Термоядрен реактор - Физическа енциклопедия
ФЕРМОЯДРЕЕН РЕАКТОР - разработен през 90-те години. устройство за получаване на енергия поради реакции на синтез на леки атомни ядра, протичащи в плазмата при много високи температури (10 8 К). Основен изискването, което трябва да удовлетворява T. r., е, че освобождаването на енергия в резултат на термоядрени реакции (ТР) ще компенсира повече от разходите за енергия от външни източници. източници в подкрепа на отговора.
Има два вида T. p. Първият включва реактори, за да-Crym енергия от външни. източници е необходим само за запалване на TP. Освен това, реакциите се поддържат от енергията, освободена в плазмата при TP, например. в деутерий-тритиева смес поддържането на висока температура изразходва енергията на a-частиците, образувани по време на реакциите. В смес от деутерий с 3He енергията на всички реакционни продукти, т.е. а-частици и протони, се изразходва за поддържане на необходимата температура на плазмата. В стационарен режим на работа T. p. енергия, до-рую носят заряд. реакционни продукти, компенсира енергийно. загуби от плазмата, причинени в осн. топлопроводимост на плазмата и радиацията. Такива реактори се наричат реактори със запалване на самоподдържаща се термоядрена реакция (вж. Критерий за запалване) Пример за такъв Т. Р.: токамак, стеларатор.
Към друг тип T. p. включват реактори, в които няма достатъчно енергия, освободена в плазмата под формата на заряди, за да поддържа изгарянето на реакциите. реакционни продукти, но е необходима енергия от външни. източници. Такива реактори обикновено се наричат реактори с поддържане на горенето на термоядрени реакции. Това се случва в тези Т. п., където енергията е висока. загуби, напр. отворен магнит. капан, токамак, работещ в режим на плътност на плазмата и температура под кривата на запалване TP. Тези два типа реактори включват всички възможни видове T.R., които могат да бъдатизграден на базата на системи с магнитни. ограничаване на плазмата (токамак, стеларатор, отворен магнитен капан и др.) или системи с инерционно задържане на плазмата.
Международен термоядрен експериментален реактор ITER:1 - централен соленоид; 2 - одеяло - защита; 3 - плазма; 4 - вакуумна стена; 5 - помпен тръбопровод; 6-криостат; 7-намотка за активно управление; 8 - намотки на тороидално магнитно поле; 9 - първа стена; 10 - отклоняващи плочи; 11 - намотки на полоидално магнитно поле.
Реакторът с инерционно задържане на плазмата се характеризира с това, че за кратко време (10 -8 -10 -7 s) с помощта или на лазерно лъчение, или на лъчи от релативистични електрони или йони се въвежда енергия, която е достатъчна за създаване и поддържане на TP. Такъв реактор ще работи само в режим на къс импулс, за разлика от реактор с магнитно поле. плазмено задържане, което може да работи в квазистационарен или дори стационарен режим.
Т. р. характеризира се с коеф. усилване на мощността (коефициент на качество) Q, равно на съотношението на топлинната мощност на реактора към мощността на разходите за неговото производство. Топлинната мощност на реактора е сумата от мощността, отделена при TP в плазмата, мощността, която се вкарва в плазмата за поддържане на температурата на горене TP или поддържане на стационарен ток в плазмата в случай на токамак, и мощността, отделена в т.нар. празни и в радиати. защита Т. р. - спец. обвивката, заобикаляща плазмата, в която се използва енергията на термоядрените неутрони, а ръбовете служат за защита на свръхпроводящите магнити. намотки от неутрони и радиоакт. радиация.
Развитие на T. p. с магн. задържането е по-усъвършенствано от инерционните системи за задържане. Диаграма на международния термоядрен експеримент. реактор-токамак ITER, проект to-rogoсе разработва от 1988 г. от четири страни - СССР (от 1992 г. България), САЩ, страните от Евратом и Япония - е показано на фигурата. Т. р. има следа. параметри: голям плазмен радиус 8,1 m; малък плазмен радиус в вж. самолет 3 м; удължение на плазменото сечение 1,6; тороидален магнитен поле по оста 5,7 T; номинален плазмен ток 21 MA; номинална термоядрена мощност с DT гориво 1500 MW. Реакторът съдържа следното. основен възли: център. соленоид I, електрически полето до-рого извършва разбивка на газа, регулира увеличаването на тока и го поддържа заедно със специални. допълват системата. плазмено нагряване; първата стена 9, която е директно обърната към плазмата и възприема топлинни потоци под формата на радиация и неутрални частици; одеяло - защита 2, to-rye yavl. неразделна част от Т. п. на деутериево-тритиево (DT) гориво, тъй като тритият, изгорен в плазмата, се възпроизвежда в одеялото. Т. р. на DT гориво, в зависимост от материала на одеялото, може да бъде "чист" или хибриден. Одеяло "чисто" T. p. съдържа Li; в него под действието на термоядрени неутрони се получава тритий: 6 Li + nT + 4 He + 4,8 MeV, а енергията TP се повишава от 17,6 MeV на 22,4 MeV. В одеялото на хибриден термоядрен реактор не само се възпроизвежда тритий, но има зони, в които се поставят отпадъци от 238 U, за да се получи 239 Pu. В същото време в одеялото се отделя енергия, равна на 140 MeV на един термоядрен неутрон. T. o., в хибрид T. p. възможно е да се получи приблизително шест пъти повече енергия за първоначален термоядрен акт, отколкото в "чист" Т. р., но наличието в първия случай на делящ се радио акт. вещества създава радиация. среда, близка до тази, която съществува в реакторите за ядрено делене.
В Т. п. с гориво върху смес от D с 3 He, няма покритие, тъй като няма нужда да се възпроизвежда тритий: D + 3 He 4 He (3,6 MeV) + p (14,7 MeV),и цялата енергия се освобождава под формата на заряд. реакционни продукти. Радиация защитата е предназначена да абсорбира енергията на неутроните и радиоактивните. радиация и намаляване на потока от топлина и радиация към свръхпроводящия магнит. система до ниво, приемливо за стационарна работа. Намотки от тороидален магнит. полета 8 служат за създаване на тороидален магнит. полета и са направени свръхпроводящи с помощта на свръхпроводник Nb3Sn и медна матрица, работещи при температура на течен хелий (4,2 K). Развитието на технологията за получаване на високотемпературна свръхпроводимост може да направи възможно премахването на охлаждането на намотките с течен хелий и преминаването към по-евтин метод на охлаждане, например. течен азот. Конструкцията на реактора няма да се промени съществено. Намотките на полоидното поле 11 също са свръхпроводящи и заедно с магн. полето на плазмения ток създава равновесна конфигурация на полоидалното магнитно поле. полета с една или две нули полоидален дивертор 10, който служи за отстраняване на топлина от плазмата под формата на заряден поток. частици и за изпомпване на реакционните продукти, неутрализирани върху диверторните пластини: хелий и протий. В Т. п. с гориво D 3 He, диверторните пластини могат да служат като един от елементите на системата за директно преобразуване на енергията на заряда. реакционни продукти в електричество. Криостат 6 се използва за охлаждане на свръхпроводящите бобини до температурата на течен хелий или по-висока температура, когато се използват по-модерни високотемпературни свръхпроводници. Вакуумната камера 4 и помпените средства 5 са предназначени за получаване на висок вакуум в работната камера на реактора, в която се създава плазма 3, и във всички спомагателни обеми, включително криостата.
Като първа стъпка към създаването на термоядрена енергия, изглежда, че Т. Р., работейки върху DT смес поради по-високата скорост на реакцията,отколкото в други реакции на синтез. В бъдеще възможността за създаване на ниско радиоактивен T. p. върху смес от D с 3 He, в Krom DOS. енергията се зарежда. реакционни продукти, докато неутроните възникват само в DD и DT реакции, когато тритий, генериран в DD реакции, изгаря. В резултат на това биол. опасност T. p. очевидно могат да бъдат намалени с четири до пет порядъка в сравнение с реакторите за ядрено делене, няма нужда от индустрия. радиоактивна обработка. материали и тяхното транспортиране, погребването на радиоактивния акт е качествено опростено. отпадъци. Въпреки това, перспективите за създаване на екологично чист T. p. върху смес от D с 3 Не се усложнява от проблема със суровините: естествени. Концентрациите на изотопа 3 He на Земята са милионни от изотопа 4 He. Следователно има труден въпрос за получаване на суровини, например. като го доставя от луната.
Лит .: Пистунович В.И., Шаталов Г.Е., Термоядрен реактор на базата на токамак, в колекция: Итоги науки и техники, сер. Физика на плазмата, том 2, М., 1981; Кадомцев Б. Б., Пистунович В. И., Международен токамак-реактор INTOR. Фаза 1, "Атомна енергия", 1983 г., т. 54, c. 2, стр. 83; Кадомцев Б. В. [е. a.], OTR-експериментална концепция за токамак-реактор за синтез и делене, в: Дизайн и технология на термоядрения реактор 1986, Виена, 1987; Доклад от Международния семинар за реактори токамак, организиран от Агенцията по атомна енергия. Фаза 2A, т. 3, v. 1, Виена, 1988; ITER Concept Definition, v. 2, Виена, 1990; Доклади от Втори симпозиум в Уисконсин за хелий-3 и термоядрена мощност Медисън, Уисконсин, 19-21 юли 1993 г.; Головин И. Н., Енергията на 21-ви век итермоядрени реактори изгарящи хелий-3, препринт IAE-5522/8, М., 1992.