Ученые придумали, как избавить токамаки от радиоактивного трития

При эксплуатации термоядерных установок может возникнуть угроза радиационной безопасности за счет накопления радиоактивного изотопа водорода трития. Так, в международном термоядерном реакторе ИТЭР установлено предельное количество 700 г трития, больше этой величины в ИТЭР трития никогда быть не должно.

Как показали исследования на крупнейшем в мире токамаке JET, проведённые с участием сотрудников НИЯУ МИФИ, одним из основных путей накопления трития в токамаках является так называемое «со-осаждение» - процесс одновременного осаждения на поверхность распылённых плазмой вольфрамовых частиц стенок реактора и частиц рабочего газа плазмы – изотопов водорода.

Перед учеными встала задача найти способ детритизации – безопасного и технологичного удаления трития из соосажденных слоев в термоядерных установках. Так как работы с тритием очень дороги и сопряжены с рядом опасностей, в лабораторных условиях его часто симулируют при помощи безопасного тяжёлого изотопа водорода – дейтерия.

Исследователи НИЯУ МИФИ исследовали эффективность удаления дейтерия из соосажденных вольфрамовых слоев на основе эффекта так называемого «изотопного замещения», когда дейтерий, содержащийся в слое, замещался на лёгкий изотоп водорода протий путём выдержки слоя в атмосфере протия при повышенной температуре.

«Мы установили, что при температуре 200°С, легко достижимой в условиях токамаков, эффективность удаления дейтерия с помощью изотопного замещения составляет не менее 99%. При этом эффективность удаления дейтерия путем простого нагрева в вакууме при той же температуре не превышала 70%», - рассказал кандидат физико-математических наук, старший научный сотрудник лаборатории физико-химических процессов в стенках термоядерных установок и кафедры физики плазмы НИЯУ МИФИ Степан Крат.

Ученые НИЯУ МИФИ разработали простую физическую модель, описывающую динамику изотопного замещения. На ее основе они предсказали, сколько времени и при какой температуре потребуется выдерживать слои различной толщины для удаления из них тяжелых изотопов водорода.

Сегодня исследователи продолжают работу по теоретическому описанию процессов, связанных с соосаждением, и изучают соосаждение 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.

Работа была выполнена за счет средств двух грантов Российского Научного Фонда (РНФ): экспериментальная часть была выполнена при поддержке гранта № 17-72-20191. Теоретическая часть была выполнена при поддержке гранта № 21-72-10097.