Токамаки - лидер в решении проблемы управляемого синтеза

Топливное потребление термоядерной электростанции будет чрезвычайно низко. Для производства 1 Гвт энергии требуется приблизительно 100 кг дейтерия и 3 тонны природного лития, чтобы использовать в течение целого года, производя приблизительно 7 миллиардов кВт час, без выбросов углекислого газа и других загрязнений. Получение такого же количества электроэнергии на тепловой электростанции требует приблизительно 1,5 миллиона тонн топлива и производит приблизительно 4-5 миллионов тонн CO2 [11].

Нейтроны, произведенные термоядерной реакцией, создают радиоактивность в материалах, окружающих стены контейнера и т.д. Правильный подбор материалов для этих компонентов в будущих электростанциях позволит им надежно работать без специального контроля и быть переплавленными для дальнейшего использования после 100-летней выдержки. Материалы и отходы термоядерной электростанции не будут бременем для будущих поколений.

Остановимся на целях, поставленных перед создателями реактора ИТЭР:

• достичь выделения 500 МВт термоядерной мощности при 50 МВт электрической мощности, затрачиваемой на поддержание плазмы (коэффициент усиления 10) в режиме индукционного возбуждения тока в течение 400 с;

• предпринять усилия по осуществлению режима с неиндукционным поддержанием тока в течение 3000 с при коэффициенте усиления 5;

• продемонстрировать существенные для реактора технологии;

• начать испытания материалов будущих энергетических реакторов.

Успех ИТЭРа позволит исследовать физику термоядерного горения плазмы, при котором ее нагрев продуктами реакции (а-частицами) является доминирующим. Не исключается также термоядерное горение, при котором температура плазмы -100 млн. градусов будет поддерживаться только за счет термоядерной реакции.

В вакуумной камере ИТЭРа сверхпроводящая магнитная система создает тороидальное магнитное поле напряженностью 5.3 Т и полоидальное поле, управляющее положением плазмы в камере. Секционированный центральный соленоид возбуждает индукционное электрическое поле. В качестве сверхпроводников используются Nb3Sn и NbTi. Плазма объемом 892 м3 помещается в вакуумной камере, стенки которой защищаются бланкетом, воспринимающим поток тепла. Продукты реакции, а также примеси удаляются в дивертор, где существует система дополнительной вакуумной откачки. Если потоки тепла на стенку камеры в ИТЭРе должны составлять 0.5 МВт/м3 то на диверторе из-за импульсного характера выбросов плазмы они могут достигать 10 МВт/м3 [10]. Увеличить частоту выбросов, чтобы уменьшить импульсные нагрузки на дивертор, - одна из задач физиков.

Для нагрева плазмы и поддержания тока используются пучки нейтральных атомов и микроволновое излучение. Полная проектная мощность этих систем 70 МВт. Основными источниками мощности служат гиротроны - приборы для генерации СВЧ-волн с частотой 170 ГГц. Гиротроны в настоящее время обладают мощностью около 1 МВт при коэффициенте полезного действия 50%. Они изобретены в Институте прикладной физики РАН для нагрева плазмы в токамаках Института атомной энергии, где и поныне используются. Этот уникальный по красоте и изяществу заложенных в него решений прибор имеет большие перспективы и для технологических применений.

ИТЭР - это последняя ступень перед строительством демонстрационной термоядерной станции ДЕМО. В то же время ИТЭР является исследовательской установкой, оснащенной избыточными для будущего реактора возможностями управления, нагрева, радиального распределения тока и т.д. Значительную часть его стоимости составляет исследовательский диагностический комплекс.

Как отмечалось выше, плазма токамака подвержена большому количеству неустойчивостей, турбулентна по своей природе. Хотя теория и численное моделирование процессов предсказывают или объясняют ряд основных явлений, сегодня нет возможности полностью рассчитать токамак. Ситуация аналогична той, что была в авиации в пору ее интенсивного развития. Поэтому большое значение имеют законы подобия - скейлинги, устанавливаемые из экспериментов. Современные физические исследования позволяют глубже понять явления переносов и устойчивости, что постепенно учитывается в проекте. Так, к моменту, когда началось проектирование ИТЭРа, в качестве основного рассматривался рабочий режим с ухудшенным удержанием плазмы. Хотя уже было известно, что в некоторых условиях можно иметь в 2-2.5 раза лучшее удержание, так называемый Н-режим, явление это было слишком плохо изучено и не могло тогда закладываться в проект. Через несколько лет Н-режим стал рассматриваться как основной в реакторе. Относительно недавно обнаружены внутренние тепловые барьеры, возникающие при определенном профиле плотности тока и приводящие к увеличению эффективности нагрева плазмы. Но пока эти режимы не включены в проект, поскольку процесс их формирования недостаточно изучен. Однако резерв повышает надежность проекта.

Другие статьи по теме

ТЭС промышленных предприятий. Расчет турбины
1. Турбина ПТ - 135/165 - 130 /15 2. Расход острого пара: D0 = 750 т/ч (или 208,333 кг/с); 3. Расход пара внешнему потребителю: Dп = 295 т/ч (или 81,944 кг/с); 4. Отпуск тепла на отопление: Qот = 130 МВт; 5 ...

Расчёт мощности судовой электростанции
Судовая электроэнергетическая система представляет собой совокупность судовых электротехнических устройств, объединенных процессом производства, преобразования и распределения электроэнергии и предназначенных для питания суд ...