РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах

Термоядерный реактор на DT-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нем под действием термоядерных нейтронов получается тритий: 6Li+n^T+4,8 МэВ и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный U для получения 239Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. Таким образом, в гибридном термоядерном реакторе можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем чистом термоядерном реакторе, но наличие делящихся радиоактивных веществ создает радиационную установку, близкую той, которая существует в ядерных реакторах деления. В термоядерном реакторе с топливом на смеси D с Не бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить тритий: D+3He^4He(3,6МэВ)+р(14,7МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряженных продуктов реакции.

Радиационная защита (литий-беррилиевый бланкет) предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоактивного излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магнитную систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магнитного поля служат для создания тороидального магнитного поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb3Sn и медной матрицы, работающих при температуре жидкого гелия (4,2К). Катушки полоидального поля являются также сверхпроводящими и вместе с магнитным полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидального магнитного поля (сечение плазмы переводится с круговой в D-образную форму) с одно или двухнулевым полоидальным дивертором, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия.

Управление примесями в термоядерном реакторе осуществляется специальным устройством, называемым дивертором. Для целей УТС требуется очень чистая плазма на основе изотопов водорода. Чтобы ограничить примесь других ионов в плазме используется сложная диверторная конфигурация, создаваемая катушками полоидального магнитного поля. Эти катушки необходимы даже для плазмы круглого сечения: с их помощью создается вертикальная компонента магнитного поля, которая при взаимодействии с основным током плазмы не позволяет плазменному витку выброситься на стенку по направлению большого радиуса. В диверторной конфигурации витки полоидального поля расположены так, чтобы сечение плазмы было вытянуто в вертикальном направлении. При этом замкнутые магнитные поверхности сохраняются только внутри сепаратрисы, снаружи ее силовые линии уходят внутрь диверторных камер, где происходит нейтрализация потоков плазмы, вытекающих из основного объема. В диверторных камерах удается смягчить нагрузку от плазмы на диверторные пластины за счет дополнительного охлаждения плазмы при атомарных взаимодействиях.

В термоядерном реакторе с D-3He топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряженных продуктов реакции в электроэнергию. Криостат служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до температуры жидкого гелия или более высокой температуры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера т средства откачки предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в которой создается плазма, и во всех вспомогательных объемах, включая криостат.


На главную