Термоядерный реактор

Санкт-петербургский Государственный Морской Технический Университет

По теме: Термоядерный реактор.

Выполнил:

Студент:

Группа №

Проверил: Исаков Н.Я.

Санкт-Петербург

2000 г.

План:

1.Введение.

2.Плазма и топливный цикл термоядерного              реактора.

3. Физические основы реактора-токамака.

3.1 Условия термоядерного «горения».

3.2 Нагрев плазмы.

3.3 Магнитное удержание.

3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.

3.5 Переход к непрерывному режиму.

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора.

4.1   Магнитная система.

4.2   Криогенная система.

4.3   Вакуумная система.

4.4   Система энергопитания.

4.5   Бланкет реактора.

4.6   Тритиевый контур.

4.7    Защита реактора.

4.8    Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом.

4.9    Система управления.

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики.

6. Термоядерный синтез «завтра».

7. Вывод.

1. Введение:

Сегодня человечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным образом сжигая нефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены: с учётом роста потребления энергии они могут быть в значительной мере исчерпаны за какие-нибудь 30-50 лет. Кроме того, нефть и газ – это не только топливо, но и ценное сырьё для получения ряда химических продуктов, производства белка и других важных веществ.

  Как же развиваться энергетике? Путь оптимального её развития был намечен нашей страной, построившей  более 40 лет назад первую АЭС. Именно ускоренное развитие  атомной энергетики и является перспективой на будущее.

  АЭС сегодняшнего дня используют реакцию деления тяжёлых ядер. Но имеются ещё огромные потенциальные резервы развития в лёгких ядрах, которые могут быть реализованы в реакциях синтеза. Водородная бомба – это демонстрация возможности освобождения такой энергии в форме взрыва чудовищной силы. Но в скором времени физики осуществят управляемый термоядерный синтез (УТС).

Не исключено, что необходимые темпы роста производства энергии в перспективе будет трудно поддерживать, даже «сжигая» во все больших масштабах дешёвый уран  и вырабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах плутоний. Кроме того, с развитием ядерной энергетики придётся иметь дело с большими массами радиоактивных отходов и ужесточения требования к радиационной безопасности. Сегодня неясно, как это скажется на экономике ядерной энергетики. УТС же, использующий в качестве на начальном этапе дейтерий и литий, а затем только дейтерий. Может стать поистине не иссекаемым источником энергии, позволяющим резко снизить радиационную опасность.

  Последние 40 лет  работы по УТС ведутся широким фронтом  в различных направлениях. В итоге одним из наиболее перспективных путей решения этой проблемы признана  разработка систем с магнитным удержанием плазмы, среди которых токамаки занимают передовые позиции.

  Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным  и Н.Я. Явлинским, которые, начав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с помощью мощного газового разряда создали нагретый до очень большой температуры газ – высокотемпературную плазму.  Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий  основных компонентов установки – ТОроидальная КАмера  с МАГнитным полем – и было образованно слово «токамак» (при этом звонкая согласная Г была заменена на глухую К)

2. Плазма и топливный цикл термоядерного реактора:

Цель УТС – обеспечить протекание реакции слияния лёгких ядер. Наибольший интерес с этой точки зрения представляют реакции с участием изотопов водорода; дейтерия и трития (DT-цикл) либо одного дейтерия (DD-цикл).

В первом случае рождаются a-частица с энергией 3,5МэВ и нейтрон с энергией 14,1МэВ

Во втором – с равной вероятностью образуется ядро  и нейтрон или тритон (ядро трития) и протон.

  Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько раз, тогда как их сечения, или вероятности (зависящие от энергии взаимодействующих частиц), различаются более существенно. Так, максимальное сечение DT-реакции превышает соответствующую величину для DD-реакции более чем в 50 раз.

  Кроме того, энергия сталкивающихся частиц (температура плазмы), при которой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз ниже, чем для второй. С этой точки зрения DT-реакция более предпочтительна и реализуется легче (при меньших значениях  температуры и плотности  плазмы), так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования DT-смеси.

  Однако третий – нестабильный (отсутствующий в природных условиях) и весьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе. Поэтому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным топливом для реактора станет неизмеримо более дешёвый и доступный дейтерий.

Интенсивность ядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице объёма за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии сталкивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT-смесь до очень высокой температуры, порядка 100 млн. градусов. Любое вещество при таких температурах представляет собой плазму.  Однако даже столь огромная сама по себе не гарантирует успеха, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется не только температурой плазмы, но и её плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакции плотность плазмы в термоядерном реакторе при указанной температуре должна быть не менее  см.

Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка, окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реактора.  Бланкет изготавливают из материала содержащего литий, т.к. тритий образуется в реакции ®. Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу на дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на многие сотни лет.

Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем не только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтезе 1 г. DT-смеси выделяется примерно в 20 млн. раз больше энергии, чем при сгорании 1 г. угля, и в 8 раз больше, чем при полном делении 1 г. урана.

  По составу бланкета термоядерные реакторы делятся на «чистые» и гибридные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В гибридном же реакторе Бланкет наряду с литием содержит исходные материалы для получения делящихся нуклидов -  или . Образующиеся при их облучении нейтронами  или  служат топливом для реакторов деления.

  В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагрев теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В чистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» - это электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.

3. Физические основы реактора-токамака:

3.1 Условия термоядерного «горения».

  В наиболее  «горючей» смеси, содержащей равные количества дейтерия и трития, термоядерное пламя «вспыхивает» при температуре свыше 50 млн. градусов. Нагрев плазмы до такой температуры представляет собой хотя и трудную, но вполне разрешимую задачу: ведь плотность плазмы в реакторе примерно в 100 тыс. раз меньше плотности газа при атмосферном давлении. 

  Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы плазма занимала достаточно большой объём. Лишь в этом случае частицы и излучения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдёт необходимое для поддержания управляемой реакции число единичных актов синтеза. Математически это можно выразить следующим образом: произведение плотности плазмы n на характерное время  удержания энергии в плазме должно превосходить некоторое критическое значение (зависящее от температуры). Для DT-цикла n  см. Это соотношение называют условием зажигания термоядерной реакции. Как указывалось выше, в термоядерном реакторе плотность DT-плазмы должна  превышать , поэтому  составляет примерно 1 с.  Величина  характеризует скорость отвода энергии от плазмы к стенкам реактора.

  В настоящее время  получены  вполне надёжные экспериментальные и теоретические  результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они позволяют уверено экстраполировать достигнутые значения её параметров к тем, которые требуются для реактора.

3.2 Нагрев плазмы.

  Для получения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. С ростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такого способа падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнительный нагрев плазмы.

  Наиболее перспективными представляются два метода нагрева: пучками быстрых атомов и токами высокой частоты.

  Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей заряженных частиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтроны проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжекторы с мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительному повышению температуры плазмы. Так на токамаке PLT (США) этим способом удалось нагреть плазму до 70 млн. градусов.

  Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотным магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответствующем подборе частоты  эти волны будут эффективно поглощаться в плазме, нагревая её. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной частоты (с которой ионы вращаются в магнитном поле) на той же установке PLT  позволил нагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в плазме колебаний близка к циклотронной частоте электронов (которая в 3680 раз выше частоты вращения дейтронов), то происходит интенсивный нагрев электронов плазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была впервые продемонстрирована в Институте атомной энергии им.           И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на других установках.

3.3 Магнитное удержание.

  Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является b - отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n и температурой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля  (В – магнитная индукция). Из теоретических расчётов следует, что значение b не может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой.  Для экономически оправданного энергетического реактора b должно составлять не мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение b=4,5%.

  Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённости критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (что позволит удерживать плазму с большей  плотностью n) заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное  значение магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл.

3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.

  В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотя бы в течение длительных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазму от «золы» DT-реакции – гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DD или DHe. Накопление в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время «горения» термоядерной реакции.

  Существует несколько физических и конструктивных решений такого устройства, именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов  откачки, что совершенно не приемлемо.) Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диф­фундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнит­ного поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираются" в стенки специальной полости дивертора. Следо­вательно, заряженные частицы, попавшие из центральной об­ласти плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых ли­ний сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллектор­ных пластинах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, от­качиваемые из полости вакуумными насосами.

Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Пове­дение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при оми­ческом нагреве плазмы. В последнее время получены новые ре­зультаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном по­лоидальным дивертором. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода парамет­ры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована воз­можность работы токамака при наличии плотной холодной плаз­мы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивер­тора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффектив­ность работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.

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.

Страницы: 1, 2