Термоядерный реактор
Категория реферата: Рефераты по физике
Теги реферата: питание реферат, сочинение евгений онегин
Добавил(а) на сайт: Балдин.
Предыдущая страница реферата | 1 2
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
Скачали данный реферат: Сильвия, Vasilina, Jakovcov, Anastasij, Sajanskij, Петухов, Мариам.
Последние просмотренные рефераты на тему: экономические рефераты, зимой сочинение, шпоры на телефон, контрольные 9 класс.
Предыдущая страница реферата | 1 2