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

Ядерная физика

Дизайн магнитной конфигурации и методика работы обеспечат генерацию плазменный поток в диверторе 1-20 MW/m2. Радиочастотная система обеспечит входную мощность не меньше 5 MW. Большинство этой мощности (~80 %) попадает на дивертор. Полоидальные и равновесные обмотки, ограничитель, пассивные обмотки, элементы первой стенки и радиочастотная антенна способны обеспечить желаемую форму плазмы, ее равновесие и стабильность при минимальном объеме вакуумной камеры и дивертора. Конструкция токамака позволяет изменять тепловые нагрузки на пластинах дивертора посредством
смещения всех пластин дивертора, смещения x-точки в горизонтальном направлении (+5 см) и изменением угла между пластинами и главной осью. Это предусматривает возможность быстрого удаления и установки пластин дивертора (или каких-либо других исследуемых материалов) без нарушения вакуума (Рис. 7). Деятельность импульса должна быть достаточна для достижения стационарного распределения температуры по пластинам дивертора.

Рис.7 Конструкция КТМ-токамака.

Табл. 1 Основные параметры КТМ- токомака

Divertor оГ (he КТМ tokamak Случаи аварийных ситуаций в теплоэнергетике из-за нарушений водно-химического режима Задача данного раздела представить краткое описание наиболее необычных и сложных случаев нарушений водно-химического режима, приведших к аварийным ситуациям с теплоэнергетическим оборудованием и тепловых сетей.

В номинальном режиме тепловой поток на первую стенку реактора составляет 0.2 МВт/м2; максимальный выход быстрых (в термоядерной D+D реакции) нейтронов за импульс равен 1014 Частота следования импульсов 1 имп./10 минут (6 имп./час, 30 импульсов за смену - за 6-ти часовой рабочий день). Ресурс установки КТМ ~20000 импульсов/10 лет. При проведении разряда в дейтерии

D + D ^ 3He (0.82 МэВ) + n (2.45 МэВ) (1)

в КТМ возможно образование в плазме масштаба 1014 быстрых (термоядерных нейтронов) за импульс (1-5 секунд) с энергией 2.45 МэВ

 Результаты проведенных исследований свидетельствуют о том, что для сжатия термоядерного топлива наиболее целесообразно использовать микросферы, у которых отношение радиуса к толщине стенки составляет несколько десятков. Сильное сжатие, как правило, сопровождается развитием гидродинамических неустойчивостей. Они проявляются в отклонении движения оболочки к центру от сферической симметрии и зависят прежде всего от степени неоднородности распределения энергии лазерного изучения по поверхности мишени. Весьма существенны также отклонения начальной формы мишени от строго сферической и неоднородность толщины ее стенок. Из-за неустойчивостей мишень в конце сжатия может превратиться в образование, форма которого резко отличается от сферической, а средняя плотность и температура топлива значительно ниже величин, соответствующих симметричному сжатию. В связи с этим весьма жесткими оказываются требования к качеству мишени: неоднородность толщины стенки не должна превышать 1%, неоднородность распределения энергии по поверхности – не более 0,5%.

 С целью уменьшения гидродинамических неустойчивостей была предложена схема непрямого облучения (рис. 6). Излучение лазеров заводится в полость, фокусируясь на ее внутренней поверхности, изготовленной из вещества с большим порядковым номером, например – из

золота. При этом около 80% энергии, поглощенной в полости, трансформируется в рентгеновское излучение, которое попадает на оболочку

 

Рис. 6. Схема непрямого облучения мишени.

мишени и сжимает ее. К преимуществам такой схемы относится возможность достижения более однородного распределения энергии по поверхности мишени, упрощения условий фокусировки лазерного излучения и т.п. Вместе с тем возникают новые трудности, связанные с потерей энергии при трансформировании в рентгеновское излучение и сложностью ввода излучения лазеров в полость.

 Каково же состояние исследований по ЛУТС в настоящее время? Эксперименты по лазерному сжатию термоядерного топлива начались в семидесятых годах в ФИАН СССР, где на установке «Кальмар» с энергией импульса в 200 Дж была достигнута плотность примерно 10 г/см3. В

дальнейшем работы по ЛУТС активно развивались в США (установки «Шива», «Нова» в Ливерморской национальной лаборатории, «Омега» в

Рочестерском университете), в Японии (установка «Гекко-12»), в России (установки «Дельфин» в ФИАН, «Искра-4», «Искра-5 в Арзамасе-16  с энергией в импульсе 1…100 кДж). Детально исследуются процессы сжатия мишеней различной конфигурации в режиме прямого и непрямого облучения. Достигнуто давление на поверхности мишени около 100 Мбар и скорость схлопывания мишени не меньше 200 км/с при значении гидродинамического к.п.д. порядка 10%. Прогресс в развитии лазерных систем и конструкций мишеней позволил обеспечить степень однородности облучения микросферы 1…2% в режиме прямого и непрямого сжатия. В обоих режимах была достигнута плотность топлива на уровне 20…40 г/см3, а на установке «Гекко-12» была зарегистрирована плотность 600 г/см3 и выход примерно 1014 нейтронов.

Фотография экспериментального зала установки «Гекко-12» с энергией импульса 30 кДж. Для повышения энергии необходимо увеличивать количество таких лазерных «линеек».


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах