Ядерные реакции в звездах Физические основы ядерного синтеза Термоядерный синтез в земных условиях Токамак Реакторная технология Перспективы термоядерной энергетики Корпус ядерного реактора

Ядерная физика

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на ее производство. Тепловая мощность реактора складывается из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме, мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термояда или поддержания стационарного тока в плазме в случае токамака, и мощности, выделяющейся в бланкете и в радиационной защите - специальной оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой сверхпроводящих магнитных катушек от нейтронного т радиоактивного излучений.

В настоящее время самые высокие параметры плазмы получены на крупных установках «Токамак-15» (Россия), TFTR (США), JET, MAST (Европа, Англия), JT- 60 (Япония), которые являются чисто исследовательскими и не используют дейтерий-тритиевую смесь (по причине радиоактивности трития). Их цель - проверка теории, описывающей поведение высокотемпературной плазмы, на основе которой делаются расчеты более крупных промышленных установок. Можно считать, что плазма сейчас ведет себя вполне предсказуемым образом и исследования уже достигли границы энергетически выгодного УТС (Q = 1). В некоторых случаях эта граница по отдельным параметрам даже пройдена: получена температура 400 млн град., в 4 раза больше минимально необходимой (JT-60), энергетический выход Q = 1,25(JT-60U), мощность реактора в течение 1 с составляла 10 МВт (TFTR) и 16 МВт (JET). 2.1 Реакторы с магнитным удержанием плазмы

Разработка термоядерных реакторов с магнитным удержанием более продвинута, чем систем с инерционным удержанием. Мощностной эффект реактивности Когда теплопроводность ядерного топлива в реакторе мала (как у UO2 в реакторах ВВЭР), то с увеличением мощности сильно изменяется профиль температуры в твэле и возрастает радиальная неравномерность ее распределения. Если на внешней поверхности топливной таблетки температура составляет примерно 350-400 0С, то в центре твэла она достигает 1500 0С и более (в режимах нормальной эксплуатации).

Подобный реактор обычно имеет следующие узлы. Вакуумную камеру в виде полого тороида или сферы. Стенки камеры обычно выполнены из стали или другого конструкционного материла, способного обеспечить в камере поддержание высокого вакуума, радиационно и термически стойкого. Поскольку стенка камеры подвергается мошной бомбардировке ионами и нейтральными частицами, облучению быстрыми нейтронами и гамма квантами, и, иногда сгустками плазмы, то для противостояния этим неблагоприятным факторам внутренняя стенка камеры покрывается специальными материалами (проблема 1-ой стенки, см. ниже). Центральный соленоид электрическое поле которого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со специальной системой дополнительного нагрева плазмы. Бланкет (одеяло)- неотъемлемая часть термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе, т.к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий (проблема 2-ой стенки). Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора - специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции, и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов. Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при синтезе основные носители энергии - 14-МэВ- ные нейтроны - отдают ее бланкету, сильно нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. Полученный пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора (если реактор функционирует в составе термоядерной электростанции).


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах