РЕАКТОРЛЫҚ СӘУЛЕЛЕНДІРУ ЖАҒДАЙЫНДА Li15.7Pb ҚОРҒАСЫН-ЛИТИЙ ЭВТЕКТИКАСЫНАН ТРИТИЙДІ АЛУ ЖӘНЕ ГЕНЕРАЦИЯ БОЙЫНША ЭКСПЕРИМЕНТТІК ЗЕРТТЕУ ӘДІСТЕМЕСІ

Нейтрон сәулелендіру жағдайында Li15.7Pb қорғасын-литий эвтектикасынан тритийді алу және генерация бойынша эксперименттік зерттеу әдістемесі ұсынылып отырған мақалада баяндалады. Әдістеме әзірлеу барысында нейтрон-физикалық есептер MCNP бағдарламасы көмегімен жүргізілді. Есептеулер нәтижесінде ИВГ1.М реакторының 1 МВт жылу қуаты деңгейінде ампулалық құрылғы конструкциясы мен элементтерінде және үлгідегі энергия бөлінуінің үлестік қуаты анықталған. Сонымен қатар эвтектикадағы ИВГ1.М реакторының 1–6 МВт стационарлық қуат деңгейіндегі түрлі температуралық режимдеріне арналған ANSYS бағдарлама пакетінің көмегімен жылуфизикалық есептеулері жүргізілді. Жүргізілген есептеулер негізінде нейтрондық сәулелендіруге арналған ампулалық құрылғы (АҚ) әзірленді. Әзірлену барысында қорғасын-литий эвтектикасын тазалау және ампулалық құрылғыға қорғасын-литий эвтектикасын құю процесі жүзеге асырылды. Эвтектикадағы сәулелену параметрлері және ампулалық құрылғыдағы тритийдің масс-спектрометриялық тіркеу режимдерін анықтау бойынша реакторлық әдістемелік эксперименттері өткізілді және эксперименттер барысындағы алдын ала нәтижелері мақалада келтірілген.

1. A. Li-Puma, J. Bonnemason, L. Cachon, J.L. Duchateau, F. Gabriel. Consistent integration in preparing the helium cooled lithium lead DEMO-2007 reactor // Fusion Engineering and Design 84, 2009. P. 1197–1205.

2. Malang S. et al. An example pathway to a fusion power plant system based on lead–lithium breeder: Comparison of the dualcoolant lead–lithium (DCLL) blanket with the helium-cooled lead–lithium (HCLL) concept as initial step // Fusion Engineering and Design, 2009. V. 84. P. 2145–2157.

3. Di Maio P.A. et al. Analysis of the thermo-mechanical behaviour of the DEMO Water-Cooled Lithium Lead breeding blanket module under normal operation steady state conditions // Fusion Eng. Des. 2015. In press. (http://dx.doi.org/10.1016.j.fusengdes.2015.03.051).

4. Sawan M.E. et al. Three-dimensional nuclear analysis for the US dual coolant lead lithium ITER test blanket module // Fusion Engineering and Design, 2010. V. 85. P. 1027–1032.

5. Sadhana Mohan, Kalyan Bhanja, K.C. Sandeep. Experimental design of tritium extraction loop from lead lithium eutectic // Fusion Engineering and Design, 85, 2010, P. 803–808.

6. V. Kapyshev, I. Danilov, I. Kartashev, V. Kovalenko, A. Leshukov, V. Poliksha, A. Razmerov, Yu. Strebkov, M. Sviridenko, E. Trusova, N. Vladimirova, A. Kalashnikov. Initial design and test of the tritium breeder monitoring system for the lead-lithium cooled ceramic breeder (LLCB) module of the ITER // Fusion Engineering and Design, 88, 2013, P. 2293–2297.

7. Yong Song, Qunying Huang, Yongliang Wang, Muyi Ni. Analysis on tritium controlling of the dual-cooled lithium lead blanket for fusion power reactor FDS-II // Fusion Engineering and Design, 84, 2009, P. 1779–1783.

8. Irina Tazhibayeva, Timur Kulsartov, Nikolay Barsukov, Yuri Gordienko, Yuri Ponkratov, Zhanna Zaurbekova, Eugeniy Tulubayev, Vyachaslav Gnyrya, Viktor Baklanov, Ergazy Kenzhin. Interaction of tritium and helium with lead–lithium eutectic under reactor irradiation // Fusion Engineering and Design, 89, 2014, P. 1486–1490.

9. Takayuki Terai and Satoru Tanaka. Tritium release behavior from liquid tritium breeding materials for fusion reactor blanket under neutron irradiation. Progress in Nuclear Energy, Vol 32, No. 1/2, 1998. P. 97–112.

10. A. Li Puma, J.L. Berton, B. Branas, L. Bühler, J. Doncel. Breeding blanket design and systems integration for a helium-cooled lithium–lead fusion power plant // Fusion Engineering and Design, 81, 2006, P. 469–476.

11. S. Fukada, T. Terai, S. Konishi, K. Katayama, T. Chikada, Y. Edao, T. Muroga, M. Shimada, B. Merrill and D. K. Sze. Clarification of Tritium Behavior in Pb¬Li Blanket System // Materials Transactions, Vol. 54, No. 4, 2013, P. 425–429.

12. Субботин B.H., Арнольдов M.H., Ивановский M.H., Мосин А.А., Тарбов А.А. Литий. М.: Атом, 1999. 263 с.