Реферат: Термоядерный реактор

Санкт-петербургский ГосударственныйМорской Технический Университет/> /> /> /> /> /> /> /> <td/> />

    

По теме: Термоядерный реактор.

Выполнил:

Студент:

Группа №

Проверил: Исаков Н.Я.

  

      

Санкт-Петербург

2000 г.

План:

1.Введение.

2.Плазмаи топливный цикл термоядерного              реактора.

3. Физические основыреактора-токамака.

3.1 Условия термоядерного«горения».

3.2 Нагрев плазмы.

3.3 Магнитное удержание.

3.4 Удаление продуктовреакции из плазмы.

3.5 Переход к непрерывномурежиму.

4. Инженерные аспектытермоядерного 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 нагреваплазмы и подпитки ее топливом.

4.9        Система управления.

 

5.Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики.

6.Термоядерный синтез «завтра».

 

7. Вывод.

1.Введение:

Сегоднячеловечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным образом сжигаянефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены: с учётом ростапотребления энергии они могут быть в значительной мере исчерпаны закакие-нибудь 30-50 лет. Кроме того, нефть и газ – это не только топливо, но иценное сырьё для получения ряда химических продуктов, производства белка идругих важных веществ.

  Какже развиваться энергетике? Путь оптимального её развития был намечен нашейстраной, построившей  более 40 лет назад первую АЭС. Именно ускоренноеразвитие  атомной энергетики и является перспективой на будущее.

  АЭСсегодняшнего дня используют реакцию деления тяжёлых ядер. Но имеются ещёогромные потенциальные резервы развития в лёгких ядрах, которые могут бытьреализованы в реакциях синтеза. Водородная бомба – это демонстрация возможностиосвобождения такой энергии в форме взрыва чудовищной силы. Но в скором временифизики осуществят управляемый термоядерный синтез (УТС).

Неисключено, что необходимые темпы роста производства энергии в перспективе будеттрудно поддерживать, даже «сжигая» во все больших масштабах дешёвый уран  ивырабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах плутоний. Кроме того, сразвитием ядерной энергетики придётся иметь дело с большими массамирадиоактивных 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 толькодейтерий. Может стать поистине не иссекаемым источником энергии, позволяющимрезко снизить радиационную опасность.

 Последние 40 лет  работы по УТС ведутся широким фронтом  в различныхнаправлениях. В итоге одним из наиболее перспективных путей решения этойпроблемы признана  разработка систем с магнитным удержанием плазмы, средикоторых токамаки занимают передовые позиции.

 Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным  и Н.Я. Явлинским, которые, начавв 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали дляэтой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с помощью мощногогазового разряда создали нагретый до очень большой температуры газ –высокотемпературную плазму.  Для стабилизации плазмы использовалось сильноепродольное магнитное поле. От первых слогов названий  основных компонентовустановки – 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:

ЦельУТС – обеспечить протекание реакции слияния лёгких ядер. Наибольший интерес сэтой точки зрения представляют реакции с участием изотопов водорода; дейтерия итрития (DT-цикл) либо одного дейтерия (DD-цикл).

Впервом случае рождаются a-частица с энергией 3,5МэВ и нейтрон с энергией14,1МэВ

Вовтором – с равной вероятностью образуется ядро /> инейтрон 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 взаимодействующихчастиц), различаются более существенно. Так, максимальное сечение DT-реакциипревышает соответствующую величину для DD-реакции болеечем в 50 раз.

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

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

Интенсивностьядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице объёма за единичныйпромежуток времени, сильно зависит от энергии сталкивающихся ядер. Поэтому дляосуществления УТС требуется нагреть DT-смесь до очень высокойтемпературы, порядка 100 млн. градусов. Любое вещество при таких температурахпредставляет собой плазму.  Однако даже столь огромная сама по себе негарантирует успеха, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется нетолько температурой плазмы, но и её плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакцииплотность плазмы в термоядерном реакторе при указанной температуре должна бытьне менее /> см/>.

Посколькутритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе работыреактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка, окружающая рабочуюкамеру и называемая бланкетом термоядерного реактора.  Бланкет изготавливают изматериала содержащего литий, т.к. тритий образуется в реакции />®/>.Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реакторработает, по существу на дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашейпланете настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их должнохватить на многие сотни лет.

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

  Посоставу бланкета термоядерные реакторы делятся на «чистые» и гибридные. Вбланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В гибридном же реактореБланкет наряду с литием содержит исходные материалы для получения делящихся нуклидов- /> или />. Образующиеся при ихоблучении нейтронами /> или /> служат топливом дляреакторов деления.

  Вобоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагревтеплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. Вчистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» — этоэлектроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.

3.Физические основы реактора-токамака:

3.1Условия термоядерного «горения».

  Внаиболее  «горючей» смеси, содержащей равные количества дейтерия и трития,термоядерное пламя «вспыхивает» при температуре свыше 50 млн. градусов. Нагревплазмы до такой температуры представляет собой хотя и трудную, но вполнеразрешимую задачу: ведь плотность плазмы в реакторе примерно в 100 тыс. разменьше плотности газа при атмосферном давлении. 

  Дляинтенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы плазма занималадостаточно большой объём. Лишь в этом случае частицы и излучения не успеютвыйти из плазмы раньше, чем произойдёт необходимое для поддержания управляемойреакции число единичных актов синтеза. Математически это можно выразитьследующим образом: произведение плотности плазмы n на характерноевремя /> удержания энергии в плазмедолжно превосходить некоторое критическое значение (зависящее от температуры).Для DT-цикла n/> /> см/>. Это соотношение называют условиемзажигания термоядерной реакции. Как указывалось выше, в термоядерномреакторе плотность DT-плазмы должна  превышать />,поэтому /> составляет примерно 1 с. Величина /> характеризует скоростьотвода энергии от плазмы к стенкам реактора.

  Внастоящее время  получены  вполне надёжные экспериментальные и теоретические результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они позволяют увереноэкстраполировать достигнутые значения её параметров к тем, которые требуютсядля реактора.

3.2Нагрев плазмы.

  Дляполучения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. Сростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такогоспособа падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнительныйнагрев плазмы.

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

 Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей заряженныхчастиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтроны проходят черезспециальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия,которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур токамака под любым углом кмагнитному полю. Уже существуют инжекторы с мощностью пучка свыше 2 МВт приэнергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительномуповышению температуры плазмы. Так на токамаке PLT (США) этимспособом удалось нагреть плазму до 70 млн. градусов.

 Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотныммагнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой частоты,можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответствующем подборечастоты  эти волны будут эффективно поглощаться в плазме, нагревая её. Вводоколо 3МВт мощности в области ионной циклотронной частоты (с которой ионывращаются в магнитном поле) на той же установке PLT  позволилнагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в плазмеколебаний близка к циклотронной частоте электронов (которая в 3680 раз вышечастоты вращения дейтронов), то происходит интенсивный нагрев электроновплазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была впервыепродемонстрирована в Институте атомной энергии им.           И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на другихустановках.

3.3Магнитное удержание.

  Какотмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляетсямагнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является b — отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n итемпературой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля /> (В – магнитная индукция).Из теоретических расчётов следует, что значение b не можетбыть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой.  Для экономическиоправданного энергетического реактора b должно составлятьне мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмыполучено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы. Вэкспериментах на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнураимеет 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 вмагнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому одиниз основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поисксверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённостикритического (разрушающего сверхпроводимость)магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7(СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основениобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установкиподдерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (чтопозволит удерживать плазму с большей  плотностью n) заставляетстремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в нашейстране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитнымиобмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное  значение магнитной индукциив реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток из этого сплавадостигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно,значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл.

3.4Удаление продуктов реакции из плазмы.

  Вотличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотябы в течение длительных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтомунеотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающееплазму от «золы» DT-реакции – гелия и других примесей, которые попадаютсо стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DDили D/>He. Накопление в рабочей камере этих продуктовзначительно сокращает время «горения» термоядерной реакции.

 Существует несколько физических и конструктивных решений такого устройства,именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмыиспользовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камерызаймут отверстия каналов  откачки, что совершенно не приемлемо.) Наиболееэффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Этоустройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холоднуюпериферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции,силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диф­фундируютвместе с дейтронами и тритонами поперек магнит­ного поля от средней линии торак периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочейкамеры 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 иоседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллектор­ныхпластинах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, от­качиваемые из полостивакуумными насосами.

Первыеэксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашейстране на установке Т-12. Пове­дение плазмы в магнитном поле полоидальнойконфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при оми­ческомнагреве плазмы. В последнее время получены новые ре­зультаты на токамаке ASDEX(ФРГ), также оснащенном по­лоидальным дивертором. При нагреве плазмы вцентральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода парамет­рыплазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы дляреактора. Продемонстрирована воз­можность работы токамака при наличии плотнойхолодной плаз­мы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивер­тора.Дальнейшие эксперименты должны показать эффектив­ность работы дивертора вусловиях длительного «горения» термоядерной реакции.

3.5Переход 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 безын­дукционномувозбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитныеволны определенной час­тоты, которые вызывают упорядоченное движение электро­новвдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-II (Япония) свидетельствуют оперспективности та­кого способа возбуждения тока. Исследования в этом направ­лениипозволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционногоподдержания тока в реакторе в те­чение длительного времени.

4.Инженерные аспекты термоядерного реактора:

  Термоядерный реактор-токамак состоитиз следующих основных частей: магнитной, криоген­ной и вакуумной систем,системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системыдополнительного на­грева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистан­ционногоуправления и обслуживания.

4.1  Магнитная система содержит катушки тороидальногомагнит­ного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмыи обмотки, формирующие полоидальное маг­нитное поле, которое необходимо дляработы дивертора и под­держания равновесия плазменного шнура.

  Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, какуказывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для об­моток магнитнойсистемы предполагается использовать спла­вы ниобий — титан и      ниобий —олово.

 Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В/>12 Тл и плотностью токаоколо 2 кА/> — одна из ос­новныхинженерных проблем разработки термоядерного реак­тора, которую предстоит решитьв ближайшее время.

4.2  Криогенная система включает в себя криостатмагнитной сис­темы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы.Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой за­ключены все охлаждаемыеконструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его парыохлаж­дают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшениятепловых потоков с поверхностей, находя­щихся при температуре жидкого гелия. Вкриогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которыхциркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работысверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот,температура которого        составляет 80 — 95 К. Этот контур служит дляохлаждения пере­городок, разделяющих части с гелиевой и комнатной темпера­турами.

  Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и пред­назначеныдля поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачкипри относительно высоком раз­режении.

4.3  Вакуумная системаобеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или изокружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочейкамеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый три­тий не выбрасывался вокружающую среду, в системе необхо­димо предусмотреть замкнутый контур сминимальным коли­чеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярныминасосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую насегодняшний день. Дли­тельность паузы для подготовки рабочей камеры кследующему импульсу при этом не превышает 30 с.

4.4  Система энергопитания существенно зависит отрежима ра­боты реактора. Она заметно проще для токамака, работающего внепрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целе­сообразно использоватькомбинированную систему питания — сеть и мотор-генератор. Мощность генератораопределяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.

4.5  Бланкет реакторарасположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захватанейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства «сгоревшего»трития и превра­щения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридномтермоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ.Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор отобычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатациибланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструктор­ские разработкилитиевого и уранового бланкетов.

4.6Тритиевый контурсостоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерациюоткачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпиткиплазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему пита­ния, а такжеочистку от него отработанных газов и воздуха.

4.7  Защита реактора делится нарадиационную и биологичес­кую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов исни­жает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нор­мальной работымагнитной системы при минимальных энерго­затратах необходимо ослабитьнейтронный поток в 10s—106раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушка­ми тороидальногополя и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналовдивертора и вводов инжек­торов. В зависимости от состава толщина защитысоставляет 80- 130см.

  Биологическая защита совпадает состенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Онапредохра­няет окружающее пространство от излучения.

4.8  Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки еетопливом занимают значительное пространство вокруг реакто­ра. Если нагревплазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должнаокружать весь инжек­тор, что неудобно для расположения оборудования в реактор­номзале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этомсмысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны,а генераторы мо­гут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследо­ванияна токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательныйвыбор системы нагрева плазмы.

4.9  Система управления — неотъемлемая частьтермоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровнярадиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание внем осуществляются дистанцион­но — как во время работы, так и в периодыостановок.

  Источником радиоактивности в термоядерном реакторе яв­ляются,во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных7-квантов (период его полу­распада составляет около 13 лет), а во-вторых,радиоактив­ные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов сконструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболеераспространенных из них (стали, сплавов молиб­дена и ниобия) активностьдостаточно велика, но все же при­мерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерныхреакторах аналогич­ной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предпо­лагаетсяиспользовать материалы, обладающие малой наведен­ной активностью, напримералюминий и ванадий. Пока же тер­моядерный реактор-токамак проектируется сучетом дистан­ционного обслуживания, что предъявляет дополнительные тре­бованияк его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собойодинаковых секций, которые запол­нят различными стандартными блоками(модулями). Это позво­лит в случае необходимости сравнительно просто заменятьот­дельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

5.Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики:

  В таблице даны основныепараметры токамаков: R и r — большой и малые радиусы плазмы, V — её объём, B — напряжённость магнитного поля, BV — фактор удержания плазмы и W — общаямощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремяспособами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральныхатомов 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 — уникальнаяустановка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитнаясистема со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемогожидким гелием. Главная задача Т — 7 была выполнена: подготовлена перспектива дляследующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобыподчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГсоорудить плазменную установку W — 7 со сверхпроводящей системой не удалась.

  Т — 10 и PLT— следующий шагв мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равноймощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны:на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, аотставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этомукак будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результатбыл 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 нижеуровня зажигания.

/> 

  Т — 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящимсоленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный дляразвития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своёмпоколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплатаза негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новаяустановка становиться “долгостроем”.

  TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамакСША (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыминейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона приистинно 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 достичьсамоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИэлектрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытныйтермоядерный реактор (ОТР).

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

 Существуют также и другиепроблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумнойкамеры — 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 атмосферномудавлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточнотонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки отплазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые ититановые сплавы.

 Планируется установкаЕвратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующеепоколение токамаков после JET и Т-15.

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

 Говорят и о следующемпоколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условноназванный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планысооружения нескольких международных установок.

7. Вывод:

Проследиввсе этапы развития термоядерной энергетики от начала и до конца можно сделатьвывод, 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

еще рефераты
Еще работы по физике