составит Ф = 6,4-1014 нейтр./(см2-с). Такая плотность потока термоядерных нейтронов будет соответствовать нейтронной нагрузке на первую стенку термоядерного реактора ~ 14,5 МВт/м2. В настоящее время в качестве приемлемой по стойкости материала первой стенки рассматривается нейтронная нагрузка ~ 1 МВт/м2, а в качестве перспективной ~ 2,5 МВт/м2 (1ТЕЯ, проект 1998 года). Поэтому если даже ориентироваться на величину перспективной нагрузки, то и тогда среднее время жизни долгоживущего радионуклида, транс-мутируемого в нейтронном поле по (п,2п)-каналу, составит около 300 лет, т.е. слишком длительное время. Это позволяет заключить, что на настоящем уровне развития термоядерной технологии трансмутация по (п,2п)-каналу вряд ли может расцениваться как эффективная.
Что же касается трансмутации долгоживущих нуклидов - продуктов деления по (п,у)-каналу, то исследования показывают, что в бланкете ТЯУ можно создать условия для быстрой трансмутации.
В табл. 3.5 в качестве примера приведены средние времена жизни некоторых продуктов деления в нейтронном поле в области блан-кета, прилегающей к плазменной камере при нейтронной нагрузке 1 МВт/м2.
Таблица 3.5
Среднее время жизни долгоживущих радионуклидов в нейтронном поле бланкета, заполненного замедлителем (радионуклид помещен в 10-см область, прилегающую к плазменной камере)
|
Материал бланкета |
- среднее время жизни радионуклида в нейтронном поле, год | |||
|
99Tc |
129I |
135Cs |
93Zr | |
|
Бериллий |
0,86 |
0,72 |
1,7 |
6,4 |
|
Графит |
2,60 |
2,30 |
5,7 |
19,0 |
Из приведенных данных о l можно заключить, что в использованной идеализированной модели бланкета средние времена жизни радионуклидов являются весьма короткими. Значит, при учете реальной конструкции и при перенесении зоны трансмутации в среднюю часть бланкета есть основания надеяться, что время жизни долгоживущих радионуклидов останется в пределах нескольких десятилетий.
3.2.2.3. (йф-синтез: оценка генерации нейтронов для трансмутации
Как уже указывалось, разработка технологии термоядерного синтеза на основе (Л)-реакции находится на этапе, когда с сооружением международного термоядерного реактора ITER будет получено зажигание плазмы и устойчивое ее горение с положительным балансом по энергии.
Для зажигания плазмы на основе (d^-реакции требуются более высокие параметры, которые на современном этапе пока не могут быть реализованы в стационарном режиме. При горении (dd)-плаз-мы происходят следующие термоядерные реакции:
Если ^ф-плазму очищать только от «золы» (42Не и легкий водород - протий), то будут реализовываться все реакции синтеза и тогда его называют полностью катализированным ^ф-синтезом. Если в процессе очистки плазмы отделять 32Не и «золу», то будут реализовываться первые две реакции, и тогда его называют частично катализированным ^ф-синтезом. В настоящем рассмотрении важным является обеспечение производства нейтронов. Поэтому необходимо создать условия для протекания реакций, в которых происходит генерация нейтронов. В то же время последняя реакция (^3Не) является «безнейтронной», и поэтому ее целесообразно исключить.