Навигация
3.2 Нагрев плазмы.
Для получения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. С ростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такого способа падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнительный нагрев плазмы.
Наиболее перспективными представляются два метода нагрева: пучками быстрых атомов и токами высокой частоты.
Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей заряженных частиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтроны проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжекторы с мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительному повышению температуры плазмы. Так на токамаке PLT (США) этим способом удалось нагреть плазму до 70 млн. градусов.
Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотным магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответствующем подборе частоты эти волны будут эффективно поглощаться в плазме, нагревая её. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной частоты (с которой ионы вращаются в магнитном поле) на той же установке PLT позволил нагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в плазме колебаний близка к циклотронной частоте электронов (которая в 3680 раз выше частоты вращения дейтронов), то происходит интенсивный нагрев электронов плазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была впервые продемонстрирована в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на других установках.
3.3 Магнитное удержание.
Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является b - отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n и температурой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля 
(В – магнитная индукция). Из теоретических расчётов следует, что значение b не может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой. Для экономически оправданного энергетического реактора b должно составлять не мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение b=4,5%.
Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённости критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (что позволит удерживать плазму с большей плотностью n) заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное значение магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл.
3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.
В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотя бы в течение длительных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазму от «золы» DT-реакции – гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DD или D
He. Накопление в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время «горения» термоядерной реакции.
Существует несколько физических и конструктивных решений такого устройства, именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов откачки, что совершенно не приемлемо.) Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диффундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнитного поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираются" в стенки специальной полости дивертора. Следовательно, заряженные частицы, попавшие из центральной области плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых линий сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллекторных пластинах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, откачиваемые из полости вакуумными насосами.
Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при омическом нагреве плазмы. В последнее время получены новые результаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном полоидальным дивертором. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода параметры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована возможность работы токамака при наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивертора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффективность работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.
Похожие работы
... току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии. 8. Сверхбыстродействующие системы. Управляемый термоядерный синтез с инерциальным удержанием Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда ...
... с помощью инжекции нейтральных атомов. Как в токамаках, так и в пробкотронах для удержания плазмы необходимо очень сильное магнитное поле. Однако существуют направления решения проблемы термоядерного синтеза, при реализации которых отпадает необходимость создания сильных магнитных полей. Это так называемые лазерный синтез и синтез с помощью релятивистских электронных пучков. Суть этих решений ...
... на 2004 год [8]. Очередные переговоры по этому проекту пройдут в мае 2004 года в Вене. Реактор начнут создавать в 2006 году и планируют запустить в 2014. Принцип работы Термоядерный синтез* – это дешевый и экологически безопасный способ добычи энергии. На Солнце уже миллиарды лет происходит неуправляемый термоядерный синтез – из тяжелого изотопа водорода дейтерия образуется гелий. При этом ...
... , методом металлотермии: UF4+ 2Mg = 2Mg2+ U Уран, що утворився, містить у незначних кількостях домішки бор , кадмій і деякі інші елементи, так званих реакторних отрут. Поглинаючи нейтрони, що утворяться при роботі ядерного реактора, вони роблять уран непридатним для використання як ядерне пальне. Щоб позбутися від домішок, металевий уран розчиняють в азотній кислоті, одержуючи уранилнитрат ...
0 комментариев