраций 10 -1С- -ат.дол. при эффективности извлечения е=0,1(1) и в=0.5 (2) за один прох«.»

-Таким образом, выбрав, способ выделения трития, т.е. задав эффективность выделения, назначая производительность системы выделения, можно определить устанавливающуюся со временем концентрацию и соответствующее ей количество трития в бланкете.

Разработанная модель использовалась для оценки содержания трития в экспериментальном субмодуле реактора ИТЭР, в котором в качестве МЛСМ был жидкий литии. Результаты расчетов показаны на рис.9(1,2,3). Пунктирная кривая (1) соответствует накоплению трития в субмодуле при работе реактора без системы выделения. Кривые (2,3) показывают накопление трития при работающих системах выделения, имеющих одинаковую эффективность выделения 0,5 (т.е. выделяется половина трития за один проход).и разные производительности: кривая (2) - когда заливка лития в субмодуле прокачивается через систему выделения 1 раз за 50 суток (п=0,02 сутки"1); кривая (3) - с производительностью в 5 раз выше (п=0,1 сутки-1).

В реальных системах выделения процесс извлечения трития начинается, как правило, через некоторое время 1о*0 после начала работы реактора. Причем, начальный уровень концентрации зависит от используемого способа извлечения и типа МЛСМ. Для режима работы, когда система выделения включается после накопления в бланкете некоторого количества трития, изменение концентрации трития описывается сисгемой уравнений:

4г(СУ1у)«С?г-^, яра 0 (30)

си

^ОГЛ.Сг-Р^Р,, приги, (31)

при следующих начальных условиях: при /о=0 0=0; при С=С0,

где - изменение концентрации трития в МЛСМ за счет работающей

системы выделения.

Решение уравнения (30) с первым начальным условием имеет вид:

(32)

Б, Ни

а уравнения (31) со вторым начальным условием -

(33)

А «г "и

На рис.9 кривые (4,5) показывают изменение содержания трития в субмодуле реактора ИТЭР при включении системы выделения трития через месяц после начала работы реактора. .

Для практических расчетов при использовании конкретного способа выделения, обеспечивающего"удаление трития из МЛСМ, начиная с

г»

концентрации С0, математическая модель позволяет установить момент

времени включения системы выделения:

(34)

Возможен и третий способ работы системы выделения трития: когда она включается периодически. Например, при использовании способа простой молекулярной дистилляции, рассмотренного в главе 3, представляется возможным получить нижний уровень концентрации трития в литии порядка 10"* ат.долей. На рис.10 показано изменение концентрации трития при периодическом включении системы выделения, использующей данный способ, посте достижения в экспериментальном субмодуле концентрации Ю-3 ат.долей. На рис.10 рассмотрены две системы выделения, имеющие одинаковую производительность, когда заливка субмодуля прокачивается через систему выделения один раз в сутки, и отличающихся эффективностью выделения трития: первая - с высокой, когда за один проход сразу достигается величина конечной концентрации 10"* ат.долей, вторая- с более низкой, когда за один проход выделяется только половина трития. За счет этого период включения системы выделения во втором случае больше и составляет около 6,2 суток вместо 1 суток.

Заключение. Основные результаты работы

1. Проведено теоретическое и экспериментальное моделирование процессов выделения трития из МЛСМ, используемых для воспроизводства трития в блпнкетах ТЯР.

2. Показано, что система 1л-ПХ характеризуется областью, ограниченной по температурам и концентрациям, в которой способом простой молекулярной дистилляции не удается получить снижение содержания изотопов водорода в жидком литии ниже величины, определяемой уровнем азеотропной концентрации при заданной температуре.

3. Получено, что при использовании способа молекулярной дистилляции для извлечения, трития из жидкого лития нижний предельный уровень концентрации ограничен величиной 5-10-М0"4 отдолей при температурах 900-1000 К. Дальнейшее снижение концентрации в жидком литии возможно как "путем повышения рабочих температур (выше 1400 К), так и при понижении (ниже 700 К). При этом создание аппаратов для выделения трития в высокотемпературной области будет сопряжено трудностями подбора соответствующих конструкционных материалов. Выбор рабочих параметров в низкотемпературной области предполагает работу с низкой удельной производительностью. \

1Г

Показано, что при использовании в системе выделения способа молекулярной дистилляции трития следует ожидать полное содержание трития в бланкете (по типу литиевого бланкета реактора ОТР) не менее 1 кг.

4. Требование иметь в бланкете ТЯР возможно меньшее количество трития привело к необходимости поиска и разработки других способов выделения, позволяющих выделять тритий при более низких концентрациях.

Одним из них является способ с дополнительным разбавлением протием. Анализ параметров системы выделения при использовании такого способа показал, что, если проводить разбавление до концентрации Ю"3 ат долей, а выделение - до 5-Ю"4 атлолей, то '

- элементарный коэффициент разделения может быть увеличен до 10-50 (вместо -3 в способе молекулярной дистилляции);

- элементарный параметр производительности возрастает почти на порядок при одинаковых температурах выделения;

- габаритные размеры аппарата выделения уменьшаются до 30-50 раз;

- суммарное содержание трития в бланкете может быть понижено до -0,5 кг. Однако, для получения чистого трития потребуется специальная очистка.

Проведен анализ способа дважды неравновесной молекулярной перегонки (ДНОМП), позволяющего уменьшить содержание трития в литиевом бланкете реактора ОТР до -300 г. Выполнено сравнение параметров аппарата выделения трития, работающего по способу ДНОМП, и аппарата по способу молекулярной дистилляции, показывающее, что аппарат по способу ДНОМП более компактен (с поверхностью испарения в 5-7 раз меньшей) при работе в одинаковом диапазоне концентраций, и не требует дополнительно системы разделения изотопов, как в способе с разбавлением.

5. С. помощью разработанной модели показана возможность оценки динамики накопления трития в бланкете ТЯР с МЛСМ, скорости утечки трития из бланкета с МЛСМ в контур с теплоносителем и влияния параметров системы выделения трития (производительности и эффективности извлечения), а также режимов ее работы на содержание трития в бланкете и утечки трития.

Публикация

Основные положения диссертационной работы изложены в научно: технических отчетах и следующих публикациях:

). Романов П.В. Электролитическое выделение трития из расплавов солей и применение данного метода для системы выделения трития из бланкета термоядерного реактора с жидким литием. Отчет ИАЭ, инв.N40/5442. М., 1985.

Л

/

!. Романов П.В. Использование метода выделения трития из жидкого штиевого бланкета OTP при помоши игтриевого сорбента. Отчет ИАЭ,

CHB.N40/5548. М., 1986.

I. Колбасов Б.Н., Романов П.В. Оценка поступления тяжелых изотопов юдорода в теплоноситель. В гл."Бланхет и первая стенка реактора ИНТОР". j'SSR Contribution to IV Session of INTOR Workshop, Phase IIA, Part 3, /ienna 1-12 December 1986 (hhb.N40/86-477).

I. Петров Б.В. и др. Выделение трития из лития обращенной неравновесной молекулярной дистилляцией. Отчет ВНИИНМ (ДСП), hkb.N5836, М„ 1987. 5. Орлов В. В. и др. Опытный термоядерный реактор OTP. Цели и задачи. Физическое обоснование. Раздел 8 "Содержание и диффузия трития в элементах бланкета". Отчет ИАЭ, hhb.N40/5787. М., 1987.

5. Петров Б.В., Клабуков Ю.Г., Романов П.В., Шипилов В.В. Способ выделения изотопов водорода из жидкого лития. Авторское свидетельство на изобретение N11586223 от 15.04.1990:

7. Романов П.В. Динамика накопления трития в бланкете реактора с гвердой эвтектикой. Доклад на совещание МРГ по выделению трития из ядерных компонентов, 9-12 августа 1988 г., Гархинг, ФРГ. Hhb.N40/88-301.

8. Романов П.В. Поступление трития в теплоноситель бланкета. Доклад на совещание МРГ по выделению трития из ядернь£х компонентов, 9-12 августа 1988 г., Гархинг, ФРГ. Hkb.N40/88-299.

9. Муравьев Е.В. и др. Экспериментальная секция OTP с трубчатым жидкометашшческим охлаждением. Раздел 6: "Оценки накопления и утечки трития". Отчет ИАЭ, HHB.N40/5929. М., 1988.

10. Петров Б.В. и др. Обоснование технологического процесса выделения трития в процессе воспроизводства его в бланкете OTP с твердой эвтектикой DnPb83 (часть 1). Отчет ВНИИНМ, hhb.N5563, М., 1986.

II. Петров Б.В. и др. Обоснование технологического процесса выделения трития в процессе воспроизводства его в бланкете OTP с твердой эвтектикой Li17Pb83 (часть 2). Отчет ВНИИНМ, hhb.N628S, М„ 1986.

12. Клабуков Ю.Г. и др. - Технические предложения по технологии извлечения трития из бланкета с эвтектикой Li17PbS3. В докладе "Вакуумно-технологический комплекс и тритиевые технологические системы" на МРГ по ИТЭРу, март 1989.

13. Петров Б.В. и др. Исследование кинетики выделения водорода из литий-свинцового сплава Li17Pb,3 на аппарате "Т\ Отчет ВНИИНМ, HHB.N520-133/1726. М., 1989.

14. Муравьев ЕВ. и яр. Бланкет энергетического реактора-токамака, охлаждаемый свинцом. Доклад на сов.-амср. совещании:"Акалго экономики, безопасности и воздействия термоядерной энергетики на окружающую среду

и технический обзор проектов ИТЭР/АРИЭС", октябрь 1990, Москва, ИАЭ. Инв.К40/90-471.

15. Медведев М.Н. и др. Применение лития и литий-свинцовой эвтектики в качестве тритийвоспроизводящях материалов ТЯР. Доклад (там же).

16. Петров Б.В., Романов П.В. Концепция оптимизированного бланкета ИТЗР с эвтектикой. ВАНТ, сер.Термоядерный синтез", в.2, 1990.

17. Романов П.В. Динамика накопления трития в бланхете ТЯР с металлическими Л1тш содержащими материалами. Отчет ИАЭ, инв. N40/6240, М., 1990.

18. Романов П.В. Накопление трития в бланкете реактора ИТЭР. ВАНТ, сер. "Термоядерный синтез", в.З, 1991.

19. Муравьев Е.В. и др. Концепция бланхета с охлаждением жидким свинцом: перспектива энергетического реактора и экспериментальный субмодуль ИТЭР. Доклад на сов.-амер. тематическое совещание по исследованию жидкомгталлического бланкета и дивертора, ноябрь 1990, Аргоннская национальная лаборатория, США- Инв.К40/90-479.

20. Романов П.В. Влияние параметров рабочего цикла реактора ИТЭР на содержание трития в 6ланкете. ВАНТ, сер.Термоядерный синтез", в.4, 1991.

21. Петров Б.В., Романов П.В., Тебус В.Н., Клабуков Ю.Г. Выделение трития изч лития струйной молекулярной дистилляцией. ВАНТ, сер. "Термоядерный синтез", 1994.

Подл. 27.07.95. Формат 60 х 84'/16. Бумага оберт. Печать офсетнг Уч. -изд. л. 1,0. Тираж 100 экз. Заказ 171. Бесплатно.

Лаборатория офсетной печати Нижегородского государственнс

технического университета.

603022, Нижний Новгород, пр.Гагарина, 1.