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

Ядерная физика

Во время замедления (в конструкционных материалах токамака, во вспомогательных системах, окружающих токамак, в бетоне стен и др.) энергия нейтронов уменьшается. Тепловой поток на первую стенку составляет 0.1-0.2 МВт/м2; на приёмные пластины дивертора 1-10 МВт/м2. В) Равновероятность термоядерных реакций (1) и D + D ^ Т + р (3 МэВ)  (2)

гарантирует появление в высокотемпературной плазме КТМ радиоактивного изотопа водорода - трития (бета-излучателя с периодом полураспада 12.3 года, постоянной распада Л=1.76*10-9 с-1). Так как за импульс по реакции (1) образуется

1014 D-D -быстрых нейтронов, то по реакции (2) также за импульс рождается N =

1014 ядер (атомов) трития. Активность трития за один импульс и за 20000 импульсов составит соответственно: Основные причины аварийности тепловых сетей Малая теплоэнергетика

А1 = X*N =1.76*10-9*1014= 1.76*10 Бк = 4.76*10"° кюри/импульс, А20000 = 20 000*4.76* 10-6= 0.0952 кюри « 0.1 кюри= 3.52*109 Бк. Особой радиологической опасности образующийся тритий не представляет. Опасность трития на КТМ в том, что он при взаимодействии с дейтерием (дейтонами) плазмы приводит к образованию термоядерных нейтронов с энергией 14.1 МэВ:

D + T ^ 4He (3.5 МэВ)+ n (14.1 МэВ). (3)

Эта реакция - экзотермическая и может протекать при сколь угодно малых энергиях дейтонов.

При разряде в протии (водороде) нейтронов в КТМ не образуется. Средняя энергия гамма-спектра, обусловленного торможением ускоренных электронов (в рабочем режиме), находится в пределах Еу = 0.60­1.20 МэВ.

Рис.  8 иллюстрирует положение такамака КТМ в ряду других компактных (низкоаспектных, сферических) токамаках.

Рис.8 Место КТМ- токамака в ряду других компактных термоядерных реакторов.

 Значительный прогресс в развитии стеллараторов был достигнут в связи с появлением мощных компьютеров и программ, которые использовались  для оптимизации их магнитной системы. В частности, было показано, что можно отказаться от вложенных друг в друга винтовых витков, окружающих плазму, а вместо них использовать модульные трехмерные тороидальные катушки (рис. 5). В результате этого оказалось возможным значительно упростить и повысить точность сборки магнитной системы и, соответственно, улучшить параметры плазмы. То преимущество, которое было у ТОКАМАКов в самом начале развития - омический нагрев плазмы протекающим по ней током - уже не так важно. Сейчас и в ТОКАМАКах, и в стеллараторах используют одни и те же дополнительные методы нагрева

 mhtml:file://D:\Термоядерный%20синтез\Термоядерный%20реактор%20Е_П_%20Велихов,%20С_В_%20Путвинский.mht!http://www.scorcher.ru/art/science/termo/1_files/vp11.gif

Рис. 5. Модульные магнитные катушки стелларатора

плазмы с полной мощностью, существенно превышающей мощность омического нагрева в ТОКАМАКе.

Еще одна проблема стеллараторов заключается в том, что сверхпроводящие магниты, необходимые для создания полоидального поля

требуемой напряженности, потребляют энергии существенно больше, чем катушки ТОКАМАКа, в котором поле создает ток в плазменном жгуте.


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах