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

Ядерная физика

Современные физические исследования позволяют глубже понять явления переносов и устойчивости, что постепенно учитывается в проекте. Так, к моменту, когда началось проектирование ИТЭРа, в качестве основного рассматривался рабочий режим с ухудшенным в результате дополнительного нагрева удержанием плазмы. Хотя уже было известно, что в некоторых условиях можно иметь в 2-2.5 раза лучшее удержание, так называемый Н-режим, явление это было плохо изучено и не могло тогда закладываться в проект. Через несколько лет Н-режим стал рассматриваться как основной в реакторе. Недавно обнаружены внутренние тепловые барьеры, возникающие при определенном профиле плотности тока и приводящие к увеличению эффективности нагрева плазмы. Но пока эти режимы не включены в проект, поскольку процесс их формирования недостаточно изучен.

Основные параметры ИТЭРа таковы: мощность 500 МВт, отношение энергии ТЯ-синтеза к энергии дополнительного нагрева не менее 10, время горения плазмы 400 с (с переходом на непрерывный режим), большой и малый радиусы тора 6,2 м и 2 м соответственно, объем плазмы 840 м3, ток плазмы 15 МА. Топливо: смесь дейтерия с тритием (отметим, что эксперименты с такими большими количествами радионуклида трития до сих пор не проводились из соображений безопасности).

Ожидают, что на установке будут достигнуты значения параметры плазмы, превышающие критические значения.

Тепловыделяющая сборка (ТВС) и технологический канал - раздельные узлы -индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя

Для наглядности, приведем разрез реактора ИТЭР на двух рисунках - Рис.За и 3б.

Рис. 3. Общий вид проектируемого реактора ITER-FEAT, в котором возможно будет получен энергетически выгодный термоядерный синтез

Так выглядит в разрезе термоядерный реактор ИТЭР. Его вакуумная камера 1 снабжена дивертором 2 - устройством, искажающим магнитное поле так, что оно превращается в ловушку для «отходов производства», которые непрерывно откачиваются в процессе работы. Роль первичной обмотки играет центральный соленоид 3, катушки тороидального поля 4 охватывают камеру, а полоидального 5 - окружают ее. Камера со всех сторон покрыта бланкетом 6, играющим роль поглотителя нейтронов и теплоизолятора. Весь реактор помещен в кожух-криостат 7; сверхпроводящая магнитная система охлаждается жидким гелием до температуры 4,5К и окружена слоем жидкого азота с температурой около 70К.

Схема Международного термоядерного реактора – экспериментального реактора-токамака ИТЭР представлена на рис.1.17. Его параметры: большой радиус плазмы 8,1 м, малый радиус плазмы 3 м, тороидальное магнитное поле на оси 5,7 Тл, номинальный ток плазмы 21 МА, номинальная термоядерная мощность с дейтерий-тритьевым топливом 1500 МВт. Реактор содержит следующие основные узлы: соленоид 1, индуцированное или электрическое поле осуществляет пробой газа и нагревает плазму, первая стенка 9 обращена к высокотемпературной плазме и воспринимает поток тепла в виде излучения и частиц, бланкет 2 – защита, в которой воспроизводится тритий, сгоревший в плазме, катушки 8 из сверхпроводника NB3Sn создают тороидальное магнитное поле. Дивертор 10 служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и откачки продуктов реакции гелия и протия (водорода). Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 создают высокий вакуум в рабочей камере реактора, где создается плазма. Строительство намечено во Франции (2010 г.). Участники проекта: Россия, США, Евроатом, Япония. Стоимость порядка 2 млрд. долл.

р110015

Рис.1.17. Проект международного термоядерного реактора ИТЭР


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах