Банк рефератов содержит более 364 тысяч рефератов, курсовых и дипломных работ, шпаргалок и докладов по различным дисциплинам: истории, психологии, экономике, менеджменту, философии, праву, экологии. А также изложения, сочинения по литературе, отчеты по практике, топики по английскому.
Полнотекстовый поиск
Всего работ:
364150
Теги названий
Разделы
Авиация и космонавтика (304)
Административное право (123)
Арбитражный процесс (23)
Архитектура (113)
Астрология (4)
Астрономия (4814)
Банковское дело (5227)
Безопасность жизнедеятельности (2616)
Биографии (3423)
Биология (4214)
Биология и химия (1518)
Биржевое дело (68)
Ботаника и сельское хоз-во (2836)
Бухгалтерский учет и аудит (8269)
Валютные отношения (50)
Ветеринария (50)
Военная кафедра (762)
ГДЗ (2)
География (5275)
Геодезия (30)
Геология (1222)
Геополитика (43)
Государство и право (20403)
Гражданское право и процесс (465)
Делопроизводство (19)
Деньги и кредит (108)
ЕГЭ (173)
Естествознание (96)
Журналистика (899)
ЗНО (54)
Зоология (34)
Издательское дело и полиграфия (476)
Инвестиции (106)
Иностранный язык (62792)
Информатика (3562)
Информатика, программирование (6444)
Исторические личности (2165)
История (21320)
История техники (766)
Кибернетика (64)
Коммуникации и связь (3145)
Компьютерные науки (60)
Косметология (17)
Краеведение и этнография (588)
Краткое содержание произведений (1000)
Криминалистика (106)
Криминология (48)
Криптология (3)
Кулинария (1167)
Культура и искусство (8485)
Культурология (537)
Литература : зарубежная (2044)
Литература и русский язык (11657)
Логика (532)
Логистика (21)
Маркетинг (7985)
Математика (3721)
Медицина, здоровье (10549)
Медицинские науки (88)
Международное публичное право (58)
Международное частное право (36)
Международные отношения (2257)
Менеджмент (12491)
Металлургия (91)
Москвоведение (797)
Музыка (1338)
Муниципальное право (24)
Налоги, налогообложение (214)
Наука и техника (1141)
Начертательная геометрия (3)
Оккультизм и уфология (8)
Остальные рефераты (21697)
Педагогика (7850)
Политология (3801)
Право (682)
Право, юриспруденция (2881)
Предпринимательство (475)
Прикладные науки (1)
Промышленность, производство (7100)
Психология (8694)
психология, педагогика (4121)
Радиоэлектроника (443)
Реклама (952)
Религия и мифология (2967)
Риторика (23)
Сексология (748)
Социология (4876)
Статистика (95)
Страхование (107)
Строительные науки (7)
Строительство (2004)
Схемотехника (15)
Таможенная система (663)
Теория государства и права (240)
Теория организации (39)
Теплотехника (25)
Технология (624)
Товароведение (16)
Транспорт (2652)
Трудовое право (136)
Туризм (90)
Уголовное право и процесс (406)
Управление (95)
Управленческие науки (24)
Физика (3463)
Физкультура и спорт (4482)
Философия (7216)
Финансовые науки (4592)
Финансы (5386)
Фотография (3)
Химия (2244)
Хозяйственное право (23)
Цифровые устройства (29)
Экологическое право (35)
Экология (4517)
Экономика (20645)
Экономико-математическое моделирование (666)
Экономическая география (119)
Экономическая теория (2573)
Этика (889)
Юриспруденция (288)
Языковедение (148)
Языкознание, филология (1140)

Реферат: Термоядерный реактор

Название: Термоядерный реактор
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Добавлен 00:00:18 06 сентября 2005 Похожие работы
Просмотров: 1350 Комментариев: 4 Оценило: 3 человек Средний балл: 3.3 Оценка: неизвестно     Скачать

Санкт-петербургский Государственный Морской Технический Университет


По теме: Термоядерный реактор.

Выполнил:

Студент:

Группа №

Проверил: Исаков Н.Я.

Санкт-Петербург

2000 г.

План:

1.Введение.

2.Плазма и топливный цикл термоядерного реактора.

3. Физические основы реактора-токамака.

3.1 Условия термоядерного «горения».

3.2 Нагрев плазмы.

3.3 Магнитное удержание.

3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.

3.5 Переход к непрерывному режиму.

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора.

4.1 Магнитная система.

4.2 Криогенная система.

4.3 Вакуумная система.

4.4 Система энергопитания.

4.5 Бланкет реактора.

4.6 Тритиевый контур.

4.7 Защита реактора.

4.8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом.

4.9 Система управления.

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики.

6. Термоядерный синтез «завтра».

7. Вывод.

1. Введение:

Сегодня человечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным образом сжигая нефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены: с учётом роста потребления энергии они могут быть в значительной мере исчерпаны за какие-нибудь 30-50 лет. Кроме того, нефть и газ – это не только топливо, но и ценное сырьё для получения ряда химических продуктов, производства белка и других важных веществ.

Как же развиваться энергетике? Путь оптимального её развития был намечен нашей страной, построившей более 40 лет назад первую АЭС. Именно ускоренное развитие атомной энергетики и является перспективой на будущее.

АЭС сегодняшнего дня используют реакцию деления тяжёлых ядер. Но имеются ещё огромные потенциальные резервы развития в лёгких ядрах, которые могут быть реализованы в реакциях синтеза. Водородная бомба – это демонстрация возможности освобождения такой энергии в форме взрыва чудовищной силы. Но в скором времени физики осуществят управляемый термоядерный синтез (УТС).

Не исключено, что необходимые темпы роста производства энергии в перспективе будет трудно поддерживать, даже «сжигая» во все больших масштабах дешёвый уран и вырабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах плутоний. Кроме того, с развитием ядерной энергетики придётся иметь дело с большими массами радиоактивных отходов и ужесточения требования к радиационной безопасности. Сегодня неясно, как это скажется на экономике ядерной энергетики. УТС же, использующий в качестве на начальном этапе дейтерий и литий, а затем только дейтерий. Может стать поистине не иссекаемым источником энергии, позволяющим резко снизить радиационную опасность.

Последние 40 лет работы по УТС ведутся широким фронтом в различных направлениях. В итоге одним из наиболее перспективных путей решения этой проблемы признана разработка систем с магнитным удержанием плазмы, среди которых токамаки занимают передовые позиции.

Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным и Н.Я. Явлинским, которые, начав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с помощью мощного газового разряда создали нагретый до очень большой температуры газ – высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий основных компонентов установки – ТОроидальная КАмера с МАГнитным полем – и было образованно слово «токамак» (при этом звонкая согласная Г была заменена на глухую К)


2. Плазма и топливный цикл термоядерного реактора:

Цель УТС – обеспечить протекание реакции слияния лёгких ядер. Наибольший интерес с этой точки зрения представляют реакции с участием изотопов водорода; дейтерия и трития (DT-цикл) либо одного дейтерия (DD-цикл).

В первом случае рождаются a-частица с энергией 3,5МэВ и нейтрон с энергией 14,1МэВ

Во втором – с равной вероятностью образуется ядро и нейтрон или тритон (ядро трития) и протон.

Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько раз, тогда как их сечения, или вероятности (зависящие от энергии взаимодействующих частиц), различаются более существенно. Так, максимальное сечение DT-реакции превышает соответствующую величину для DD-реакции более чем в 50 раз.

Кроме того, энергия сталкивающихся частиц (температура плазмы), при которой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз ниже, чем для второй. С этой точки зрения DT-реакция более предпочтительна и реализуется легче (при меньших значениях температуры и плотности плазмы), так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования DT-смеси.

Однако третий – нестабильный (отсутствующий в природных условиях) и весьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе. Поэтому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным топливом для реактора станет неизмеримо более дешёвый и доступный дейтерий.

Интенсивность ядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице объёма за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии сталкивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT-смесь до очень высокой температуры, порядка 100 млн. градусов. Любое вещество при таких температурах представляет собой плазму. Однако даже столь огромная сама по себе не гарантирует успеха, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется не только температурой плазмы, но и её плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакции плотность плазмы в термоядерном реакторе при указанной температуре должна быть не менее см.

Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка, окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реактора. Бланкет изготавливают из материала содержащего литий, т.к. тритий образуется в реакции ®. Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу на дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на многие сотни лет.

Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем не только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтезе 1 г. DT-смеси выделяется примерно в 20 млн. раз больше энергии, чем при сгорании 1 г. угля, и в 8 раз больше, чем при полном делении 1 г. урана.

По составу бланкета термоядерные реакторы делятся на «чистые» и гибридные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В гибридном же реакторе Бланкет наряду с литием содержит исходные материалы для получения делящихся нуклидов - или . Образующиеся при их облучении нейтронами или служат топливом для реакторов деления.

В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагрев теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В чистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» - это электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.

3. Физические основы реактора-токамака:

3.1 Условия термоядерного «горения».

В наиболее «горючей» смеси, содержащей равные количества дейтерия и трития, термоядерное пламя «вспыхивает» при температуре свыше 50 млн. градусов. Нагрев плазмы до такой температуры представляет собой хотя и трудную, но вполне разрешимую задачу: ведь плотность плазмы в реакторе примерно в 100 тыс. раз меньше плотности газа при атмосферном давлении.

Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы плазма занимала достаточно большой объём. Лишь в этом случае частицы и излучения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдёт необходимое для поддержания управляемой реакции число единичных актов синтеза. Математически это можно выразить следующим образом: произведение плотности плазмы n на характерное время удержания энергии в плазме должно превосходить некоторое критическое значение (зависящее от температуры). Для DT-цикла n см. Это соотношение называют условием зажигания термоядерной реакции. Как указывалось выше, в термоядерном реакторе плотность DT-плазмы должна превышать , поэтому составляет примерно 1 с. Величина характеризует скорость отвода энергии от плазмы к стенкам реактора.

В настоящее время получены вполне надёжные экспериментальные и теоретические результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они позволяют уверено экстраполировать достигнутые значения её параметров к тем, которые требуются для реактора.

3.2 Нагрев плазмы.

Для получения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается недостаточным. С ростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и эффективность такого способа падает. Для дальнейшего увеличения температуры требуется дополнительный нагрев плазмы.

Наиболее перспективными представляются два метода нагрева: пучками быстрых атомов и токами высокой частоты.

Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей заряженных частиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтроны проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжекторы с мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование инжекторов привело к значительному повышению температуры плазмы. Так на токамаке PLT (США) этим способом удалось нагреть плазму до 70 млн. градусов.

Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотным магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При соответствующем подборе частоты эти волны будут эффективно поглощаться в плазме, нагревая её. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной частоты (с которой ионы вращаются в магнитном поле) на той же установке PLT позволил нагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в плазме колебаний близка к циклотронной частоте электронов (которая в 3680 раз выше частоты вращения дейтронов), то происходит интенсивный нагрев электронов плазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была впервые продемонстрирована в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова и в последствии подтверждена на других установках.

3.3 Магнитное удержание.

Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака является b - отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n и температурой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля (В – магнитная индукция). Из теоретических расчётов следует, что значение b не может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой. Для экономически оправданного энергетического реактора b должно составлять не мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы получено значение b=3% при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет форму эллипса, достигнуто значение b=4,5%.

Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки. Однако в магнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает. Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для УТС – поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением напряжённости критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) – первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки поддерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение (что позволит удерживать плазму с большей плотностью n) заставляет стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное значение магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры составляет при этом 5-6 Тл.

3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.

В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотя бы в течение длительных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазму от «золы» DT-реакции – гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DD или DHe. Накопление в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время «горения» термоядерной реакции.

Существует несколько физических и конструктивных решений такого устройства, именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов откачки, что совершенно не приемлемо.) Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диф­фундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнит­ного поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираются" в стенки специальной полости дивертора. Следо­вательно, заряженные частицы, попавшие из центральной об­ласти плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых ли­ний сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллектор­ных пластинах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, от­качиваемые из полости вакуумными насосами.

Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Пове­дение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при оми­ческом нагреве плазмы. В последнее время получены новые ре­зультаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном по­лоидальным дивертором. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода парамет­ры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована воз­можность работы токамака при наличии плотной холодной плаз­мы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивер­тора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффектив­ность работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.

3.5 Переход к непрерывному режиму.

Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность импульсов опре­деляется энергией, которая запасена в индукторе, поддержи­вающем ток в плазме.

Недавно в ряде стран получены первые результаты по безын­дукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной час­тоты, которые вызывают упорядоченное движение электро­нов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-II (Япония) свидетельствуют о перспективности та­кого способа возбуждения тока. Исследования в этом направ­лении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в те­чение длительного времени.

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора:

Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криоген­ной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного на­грева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистан­ционного управления и обслуживания.

4.1 Магнитная система содержит катушки тороидального магнит­ного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное маг­нитное поле, которое необходимо для работы дивертора и под­держания равновесия плазменного шнура.

Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для об­моток магнитной системы предполагается использовать спла­вы ниобий — титан и ниобий — олово.

Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из ос­новных инженерных проблем разработки термоядерного реак­тора, которую предстоит решить в ближайшее время.

4.2 Криогенная система включает в себя криостат магнитной сис­темы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой за­ключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаж­дают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находя­щихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения пере­городок, разделяющих части с гелиевой и комнатной темпера­турами.

Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и пред­назначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком раз­режении.

4.3 Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый три­тий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необхо­димо предусмотреть замкнутый контур с минимальным коли­чеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Дли­тельность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

4.4 Система энергопитания существенно зависит от режима ра­боты реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целе­сообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.

4.5 Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превра­щения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструктор­ские разработки литиевого и уранового бланкетов.

4.6 Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему пита­ния, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

4.7 Защита реактора делится на радиационную и биологичес­кую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и сни­жает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нор­мальной работы магнитной системы при минимальных энерго­затратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s —106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушка­ми тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжек­торов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см.

Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохра­няет окружающее пространство от излучения.

4.8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реакто­ра. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжек­тор, что неудобно для расположения оборудования в реактор­ном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы мо­гут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследо­вания на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

4.9 Система управления — неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанцион­но — как во время работы, так и в периоды остановок.

Источником радиоактивности в термоядерном реакторе яв­ляются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полу­распада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактив­ные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, сплавов молиб­дена и ниобия) активность достаточно велика, но все же при­мерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогич­ной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предпо­лагается использовать материалы, обладающие малой наведен­ной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же тер­моядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистан­ционного обслуживания, что предъявляет дополнительные тре­бования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые запол­нят различными стандартными блоками (модулями). Это позво­лит в случае необходимости сравнительно просто заменять от­дельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики:

В таблице даны основные параметры токамаков: R и r - большой и малые радиусы плазмы, V - её объём, B - напряжённость магнитного поля, BV - фактор удержания плазмы и W - общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).

НАЗВАНИЕ

R , М

r , М

V , М3

B , Тл

VB,М3 Тл

W, МВТ

Т - 3 Россия

1

0,15

0,5

3,5

1,8

нет

Т - 4 Россия

0,9

0,17

0,5

4,5

2,3

нет

Т - 7 Россия

1,2

0,35

3

2,5

7,5

1

Т - 10 Россия

1,5

0,37

4

4,5

19

4

Т - 15 Россия

2,4

0,7

24

3,5

85

14

ТСП Россия

1,06

0,29

1,8

2

3,6

2

PLT США

1,3

0,4

4

4,5

19

4

Doublett США

2,75

0,9

44

2,6

120

8

JT - 60 Япония

3

0,95

54

4,5

240

40

TFTR США

2,65

1,1

64

5,2

330

30

JET ЕВРАТОМ

2,95

1,7

170

3,4

580

52

Т - 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.

Т - 7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т - 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W - 7 со сверхпроводящей системой не удалась.

Т - 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.

JET (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.

Т - 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.

TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.

6. Ядерный синтез завтра.

“На завтра” планируется, прежде всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).

В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.

Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м3 , а площадь поверхности около 400 м2 . Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.

Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15.

NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.

Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.

7. Вывод:

Проследив все этапы развития термоядерной энергетики от начала и до конца можно сделать вывод, что всё должно кончиться пуском «настоящего» термоядерного реактора, хотя ещё предстоит пройти долгий путь.

Список литературы:

1.) Ядерная энергетика; Б.Б. Кадомцев, В.И. Пистунович; 1994 г. Москва

2.) На пути к термоядерному реактору; И.В. Ефремов; 1993 г. Москва

Оценить/Добавить комментарий
Имя
Оценка
Комментарии:
Где скачать еще рефератов? Здесь: letsdoit777.blogspot.com
Евгений21:46:17 18 марта 2016
Кто еще хочет зарабатывать от 9000 рублей в день "Чистых Денег"? Узнайте как: business1777.blogspot.com ! Cпециально для студентов!
13:48:19 24 ноября 2015
Я и еще в конце 80-х годов прошлого столетия говорил и даже подавал заявку на сферическую конструкцию токамака.Ни какой тор стеллалатора не позволит удержать плазму. Только сфера .Вакуума не должно быть.Магнитных катушек тоже .Пока и все.
Евгений Устинов из Твери21:21:07 20 февраля 2012Оценка: 2 - Плохо
Давно (лет 20) не интересовался этой проблемой. Натолкнулся на этот реферат, и сразу более-менее стало понятно сегодняшнее состояние проблемы УТС. Несколько портят картину [pic] вместо формул. Но в целом, отличный реферат. Спасибо.
Геннадий09:45:31 12 марта 2006Оценка: 5 - Отлично

Работы, похожие на Реферат: Термоядерный реактор
Радиоактивность
ПЛАН: 1.Введения 2.Радиоактивность 3.Ядерные реакторы 4.Инженерные аспекты термоядерного реактора 5.Ядерная реакция. Ядерная енергетика. 6.Гамма ...
Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы ...
Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превращения ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 1696 Комментариев: 3 Похожие работы
Оценило: 8 человек Средний балл: 3.5 Оценка: 4     Скачать
Источники энергии - история и современность
МИНИСТЕРСТВО ОБЩЕГО И ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ РОСТОВСКОЙ ОБЛАСТИ ГОСУДАРСТВЕННОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ СРЕДНЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ...
Именно ими были созданы такие сложные и оригинальные конструкции, как ТОКАМАК, МГД - генератор, установки лазерного термоядерного синтеза, многие так называемые альтернативные ...
Энергия, выделяющаяся при термоядерной реакции, пропорциональна разности энергии связи синтезированного вещества (в случае с дейтерием и тритием это гелий) и энергии связи исходных ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 4021 Комментариев: 2 Похожие работы
Оценило: 3 человек Средний балл: 4 Оценка: неизвестно     Скачать
Альтернативные источники энергии
Введение. Производство энергии, являющееся необходимым средством для существования и развития человечества, оказывает воздействие на природу и ...
Токамак реактор будет работать в режиме самоподдерживающегося термоядерного горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет нагрева плазмы заряженными ...
В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на модельной DD смеси достиг Q = 1.06.
Раздел: Рефераты по физике
Тип: курсовая работа Просмотров: 1622 Комментариев: 2 Похожие работы
Оценило: 0 человек Средний балл: 0 Оценка: неизвестно     Скачать
Проблемы термоядерного синтеза
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное агентство по образованию ГОУ ВПО "Благовещенский государственный педагогический ...
Поэтому исследователи плазмы отдают предпочтение реакциям DT, хотя тритий в природе не встречается, а для его воспроизводства в термоядерном реакторе надо создавать особые условия.
Для смеси дейтерия с тритием при n=1021 м-3 термоядерная реакция синтеза может начаться, если время удержания плазмы больше 0,1 с, а при n=1024 м-3 достаточно, чтобы это время было ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: курсовая работа Просмотров: 462 Комментариев: 3 Похожие работы
Оценило: 2 человек Средний балл: 5 Оценка: неизвестно     Скачать
Использование альтернативных источников энергии
Введение Во второй половине ХХ столетия перед человечеством восстала глобальное проблема - это загрязнение окружающей среды продуктами сгорания ...
Токамак реактор будет работать в режиме самоподдерживающегося термоядерного горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет нагрева плазмы заряженными ...
В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на модельной DD смеси достиг Q = 1.06.
Раздел: Рефераты по химии
Тип: реферат Просмотров: 5622 Комментариев: 2 Похожие работы
Оценило: 6 человек Средний балл: 3.7 Оценка: 4     Скачать
Глобальная история Вселенной (физика)
РЕФЕРАТ на тему: "Глобальная история Вселенной от океана "чистой" энергии до Третьей Мировой Ядерной Войны" Выполнил: Шадрин Д.Г. Челябинск, 2001 г ...
В идеале для осуществления неуправляемой термоядерной реакции горения водорода необходимо всего два нейтрино, но на самом деле реакция горения водорода происходит вместе с другими ...
На границе железного ядра и кремниевой оболочки и в более удаленных слоях продолжается синтез элементов и выделение энергии за счет термоядерных процессов.
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 552 Комментариев: 4 Похожие работы
Оценило: 1 человек Средний балл: 2 Оценка: неизвестно     Скачать
Методика формирования понятия Плазма в школьном курсе физики
Тольяттинский Государственный Университет Кафедра методики преподавания физики и физической электроники Курсовая работа Формирование понятия "плазма ...
Плазма находит широкое применение в самых разных областях науки и техники: высокотемпературная плазма из дейтерия и трития, а также изотопа гелия - основной объект исследований по ...
Если в камере, заполненной газом, происходит электрический разряд, то, во-первых, вследствие джоулевых тепловых потерь происходит ионизация газа и образование плазмы, во-вторых ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 5158 Комментариев: 3 Похожие работы
Оценило: 5 человек Средний балл: 4.6 Оценка: неизвестно     Скачать
Билеты по физике за весь школьный курс
Механическое движение. Материальная точка. Механическим движением тела называется изменение его положения в пространстве относительно других тел с ...
Ядра, в которых больше нейтронов, тоже нестабильны, т.к. масса нейтрона больше массы протона , а увеличение массы приводит к увеличению энергии.
Для соединения ядер необходимо преодолеть кулоновскую силу отталкивания, что возможно при температуре плазмы около 107-108 К. Примером термоядерной реакции служит синтез гелия из ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 2254 Комментариев: 7 Похожие работы
Оценило: 8 человек Средний балл: 3.6 Оценка: 4     Скачать
Ответы к экзаменационным билетам по физике 11 класс (ответы к 29 ...
Билет №1 Механическое движение - это изменение положения тела в пространстве с течением времени относительно других тел. Из всех многообразных форм ...
Теплопередача - это изменение внутренней энергии без совершения работы: энергия передается от более нагретых тел к менее нагретым.
Если заставить ядра дейтерия и трития слиться при колоссальных температурах и давлениях, то в результате образуются ядро гелия и нейтрон.
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 38384 Комментариев: 13 Похожие работы
Оценило: 34 человек Средний балл: 3.9 Оценка: 4     Скачать
Билеты по физике
Билет №1 1) Относительность механического движения. Система отсчёта. Сложение скоростей в классической и релятевиствской механике. Относительность ...
Теплопередача - это изменение внутренней энергии без совершения работы: энергия передается от более нагретых тел к менее нагретым.
Для соединения ядер необходимо преодолеть кулоновскую силу отталкивания, что возможно при температуре плазмы около 107-108 К. Примером термоядерной реакции служит синтез гелия из ...
Раздел: Рефераты по физике
Тип: реферат Просмотров: 3227 Комментариев: 6 Похожие работы
Оценило: 7 человек Средний балл: 3.9 Оценка: 4     Скачать

Все работы, похожие на Реферат: Термоядерный реактор (733)

Назад
Меню
Главная
Рефераты
Благодарности
Опрос
Станете ли вы заказывать работу за деньги, если не найдете ее в Интернете?

Да, в любом случае.
Да, но только в случае крайней необходимости.
Возможно, в зависимости от цены.
Нет, напишу его сам.
Нет, забью.



Результаты(150947)
Комментарии (1842)
Copyright © 2005-2016 BestReferat.ru bestreferat@mail.ru       реклама на сайте

Рейтинг@Mail.ru