О возможности создания бланкета термоядерного источника нейтронов на основе растворов соединений тория


Авторы

Жиркин А. В.1, Пашков А. Ю.2, Шпанский Ю. С.1

1. Национальный исследовательский университет «МЭИ», Красноказарменная ул., 14, Москва, 111250, Россия
2. РНЦ «Курчатовский институт»,

Аннотация

Сделана оценка возможности создания термоядерного источника нейтронов (ТИН) с бланкетом на основе растворов, содержащих торий, с целью наработки U-233. Представлены концепция ТИН-1 и вариант бланкета с непрерывной перегрузкой, а также свойства соединений тория, существенные для создания бланкета ТИН и, для сравнения, свойства соединений урана и их растворов. Описан опыт эксплуатации ядерных реакторов с раствором урана. Сделана оценка скорости образования продуктов радиолиза в растворе. С помощью нейтронно-физической расчетной модели токамака в зависимости от содержания U-233 в растворе были определены тепловая мощность бланкета, удельная плотность тепловыделения в растворе, скорость образования продуктов радиолиза и другие характеристики бланкета. Приведены ожидаемые преимущества растворного бланкета. Предложены несколько схем преобразования тепловой энергии бланкета.

Ключевые слова:

термоядерный источник нейтронов, растворный бланкет, соли тория, радиолиз раствора, схемы преобразования тепловой энергии

Список источников

  1. Велихов Е.П., Ковальчук М.В., Анашкин И.О. и др. Первые экспериментальные результата на токамаке Т-15МД // Вопросы атомной науки и техники, серия «Термоядерный синтез». 2024. Т. 47. №. 2. С. 3–14.

  2. Велихов Е.П., Гольцев А.О., Давиденко В.В. и др. Приемлемость замыкания топливного цикла ядерной энергетики // Вопросы атомной науки и техники. серия «Термоядерный синтез». 2021. Т. 44. № 1. С. 5–12.

  3. Шмелев А.Н., Куликов Г.Г., Курнаев В.А. и др. Гибридный реактор синтеза-деления с ториевым бланкетом. О его потенциале в топливном цикле ядерных реакторов // Вопросы атомной науки и техники. серия Термоядерный синтез. 2014. Т. 37. № 2. С. 3–16.

  4. Пашков А.Ю. Концепция бланкета с непрерывной перегрузкой твердого сырьевого материала // Вопросы атомной науки и техники. серия Термоядерный синтез. 2016. Т. 39. № 2. С. 96–108.

  5. Мирсаидов У.М., Эшов Д.Н., Хамидов Ф.А. и др. Термодинамические характеристики процесса термического разложения Th(NO3)4∙5H2O // Журнал физической химии. Раздел: Химическая термодинамика и термохимия. 2024. Т. 98. № 3. С. 10–14. DOI: 10.31857/S0044453724030025

  6. Леваков Б.Г., Лукин А.В., Магда Э.П. и др. Импульсные ядерные реакторы РФЯЦ-ВНИИТФ. Издательство РФЯЦ-ВНИИТФ: Снежинск, 2002.

  7. Петунин Б.В. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат, 1960.

  8. Пономарев-Степной Н.Н.  Уникальные разработки и экспериментальная база Курчатовского института. М.: Издат, 2008.

  9. Афанасьев Н.М., Беневоленский А.М., Венцель О.В. и др. Реактор «Аргус» для лабораторий ядерно-фи-зических методов анализа и контроля // Атомная энергия. 1986. Т. 61. № 1.

  10. Баранаев Ю.Д., Долгов В.В., Ланцов М.Н. и др. Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99. Патент RU 2106708, 10.03.1998.

  11. Кабакчи С.А., Булгакова Г. П. Радиационная химия в ядерном топливном цикле. изд. ГХТУ им. Д.И. Менделеева.

  12. Zhirkin A.V., Budaev V.P., Goltsev A.O et al. Conceptual Neutronics Study of a Hybrid Fusion Neutron Source FNS-C with Aqueous Blanket // Fusion Science and Technology. 2023.

  13. Чернобыльский И.И. Машины и аппараты химических производств. М., Машиностроение, 1975.

  14. Гельфанд Б.Е., Попов О.Е., Чайванов Б.Б. Водород – параметры горения и взрыва. М., Физматгиз, 2008. 

mai.ru — информационный портал Московского авиационного института

© МАИ, 2018-2026