Физика плазмы, 2021, T. 47, № 8, стр. 693-697

1. ВВЕДЕНИЕ

Для выработки в будущем хотя бы части необходимой энергии рассматривается возможность использования термоядерных реакторов, работающих на смеси дейтерия и трития. Недостаток такого способа производства энергии – это отсутствие трития в природе, а его производство в ядерных реакторах очень ограничено.

В связи с этим обсуждается возможность расширенного производства трития в самом термоядерном реакторе [1–3] (самообеспечение), при этом подразумевается то, что вырабатываемый в реакторе тритий должен компенсировать все потери этого элемента в реакторе, включая потери за счет радиоактивного распада (5.47% в год).

Для самообеспечения реактора предполагается использовать тритий, получающийся в результате взаимодействия термоядерных нейтронов с изотопами лития

В природном литии содержится 7.52% изотопа $^{6}{\text{Li}}$ и 92.48% изотопа $^{7}{\text{Li}}$.

Для увеличения эффективности производства трития предполагается применять размножение нейтронов за счет взаимодействия термоядерных нейтронов с бериллием или тяжелыми элементами, например, свинцом

В термоядерном реакторе для производства трития камера реактора окружается бланкетом, в который помещается литийсодержащее рабочее вещество. Это вещество может быть или в жидком (расплавленная LiPb смесь) или в твердом состоянии (литиевая керамика Li₄SiO₄, Li₂ZrO₃, Li₂TiO₃ и др.) [4, 5].

Для оценки эффективности работы бланкета вводится величина: коэффициент воспроизводства трития

где ${{f}_{{\text{T}}}}$ – количество наработанного в бланкете трития, а ${{f}_{{\text{b}}}}$ – количество трития, сгоревшего за то же время в D–T-реакции. Обычно величина ${{f}_{{\text{b}}}}$ измеряется в процентах относительно находящегося в реакторе количества трития. Для разных условий ${{f}_{{\text{b}}}}$ изменяется от 0.36% [6] до 10% [7]. Наиболее часто используемая величина ${{f}_{{\text{b}}}}$ равна 5%.

В идеальном случае для бланкета бесконечной толщины ${{K}_{{\text{T}}}} = 1.9$ [4]. Уменьшение толщины бланкета приводит к уменьшению ${{K}_{{\text{T}}}}$. Так, при толщине бланкета, равной 55 см ${{K}_{{\text{T}}}} = 1.55$, а при 45 см – ${{K}_{{\text{T}}}} = 1.3$ [8]. Так как внутри бланкета расположены элементы конструкции, то они приводят к дальнейшему уменьшению ${{K}_{{\text{T}}}}$. Чаще всего теоретические значения величины коэффициента воспроизводства трития лежат в пределах 1.1–1.2, но могут достигать и величины 1.42 [9]. Считается, что этого достаточно для самообеспечения реактора тритием.

До настоящего времени возможность самообеспечения тритием D–T-реактора обсуждалась, как правило, без учета реальных потерь этого изотопа [1–3, 8].

На основании проведенного качественного анализа возможности самообеспечения тритием реактора в работе [10] утверждается, что такое самообеспечение невозможно.

В настоящей работе этот вопрос рассматривается на основе существующих экспериментальных и теоретических данных о потерях этого изотопа в D–T термоядерном реакторе.

2. ТРИТИЕВЫЙ ЦИКЛ РЕАКТОРА

Схема тритиевого цикла D–T-реактора изображена на рис. 1. Термоядерные нейтроны, возникающие в камере в результате D–T-реакции, попадают в бланкет 1, в котором генерируется тритий. Тритий извлекается из бланкета и вместе с гелием и другими примесями поступает в систему очистки 2 и после очистки – в накопитель 3. Тритий, гелий и другие остаточные газы откачиваются из камеры, поступают в систему 4, в которой происходит выделение трития из его химических соединений и после очистки в системе 5 тритий подается в накопитель 3. Из накопителя тритий возвращается в рабочую камеру.

Для простоты потерями трития, величины которых неизвестны, мы будем пренебрегать, т.е. будем оценивать только минимальную величину потерь. Кроме того, будем рассматривать “идеальный” бланкет с ${{K}_{{\text{T}}}} = 1.9$, т.е. учитывать максимально возможное количество производимого в бланкете трития.

Все потери энергии трития можно разделить на две части – потери вне и внутри камеры.

1. Потери вне камеры. Считается [4, 11], что в реакторе мощностью в 1 ГВт за 1 год сгорает 55–56 кг трития. Это означает, что, например, в ИТЭР при непрерывной работе на мощности 0.4 ГВт в год сгорает 20–25 кг трития.

Ниже будем рассматривать гипотетический реактор типа ИТЭР, в котором в год сгорает 20 кг трития и ${{f}_{{\text{b}}}} = 5\% $. Это значит, что в литиевом бланкете в идеальном случае за год образуется 38 кг этого изотопа. Но в камере есть патрубки, при попадании в которые нейтроны тритий не производят. В ИТЭР площадь бланкета составляет ${{f}_{{\text{S}}}} = 85\% $ от площади камеры [12]. Эффективность экстракции трития из бланкета, рабочим веществом в котором является расплав ${\text{PbLi}}$ составляет 80% [13, 14], а из твердотельного бланкета Li₄SiO₄ – более 95% [15]. В дальнейшем эту неидеальность бланкета учитывать не будем, считая, что из бланкета извлекается весь образовавшийся в нем тритий (38 кг).

При транспортировке трития в накопитель он адсорбируется на стенках трубопровода и устройства очистки. Стенки так же поглощают часть трития. Для уменьшения потерь трития и защиты окружающей среды из-за диффузии через стенки их предполагаются делать двойными [16]. Так как потери трития на этом этапе неизвестны, то мы их также учитывать не будем.

Из накопителя тритий должен подаваться в рабочую камеру. В настоящее время существуют четыре системы для ввода топлива в реактор [17].

а) Инжекция при помощи сверхзвукового молекулярного потока. Максимальная эффективность этого способа составляет 60% [17]. Таким образом, этим методом из исходных 38 кг можно ввести в реактор лишь 22.8 кг трития.

б) Инжекция через газовый клапан. Эффективность – 20% [16], следовательно, в реактор можно ввести только 7.6 кг трития.

в) Пеллет инжекция. Эффективность – 80%. Однако при формировании и ускорении пеллет теряется 30% рабочего вещества [17]. Следовательно, этим способом можно ввести в камеру 21.3 кг топлива. Можно уменьшить потери трития в инжекторе, если использовать так называемые “обутые” пеллеты, т.е. пеллеты, помещенные в пластиковую оболочку [18].

г) Инжекция при помощи ускоренных нейтральных атомов. Источник быстрых нейтральных атомов состоит из ионного источника, преобразователя положительных ионов в отрицательные и нейтрализатора быстрых атомов. Последовательность работы источника следующая. В ионный источник запускаются молекулы трития, которые в нем ионизуются. Газовая эффективность (отношение количества образовавшихся ионов к количеству молекул введенного в источник газа) составляет около 30% [19]. Образовавшиеся ионы вытягиваются из источника. Ионный поток после источника состоит, в основном, из ионов ${{{\text{T}}}^{ + }}(81.5\% ),$ ${\text{T}}_{2}^{ + }{\text{(11}}{\text{.5\% )}}$ и ${\text{T}}_{3}^{3}(7\% )$ (процентный состав указан для протонов) [20]. Вероятность преобразования протонов в отрицательные ионы равна 60% [21]. Вероятность нейтрализации – 60% [22]. Считая, что эффективность захвата плазмой нейтральных атомов равна 100% [16], получаем, что этим способом можно инжектировать в реактор из 38 кг трития только 3.4 кг.

В работе [23] указывается, что ионный источник может представлять интерес, если доля атомарных ионов в извлекаемом ионном пучке ~90%, а газовая эффективность превышает 50%. Потери трития в системе откачки неизвестны, и поэтому мы их рассматривать не будем.

Таким образом, из современных систем инжекции топлива в камеру реактора наиболее эффективным и являются инжекция сверхзвукового молекулярного потока и инжекция пеллет. Однако при реальном значении ${{K}_{{\text{T}}}}\sim 1.3$ эти методы не позволяют компенсировать даже сгоревший в термоядерной реакции тритий.

Следует отметить, что большинство приведенных здесь данных получены в результате численного моделирования. При этом отмечается [24], что ошибки исходных данных, необходимых для этих расчетов, составляют 5–10%, что сказывается на точности проведенных оценок.

2. Потери внутри камеры. Давайте посмотрим, что происходит с тритием, заполняющим рабочую камеру реактора. Часть трития сгорает в D‒T-реакции (в рассматриваемом случае это 5%). Часть трития адсорбируется на стенках камеры. При бомбардировке камеры нейтральными частицами во время работы реактора часть адсорбированных молекул сбивается с поверхности стенок и часть сбитых молекул поступает обратно в плазму (рециклинг). Тритий обладает большой проникающей способностью и поэтому он внедряется в материал стенок и там накапливается. Часть трития диффундирует через стенки. В процессах накопления и диффузии большую роль играет облучение стенок нейтронами и быстрыми частицами [25]. Так, концентрация атомов водорода в бериллии после облучения стенок ионами гелия с энергией 2.8 МэВ увеличивается в 2.8 раза по сравнению с необлученными образцами (синергизм).

Время накопления трития стенками камеры составляет, примерно, 100 с [26].

Количество газа, которое может накопиться в стенке, ограничено. Поэтому через некоторое время после начала работы реактора стенки насытятся и дальнейшие потери за счет этого процесса можно не учитывать, останется только диффузия через стенки. Облучение нейтронами приводит к увеличению коэффициента диффузии (радиационно-стимулированная диффузиия). Продиффундировавший газ можно собрать и использовать повторно.

При бомбардировке стенок происходит их распыление и образование пыли. Пыль накапливается постепенно во время работы реактора. Ожидается, что в установке ИТЭР за один год работы может накопиться до 1 т пыли [27]. Так как суммарная поверхность пылинок довольно велика, то пыль может адсорбировать большое количество трития.

Потери трития, связанные с взаимодействием плазмы со стенками камеры, определяются не только конструкцией и материалами, из которого они изготовлены, но и температурой внутрикамерных деталей.

В работе [3] утверждается, что для стенок реактора нужно использовать материалы с большим атомным номером, не имеющим химического распыления под действием изотопов водорода. Исследования, проведенные на установке JET, показали [28, 30], что в установке со стенками из углерода трития задерживается примерно в 10–100 раз больше, чем в камере, стенки которой изготовлены из материала, подобного тому, который планируется на токамаке ИТЭР (Be + W). Кроме того, в [30] указывается, что из-за больших сложностей, связанных с конструктивными особенностями камеры ИТЭР, не позволяющих определить места концентрации пыли и ее локальную температуру, надежный прогноз накопления трития в установке весьма затруднителен.

Таким образом, видно, что экспериментальные данные, полученные на разных установках, сильно отличаются друг от друга. Можно надеяться, что рабочие параметры бланкета и величины потерь трития будут уточнены во время планируемых D–T-экспериментов на установках ИТЭР [31] и JET [32].

Для уменьшения влияния стенок на удержание трития предлагается использовать так называемые “жидкие” стенки, т.е. стенки, покрытые жидким легкоплавким металлом, таким, как литий, олово или галлий [3, 29].

Так как пыль непрерывно образуется во время разряда, то и потери трития в этом случае возрастают при увеличении длительности разрядного импульса.

Еще один процесс, приводящий к потерям трития – это образование химических соединений, включающих этот изотоп. Эти соединения представляют собой молекулы газов ${{I}_{2}}$ (где I – смесь изотопов водорода, например T₂, TD, TH, DH, D_2, H₂), воды I₂O, гидрокарбонаты ${{{\text{C}}}_{x}}{{{\text{I}}}_{y}}$, аммиак NI₃ и другие легколетучие соединения. Они откачиваются из камеры и часть трития теряется при выделении его из химических соединений, очистки и транспортировки газа. Все эти процессы определяются материалами конструкционных элементов камеры, их температурой, температурой плазмы, составом остаточных газов [33 ] . Из-за сложности этих процессов определить величину связанных с ними потерь трития заранее невозможно.

В книге [26] вводится понятие “фактор накопления”, который представляет отношение количества накопленного трития к количеству трития, использованного в экспериментах. На установке Tore Supra этот фактор оказался равным 50%.

Во время D–T-экспериментов на установке JET в камере “застряло” 30% трития и после окончания работы обратно удалось вернуть только 20% изотопа [31], на установке TFTR “застрял” 51%, на установке JT-60 – 70–80%, а на D-III‑D – 10–20% изотопов водорода [32]. Таким образом, экспериментально показано, что известные внутрикамерные потери трития на различных установках сильно отличаются друг от друга и намного превышают то количество, которое можно изготовить в бланкете.

В настоящее время не существует технологий, позволяющих во время работы реактора извлекать тритий, поглощенный стенками и удерживаемый пылью [26]. Сейчас тритий извлекается в промежутках между разрядными импульсами. Эксперименты показывают, что при существующих технологиях около 10% трития теряются безвозвратно [31].

Уменьшение внекамерных потерь так же требует разработки специальных технологий и проведения материаловедческих исследований

Оценки минимальных потерь трития ${{f}_{{\max }}}$, допустимых для обеспечения самообеспечения, в разных работах также сильно различаются. Эти величины изменяются от 0.02% [30] до 1% [4]. Для этой оценки можно так же воспользоваться следующими соображениями. Количество трития, генерируемого в бланкете, равно

здесь P – мощность реактора, ГВт. Если ${{f}_{{\max }}}$ – доля всех потерь трития в тритиевом цикле, то всего в установке теряется

Доля максимальных потерь трития определяется из условия равенства количества произведенного в бланкете трития и количества трития, потерянного в реакторе ${{N}_{{bl}}} = {{N}_{{{\text{loss}}}}}$.

Таким образом из (6) и (7) находим, что максимальные потери трития в цикле, при которых возможно самообеспечение, равно

Из (8) видно, что даже в идеальном случае (${{K}_{{\text{T}}}} = 1.9$, ${{f}_{{\text{S}}}} = 0.85\% $) и для ${{f}_{{\text{b}}}} = 5\% $ максимально допустимые потери равны ${{f}_{{\max }}} = 3\% $. Следовательно, даже если все потери, кроме потерь за счет естественного радиоактивного распада (5.76% за год), отсутствуют, в современных условиях организовать самообеспечение невозможно.

Самообеспечение можно осуществить, только если увеличить коэффициент воспроизводства трития ${{K}_{{\text{T}}}}$, долю выгорания этого изотопа ${{f}_{{\text{b}}}}$ и свести к минимуму все остальные потери в тритиевом цикле.

Производство трития в бланкете (${{K}_{{\text{T}}}}$) можно увеличить, если для размножения нейтронов использовать делящиеся вещества, например уран [4]. Однако эта возможность в работе не рассматривается.

3. ВЫВОДЫ

Экспериментальные и теоретические данные, в том числе и полученные в D–T-экспериментах, проводившихся на установках JET и TFTR, показывают, что существующие в настоящее время технологии не позволяют осуществить самообеспечение тритием, нарабатываемом в литиевом бланкете, термоядерного реактора.

Однако тритий, произведенный в литиевом бланкете, может составить значительную часть изотопа, который нужно будет использовать из внешнего источника для компенсации потерь в тритиевом цикле термоядерного реактора.

В заключение автор с удовольствием выражает свою глубокую благодарность В.И. Ильгисонису за полезные советы и обсуждения.