БЛАНКЕТ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ Российский патент 2017 года по МПК G21B1/00 

Изобретение относится к ядерной технике для генерации нейтронов, где в качестве источника нейтронов используется термоядерный реактор, а именно к конструкции бланкета. Бланкет может использоваться как для наработки целевых изотопов (например, делящегося топлива, трития), так и для трансмутации высокоактивных и токсичных радиоактивных отходов (например, минорных актинидов) в менее активные и нетоксичные. Возможно применение бланкета для получения электрической энергии и в исследовательских целях (например, для изучения нейтронных потоков из плазмы).

Известна конструкция ядерного реактора, в котором активная зона представляет собой емкость, заполненную водным раствором уранил-сульфата (УС) - UO₂SO₄. Эти реакторы имеют значительный опыт безопасной и надежной эксплуатации (Уникальные разработки и экспериментальная база Курчатовского института. Ред. Н.Н. Пономарев-Степной, М., ИздАт, 2008).

Известен способ и устройство для производства изотопа Мо⁹⁹ (Патент RU 2106708, опубл. 10.03.1998), который заключается в том, что циркулирующий раствор УС подвергают нейтронному облучению, выделяя образующиеся радионуклиды Мо⁹⁹ из циркулирующего раствора, содержащего УС и продукты его распада. УС применяют в объеме, превышающем критический по условиям цепной реакции деления ядер. Достигаемый технический результат: организация непрерывного технологического цикла, экономичное использование делящихся материалов, снижение количества радиоактивных отходов, высокая эффективность производства вышеуказанного изотопа.

Известен способ и устройство для производства трития в гомогенном ядерном реакторе (Патент US 4532102, опубл. 30.07.1985). Тритий образуется в гомогенном реакторе путем бомбардировки атомов изотопа Li⁶ нейтронами из самоподдерживающейся цепной реакции в жидком топливе водного реактора. Топливом является водный раствор УС. В качестве реактора используется герметичный сосуд, форма которого близка к сферической, чтобы свести к минимуму потери нейтронов из активной зоны. Материал для наработки трития - сульфат лития Li₂⁶SO₄. В реакторе достигается критическая масса для того, чтобы началась цепная реакция. Критическая масса поддерживается путем регулирования концентраций U²³⁵ и Li⁶. Нейтроны из цепной реакции взаимодействуют с Li⁶, образуя тритий. Тритий, участвуя в реакции изотопного обмена с водой, образует молекулы НТО. Вода, находящаяся в топливном растворе и содержащая тритий (H₂O+НТО), нагревается в ходе ядерной реакции и частично испаряется, а пар поступает в устройство по разделению изотопов, в котором выделяется тритий.

Недостатком способов и устройств (Патент RU 2106708, US 4532102) по сравнению с предлагаемым является наличие у этих устройств критической массы, что является существенным фактором опасности.

Близким к предложенной конструкции является проект БРЕСТ - быстрый ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя в активной зоне (В.В. Лемехов, B.C. Смирнов. "БРЕСТ: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем и пристанционным топливным циклом". Безопасность ядерных технологий и окружающей среды №1, 2012). В этом реакторе активная зона охлаждается теплоносителем из жидкого свинца, который передает тепло через теплообменник второму контуру охлаждения.

Известен бланкет ТЯР (Патент на ПМ №143978), состоящий из вертикальных металлических модулей, заполненных сырьевым материалом и теплоносителем, устройств для подвода и отвода теплоносителя, при этом модули заполнены сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром, значительно меньшим диаметра модуля, причем в верхней части каждого модуля расположено устройство для подвода необлученных СЭЛов и теплоносителя, а в нижней части - устройство для отвода облученных СЭЛов на переработку и теплоносителя в теплообменник. Кроме того, СЭЛы могут быть выполнены гомогенными или гетерогенными, а в качестве теплоносителя используют воду, или органические и фторорганические жидкости, или жидкие металлы, или газы.

Наиболее близким к предлагаемому устройству – прототипом - является бланкет ТЯР (Е.П. Велихов и др. "Концепция "зеленой" ядерной энергетики", Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 2013, том. 36, вып. 1, стр. 5), состоящий из вертикальных металлических модулей, соединенных устройствами для подвода и отвода расплава сырьевого материала с контуром естественной циркуляции, и байпасным контуром с устройством для извлечения из расплава целевых изотопов и радиоактивных отходов, где в качестве расплава сырьевого материала используют смесь фтористых солей.

В первом контуре осуществляется естественная циркуляция расплава солей флинак (состав фтор, литий, натрий, калий) с добавлением фторида тория. В нем производится наработка U²³³ из тория. Температура соли на входе в бланкет ~550°C, на выходе из бланкета ~600°C, затем эта соль поступает в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура - соли с содержанием натрия и фтора. Соль второго контура охлаждается в теплообменнике второго контура, где отдает свое тепло воде третьего контура с давлением 1 МПа и температурой на выходе 140°C, которая может использоваться в системе теплофикации. Выделение U²³³ из первого контура производится путем байпасного отбора части расплава.

Бланкет с использованием расплава смеси фтористых солей (температура плавления которых превышает 400°C) требует поддержания высокой температуры в контуре циркуляции, превышающей температуру плавления смеси используемых солей. Необходимо устройство для разогрева смеси солей в контуре до соответствующей температуры и поддержания этой температуры тогда, когда плазма в ТЯР отсутствует. Смесь фтористых солей обладает высокой коррозионной активностью, что требует применения в качестве конструкционных материалов сплавов с высоким содержанием никеля, что нежелательно, т.к. они активируются нейтронами.

Бланкет с расплавом фтористых солей обладает следующими недостатками:

1. Высокая рабочая температура осложнит работу криогенных сверхпроводящих катушек ТЯР.

2. Применение никелевых сплавов нежелательно, т.к. они активируются нейтронами.

3. Химические элементы, входящие в состав фтористых солей, токсичны.

4. Несмотря на большой объем исследовательских работ, использование фтористых солей в качестве теплоносителей остается проблематичным.

Задачей предлагаемого технического решения является устранение вышеуказанных недостатков, что приведет к повышению технологичности устройства за счет снижения рабочих температур, исключения токсичных и коррозионно-активных веществ, улучшения нейтронно-физических характеристик за счет использования неактивируемых конструкционных материалов.

Технический результат, который может быть получен при использовании предлагаемой конструкции бланкета в ТЯР, заключается в обеспечении:

1. Непрерывной перегрузки сырьевого материала в бланкете.

2. Возможности регулирования состава сырьевого материала в бланкете путем регулирования скорости отбора на извлечение целевых изотопов.

3. Возможности смены типа сырьевого материала без изменения остальной конструкции бланкета.

4. Подкритичности бланкета.

5. Возможности при минимальном количестве конструкционных материалов иметь максимальное количество сырьевого материала.

6. Возможности эксплуатировать бланкет при сравнительно низкой температуре (около 100°C, в то время как в прототипе используется соль при температуре около 600°C).

Для достижения указанного результата предложен бланкет термоядерного реактора с естественной циркуляцией, состоящий из по крайней мере одного вертикального металлического модуля с раствором сырьевого материала, соединенного патрубками, расположенными в верхней и нижней части, с контуром естественной циркуляции, содержащим теплообменник, и байпасным контуром с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов, при этом используют водные растворы сырьевого материала, а внутри модуля установлен винтовой шнек.

Кроме того:

- шнек выполнен одновитковым с диаметром, равным внутреннему диаметру модуля.

- в верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды.

- модуль в нижней части соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью.

- в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор уранил-сульфата UO₂SO₄ для наработки Pu²³⁹ из U²³⁸;

- в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор тория-сульфата ThO₂SO₄ для наработки U²³³ из Th²³²;

- в качестве раствора сырьевого материала используют водные растворы гидроксида лития LiOH, или нитрида лития LiNO₃, или хлорида лития LiCl, или сульфата лития Li₂SO₄ для наработки трития;

- в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор, содержащий минорные актиниды.

Сущность предлагаемого изобретения поясняется фигурами.

Принципиальная схема бланкета показана на Фиг. 1.

Схема рассматриваемой конструкции бланкета. Цифрами обозначены: 1 - плазма в разрядной камере; 2 - первая стенка; 3 - модули бланкета; 4 - отвод раствора в теплообменник; 5 - наружный корпус бланкета; 6 - катушка магнитной системы; 7 - возврат раствора из теплообменника.

Схема поперечного сечения бланкета показана на Фиг. 2. Цифрами обозначены: 1 - плазма в разрядной камере; 2 - первая стенка; 3 - модули бланкета; 9 - железоводная нейтронная защита.

Схема конструкции модуля бланкета показана на Фиг. 3. Цифрами обозначены: 1 - плазма в разрядной камере (источник нейтронов); 3 - модуль бланкета; 4 - отвод раствора в теплообменник; 7 - возврат раствора из теплообменника; 8 - раствор в модуле; 10 - отбор раствора на регенерацию; 11 - возврат раствора из регенерации; 12 - устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды; 13 - теплообменник; 14 - сбросная емкость; 15 - винтовой шнек.

Схема установки шнека в модуле показана на Фиг. 4. Цифрами обозначены: 3 - модуль бланкета; 15 - винтовой шнек.

Бланкет состоит из однотипных вертикальных металлических модулей 3, причем внутренний объем каждого заполнен водным раствором сырьевого материала 8 (в дальнейшем - просто раствором) для получения целевых изотопов. Раствор нагревается внутренним энерговыделением, вызванным нейтронным излучением из плазмы 1, и энерговыделением при трансмутации изотопов. Модули являются частью первого контура циркуляции. Движение раствора в модуле осуществляется с помощью естественной циркуляции снизу вверх.

Бланкет является самоохлаждаемым, так как раствор служит одновременно теплоносителем и охлаждается в промежуточном теплообменнике 13 между первым и вторым (водяным) контурами циркуляции.

Известно, что внутреннее энерговыделение в растворе будет неравномерным. По мере удаления от плазмы энерговыделение снижается, соответственно подогрев раствора в модуле будет неравномерным. В случае если внутренний объем модуля не будет содержать устройств для выравнивания температуры раствора в горизонтальном сечении модуля, то будут образовываться внутренние конвективные токи и возможно образование застойных зон.

Встроенный в корпус модуля винтовой шнек 15 придает потоку раствора винтовое вращение вокруг вертикальной оси модуля, т.е. поток то приближается, то удаляется от плазмы. Это способствует его равномерному подогреву и препятствует образованию внутренних конвективных токов и застойных зон. При этом шнек не должен существенно увеличивать гидравлическое сопротивление, поэтому предложено выполнить его одновитковым с диаметром, равным внутреннему диаметру модуля.

Непрерывная перегрузка сырьевого материала осуществляется путем байпасного отбора 11 и возврата 12 части раствора для извлечения из него целевых изотопов и радиоактивных отходов. В случае если бланкет предназначен для наработки делящихся изотопов, то из раствора выделяются наработанные изотопы и радиоактивные отходы (в частности - продукты деления). Если бланкет предназначен для трансмутации изотопов (в частности - минорных актинидов), то из раствора выделяются только радиоактивные отходы (в частности - продукты деления). Одновременно через байпасный контур производится подпитка бланкета свежим раствором, так что общая масса раствора в бланкете и его химический состав поддерживаются постоянными.

Раствор имеет сравнительно низкую температуру (около 100°C) и низкое давление (около 0,1 МПа), что упрощает конструкцию модуля.

Принцип работы бланкета следующий.

Раствор 8 в модуле 3 нагревается нейтронами из плазмы 1; также под действием нейтронов происходит трансмутация элементов в растворе. Нагрев раствора приводит к уменьшению его плотности, что вызывает естественную циркуляцию раствора в контуре. Продукты радиолиза воды поступают в устройство для их рекомбинации 12, откуда вода - продукт рекомбинации - стекает обратно в модуль 3. Раствор из модуля поступает в теплообменник 13, где отдает свое тепло во второй контур циркуляции. Затем охлажденный раствор возвращается модуль 3. Из модуля 3 часть раствора 10 отводится на регенерацию в систему извлечения целевых изотопов. После этого раствор возвращается в модуль 3. При повышении температуры раствора или при выпадении осадка, содержащего делящиеся изотопы, в модуле плавится пробка в его нижней части, и раствор через сливной трубопровод поступает в сбросную емкость 14. Сам модуль может быть выполнен цилиндрическим, а нижняя часть корпуса модуля выполнена в виде конуса сужением вниз.

Предлагаемая конструкция, в зависимости от предъявляемых к бланкету требований, может иметь различные варианты конкретного выполнения.

В качестве конструкционного материала можно использовать циркониевые или алюминиевые сплавы, хорошо освоенные в ядерной энергетике.

Для приготовления раствора, содержащего уран, можно использовать обедненный, природный и обогащенный уран.

В частности, в качестве раствора могут быть использованы следующие жидкости:

- водный раствор уранил-сульфата UO₂SO₄ - УС для наработки Pu²³⁹ из U²³⁸;

- водный раствор тория-сульфата ThO₂SO₄ для наработки U²³³ из Th²³²;

- водные растворы гидроксида лития LiOH, нитрида лития LiNO₃, хлорида лития LiCl, сульфата лития Li₂SO₄ для наработки трития;

- раствор, содержащий минорные актиниды.

Модуль бланкета может иметь не только цилиндрическую, но и иную форму.

При выборе соответствующей формы возможна установка одного модуля в одной секции бланкета. В этом случае достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от раствора теплоноситель) отсутствуют.

Предлагаемая конструкция бланкета будет иметь следующие преимущества:

- простота конструкции, загрузки и выгрузки сырьевого материала;

- низкое давление (около 0,1 МПа) и низкая температура (~100°C) в модуле;

- пожаробезопасность;

- невозможность накопления большого количества гремучей смеси, которую обеспечивает устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды;

- возможность непрерывной корректировки элементного состава раствора, что, в свою очередь, позволит исключить остановки на перегрузку бланкета и организовать непрерывное выделение из него целевых изотопов или продуктов трансмутации;

- отсутствие МГД-потерь при циркуляции, т.к. водные растворы обладают низкой электропроводностью;

- возможность быстро сменить тип раствора;

- благодаря высокой теплопроводности раствора невозможно образование зон с повышенным тепловыделением;

- достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от сырьевого материала теплоноситель) отсутствуют;

- низкие температуры упрощают конструкцию и уменьшают тепловые нагрузки на сверхпроводящие элементы;

- внутренне присущее свойство саморегулирования. При увеличении тепловой нагрузки на бланкет и росте температуры раствора уменьшится его плотность, а это приведет к увеличению расхода раствора через модуль и снижению его температуры.

Дополнительным преимуществом является возможность применения простой и надежной пассивной системы безопасности, предложенной для жидкосолевых ядерных реакторов.

При возникновении аварийной ситуации с потерей отвода тепла в промежуточном теплообменнике начнется рост температуры раствора с возможностью его кипения и повышения давления в контуре циркуляции. Если рост температуры раствора не удастся предотвратить другими способами, то сработает пассивная система безопасности. Внутренний объем каждого модуля в самой нижней точке своей конической части соединен сливным трубопроводом со сбросной емкостью. Этот трубопровод закрыт пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура в модуле. В случае возникновения подобной аварийной ситуации материал пробки расплавится. Образовавшийся расплав и раствор из модуля стекут в сбросную емкость.

Пассивная система безопасности сработает также в случае роста температуры раствора, вызванного повышением концентрации в нем делящихся изотопов и соответствующего увеличения тепловыделения.

При применении растворов, содержащих уран, возможно выпадение из раствора осадка - пероксида урана. Благодаря предложенной конструкции модуля осадок будет скапливаться в его нижней, конической, части, непосредственно на пробке. Содержащиеся в осадке делящиеся элементы и продукты деления будут генерировать тепло. Это приведет к росту температуры осадка. Пробка расплавится, и раствор из модуля стечет в сбросную емкость. Это гарантирует невозможность образования критической массы в осадке.

Расчеты показывают принципиальную возможность создания бланкета подобной конструкции.

Пример расчета.

Расчет возможности естественной циркуляции раствора в модуле бланкета выполнен для конструкции, представленной на Фиг. 1-4 и характеризующейся следующими параметрами (см. Таблицу 1).

При исследовании бланкета с водным раствором УС (см. Кутеев Б.В. и др. "Нейтронно-физические исследования термоядерного источника нейтронов для получения максимального потока тепловых нейтронов". Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 2013, вып. 1, стр. 64) было определено q_v - удельное объемное тепловыделение в нем в зависимости от нейтронной нагрузки и расстояния от плазмы.

При нейтронной нагрузке 0,2 МВт/м², характерной для ТИН, q_v~0,2-1 МВт/м³. Объемное тепловыделение будет также в металлоконструкциях модуля, и для них примем q_{v Ме}~1-3 МВт/м³.

Тепловая мощность модуля определяется как

Исследование фазовой диаграммы системы уранил-сульфат (УС) - вода показало возможность использовать раствор в широком диапазоне концентраций УС и температур раствора. Возможно применение раствора при концентрации УС от 0 до 10 моль/(кг воды) и при его температуре от 0 до 300°C (Петунин Б.В. "Теплоэнергетика ядерных установок". М., Атомиздат, 1960). Там же приведены теплофизические свойства водного раствора УС. Плотность раствора УС в воде

где К_U - концентрация урана в растворе, весовых %;

r_воды - плотность воды при давлении насыщенного пара и рабочей температуре, кг/м³.

Плотность урана в растворе

Теплоемкость раствора УС в воде с учетом (3)

где С_воды - теплоемкость чистой воды при текущих параметрах.

В работе Кутеева Б.В. и др. "Нейтронно-физические исследования термоядерного источника нейтронов для получения максимального потока тепловых нейтронов". Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", 2013, вып. 1, стр. 64, исследовался раствор с составом 0,611 (кг УС)/(кг воды), т.е. на 1,611 кг раствора приходится 0,611 кг УС масса УС в 1 кг раствора

M_1УС=0,611/1,611=0,379 кг.

При атомном весе урана А_U=238 и молекулярном весе УС-МОЛ_УС=366 в 1 кг раствора будет содержаться уран в количестве

М_1U=(A_U/МОЛ_УС)⋅М_1УС=0,246 кг/кг.

Таким образом, К_U=24,6%.

Масса воды 1 кг раствора М_1B=1-M_1УС=0,621 кг и ее массовая концентрация в растворе К_воды=62,1%.

Введенные величины нужны для определения теплофизических свойств раствора УС, которые сильно зависят от них. В таблице 2 «Теплофизические свойства раствора уранил-сульфата» даны некоторые свойства раствора при рассматриваемой концентрации УС в интересующем нас интервале температур.

Дальнейшие расчеты выполнены для раствора с такими свойствами.

Уравнение теплового баланса для модуля:

где G - расход раствора через модуль, кг/с;

ΔT=Т_вых-Т_вх - разность температур раствора на выходе из модуля и на входе в него, °C;

С_раст - средняя теплоемкость раствора в интервале температур

(Т_вх-Т_вых), Дж/(кг⋅°C).

Для дальнейших расчетов примем Т_вых=90°C и Т_вх=70°C.

Средняя скорость раствора в модуле

где r_сред=(r_вх+r_вых)/2 - средняя плотность раствора, кг/м³.

При течении жидкости снизу вверх в вертикальном канале при уменьшении ее плотности по направлению течения возникает разность давлений на входе и выходе из канала - "самотяга" ΔР_сам (И.Е. Идельчик. "Справочник по гидравлическим сопротивлениям". М., Машиностроение, 1975). Величину "самотяги" можно оценить по

где g - ускорение свободного падения, м/с².

Полное гидравлическое сопротивление модуля при течении жидкости (И.Е. Идельчик. "Справочник по гидравлическим сопротивлениям". М., Машиностроение, 1975) определяется как

где ∑J_м - сумма местных гидравлических сопротивлений модуля

λ - линейный коэффициент гидравлического сопротивления.

Для гладкой трубы по формуле Блазиуса

При расчете гидравлического сопротивления необходимо учесть наличие в модуле винтового шнека. Это тонкая металлическая пластина, изогнутая симметрично вертикальной оси модуля. Место соприкосновения шнека с внутренней цилиндрической поверхностью модуля образует винтовую линию. Шаг винтовой линии Н - расстояние между ее витками, измеренное вдоль вертикальной оси. Для минимизации гидравлического сопротивления шнека он будет одновитковым, т.е. раствор в модуле сделает один оборот вокруг вертикальной оси модуля. Тогда Н=L. R - радиус цилиндра, на котором расположена винтовая линия, в нашем случае R=D/2. Длина одного витка винтовой линии l₁=(L²+(3,14⋅D)²)^0,5=3,6 м - в нашем случае максимальный путь, который раствор проходит в модуле. Это значение подставляем в (8). Для определения ∑J_м примем следующие допущения:

где J_вх=1 - коэфф. местного гидравлического сопротивления на входе в модуль;

J_шнек=3 - коэфф. местного гидравлического сопротивления при обтекании винтового шнека;

J_вых=1 - коэфф. местного гидравлического сопротивления на выходе из модуля.

Результаты расчета характеристик модуля бланкета приведены в таблице 3 «Теплогидравлические характеристики модуля бланкета при различных величинах удельного тепловыделения в материалах».

Данные таблицы 3 показывают, что при любой возможной тепловой мощности модуля бланкета его полное гидравлическое сопротивление значительно меньше развиваемой "самотяги", что делает возможным осуществление естественной циркуляции раствора.

Предлагаемая конструкция бланкета будет иметь следующие преимущества:

- простота конструкции, загрузки и выгрузки сырьевого материала;

- низкое давление (около 0,1 МПа) и низкая температура (менее 100°C) в модуле;

- пожаробезопасность;

- невозможность накопления большого количества гремучей смеси, которую обеспечивает устройство для рекомбинации продуктов радиолиза воды;

- возможность непрерывной корректировки элементного состава раствора, что, в свою очередь, позволит исключить остановки на перегрузку бланкета и организовать непрерывное выделение из него целевых изотопов или продуктов трансмутации;

- возможность быстро сменить тип раствора;

- благодаря высокой теплопроводности раствора невозможно образование зон с повышенным тепловыделением;

- достигается максимальное отношение объема сырьевого материала к объему конструкций бланкета, т.к. общий объем конструкционных материалов (металла) сравнительно невелик, а другие конструкционные материалы (например, отличный от сырьевого материала теплоноситель) отсутствуют;

- низкие температуры упрощают конструкцию и уменьшают тепловые нагрузки на сверхпроводящие элементы;

- внутренне присущее свойство саморегулирования. При увеличении тепловой нагрузки на бланкет и росте температуры раствора уменьшится его плотность, а это приведет к увеличению расхода раствора через модуль и снижению его температуры. Дополнительным преимуществом является возможность применения простой и надежной пассивной системы безопасности, предложенной для жидкосолевых ядерных реакторов.

Конструкция сбросной емкости так же должна исключать возможность образования в ней критической массы.

Расчеты показывают принципиальную возможность создания бланкета подобной конструкции.

Изобретение относится к конструкции бланкета термоядерного реактора. В заявленном устройстве предусмотрено наличие по крайней мере одного вертикального металлического модуля с раствором сырьевого материала, соединенного патрубками, расположенными в верхней и нижней части, с контуром естественной циркуляции, содержащим теплообменник, и байпасным контуром с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов. В заявленном бланкете используют водные растворы сырьевого материала, а внутри модуля установлен винтовой одновитковый шнек с диаметром, равным внутреннему диаметру модуля. В верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды, а в нижней части модуль соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью. Техническим результатом является повышение технологичности устройства в результате снижения рабочих температур, исключения токсичных и коррозионно-активных веществ, улучшения нейтронно-физических характеристик за счет использования неактивируемых конструкционных материалов. 7 з.п. ф-лы, 3 табл., 4 ил.

1. Бланкет термоядерного реактора с естественной циркуляцией, состоящий из по крайней мере одного вертикального металлического модуля с раствором сырьевого материала, соединенного патрубками, расположенными в верхней и нижней части, с контуром естественной циркуляции, содержащим теплообменник, и байпасным контуром с устройством для извлечения из раствора целевых изотопов и радиоактивных отходов, отличающийся тем, что используют водные растворы сырьевого материала, а внутри модуля установлен винтовой шнек.

2. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что шнек выполнен одновитковым с диаметром, равным внутреннему диаметру модуля.

3. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в верхней части модуль соединен с устройством для рекомбинации продуктов радиолиза воды.

4. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в нижней части модуль соединен трубопроводом с установленной в нем пробкой из материала с температурой плавления большей, чем рабочая температура раствора сырьевого материала, со сливной емкостью.

5. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор уранил-сульфата UO₂SO₄ для наработки Pu²³⁹ из U²³⁸.

6. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водный раствор тория-сульфата ThO₂SO₄ для наработки U²³³ из Th²³².

7. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют водные растворы гидроксида лития LiOH, или нитрида лития LiNO₃, или хлорида лития LiCl, или сульфата лития Li₂SO₄ для наработки трития.

8. Бланкет по п. 1, отличающийся тем, что в качестве раствора сырьевого материала используют раствор, содержащий минорные актиниды.