По словам ученых, при температуре 200°С, легко достижимой в условиях токамаков, эффективность удаления тяжелого изотопа водорода с помощью изотопного замещения составляет не менее 99%
МОСКВА, 16 марта. /ТАСС/. Ученые Национального исследовательского ядерного университета МИФИ придумали, как избавить термоядерные реакторы от радиоактивного трития. Об этом в четверг ТАСС сообщили в университете.
"Ученые НИЯУ МИФИ нашли возможность снизить радиационную угрозу при эксплуатации токамаков - установок для удержания плазмы, которые, как предполагается, будут основой будущих термоядерных реакторов. Исследователями ядерного университета разработан способ эффективного удаления трития из вольфрамовых слоев на внутренней поверхности термоядерных реакторов - на основе эффекта так называемого "изотопного замещения", - говорится в сообщении.
Результаты работы российских ученых помогут решить проблему избавления термоядерных установок от радиоактивного изотопа водорода - трития, который накапливается там в процессе эксплуатации. Так, например, в международном термоядерном реакторе ИТЭР установлено предельное количество трития - 700 г, больше этой величины в ИТЭР трития никогда быть не должно.
Для решения задачи избавления реактора от радиоактивного трития ученые разработали физическую модель, описывающую динамику изотопного замещения - когда тяжелый изотоп водорода, содержащийся в "загрязненном" слое, замещался на легкий изотоп водорода протий путем выдержки слоя в атмосфере протия (самого легкого из изотопов водорода) при повышенной температуре. На основе этой модели они предсказали, сколько времени и при какой температуре потребуется выдерживать слои различной толщины для удаления из них тяжелых изотопов водорода. В частности, при температуре 200°С, легко достижимой в условиях токамаков, эффективность удаления тяжелого изотопа водорода с помощью изотопного замещения составляет не менее 99%.
Сегодня исследователи продолжают работу по теоретическому описанию процессов, связанных с соосаждением, и изучают соосаждение трития с другими важными для термоядерного синтеза материалами, такими как литий. Они ожидают, что полученные результаты будут применены в термоядерных реакторах для предсказания скорости накопления трития и для очистки их от этого изотопа.