Обоснование физических и инженерных эксплуатационных свойств термоядерных реакторов. Обзор использования магнитных систем удержания плазмы. Реакторы, потребляющие альтернативные виды топлива. Анализ нагрева температуры плазмы. Сооружение системы ИТЭР.
На сегодняшний день разработки в области управляемого термоядерного синтеза являются самыми перспективными для электроэнергетики т.к. они сулят возможности для получения невероятного количества энергии (даже по сравнению с энергией получаемой при помощи обычных АЭС), на фоне все быстрее иссякающих известных на данный момент энергетических ресурсов (даже урана 235 так необходимого для работы большинства обычных АЭС осталось не очень много). В данной работе будет вестись речь об термоядерном реакторе (ТЯР), будут описаны основные физические и инженерные аспекты Термоядерных реакторов, также будет рассказано про Альтернативные термоядерные реакторы использующие альтернативные магнитные системы удержания плазмы и/или альтернативные виды топлива.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 а-частица с энергией 3,5МЭВ и нейтрон с энергией 14,1 МЭВ. 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. 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.Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы плазма занимала достаточно большой объем. Лишь в этом случае частицы и излучения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдет 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). Как указывалось выше, в термоядерном реакторе плотность DT-плазмы должна превышать, поэтому составляет примерно 1 с. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы.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. 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. Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с 12 Тл., и плотностью тока около 2 КА., - одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время. 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. 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.Актуальность развития альтернативных систем для управляемого термоядерного синтеза (УТС) связана с тем, что создание реактора для промышленного производства энергии на основе традиционного токамака, использующего: Изза высокой доли энергии (80%), выделяющейся в данном выражении с высоко энергетическими нейтронами (14 МЭВ), сопряжено с трудноразрешимыми экологическими и технологическими проблемами: высокой наведенной радиоактивностью конструкционных материалов первой стенки и связанной с этим необходимостью захоронения облученных конструкций реактора; длительными остановками реактора каждые 3-6 лет для смены первой стенки изза повреждений при облучении интенсивными потоками 14 МЭВ нейтронов, что ведет к существенному удорожанию производства энергии. Создание альтернативных ТЯР для УТС оправдано, если производство энергии в них будет отвечать определенным условиям: 1) высокий коэффициент усиления мощности в плазме: Где: Pfus - мощность, выделяемая в результате термоядерных реакций; С точки зрения обеспеченности топливом наиболее привлекательны катализированные D циклы, использующие в качестве первичного топлива (сырья) только сравнительно дешевый и доступный дейтерий.
Вы можете ЗАГРУЗИТЬ и ПОВЫСИТЬ уникальность своей работы
