3.5 Переход к непрерывному режиму.

Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность импульсов опре­деляется энергией, которая запасена в индукторе, поддержи­вающем ток в плазме.

Недавно в ряде стран получены первые результаты по безын­дукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной час­тоты, которые вызывают упорядоченное движение электро­нов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-II (Япония) свидетельствуют о перспективности та­кого способа возбуждения тока. Исследования в этом направ­лении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в те­чение длительного времени.

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора:

Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криоген­ной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного на­грева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистан­ционного управления и обслуживания.

4.1 Магнитная система содержит катушки тороидального магнит­ного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное маг­нитное поле, которое необходимо для работы дивертора и под­держания равновесия плазменного шнура.

Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для об­моток магнитной системы предполагается использовать спла­вы ниобий — титан и ниобий — олово.

 Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из ос­новных инженерных проблем разработки термоядерного реак­тора, которую предстоит решить в ближайшее время.

4.2 Криогенная система включает в себя криостат магнитной сис­темы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой за­ключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаж­дают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находя­щихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения пере­городок, разделяющих части с гелиевой и комнатной темпера­турами.

Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и пред­назначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком раз­режении.

4.3 Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый три­тий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необхо­димо предусмотреть замкнутый контур с минимальным коли­чеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Дли­тельность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

4.4 Система энергопитания существенно зависит от режима ра­боты реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целе­сообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.

4.5 Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превра­щения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструктор­ские разработки литиевого и уранового бланкетов.

4.6 Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему пита­ния, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

4.7 Защита реактора делится на радиационную и биологичес­кую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и сни­жает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нор­мальной работы магнитной системы при минимальных энерго­затратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s—106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушка­ми тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжек­торов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см.

Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохра­няет окружающее пространство от излучения.

4.8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реакто­ра. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжек­тор, что неудобно для расположения оборудования в реактор­ном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы мо­гут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследо­вания на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

4.9 Система управления — неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанцион­но — как во время работы, так и в периоды остановок.

Источником радиоактивности в термоядерном реакторе яв­ляются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полу­распада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактив­ные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, сплавов молиб­дена и ниобия) активность достаточно велика, но все же при­мерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогич­ной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предпо­лагается использовать материалы, обладающие малой наведен­ной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же тер­моядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистан­ционного обслуживания, что предъявляет дополнительные тре­бования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые запол­нят различными стандартными блоками (модулями). Это позво­лит в случае необходимости сравнительно просто заменять от­дельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики:

В таблице даны основные параметры токамаков: R и r - большой и малые радиусы плазмы, V - её объём, B - напряжённость магнитного поля, BV - фактор удержания плазмы и W - общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).

НАЗВАНИЕ R , М r , М

V , М3

B , Тл

VB,М3Тл

W, МВТ
Т - 3 Россия 1 0,15 0,5 3,5 1,8 нет
Т - 4 Россия 0,9 0,17 0,5 4,5 2,3 нет
Т - 7 Россия 1,2 0,35 3 2,5 7,5 1
Т - 10 Россия 1,5 0,37 4 4,5 19 4
Т - 15 Россия 2,4 0,7 24 3,5 85 14
ТСП Россия 1,06 0,29 1,8 2 3,6 2
PLT США 1,3 0,4 4 4,5 19 4
Doublett США 2,75 0,9 44 2,6 120 8
JT - 60 Япония 3 0,95 54 4,5 240 40
TFTR США 2,65 1,1 64 5,2 330 30
JET ЕВРАТОМ 2,95 1,7 170 3,4 580 52

 

Т - 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.

Т - 7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т - 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W - 7 со сверхпроводящей системой не удалась.

Т - 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.

JET (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.

 

Т - 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.

TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.

6. Ядерный синтез завтра.

“На завтра” планируется, прежде всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).

 В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.

 Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м3, а площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.

 Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.

NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.

 Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.

7. Вывод:

Проследив все этапы развития термоядерной энергетики от начала и до конца можно сделать вывод, что всё должно кончиться пуском «настоящего» термоядерного реактора, хотя ещё предстоит пройти долгий путь.

Список литературы:

1.)  Ядерная энергетика; Б.Б. Кадомцев, В.И. Пистунович; 1994 г. Москва

2.)  На пути к термоядерному реактору; И.В. Ефремов; 1993 г. Москва


Информация о работе «Термоядерный реактор»
Раздел: Физика
Количество знаков с пробелами: 27066
Количество таблиц: 2
Количество изображений: 3

Похожие работы

Скачать
35807
0
3

... току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии. 8. Сверхбыстродействующие системы. Управляемый термоядерный синтез с инерциальным удержанием Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда ...

Скачать
32634
0
1

... с помощью инжекции нейтральных атомов. Как в токамаках, так и в пробкотронах для удержания плазмы необходимо очень сильное магнитное поле. Однако существуют направления решения проблемы термоядерного синтеза, при реализации которых отпадает необходимость создания сильных магнитных полей. Это так называемые лазерный синтез и синтез с помощью релятивистских электронных пучков. Суть этих решений ...

Скачать
7903
0
2

... на 2004 год [8]. Очередные переговоры по этому проекту пройдут в мае 2004 года в Вене. Реактор начнут создавать в 2006 году и планируют запустить в 2014. Принцип работы Термоядерный синтез* – это дешевый и экологически безопасный способ добычи энергии. На Солнце уже миллиарды лет происходит неуправляемый термоядерный синтез – из тяжелого изотопа водорода дейтерия образуется гелий. При этом ...

Скачать
21669
0
4

... , методом металлотермии: UF4+ 2Mg = 2Mg2+ U Уран, що утворився, містить у незначних кількостях домішки бор , кадмій і деякі інші елементи, так званих реакторних отрут. Поглинаючи нейтрони, що утворяться при роботі ядерного реактора, вони роблять уран непридатним для використання як ядерне пальне. Щоб позбутися від домішок, металевий уран розчиняють в азотній кислоті, одержуючи уранилнитрат ...

0 комментариев


Наверх