بطانية التكاثر

غطاء التوليد هو جهاز يُستخدم في الهندسة النووية لتحويل كميات من عنصر ما، باستخدام تدفق النيوترونات من مفاعل الانشطار أو مفاعل الاندماج . في سياق الانشطار، استُخدمت أغطية التوليد منذ خمسينيات القرن الماضي في مفاعلات التوليد ، لإنتاج وقود الانشطار من المواد الخصبة . أما في سياق الاندماج، فقد طُورت لإنتاج التريتيوم من الليثيوم-6 . في كلتا الحالتين، يتحول إشعاع النيوترونات إلى طاقة حرارية داخل الغطاء، مما يستلزم وجود نظام تبريد خاص به .

غطاء الانشطار

تأتي مفاعلات التوليد بنوعين: حرارية وسريعة. تستخدم الأولى النيوترونات الحرارية لتنشيط الثوريوم-232 ، مما ينتج في النهاية اليورانيوم-233 :

${\ce {{^{232}_{90}Th}+_{0}^{1}n->[{\text{(n,}}\gamma {\text{)}}]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}][{\text{21.8 min}}]{^{233}_{91}Pa}->[\beta ^{-}][{\text{27 days}}]{^{233}_{92}U}}}$

تستخدم الأخيرة النيوترونات السريعة لتنشيط اليورانيوم-238 ، مما ينتج في النهاية البلوتونيوم-239 :

${\ce {^{238}_{92}U + {}^{1}_{0}n -> {}^{239}_{92}U ->[\beta^-][23.5\ {\ce {min}}] {}^{239}_{93}Np ->[\beta^-][2.356\ {\ce {d}}] {}^{239}_{94}بو}}$

تاريخياً، كان إنتاج كليهما أكثر شيوعاً في مجموعات القضبان، كما هو الحال في موقع هانفورد ومنشآت إنتاج الأسلحة النووية في ماياك . ومع ذلك، تُستخدم الأغطية لتقليل معدل فقدان النيوترونات والطاقة. ومن الأمثلة على ذلك مفاعل التوليد التجريبي الأول والقلب الأولي لمحطة شيبينغبورت للطاقة الذرية في خمسينيات القرن الماضي.

بطانية انصهار

في محطات الطاقة الاندماجية النظرية، بما في ذلك أنظمة الحصر المغناطيسي والقصوري ، يمكن أن تخدم بطانية التوليد أغراضًا متعددة:

امتصاص نيوترونات الاندماج لتوليد التريتيوم من الليثيوم
مضاعفة تدفق النيوترونات
امتصاص نيوترونات الاندماج لإنتاج الطاقة الحرارية من المفاعل
تبريد مكونات المفاعل الداخلية مثل الجدار الأول
حماية مكونات المفاعل الخارجية من إشعاع النيوترونات وإشعاع الأشعة السينية المحدود

الجزء الوحيد الذي لا يمكن استبداله بوسائل أخرى هو عملية التوليد. فعلى سبيل المثال، تُشكل كمية كبيرة من الماء نظام تبريد ممتازًا ودرعًا واقيًا من النيوترونات، كما هو الحال في المفاعل النووي التقليدي . مع ذلك، فإن التريتيوم ليس موردًا طبيعيًا، وبالتالي يصعب الحصول عليه بكميات كافية لتشغيل المفاعل بوسائل أخرى، لذا فإن تحقيق الاندماج النووي التجاري باستخدام دورة الديوتيريوم-التريتيوم يتطلب إنتاج التريتيوم بكميات تجارية بنجاح.

إنتاج التريتيوم

الهدف الأساسي هو إنتاج المزيد من وقود التريتيوم لتفاعل الاندماج النووي من خلال تفاعل النيوترونات مع الليثيوم في الغطاء: ^{[ 1 ]}^{[ 2 ]}

$_{3}^{6}{\text{Li}}+{}_{0}^{1}{\text{n}}\longrightarrow {}_{1}^{3}{\text{H}}+_{2}^{4}{\text{He}}+{\text{4.8 MeV}}$

$_{3}^{7}{\text{Li}}+{}_{0}^{1}{\text{n}}\longrightarrow {}_{1}^{3}{\text{H}}+_{2}^{4}{\text{He}}+{}_{0}^{1}{\text{n'}}-{\text{2.5 MeV}}$

بالنسبة للنيوترونات ذات طاقة 14 ميغا إلكترون فولت الناتجة عن تفاعلات الاندماج، فإن المقطع العرضي لهذا التفاعل أصغر بنحو 10 مرات. ^{[ 3 ]} لذا، تقترح معظم الأغطية استخدام الليثيوم-6 عالي التخصيب (>90%) ، المشتق من نسبة 2% إلى 8% الموجودة في الليثيوم الطبيعي. وتُعد عملية COLEX الكيميائية الطريقة الأكثر شيوعًا لتخصيب الليثيوم .

غطاء سائل

يقترح نموذج الغطاء السائل وجود مادة منصهرة تحتوي على الليثيوم. أحد الاقتراحات هو خليط من الليثيوم والرصاص، حيث يتعرض الرصاص لتفتت مضاعف للنيوترونات في وجود نيوترونات اندماجية بطاقة 14 ميغا إلكترون فولت.

${\ce {^{208}_{82}{Pb}+ {}^{1}_{0}n -> {}^{207m}_{82}{Pb}+ 2^{1}_{0}n}}$

ومن الأمثلة الأخرى الملح المنصهر FLiBe ، حيث يخضع البريليوم لعملية التفتت:

$_{4}^{9}{\text{Be}}+_{0}^{1}{\text{n}}\longrightarrow _{4}^{8}{\text{Be}}+2_{0}^{1}{\text{n}}$

تم اقتراح غطاء مماثل لمفهوم الاندماج النووي في مركز أبحاث MIT ARC . كما تم اقتراح مركبات أخرى من المعادن السائلة والأملاح المنصهرة. معظمها أملاح فلوريد، والتي تتميز بقدرة امتصاص عالية.

$_{9}^{19}{\text{F}}+_{0}^{1}{\text{n}}\longrightarrow _{9}^{20}{\text{F}}$

فيما يلي خصائص مختلف المركبات السائلة الحاملة لليثيوم المقترحة لأغطية التوليد:

خصائص المركبات المقترحة لأغطية التكاثر السائلة ^{[ 4 ]}
مركب الليثيوم	تعبير (%مول)	محتوى الليثيوم (%مول)	كثافة	الذوبان درجة الحرارة (كلفن)	~الكمية المثلى ⁶ لتر إثراء	التريتيوم نسبة التكاثر	محاكاة نسبية تدفق النيوترونات (n×10 ¹⁴ /سم ² /ثانية)
لي	100	100	0.472	454	30%	1.4	7.07
الرصاص لي	84-16	16	11000	508	100%	1.6	28.0
LiF-BeF ₂ ( FLiBe )	67-33	28.57	1.960	732	30%	1.2	9.94
LiF-NaF-BeF ₂ ( FLiNaBe )	31-31-38	14.29	2.030	588	60%	1.1	10.8
LiF-NaF-KF ( FLiNaK )	46.5-11.5-42	23.25	2.020	727	60%	0.9	9.55
LiF-LiBr-NaBr	20-73-7	46.5	3.160	723	100%	1.1	9.06
LiF-LiBr-NaF	14-79-9	46.5	3.200	728	100%	1.1	9.22
LiF-LiI	83.5-16.5	50	3.680	684	100%	1.1	8.54
LiF-NaF-ZrF ₄	55-22-23	20.36	2.720	863	80%	1.1	11.0

بطانية سرير من الحصى

تعتمد بعض تصميمات أغطية التوليد على السيراميك المحتوي على الليثيوم، مع التركيز على تيتانات الليثيوم وأورثوسيليكات الليثيوم . ^{[ 5 ]} تُستخدم هذه المواد، التي تأتي في الغالب على شكل حصى، لإنتاج واستخراج التريتيوم والهيليوم؛ ويجب أن تتحمل أحمالًا ميكانيكية وحرارية عالية؛ ويجب ألا تصبح مشعة بشكل مفرط عند انتهاء عمرها الافتراضي المفيد.

أنظمة التبريد

قد تعمل البطانية أيضًا كآلية تبريد، حيث تمتص الطاقة من النيوترونات الناتجة عن التفاعل بين الديوتيريوم والتريتيوم (" DT " )، وتعمل كذلك كدرع، مما يمنع النيوترونات عالية الطاقة من الهروب إلى المنطقة خارج المفاعل ويحمي الأجزاء الأكثر عرضة للإشعاع، مثل المغناطيسات الأومية أو فائقة التوصيل ، من التلف.

يبذل مشروع ITER جهودًا كبيرة في تصميم غطاء المفاعل، وسيختبر عددًا من الحلول المحتملة. ^{[ 6 ]} وتتمثل المفاهيم الرئيسية الأربعة فيما يلي:

رصاص الليثيوم المبرد ثنائياً (DCLL)
الرصاص الليثيوم المبرد بالهيليوم (HCLL)
سرير الحصى المبرد بالهيليوم (HCPB)
الرصاص الليثيوم المبرد بالماء (WCLL) ^{[ 7 ]}

تم بالفعل تطوير أنظمة تبريد بالماء الخفيف والهيليوم والرصاص، وفهم سلوكها النيوتروني، لمفاعلات انشطارية مختلفة. سيتم اختبار ستة أنظمة مختلفة لتوليد التريتيوم، تُعرف باسم وحدات اختبار الغطاء (TBM)، في مفاعل ITER. ^{[ 8 ]}

حتى الآن لم يتم تجربة أي نظام تربية واسع النطاق، ويبقى السؤال مفتوحاً حول ما إذا كان من الممكن إنشاء مثل هذا النظام.

مراجع

↑ غان، ييكسيانغ؛ هيرنانديز، فرانسيسكو؛ هاناور، دوريان؛ أناباتولا، راتنا؛ كاملاه، مارك؛ بيريسلافتسيف، بافيل (2014). "تحليل العناصر المنفصلة الحرارية لبطانية المولد الصلب للاتحاد الأوروبي المعرضة للإشعاع النيوتروني" (ملف PDF) . علوم وتكنولوجيا الاندماج . 66 (1). علوم وتكنولوجيا الاندماج 2017، 66 (1)، ص 83-90: 83-90 . arXiv : 1406.4199 . Bibcode : 2014FuST...66...83G . doi : 10.13182/FST13-727 . hdl : 1959.4/unsworks_60819 . تاريخ الاسترجاع: 24 مارس 2024 .
↑ جيجيريش، ت.؛ باتس، ك.؛ شفينزر، ج. س.؛ داي، س. (2019). "تطوير مسار عملي لتزويد محطة DEMO ومحطات الطاقة الاندماجية المستقبلية بالليثيوم-6" . هندسة وتصميم الاندماج . 149 111339. دار النشر Elsevier BV. Bibcode : 2019FusED.14911339G . doi : 10.1016/j.fusengdes.2019.111339 . ISSN 0920-3796 .
↑ كونوبييف، أ. يو.؛ كوروفين، يو. أ.؛ بيريسلافتسيف، ب. إي.؛ فيشر، أولريش؛ فون مولندورف، أولريش (2001). "تطوير طرق لحساب المقاطع العرضية لتفاعلات الديوتريوم-ليثيوم والنيوترون-ليثيوم لطاقات تصل إلى 50 ميغا إلكترون فولت". العلوم والهندسة النووية . 139 (1): 1-23 . Bibcode : 2001NSE...139....1K . doi : 10.13182/NSE00-31 . ISSN 0029-5639 .
↑ سيغانتين، ستيفانو؛ تيستوني، رافايلا؛ زوكيتي، ماسيمو (2020). "مقارنة نيوترونية للمولدات السائلة لأغطية المفاعلات الشبيهة بقوس ARC". هندسة وتصميم الاندماج . 160 112013. دار النشر Elsevier BV. Bibcode : 2020FusED.16012013S . doi : 10.1016/j.fusengdes.2020.112013 . ISSN 0920-3796 .
↑ سيراميك مولد الليثيوم، مجلة الجمعية الأوروبية للسيراميك
↑ "ما هو مشروع ITER؟" . ITER . تم الاطلاع عليه بتاريخ 14-09-2021 .
↑ فيديريتشي، جي.؛ بوكاتشيني، إل.؛ سيسموندي، إف.؛ غاسباروتو، إم.؛ بويتيفين، واي.؛ ريكابيتو، آي. (2019-04-01). "نظرة عامة على استراتيجية تصميم غطاء التوليد للاتحاد الأوروبي كجزء لا يتجزأ من جهود تصميم DEMO" . هندسة وتصميم الاندماج . 141. أمستردام، هولندا: إلسيفير: 30-42 . Bibcode : 2019FusED.141...30F . doi : 10.1016/j.fusengdes.2019.01.141 .
↑ جيانكارلي، لوتشيانو (2016-11-07). "لجنة تستعرض التقدم المحرز في وحدات اختبار الغطاء" . نشرة أخبار ITER . سان بول ليه دورانس، فرنسا: ITER . تاريخ الاسترجاع: 2021-03-20 .

روابط خارجية

"توليد التريتيوم" . ITER . 19 يونيو 2023.
جيانكارلي، لوتشيانو (5 يونيو 2017). "أنظمة توليد التريتيوم تدخل مرحلة التصميم الأولي" . ITER .

[1] غان، ييكسيانغ؛ هيرنانديز، فرانسيسكو؛ هاناور، دوريان؛ أناباتولا، راتنا؛ كاملاه، مارك؛ بيريسلافتسيف، بافيل (2014). "تحليل العناصر المنفصلة الحرارية لبطانية المولد الصلب للاتحاد الأوروبي المعرضة للإشعاع النيوتروني" (ملف PDF) . علوم وتكنولوجيا الاندماج . 66 (1). علوم وتكنولوجيا الاندماج 2017، 66 (1)، ص 83-90: 83-90 . arXiv : 1406.4199 . Bibcode : 2014FuST...66...83G . doi : 10.13182/FST13-727 . hdl : 1959.4/unsworks_60819 . تاريخ الاسترجاع: 24 مارس 2024 .

[u157-2] جيجيريش، ت.؛ باتس، ك.؛ شفينزر، ج. س.؛ داي، س. (2019). "تطوير مسار عملي لتزويد محطة DEMO ومحطات الطاقة الاندماجية المستقبلية بالليثيوم-6" . هندسة وتصميم الاندماج . 149 111339. دار النشر Elsevier BV. Bibcode : 2019FusED.14911339G . doi : 10.1016/j.fusengdes.2019.111339 . ISSN 0920-3796 .

[u596-3] كونوبييف، أ. يو.؛ كوروفين، يو. أ.؛ بيريسلافتسيف، ب. إي.؛ فيشر، أولريش؛ فون مولندورف، أولريش (2001). "تطوير طرق لحساب المقاطع العرضية لتفاعلات الديوتريوم-ليثيوم والنيوترون-ليثيوم لطاقات تصل إلى 50 ميغا إلكترون فولت". العلوم والهندسة النووية . 139 (1): 1-23 . Bibcode : 2001NSE...139....1K . doi : 10.13182/NSE00-31 . ISSN 0029-5639 .

[k744-4] سيغانتين، ستيفانو؛ تيستوني، رافايلا؛ زوكيتي، ماسيمو (2020). "مقارنة نيوترونية للمولدات السائلة لأغطية المفاعلات الشبيهة بقوس ARC". هندسة وتصميم الاندماج . 160 112013. دار النشر Elsevier BV. Bibcode : 2020FusED.16012013S . doi : 10.1016/j.fusengdes.2020.112013 . ISSN 0920-3796 .

[5] سيراميك مولد الليثيوم، مجلة الجمعية الأوروبية للسيراميك

[6] "ما هو مشروع ITER؟" . ITER . تم الاطلاع عليه بتاريخ 14-09-2021 .

[7] فيديريتشي، جي.؛ بوكاتشيني، إل.؛ سيسموندي، إف.؛ غاسباروتو، إم.؛ بويتيفين، واي.؛ ريكابيتو، آي. (2019-04-01). "نظرة عامة على استراتيجية تصميم غطاء التوليد للاتحاد الأوروبي كجزء لا يتجزأ من جهود تصميم DEMO" . هندسة وتصميم الاندماج . 141. أمستردام، هولندا: إلسيفير: 30-42 . Bibcode : 2019FusED.141...30F . doi : 10.1016/j.fusengdes.2019.01.141 .

[8] جيانكارلي، لوتشيانو (2016-11-07). "لجنة تستعرض التقدم المحرز في وحدات اختبار الغطاء" . نشرة أخبار ITER . سان بول ليه دورانس، فرنسا: ITER . تاريخ الاسترجاع: 2021-03-20 .

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

اللغة	العربية (RTL)
روابط موسوعية	30 رابطاً
المصدر الأصلي	ويكيبيديا ↗