Термоядерный реактор

| Категория реферата: Рефераты по физике
| Теги реферата: питание реферат, сочинение евгений онегин
| Добавил(а) на сайт: Балдин.

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 [pic]12 Тл и плотностью тока около 2 кА[pic] — 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 | | 0,5| 3,5 | 1,8| нет |
| | |0,15 | | | | |
|Т - 4 Россия | 0,9 | | 0,5| 4,5 | 2,3| нет |
| | |0,17 | | | | |
|Т - 7 Россия | 1,2 | | 3| 2,5 | 7,5| 1 |
| | |0,35 | | | | |
|Т - 10 Россия | 1,5 | | 4 | 4,5 | 19| 4 |
| | |0,37 | | | | |
|Т - 15 Россия | 2,4 | 0,7| 24 | 3,5 | 85| 14 |
|ТСП Россия | 1,06| | 1,8| 2 | 3,6| 2 |
| | |0,29 | | | | |
|PLT США | 1,3| 0,4| 4 | 4,5| 19 | 4 |
|Doublett США | | 0,9| 44 | 2,6| 120| 8 |
| |2,75 | | | | | |
|JT - 60 | 3| | 54 | 4,5| 240| 40 |
|Япония | |0,95 | | | | |
|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.

[pic]
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.

[pic]

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