Главная страница Комод Кухня Компьютерный стол Плетеная мебель Японский стиль Литература
Главная  Реакции синтеза в ядерной энергетике 

1 2 3 4 5 [ 6 ] 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

Тайпица 3.Z

Параметр

ТДЗКА

lA/ITAMIR-f

Тепловая мсаднооть, МВт

6500

Электрическая мощность,

2400

1530 (нетто)

МВт

Термоядерная мощность,

3000

МВт

Нагрузка на первую

стенку, МВт/м^

Длина центральной ловуш-

19,2

ки, м

Длина реактора, м

Коэффициент усиления мощ-

ности шгазмы, Q

I.9.IQ20

5-103

Плотность плазмы в централь-

1,5.1020

ной ловушке, м

Температура ионов в цент-

32,5

ральной ловушке, кэВ

Температура электронов в

11,5

32,8

центральной ловушке,кэВ

Энергия инкекции быстрых

атомов в ловушку, кэВ:

Нет

центральную

Нет

барьерную

50/76/2

1400

190/9,6

концевую

Параметр удерканвя плаз-

I.I020

61100

9,810

мы, м~?с

Магнитное поле в ловуш-

ке, Тл:

центральной (на оси)

барьерной С^п'т/тах')

0,8/20

14/16,8

14,0

концевой Cfnin/max)

4.0/6,25

4,0/6,0

Мощность бланкета гибридного реактора § 3.3.

В настоящее время экспершентальные и теоретические работы над реакторами ЛШ практически прекращены.

Рассмотрим теперь принципиальную схему реактора на основе токамака.


Рис ,3,3

Торовдальное поле В-у создается током 1у . Полоидальное поле Bp создается током плазмы 1р , которй равен сумме внешних токов. Поперечное поле Bj создается внешним током I j Магнитный поток Ф^ создается намагничивающим током I

Аксиальный ток I

магнитныгл потоком

М

м

, наводимый в плазме изменяющимся обеспечивает:

1. Создание шлпульоного полоидального магнитного поля Bp , Которое вместе оо стационарным тороидальным полем В^ удерживает плазму.

2. Начальный нагрев плазмы, который происходит вследствие омического нагрева плазменного кольца этим токсал. Импульсное поперечное поле Bj необходимо для управления положением плазменного шнура.

Система тороидальша обмоток реактора - токамака должна быть сверхпроводящей для уменьшения дкоулевых потерь. При анализе системы импульсных обмоток их обычно также считают оверхпроводящи-

Схема реактора на основе токамака реализуется в установке с малым р , использующей замкнутую (тороидальную) конфигурацию удерживающего магнитного поля. Принцип удержания плазмы в токамаке иллюстрирует рис.3.3.



жания аксиального тока в плазме 1 го нагрева (инжекция; ВЧ-,СВЧ-методы).

с помощью дополнительно-

Энергия оинтеза реактора-токамака практичеоки ысжет быть извлечена лишь о помощью теплового преобразователя.

Размеры оиогемы удержания токамака требуют большого объема плазш реактора. В го же время теория МГД-усгойчивости показывает, что реактор-токамак будет работать при малых р , т.е. при сравнительно низких плотностях мощности синтеза. Поэтому учет капитальных затрат, необходимых для создания реактора-токамака, приводит к необходимооги иметь высокий коэффициент загрузки (отношение времени горения ко времени всего цикла). Физические и экономические соображения показывают, что реакторы-гокамаки не могут быть источниками энергии малой мощности.

В настоящее время токамаки работают лучше всех других систем удержания плазмы и при сравнительно простой конструкции обладают размерами, приемлемыми для термоядерного реактора. За последнее десятилетие концептуальные проекты реактора претерпели большие изменения в связи с появлением новых экспериментальных результатов и технических идей. В частности, в современных проектах заметно уменьшились размеры и вес различных компонентов реактора. Концепция реактора-токамака уже достаточно детально проработана не только со огороны физического обоснования, конструкторских и технолмтаесллх разработок, но и в значительной мере изучен ее технико-эконсялический аспект. Примерно уже известен диапазон основных параметров, требуемых. Bi: создания конкурентоопособной энергоустановки, выявлены основные физические и инженерные проблемы и намечены пути их решения. Шесте с тем концептуальные разработки показали, что переход от физических экспериментальных установок к термоядерным станциям невозможен без создания испытательных термоядерных реакторов, предназначенных для отработки реакторной технологии и испытаний инженерного оборудования и материалов.

Основной установкой на этапе технической демонстрации должен быть термоядерный реактор ITER-Internotiona£ Thermonuclear fjcperi-mnictt Reactor, предназначенный для изучения режимов с реакторной плазмой и для отработки реакторюй техники и технологии.ITER должен иметь все основные системы энергетической станции в законченном виде или в виде отдельных модулей. Таким образом, принципиальная структурная схема ITER будет практически совпадать со структурной схемой термоядерной станции. К настоящему времени уже сделана концептуальная проработка ряда проектов испытательного реактора-тока>лака, среди которых можно отметить международный проект ШТОР. В таблице 3.2 приведены основные рабочие

МИ, хотя необходвюехь овврхпроводаносхи пека еще слвозначнс не установлена.

Мощнооть, веобходишя для возбуждения и поддержания аксиального тока, может доставляться системами накопления и передачи энергии, причем большая часть энергии импульсного поля может быть возвращена прямым методом в конце цикла. Для накопления и возврата энергии могут быть использованы две системы: в одной применяются вставленные одна в другую сверхпроводящие катушки, запасающие магнитную энергию, в другой - сверхпроводящие унипо^ лярные генераторы, запасающие кинетическую энергию.

Отметим общие особенности работы реактора на основе тока-мака:

1. Собственный омичеокий нагрев ллазмы не сможет поднять ее температуру до точки зажигания, поэтому необходимо применять дополнительный нагрев: инжекцию нейтральных пучков; адиабатичеокое сжатие; ВЧ, СВЧ-нагрев. Возможно потребуется комбинация нескольких методов нагрева.

2. После поджига реактор-токамак будет работать в квазисга-ционарном режиме (в циклически повторяющиеся фазы горения включены этапы введения тошшва и удаления продуктов реакции). Введение топлива по-видимому будет осуществляться путем инжекции твердых шариков топлива в плазму, так как затратами мощности на эту операцию можно пренебречь. Удаление продуктов реакции будет производигьоя путем вывода зараженных частиц из плазменной камеры по отклоненным магнитным силовым линиям, ооэдаваекшм дивер-торными обмотками.

3. Длительноогь фазы горения ограничивается:

а. Охлаждением плазмы вследствие возрастания излучения, связанного с появлением в ней примесей.

Примеси - вещества с относительно большим Z , которые могут попасть в плазму из-за эрозии окружающих ее поверхностей;

б,Длительностью существования магнитного потока через центр тора , который определяет длительность аксиального тока

1р . В конце фазы горения аксиальный ток прерывается, камера прочищается и снова заполняется топливом. Прерывание аксиального гока должно производиться контролируемым образом, чтобы предотвратить чрезмерную тепловую нагрузку на первую стенку. В последнее время рессмагриваются способы стационарного подцер-



Параметр

Старые проекты

ITER

Большой радиус, R ,м

10-13

Радиус плазмы а , м

2,15

Объем плазмы, м^

830-6400

IIOO

Средняя плотность

(0,5-2)-1о2°

1,3-102°

(1.2-1,4).:

плазмы П- ,

Средняя температура

10-30

ионов Т, кэВ

Магнитное поле на оси

8-16

4,85

Вт , Тл

Ток плазмы I р , Ш

8-21

Выходная мощность син-

1000-5000

1000

теза, МВт

Время удержания *Г , о

I-IO

Время горения, с

100-1000

200

> 200

Нейтронная нагрузка на первую стенку, МВТ/м^

Мощность нагрева, МВт

10-100

Время нагрева, с

Управление содержанием

примесей

диве prop

дивертср

3,2. Уравнения баланса мощностей

В егом параграфе мы рассмотрим уравнения энергобаланса для получения технологических и экономических оценок моделей термоядерных реакторов, описанных в 3.1.

В обобщенном И1де баланс мощностей реактора можно пояснить схематической диаграммой потоков мощностей (энергии), приведенной на рис.3.4.

В диаграмме использованы следующие обозначения: - подводимая мощность (мощность, необходимая для инициирования и поддержания реакции в плазме);

P-j- - общая мощность ядерного энерговыделения; Р - полная выходная электрическая мощность;

Система

U ногрвЬа плазмы

источник

TepWOAgep-HOU энергии

М

Система Прео5разо-

мо(цности

f\t>rf>u

Рис.3.4

Pj. - циркулирующая мощность (мощность, необходимая для оио-тем удержания и нагрева плазмы);

- полезная выходная электрическая мсхцность;

- энергетический характеризующий систему удержания и нагрева. В эту систему могут входить устройства как о импульсным, так и о постоянным потреблением энергии;

1<. - энергетический КЦД, характеризующий систему преобразования энергии. В нее могут входить устройства как прямого, гак и теплового преобразования;

о< - параметр, представляющий собой часть полного ядерного энерговыделения, которая может быть подвергнута прямому преобразованию. Величина оС зависит от топливного цикла и от схемы удержания. Для цикла J)-T-Ll 0.2, гак как прямому

преобразованию можно подвергнуть только энергию оС -частиц. Как уже упоминалось в 1.3, энергетические реакторы синтеза можно рассматривать, как усилители мощности потому, что к ним необходимо подводить энергию для создания условий, при которых топливо в реакторах синтеза будет выделять существенную энергию. Усиление мощности будем выражать параметром Qy , называе1шм

параметры реакторов-токамаков ITER, ИНТОР и для сравнения-титпные значения из проектов 70-80 годов.

Таблица 3,2



Срочное оформление срочно деньги Йошкар Ола без поручителей.
1 2 3 4 5 [ 6 ] 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21

© 2007 EPM-IBF.RU
Копирование материалов разрешено в случае наличия письменного разрешения