Основные элементы термоядерного реактора

Основные параметры реактора ИТЭР

Строительство полномасштабного реактора ведется для решения следующих задач.

1. Демонстрация контролируемого зажигания и горения плазмы термоядерных параметров в течение времени, не меньшего требуемого для установления стационарных процессов в основной и пристеночной плазме.

2. Демонстрация стационарного режима работы при использовании неиндуктивных методов поддержания тока в плазменном шнуре.

3. Разработка технологий, связанных с созданием реактора (изготовление сверхпроводящих магнитных систем, извлечение трития, проведение монтажных и регламентных работ в условиях удаленного управления).

4. Отработка компонентов и систем реактора, тестирование поведения материалов в условиях полномасштабных воздействий со стороны плазмы.

5. Проведение экспериментов по наработке трития в бланкете реактора.

Параметр	Значение
Большой/малый радиус	6,2 м / 2,0 м
Конфигурация плазмы	С однонулевым дивертором
Объем плазмы	837 м3
Площадь поверхности плазмы	678 м2
Номинальный ток в плазме	15 (17) MA
Индукция тороидального магнитного поля на оси плазменного шнура	5,3 Tл
Мощность	500 (700) МВт
Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева Q	³10
Мощность дополнительного нагрева	73 МВт
Средняя нейтронная нагрузка на стенку	0,57 (0,8) MВт/м2
Время горения в индуктивном режиме	³ 400 с

В качестве основных программных целей сооружения реактора декларированы следующие:

- достижение квазистационарного горения в индуктивном режиме поддержания тороидального тока при отношении термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева Q не менее 10;

- демонстрация стационарного режима работы с помощью неиндуктивных методов поддержания тока плазмы при Q ³ 5;

- достижение контролируемого зажигания термоядерной реакции.

Демонстрационные реакторы (которые вырабатывают электроэнергию, достаточную для нужд самого реактора) только разрабатываются в рамках национальных программ. Среди них следует отметить проекты ARIES (США), SEAFP и PPCS (Европа), SSTR (Япония), ДЕМО-С и ДЕМО-ТИН (Российская Федерация).

Возможные области применения ТЯР

а) производство электроэнергии;

б) наработка ядерного топлива, например, плутония, из урана-238;

в) производство синтетического топлива – водорода – для транспорта;

г) получение высокотемпературного тепла для металлургии, химической промышленности и др.;

д) получение низкотемпературного тепла для теплофикации, опреснения воды и др.;

е) уничтожение долгоживущих радиоактивных отходов ядерных реакторов деления.

В настоящее время просматриваются и другие применения ТЯР.

 

ОСНОВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

       ТЯР состоит из следующих основных систем:

       а) система нагрева и удержания плазмы;

       б) бланкет;

в) биологическая защита;

г) система преобразования тепловой энергии в электрическую.

Представим эти элементы реактора самым общим образом, не конкретизируя его схему, реализуемый топливный цикл и способ преобразования энергии в электрическую (рис. 1).

Рис. 1 Основные системы ТЯР

 

Как уже отмечалось, для того чтобы обеспечить слияние двух ядер тяжелых изотопов водорода, необходим нагрев реагирующей смеси до температур порядка 10 кэВ. Поэтому создание ТЯР прежде всего зависит от решения проблем нагрева и удержания высокотемпературной плазмы.

Таким образом, первой и центральной частью ТЯР являются системы, обеспечивающие ввод топлива, его нагрев до высоких температур и удержание полученной плазмы в течение необходимого достаточно длительного времени. Эти системы следующие:

1. Вакуумный объем, в котором содержится плазма.

2. Система ввода топлива и удаления продуктов реакции.

3. Система нагрева плазмы.

4. Система выделения термоядерного топлива из откачиваемой из реактора смеси.

5. Система удержания плазмы.

Второй частью реактора является бланкет. В результате реакции дейтерия с тритием около 80% (14,1 МэВ) выделившейся энергии приходится на долю нейтронов, а остальная часть реализуется в виде кинетической энергии a-частиц. Для преобразования энергии быстрых нейтронов в тепловую вокруг плазменной зоны располагается специальная оболочка – бланкет. Кроме того, для работы ТЯР потребуется значительное количество искусственно нарабатываемого трития: для производства 1000 МВт тепловой энергии необходимо сжигать около 100 г трития в сутки.

Бланкет ТЯР выполняет следующие основные функции:

а) конвертирует кинетическую энергию нейтронов в тепловую с высоким к.п.д.;

б) воспроизводит тритий в количестве, достаточном по крайней мере для самообеспечения, т.е. позволяет получить коэффициент воспроизводства трития больше единицы, что означает генерацию более одного атома Т на один нейтрон реакции дейтерия с тритием;

в) обеспечивает радиационную защиту магнитной системы удержания плазмы;

г) служит конструктивной основой для различных систем, обслуживающих плазменную зону (инжекции, вывода зольных газов, вакуумных устройств и т.п.).

В состав бланкета входят следующие элементы:

а) первая стенка, обращенная к плазме и отделяющая бланкет от плазмы (КОП);

б) размножитель и отражатель нейтронов, необходимые для обеспечения коэффициента воспроизводства трития больше единицы с учетом потерь нейтронов;

в) радиационная защита магнитной и других систем, обеспечивающих нагрев и удержание плазмы;

г) теплоноситель, обеспечивающий съем выделяющегося в бланкете тепла и перенос его в другие части реактора;

д) тритийвоспроизводящие материалы.

Наконец, последней частью является система преобразования тепловой энергии в электрическую. Источником энергии является тепло:

а) поступающее в реактор из системы нагрева и удержания плазмы;

б) выделяющееся в плазме в результате протекания реакций синтеза;

в) поступающее в бланкет с нейтронами – продуктами термоядерной реакции.

Вся эта энергия поступает в бланкет. Путем прокачки жидкого или газообразного теплоносителя она передается из бланкета в систему преобразования тепловой энергии в электрическую.

Приведенная на рис. 1 схема является сильно упрощенной. Представление о системах реактора ИТЭР можно получить из рис. 2, на котором приведена главная страница электронного атласа конструкций реактора. В рамках нашего курса изучению этого атласа будет посвящена в последующем специальная лабораторная работа.

 

Рис. 2 Главная страница электронного атласа конструкций реактора ИТЭР