19252

РЕАКТОР ИТЭР

Лекция

Физика

Лекция 15 Реактор ИТЭР Основные параметры ИТЭР бланкет системы диагностики плазмы выбор материалов первой стенки перспективы. Проектирование термоядерных реакторов началось в семидесятых годах прошлого века когда на установках были получены данные позво

Русский

2013-07-11

579.5 KB

8 чел.

Лекция 15

Реактор ИТЭР

Основные параметры ИТЭР, бланкет, системы диагностики плазмы, выбор материалов первой стенки, перспективы.

Проектирование термоядерных реакторов началось в семидесятых годах прошлого века, когда на установках были получены данные, позволяющие в какой то мере экстраполировать их на промышленные электростанции, но, главным образом из-за того, чтобы точнее обозначить те проблемы, которые предстоит решить при создании термоядерной энергетики. В СССР, США, Европе и Японии было предложено несколько проектов, но эффективность работы резко возросла, когда было начато международное сотрудничество в этом деле. Первый детальный международный проект ИНТОР разрабатывался объединенными усилиями команд из тех же стран до середины  восьмидесятых. В 1985 году наша страна предложила начать международное сотрудничество не только в проектировании, но и строительстве первого международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР.  

ИТЭР является реактором-токамаком, рассчитанным на работу с длительным импульсом тока плазмы, с вытянутым по вертикали сечением плазмы и однонулевым дивертором (рис.15.1). В номинальном индуктивном режиме работы достигается мощность D-T-реакции 500 МВт при длительности импульса горения реакции 400 с. При этом в плазму вводится до 100 МВт мощности дополнительного нагрева (ввод через патрубки в камеру пучков быстрых атомов, ВЧ- и СВЧ- мощности).

   Катушки тороидального магнитного поля, центральный соленоид индуктора, внешние по отношению к катушкам тороидального магнитного поля катушки полоидального поля - сверхпроводящие. Использование сверхпроводника позволяет резко снизить необходимую для работы установки мощность. В качестве сверхпроводника полоидальных катушек предусмотрено применение NbTi (который использовался на первом в мире сверхпроводящем токамаке - отечественном Т-7). Для тороидального соленоида будет использован более дорогой Nb3Sn, который сохраняет сверхпроводимость при существенно больших магнитных полях. Тороидальный соленоид из этого сверхпроводника был впервые реализован на токамаке Т-15 в Курчатовском институте. Необходимость охлаждения сверхпроводников жидким гелием при температуре  4К и обеспечения его термоизоляции предопределила конструкцию Т-15 в виде «вакуумного дома». То есть все элементы электромагнитной системы и разрядная камера помещены в один общий откачиваемый до низкого давления криостат. Именно такая же конструкция использована и в ИТЭР.  Криостат представляет собой ребристый цилиндр с плоскими краями диаметром 28 м и высотой 24 м.

Обмотки тороидальных катушек заключены в прочные корпуса и формируют замкнутую силовую структуру, которая выдерживают огромные силовые нагрузки при создании поля и при быстрых изменениях поля тока (при этом в проводящих конструкциях электромагнитной системы возникают «гало» токи, взаимодействие которых с магнитными полями создает силы Ампера). На этой механической структуре закреплены полоидальные катушки.

Вакуумная камера представляет собой двухстеночную конструкцию из 9 секторов с D-образным поперечным сечением и также крепится к силовой структуре. Внутри вакуумной камеры расположены модули бланкета (429 шт.), обращенная к плазме поверхность которых покрыта Be, а также 54 заменяемые диверторные кассеты из сплава меди, покрытые вольфрамом. В области максимальной плотности приносимого SOL теплового потока помещены мишени из углеродного (СС) композита. В отличие от металлов при высоких температурах графит не плавится, а возгоняется, поэтому его применение должно повысить время жизни диверторных модулей до очередной замены. Внутрикамерные элементы воспринимают поток тепла и частиц из плазмы и выполняют функцию нейтронной защиты вакуумной камеры и расположенных за ней сверхпроводящих катушек магнитной системы.

  Бланкет выполняет 3 основные функции:

  1.  отвод энергии нейтронов и потоков тепла, приносимого в основном излучением плазмы;
  2.  обеспечение защиты вакуумной камеры и сверхпроводящих катушек от потока нейтронов,


приводящих к накоплению в материалах радиационных дефектов и, как следствие, снижению их прочностных характеристик ;

  1.  обеспечение пассивной стабилизации плазмы (см.(9.1));

В настоящее время в проекте рассматривается только “защитный бланкет”. Однако проект допускает в дальнейшем замену на тритийвоспроизводящие модули.

     Для отвода тепла, выделяемого во внутрикамерных компонентах и в вакуумной камере, служит система водоохлаждения, состоящая из отдельных петель. Она спроектирована таким образом, чтобы исключить попадание в окружающую среду трития и активированных продуктов коррозии.

  Система подачи топлива имеет подсистемы инжекции D-T-газовой смеси и таблеток (пеллетов) изотопов водорода. В начальной фазе плазменного разряда газообразное топливо низкой концентрации подаётся в вакуумный объём с помощью системы инжекции. Плазма круглого сечения (с радиусом   1 м) инициируется в районе внешнего лимитера на электронно-циклотронном резонансе и затем по мере повышения тока принимает вытянутое сечение с Х-точкой, необходимой для диверторной конфигурации. Как только достигается плато тока плазмы (15 МА для нормального режима работы), плотность плазмы увеличивается с помощью инжекции газа, крупинок топлива или их комбинации одновременно с дополнительным нагревом и приблизительно через 100 с возникают условия для начала реакции синтеза с термоядерным выходом около 500 МВт.

  Предусмотрена система автоматического управления токами в катушках полоидальной магнитной системы, вакуумной откачкой, подачей топлива и необходимых для гашения реакции примесей (N2, Ar), а также системами дополнительного нагрева по сигналам с датчиков диагностических систем.

  В ИТЭР важнейшей задачей диагностики является надежное измерение параметров, определяющих безопасную работу установки. Вторым приоритетом является измерение параметров, позволяющих оптимизировать режим работы, и приближение к достижению программных целей. Третий приоритет – исследование новых явлений в плазме. Система диагностики включает 45 различных методик.

  Что касается безопасности, то проект сориентирован главным образом на удержании радионулидов, причём остальные функции безопасности рассматриваются с точки зрения работоспособности барьеров удержания. Число «линий защиты» и требования к ним зависят от накопленной радиоактивности при допустимом уровне риска.

  Для удержания трития (и активированной пыли, образующейся в камере при взаимодействии плазмы с окружающими элементами) предусмотрены последовательные барьеры. Они включают вакуумную камеру, криостат и системы очистки воздуха, обеспечивающие его детритизацию и фильтрование внутри здания. Радиоактивные выбросы и сбросы как при нормальной эксплуатации, так и аварийные фильтруются и очищаются от трития до такой степени, чтобы их поступление в окружающую среду было настолько мало, насколько это достижимо при разумных затратах, чтобы обеспечить безопасную работу персонала и безопасность населения вне зоны реактора

Основные параметры ИТЭР

Мощность, Мвт                                                                     500 (700)

Отношение термоядерной мощности к мощности

дополнительного нагрева, Q                                                      10

Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2             0.57 (0.8)

Время горения плазмы в индуктивном режиме, с                  400     (с периодом 1800 с)

Большой радиус плазмы,                                                              6.2

Малый радиус плазмы,                                                                   2.0

Ток плазмы, МА                                                                         15 (17)

Индукция тороидального магнитного поля

на оси плазмы, Тл                                                                          5.3

Объём плазмы, м3                                                                          837

Площадь поверхности плазмы, м2                                               678

Мощность дополнительного нагрева, МВт                                  73

Средняя электронная плотность, 1019                                       10 -14

Средняя температура ионов, кэВ                                                  8.1

Средняя температура электронов, кэВ                                         8.9

Приведенные параметры «отражают тщательный баланс физических требований по удержанию, управлению и устойчивости плазмы и инженерных ограничений (таких как тепловые нагрузки и электромагнитные характеристики, доступ к внутренним элементам и т.п.) для гарантирования безопасной и надежной работы при разумной стоимости».

Таким образом, совместная работа в течение девяти лет над техническим проектом ИТЭР в комбинации с продолжающимся общим прогрессом в термоядерных физических исследованиях привела страны, участвующие в проекте, да и всё мировое термоядерное сообщество к рубежу, когда они оказались технически готовы поставить вопрос о сооружении первого в мире исследовательского термоядерного реактора с чертами, присущими энергетическим установкам.  Критерием выбора параметров ИТЭР стало обеспечение гарантированного зажигания и стабильного поддержания реакции при минимальной стоимости его сооружения.

В 2002 году разными странами (Канадой, Японией, Испанией, Францией) были предложены площадки для строительства ИТЭР. После трудных переговоров, когда США, Япония и присоединившаяся позже к проекту Южная Корея непременно хотели построить реактор в Японии, а Европа, Россия и Китай, который тоже присоединился к международной команде, настаивали на его сооружении в Европе, в 2006 году было принято окончательное решение о строительстве ИТЭР в Кадараше во Франции. График работ по ИТЭРу предусматривает, что реактор будет построен к 2016 году, затем начнется фаза физического пуска и экспериментов с водородной плазмой, полномасштабные эксперименты с дейтериево-тритиевым топливом должны начаться в 2020 году. Расчетный срок службы реактора 30 лет. За это время будет спроектирован и построен демонстрационный термоядерный  ректор ДЕМО, который должен продемонстрировать возможность реализации и надежной эксплуатации всех термоядерных технологий. Начало коммерческого использования термоядерной энергии в промышленных термоядерных электростанциях ПТЭ планируется к середине века.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

22884. Корені комплексного числа 114 KB
  Запишемо в тригонометричній формі: тоді за фомулою Муавра маємо: прирівняємо модулі . Розглянемо варіанти: тоді і ; тоді ; тоді ; тоді ; тоді тоді Покажемо що справедлива наступна нерівність: і співпадає з одним із чисел Поділимо на з залишком де і тоді де .
22885. Алгоритм знаходження НСД 71 KB
  Поділимо на з залишком і стст якщо то процес закінчуємо інакше ділимо на при цьому стст якщо то процес закінчуємо інакше лідимо на і так далі. Оскільки на кожному кроці степінь залишку зменшується то за скінченну кількість кроків процес закінчиться.
22886. Теорема про найбільший спільний дільник 149 KB
  Доведення Припустимо і ненульові многочлени. Позначимо через таку множину многочленів зрозуміло що . Якщо і довільний многочлен який не обов’язково належить то і .
22887. Теорема про найбільший спільний дільник (доведення іншим способом) 90 KB
  Нехай і для визначеності стст. Покажемо що стст. Припустимо що стст тоді стстст що неможливо. Нехай і взаємнопрості тоді існують многочлени і такі що причому і можна вибрати так що стст стст.
22888. Схема Горнера та її застосування 109 KB
  Прирівняємо коефіцієнти при відповідних степенях маємо: Приклад застосування.
22889. Незвідні многочлени та основна теорема про подільність многочлена 63 KB
  Аналогічним чином в кільці многочленів є незвідні многочлени . Многочлен є незвідним над полем якщо з того що і слідує що степінь одного із многочленів рівна нулю тобтохоч один із многочленів рівний . Аналогічно основній теоремі арифметики будьякий многочлен відмінний від можна розкласти в добуток незвідних многочленів.
22890. ОБЛІК ДОВГОСТРОКОВИХ АКТИВІВ 120 KB
  Склад, класифікація і оцінка довгострокових активів. Методи розрахунку і облік амортизації основних засобів. Облік надходження і вибуття основних засобів. Облік природних ресурсів та їх виснаження.
22892. Рівність многочленів 82.5 KB
  Два многочлени і вважаються рівними аналітично якщо вони рівні як відображення . Два многочлени і над полем рівні тоді і тільки тоді коли вони рівні аналітично і алгебраїчно. Доведення Зрозуміло що якщо многочлени і рівні алгебраїчно то вони рівні і аналітично.