Гибридная ториевая реакторная установка с источником термоядерных нейтронов на основе магнитной ловушки
| Parent link: | Известия вузов. Ядерная энергетика № 2.— 2019.— [С. 43-54] |
|---|---|
| Corporate Author: | |
| Other Authors: | , , , , , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Представлены результаты компьютерного моделирования нейтронно-физических процессов, протекающих в высокотемпературном газоохлаждаемом ториевом реакторе для 30-ти разных вариантов загрузки активной зоны. Для обеспечения надежной и длительной работы реактора (не менее семи лет) подобраны доля дисперсной фазы и стартовый состав топлива. Приведены параметры длинной магнитной ловушки с высокотемпературной плазмой, которая обеспечивает генерацию дополнительных нейтронов за счет протекающих в плазме термоядерных реакций и реакций типа (n, xn). Продемонстрирована принципиальная возможность замещения приосевой области активной зоны исследуемого реактора длинной магнитной ловушкой с высокотемпературной плазмой для случаев D-D- и D-T-реакций. Получено пространственно-энергетическое распределение выхода этих нейтронов на внешней поверхности магнитной ловушки. Продемонстрирована перспективность использования плазменного D-T-источника нейтронов для модификации приосевой области активной зоны реактора. Исследуемый реактор с приосевым источником дополнительных нейтронов предназначен для изучения теплофизических и нейтронно-физических характеристик дисперсионного торий-плутониевого топлива с целью улучшения его свойств. Результаты исследований представляют интерес с позиции продвижения к будущей термоядерной энергетике через создание гибридной технологии на базе ториевого реактора с источником дополнительных нейтронов в виде длинного плазменного столба. Расчетные модели созданы с использованием верифицированных расчетных кодов программ WIMS-D5B (ENDF/B-VII.0), MCU5TPU (MCUDВ50), MCNP5 (ENDF/B-VII.0), Serpent 1.1.7 (ENDF/B-VII.0) и PRIZMA (ENDF/B-VII.I). he article presents computer-simulated neutron-physical processes occurring in a high-temperature gas-cooled thorium reactor for 30 different core loading options. To ensure the reactor reliable and long-term operation (for at least 7 years), the dispersed phase proportion and the fuel starting composition were selected. The parameters are given of a long magnetic trap with a high-temperature plasma, ensuring the generation of additional neutrons due to fusion reactions occurring in the plasma and due to (n, xn)-type reactions occurring on the outer surface of magnetic trap. It is also shown that it is principally possible to replace the near-axial region of the reactor core by a long magnetic trap with high-temperature plasma for the cases of D-D and D-T reactions. The spatial-energy distribution of the output of these neutrons on the outer surface of the magnetic trap has been obtained. The prospects of using a plasma D-T neutron source to modify the near-axial region of the reactor core are demonstrated. The considered reactor with a near-axial source of additional neutrons is designed to study the thermophysical and neutron-physical characteristics of the dispersive thorium-plutonium fuel in order to improve its properties. The obtained results are of interest in terms of advancing to future fusion power through the creation of a hybrid technology based on a thorium reactor with a source of additional neutrons in the form of a long plasma column. Calculation models were created using verified calculation program codes, including WIMS-D5B (ENDF/B-VII.0), MCU5TPU (MCUDВ50), MCNP5 (ENDF/B-VII.0), Serpent 1.1.7 (ENDF/B-VII.0), and PRIZMA (ENDF/B-VII.I). |
| Published: |
2019
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nuclear-power-engineering.ru/article/2019/02/04/ |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=661376 |