Материалы защиты для термоядерных реакторов

Изобретение относится к нейтронной защите для термоядерного реактора. Защита включает цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель. Причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала и/или гафния, причем обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида содержит меньшую долю поглощающего нейтроны материала, чем не обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида. Техническим результатом является устойчивость нейтронной защиты для компактного термоядерного реактора к большим запасенным энергиям как в системе магнитов, так и в плазме, имеющей тенденцию к снижению мегаамперных токов до нуля за несколько тысячных миллисекунды, приводящему к вынужденной нестабильности (срыву). 5 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящее изобретение относится к материалам нейтронной защиты для термоядерных реакторов. В частности, но не исключительно, настоящее изобретение относится к защите для использования в компактном сферическом токамаке-реакторе.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задача получения термоядерной энергии является очень сложной. Термоядерные нейтроны получают, когда дейтерий-тритиевая (D-T) или дейтерий-дейтериевая (D-D) плазма становится настолько горячей, что атомные ядра сплавляются, высвобождая высокоэнергетические нейтроны. В настоящее время наиболее перспективным способом их получения является использование токамака; при традиционном подходе к термоядерному синтезу в токамаке (осуществляемом в ITER) для оптимизации этого процесса плазма должна обладать большим временем удержания, высокой температурой и высокой плотностью.

Токамак характеризуется комбинацией сильного тороидального магнитного поля BT, сильного плазменного тока Ip и обычно большого объема плазмы и значительного дополнительного нагрева для получения горячей стабильной плазмы таким образом, чтобы мог произойти термоядерный синтез. Дополнительный нагрев (например, с помощью инжекции высокоэнергетических H, D или T с мощностью пучка нейтральных частиц десятки мегаватт) необходим для повышения температуры до достаточно высоких значений, требуемых для протекания термоядерного синтеза и/или для поддержания плазменного тока.

Проблема состоит в том, что из-за большого размера, сильных магнитных полей и высоких плазменных токов, которые обычно требуются, затраты на строительство и эксплуатацию велики, а оборудование должно быть достаточно устойчиво к большим запасенным энергиям как в системе магнитов, так и в плазме, имеющей тенденцию к срыву, т.е. снижению мегаамперных токов до нуля за несколько тысячных миллисекунды, приводя к вынужденной нестабильности.

Ситуацию можно улучшить, если сократить размер похожего на пончик тороида традиционного токамака до его предела, получив вид яблока без сердцевины - «сферический» токамак. Первая реализация этой идеи, токамак START в Кулхэме, продемонстрировала значительное увеличение эффективности - магнитное поле, необходимое для удержания горячей плазмы, может быть уменьшено в 10 раз. Кроме того, улучшается стабильность плазмы и снижается стоимость изготовления.

WO 2013/030554 описывает компактный сферический токамак для использования в качестве источника нейтронов или источника энергии. Важным решением в конструкции сферических токамаков является защита компонентов реактора от большого потока нейтронов, генерируемого термоядерным реактором. Это особенно важно для небольших токамаков, поскольку поток нейтронов (то есть количество нейтронов на единицу площади) в общем будет выше из-за меньшего отношения величины поверхности к объему плазменной камеры.

Настоящая заявка основана на очень компактной форме токамака и включает в себя ряд инновационных устройств, таких как высокотемпературные сверхпроводящие магниты. «Эффективный компактный термоядерный реактор» (Efficient Compact Fusion Reactor, ECFR) предназначен для получения компактной термоядерной энергетической установки. Фигура 1 схематически показывает такой реактор. Плазма (11) удерживается внутри вакуумной камеры (12) магнитными полями, сгенерированными катушкой (13) тороидального поля и катушкой полоидального поля (не показана). Катушка тороидального поля проходит вниз по центральной колонне (14) в центре плазменной камеры.

Недостатком сферического токамака является то, что ограниченное пространство центральной колонны препятствует установке основательной защиты, необходимой для защиты центральных обмоток в нейтронной среде, поэтому традиционные обмотки тороидального поля и традиционные центральные соленоиды (используемые для наведения и поддержания плазменных токов) не могут быть использованы. Хотя электростанции на основе сферического токамака были спроектированы (с использованием твердых медных центральных колонн с ограниченным экранированием, причем колонны необходимо заменять каждый год или по мере их разрушения нейтронами), в них происходит значительная диссипация энергии в центре колонны из-за сравнительно большого сопротивления нагретой меди, требующего большого устройства для того, чтобы производство электроэнергии стало экономически выгодным.

В качестве сердечника могут использоваться сверхпроводящие материалы, но такие материалы чувствительны к повреждению нейтронами и могут катастрофически выходить из строя, если повреждения материала станут достаточными для потери сверхпроводимости. Поэтому существует компромисс между полным размером сердечника, площадью сечения сверхпроводящего материала (которая связана с максимальным током, который может провести сверхпроводник) и толщиной защиты.

Чтобы гарантировать, что реактор будет максимально компактным (что приведет к большей эффективности), толщину защиты следует уменьшить насколько возможно при одновременной достаточной защите других компонентов. Минимизация расстояния между плазмой и катушками поля делает возможным более высокое магнитное поле в плазме при меньших токах в катушках.

Фигура 2 показывает сечение центральной колонны и иллюстрирует проблемы, которые должен решить материал защиты. Центральная колонна (13) содержит сердечник катушек (21) из высокотемпературного сверхпроводника и внешний слой защиты (22). В зависимости от материала, используемого в качестве защиты, это может быть слой окисленного материала (23) защиты на внешней поверхности. Существуют три основные причины повреждений, вызываемых плазмой. Во-первых, высокоэнергетические нейтроны, сгенерированные при реакции синтеза, могут по существу выбивать атомы из структуры защиты, создавая каскады повреждений, проникающие через материал. Во-вторых, поток тепла из термоядерного реактора значителен и может разрушить защиту из-за термических напряжений, вызванных неравномерным нагревом и сердечником из высокотемпературного сверхпроводника, поскольку более высокие температуры снижают ток, который может быть проведен без потери сверхпроводимости, и могут привести к внезапной потере сопротивления катушки, вызывая ослабление магнита. Наконец, энергетические частицы плазмы могут вызывать абляцию внешней поверхности защиты. Это не только приводит к повреждению самой защиты, но также загрязняет плазму. Желательно иметь материал защиты, который может противостоять этим эффектам, а также предотвратить попадание нейтронов на сверхпроводящие катушки.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задача обеспечения защиты в компактном сферическом токамаке решается в настоящем документе предложением альтернативных материалов, которые могут использоваться в качестве нейтронной защиты. Основное внимание уделено защите центральной колонны, поскольку размер этой области в сферическом токамаке наиболее критичен, но предполагается, что описание можно легко адаптировать для использования с другими компонентами реактора.

Согласно первому аспекту предусмотрена нейтронная защита для термоядерного реактора, включающая в себя цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала или гафния.

Согласно дополнительному аспекту предусмотрена центральная колонна для термоядерного реактора, содержащая нейтронную защиту согласно первому аспекту и сердечник из сверхпроводящего материала, причем нейтронная защита выполнена с возможностью защищать сверхпроводящий материал от нагрева и повреждения нейтронами.

Согласно еще одному дополнительному аспекту предусмотрен компактный термоядерный реактор. Реактор содержит тороидальную плазменную камеру и систему удержания плазмы, выполненную с возможностью генерировать магнитное поле для удержания плазмы в плазменной камере. Система удержания плазмы сконструирована так, что главный радиус удерживаемой плазмы составляет 1,5 м и менее, а аспектовое отношение плазмы составляет 2,5 или менее. Нейтронная защита, используемая для предотвращения повреждения нейтронами чувствительных компонентов реактора, является нейтронной защитой согласно первому аспекту.

Согласно еще одному дополнительному аспекту предусмотрен дивертор для термоядерного реактора, включающий в себя цементированный борид или карбид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала или гафния.

Согласно еще одному дополнительному аспекту предусмотрено применение цементированного карбида или борида в качестве нейтронной защиты для термоядерного реактора, причем цементированный карбид или борид содержит связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала или гафния.

Дополнительные аспекты и предпочтительные признаки установлены прилагаемой формулой изобретения.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Фигура 1 схематически показывает сферический токамак-реактор.

Фигура 2 схематически показывает сечение защиты реактора.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ

Чтобы подходить для использования в качестве защиты в термоядерном реакторе, материал должен хорошо поглощать нейтроны термоядерного синтеза, быть устойчив к термическому шоку, устойчив к распылению и плазменной абляции и устойчив к повреждению нейтронами. Двумя классами материалов, использование которых предлагается в настоящем документе, которые, как представляется, обладают всеми этими свойствами, являются цементированные карбиды и цементированные бориды.

Цементированные карбиды являются композиционным материалом с металлической матрицей, в котором частицы карбида служат наполнителем, а металлическое связующее служит матрицей. Цементированные карбиды получают в процессе спекания, в котором материал нагревают до точки, в которой связующее является жидким, но частицы карбида остаются твердыми. Гранулы карбида, таким образом, заделаны в жидкое связующее, которое затем готово к установке. В результате получается материал с лучшими качествами по сравнению с карбидом или связующим, взятыми по отдельности. Пластичное связующее компенсирует естественную хрупкость карбидной керамики, а частицы карбида делают полученный состав гораздо тверже одного только связующего. Благодаря металлическому связующему цементированные карбиды обычно имеют высокую теплопроводность, что снижает термическое напряжение, испытываемое материалом из-за неравномерного нагрева. Коэффициент линейного теплового расширения цементированных карбидов или боридов обычно находится в диапазоне от 4 до 5×10-6. Цементированные материалы также устойчивы к распылению (абляции внешней поверхности материала энергетическими частицами). Например, цементированный карбид вольфрама обычно имеет скорость распыления, равную одной четверти скорости распыления чистого вольфрама.

Цементированные бориды эквивалентны, только в качестве наполнителя используются частицы борида, а не карбида. Могут также использоваться частицы борокарбида.

Выбор карбида/борида и связующего определяется условиями в реакторе. Необходимость противостоять высокому потоку нейтронов не позволяет использовать многие элементы и изотопы, такие как кобальт и никель, которые приобретают радиоактивность под действием нейтронов. Высокие магнитные поля требуют учета конструктивных факторов при использовании ферромагнитных материалов, поскольку результирующие силы приведут к большим напряжениям внутри реактора. Похожие факторы играют роль при выборе карбида. Кроме того, материал должен, конечно, быть способен снижать поток нейтронов, которые достигнут компонентов за защитой. Углерод естественным образом действует как замедлитель, замедляя нейтроны деления, что дает большую свободу выбора других элементов, которые могут использоваться (так как гораздо больше элементов эффективно поглощают медленные нейтроны, а не более быстрые нейтроны). Бор-10 является эффективным поглотителем нейтронов.

Перспективными среди карбидов являются карбид вольфрама, поскольку он эффективно поглощает нейтроны, а его механические свойства хорошо изучены, борид вольфрама и карбид бора, который совмещает замедляющие свойства углерода с поглощением нейтронов бора. Чтобы сбалансировать нейтронные и структурные свойства материала могут использоваться несколько карбидов. Кроме того, другие вещества могут быть добавлены в цементированный материал, дополнительно к карбидам, например, бориды могут быть добавлены к преимущественно карбидному составу, чтобы ввести в защиту бор, и наоборот. Добавление борида вольфрама в цементированный карбид вольфрама может улучшить сопротивление коррозии. Борокарбиды, которые могут использоваться, включают в себя борокарбид вольфрама, а именно тройной борокарбид вольфрама. Другие вещества, которые могут быть добавлены к материалу, включают в себя оксиды и нитриды, например, может быть добавлен нитрид титана для улучшения структурных свойств материала.

Другие альтернативы карбиду вольфрама или борокарбиду вольфрама включают в себя бориды и/или карбиды элементов, соответствующих третьему длинному ряду периодической таблицы (или за ним). Температуры плавления элементов увеличиваются в третьем периоде, достигая пика у шестой группы (вольфрам). Поэтому главными подходящими элементами являются гафний, тантал, вольфрам и рений. Платиновые металлы теоретически подходят для нейтронной защиты, но считаются менее приемлемыми из-за высокой токсичности соединений осмия и из-за чрезмерно высокой стоимости иридия и платины. Рений также является очень дорогим и очень редким. Тремя наиболее вероятными кандидатами, таким образом, являются гафний, тантал и вольфрам. Из них вольфрам (включая его соединения) является самым дешевым и широко распространенным, и его легко обрабатывать порошковыми методами.

Тантал имеет лучшую пластичность и упругость, чем вольфрам, его проще формовать и соединять (например, посредством сварки), и он имеет лучшую окислительную устойчивость. Тем не менее, это редкий и очень дорогой материал, и он становится гораздо более радиоактивным, чем вольфрам, под действием энергии термоядерных нейтронов. Активность спадает до уровней ниже вольфрама через сотню лет, но это неприемлемо долгое время. Гафний также подходит. Диборид гафния очень огнеупорный и имеет очень хорошую окислительную устойчивость. Гафний довольно редок, но может быть получен в качестве побочного продукта при производстве циркония для ядерной индустрии.

В сферическом токамаке важно использовать материал защиты, богатый вольфрамом (или другим элементом из третьего длинного ряда периодической таблицы, таким как гафний или тантал), из-за пространственных ограничений. Это, в свою очередь, создает острую проблему устойчивости к окислению и коррозии (поскольку окисление вольфрама является экзотермическим, а оксид нестабилен). Введение боридов (и/или силицидов) в защиту на основе вольфрама или карбида вольфрама помогает решить эту проблему.

Конструкция защиты может иметь градацию, например, могут быть выделены внешние (то есть обращенные к плазме) области защиты, для улучшения сопротивления коррозии и абляции, тогда как внутренние области могут быть выделены для улучшения структурных свойств или переноса тепла. Это можно использовать для улучшения эффективности защиты, например, если создать более высокую концентрацию замедляющего нейтроны материала у внешней (то есть обращенной к плазме) стороны защиты, и более высокую концентрацию поглощающего нейтроны материала у внутренней поверхности защиты. Таким образом, поглотители нейтронов размещаются там, где нейтроны будут самыми медленными, а поглотители будут наиболее эффективны. Такие тонко градуированные структуры сложно, если не невозможно, получить традиционными методами сплавления, и они обеспечивают дополнительное преимущество при использовании цементированных материалов.

Процесс производства цементированных карбидов или боридов позволяет получать сложные структуры относительно просто по сравнению с получением их из других материалов. Например, легко построить защиту с отверстиями, через которые может протекать охладитель. Кроме того, цементированные карбиды или бориды могут соединяться с другими материалами множеством технологий, включая пайку и специализированные методы сварки (например, сварка электронным пучком или лазером). Это обеспечивает значительное преимущество при производстве всех систем реактора, например, при соединении защиты с главным корпусом реактора.

Некоторые аспекты применения цементированных карбидов/боридов могут не быть интуитивно понятны, однако внимательное изучение выявит, что эти аспекты на самом деле не представляют проблемы. Например, металлы, используемые в качестве связующего (перспективной комбинацией является железо и хром), имеют относительно низкие температуры плавления по сравнению с другими материалами, используемыми в конструкции реактора, и существует вероятность, что части защиты нагреются выше температуры плавления. Тем не менее, если связующее расплавится, частицы карбида смогут удержать его до тех пор, пока оно снова не застынет на месте. Даже в экстремальном случае, когда связующее на обращенной к плазме стороне улетучится, карбид сформирует твердую оболочку, которая сохранит защитную конструкцию (хотя тепловое воздействие может быть оказано на внешние слои).

Далее, может показаться, что использование порошковых карбидов/боридов не позволит получить достаточно однородную субстанцию, чтобы удерживать нейтроны. Однако, получаемая длина свободного пробега нейтронов по существу больше диаметра любой отдельной частицы в цементированном материале, так что порошковая смесь будет вести себя так же, как и «настоящий» сплав. Средняя длина свободного пробега нейтронов на один или два порядка величины больше размера частиц, используемых для цементированных карбидов.

Цементированные карбиды или бориды могут также использоваться в других областях реактора, например, в диверторе, где они обеспечивают такие же преимущества.

Хотя изобретение было описано в терминах предпочтительных вариантов осуществления, упомянутых выше, следует понимать, что эти варианты осуществления являются только иллюстративными, и что формула изобретения не ограничивается этими вариантами осуществления. Специалисты в данной области техники смогут, учитывая настоящее описание, выполнить модификации и альтернативы в объеме прилагаемой формулы изобретения. Каждый признак, описанный или проиллюстрированный в настоящем описании, может быть включен в изобретение как отдельно, так и в любой походящей комбинации с любым другим признаком, описанным или проиллюстрированным здесь.

1. Нейтронная защита для термоядерного реактора, включающая в себя цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала и/или гафния, причем обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида содержит меньшую долю поглощающего нейтроны материала, чем не обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида.

2. Нейтронная защита по п. 1, причем связующее содержит металл.

3. Нейтронная защита по п. 1 или 2, причем карбидное или боридное соединение является одним или более из:

карбида вольфрама;

борида вольфрама;

тройного борокарбида вольфрама.

4. Нейтронная защита по любому предшествующему пункту, причем связующее содержит железо и/или хром.

5. Нейтронная защита по любому предшествующему пункту, причем цементированный карбид или борид не содержит кобальта или никеля.

6. Центральная колонна для термоядерного реактора, содержащая нейтронную защиту по любому предшествующему пункту и сердечник из сверхпроводящего материала, причем нейтронная защита выполнена с возможностью защищать сверхпроводящий материал от нагрева и повреждения нейтронами.

7. Компактный термоядерный реактор, содержащий тороидальную плазменную камеру и систему удержания плазмы, выполненную с возможностью генерировать магнитное поле для удержания плазмы в плазменной камере, причем:

система удержания плазмы выполнена так, что главный радиус удерживаемой плазмы составляет 1,5 м или менее, а аспектовое соотношение плазмы составляет 2,5 или менее;

нейтронная защита, используемая для предотвращения повреждения нейтронами чувствительных компонентов реактора, включает в себя цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала и/или гафния, причем состав цементированного карбида или борида меняется по толщине цементированного карбида или борида.

8. Дивертор для термоядерного реактора, включающий в себя цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала или гафния, причем состав цементированного карбида или борида меняется по толщине цементированного карбида или борида.

9. Применение цементированного карбида или борида в качестве нейтронной защиты для термоядерного реактора, причем цементированный карбид или борид содержит связующее и наполнитель, причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала или гафния, причем состав цементированного карбида или борида меняется по толщине цементированного карбида или борида.

10. Применение по п. 9, причем связующее содержит металл.

11. Применение по п. 10, причем карбидное или боридное соединение является одним или более из:

карбида вольфрама;

борида вольфрама;

тройного борокарбида вольфрама.

12. Применение по любому из пп. 9-11, причем обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида содержит меньшую долю поглощающего нейтроны материала, чем не обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида.

13. Применение по любому из пп. 9-12, причем связующее содержит железо и/или хром.

14. Применение по любому из пп. 9-13, причем цементированный карбид не содержит кобальта или никеля.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к устройству для крепления модуля бланкета на вакуумном корпусе термоядерного реактора. Устройство включает опору, содержащую гибкие стержневые элементы, расположенные в виде пучка между двумя фланцами в центральной части фланцев.

Изобретение относится к способу формирования систем магнитного управления формой и током плазмы с обратной связью в токамаках и может быть применено для стабилизации положения сепаратрисы плазмы при отражении действия возмущений типа малого срыва в токамаках.

Изобретение относится устройству для электрического соединения внутрикамерных компонентов с вакуумным корпусом термоядерного реактора. Устройство выполнено в виде монолитного блока с токопроводящими элементами и фасонными прорезями.

Изобретение относится к термоядерному реактору. Реактор содержит вакуумную камеру, каналы подачи газообразных реагентов в камеру, входной и выходной коллекторы охлаждающего камеру теплоносителя.

Изобретение относится к средству создания вихревой воронки во вращающейся текучей среде, в частности во вращающейся текучей среде системы сжатия плазмы. Система содержит сосуд, в который впрыскивается текучая среда через одно или несколько впускных отверстий, и систему циркуляции текучей среды, выполненную с возможностью обеспечения циркуляции текучей среды в сосуде таким образом, что текучая среда отводится из сосуда через сливное отверстие и возвращается обратно в сосуд через одно или несколько впускных отверстий.

Изобретение относится к конструкции вакуумной камеры (ВК) и бланкета, которые являются элементами термоядерного реактора (ТЯР) или демонстрационного термоядерного источника нейтронов (ДЕМО-ТИН).

Лимитер // 2687292
Изобретение относится к оборудованию для оснащения термоядерных реакторов типа токамак. Лимитер содержит емкость 1, заполненную литием 2 и имеющую тепловой контакт с оммическим или СВЧ-нагревателями 3, кольцо 4, зафиксированное вращающимися опорами 5, неподвижно закрепленными на корпусе токамака, внутренняя поверхность кольца 4 выстлана пористым материалом 6, смачиваемым расплавленным литием, а нижняя часть кольца 4 погружена в литий в емкости 1, через зубчатое зацепление 7 кольцо 4 приводится во вращение электродвигателем 8, емкость 1 имеет входящий и выходящий трубопроводы 9 и 10 для расплавленного лития.

Изобретение относится устройству для крепления модуля бланкета на вакуумном корпусе термоядерного реактора. Устройство включает полую цилиндрическую опору с двумя фланцами и установленными между ними гибкими стержневыми элементами, разделенными прорезями, выполненными в осевом направлении опоры.

Изобретение относится к способу оптимизации рециклинга рабочего газа в токамаке. Способ предусматривает поступление в плазму молекул и атомов рабочего газа с поверхностей стенок вакуумной камеры, подвижного и неподвижного лимитеров, и системы газонапуска с трубопроводом.

Изобретение относится к области термоядерного синтеза и может быть использовано в разъемных соединениях модуля бланкета и вакуумной камеры термоядерного реактора.

Изобретение относится к нейтронной защите для термоядерного реактора. Защита включает цементированный карбид или борид, содержащий связующее и наполнитель. Причем наполнитель содержит частицы карбидного или боридного соединения вольфрама, тантала иили гафния, причем обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида содержит меньшую долю поглощающего нейтроны материала, чем не обращенная к плазме сторона цементированного карбида или борида. Техническим результатом является устойчивость нейтронной защиты для компактного термоядерного реактора к большим запасенным энергиям как в системе магнитов, так и в плазме, имеющей тенденцию к снижению мегаамперных токов до нуля за несколько тысячных миллисекунды, приводящему к вынужденной нестабильности. 5 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил.

Наверх