Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.23

На этой установке планируется продемонстрировать зажигание плазмы и получение термоядерной реакции в (Л)-смеси изотопов водорода с положительным энергетическим выходом. Причем эта реакция синтеза протекает в соответствии с уравнением

т.е. сопровождается появлением быстрого нейтрона, уносящего в бланкет около 80% выделяющейся энергии. Предполагается, что в реакторе-токамаке ITER будут достигнуты параметры плазмы, обеспечивающие ее устойчивое горение с положительным балансом по энергии. Однако для восполнения трития, выгорающего в плазме, требуется расходовать нейтроны на его наработку в блан-кете, содержащим литий.

Наряду с (Л)-реакцией в перспективе рассматривается также и (d^-реакция синтеза, которая протекает по двум каналам с приблизительно одинаковой вероятностью:

Здесь в среднем на две ^)-реакции появляется один нейтрон и ядро трития, которое может вступить в (Л)-реакцию с генерацией еще одного нейтрона. Однако для зажигания ^)-реакции требуется более высокая температура плазмы. В то же время в этом случае не требуется расходовать нейтроны на наработку трития.

Важным преимуществом термоядерного источника нейтронов является относительно малая величина энергии, выделяющейся в расчете на один нейтрон. Так, например, для (Л)-синтеза энергетический выход на одну реакцию, а значит, и на один термоядерный нейтрон составляет 17,6 МэВ, а для ^)-реакции - 3,5 МэВ в среднем в расчете на один нейтрон. Для сравнения укажем, что в ядерных реакторах генерации одного избыточного нейтрона сопутствует выделение более сотни мегаэлектронвольт энергии.

Если речь идёт о технологической установке, основная цель которой - безопасное обезвреживание долгоживущих радионуклидов, то желательно, чтобы бланкет был энергетически ненапряженным, а уровень температур - умеренный. Эти условия сильно отличаются от условий генерации энергии в активных зонах энергетических реакторов: достаточно высокая энергонапряженность (эффективное использование топлива) и высокие температуры (высокий коэффициент полезного действия). Поэтому ответ на вопрос о целесообразности совмещения в одной установке трансмутации и выработки полезной энергии не является простым и однозначным. Попутная генерация энергии в этом случае может оказаться отнюдь не благом, а «тяжелым бременем». В каждом отдельном случае требуется учитывать особенности этих технологий.

Для корректной оценки величины энергии, приходящейся на нейтрон, используемый в трансмутационном процессе, необходимо учитывать потребность в воспроизводстве трития для (Л)-реакции, а для ^)-реакции - учитывать сопутствующие (&)- и (^Не)-реак-ции.

З.2.2.1. (Ж)-синтез: оценка генерации нейтронов для трансмутации

Осуществление термоядерной ^)-реакции предполагает, что восполнение сгорающего дейтерия (2^) не составляет проблемы, т.к. его запасы на нашей планете практически неисчерпаемы (0,014% в природной воде), а для воспроизводства радиоактивного трития - 3^ (Тц2 = 12,3 года) предполагается использовать главным образом реакцию

(сечение этой реакции составляет 940 барн при Еп = 0,025 эВ).


⇐ вернуться назад | | далее ⇒