Министерство науки и высшего образования Российской Федерации.
Институт ядерной энергетики (филиал) ФГАОУ ВО СПбПУ «Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого» в г. Сосновый Бор
Кафедра « Проектирование и эксплуатация атомных станций»
Реферат
По дисциплине «Физические основы ядерной энегретики»
Тема «Способы нагрева плазмы термоядерных реакторов до рабочей температуры»
Разработала студентка гр 1951402/60101 _________________ Маковец А.К.
(подпись)
Проверил профессор _________________ Рассказов В.
(подпись)
«___» ____________2019г.
2019 г.
Г. Сосновый Бор
Оглавление
ВВЕДЕНИЕ 3
ПЛАЗМА И ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 4
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕАКТОРА-ТОКАМАКА 6
1. Базовый сценарий разряда плазмы в токамаке, основные стадии 6
2. Условия термоядерного “горения” 7
2.1. Омический нагрев плазмы 7
2.2. Нагрев плазмы нарастающим магнитным полем 8
2.3. Инжекция нейтралов 9
2.4. ВЧ методы нагрева 10
ВЫВОД 12
ВВЕДЕНИЕ
Более 60 лет назад в нашей стране были начаты интенсивные термоядерные исследования. Цель этих работ состоит в осуществлении управляемой реакции ядерного синтеза легких элементов и в практическом использовании выделяющейся при этом энергии.
Сегодня человечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным образом сжигая нефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены.
Также 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. Управляемый термоядерный синтез 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.
Для интенсивного протекания дейтериевой реакции в магнитной ловушке топливо необходимо нагреть до температуры около 100 млн. градусов. Чтобы зажженная термоядерная реакция не гасла, нужно, чтобы время ее остывания τ было не очень малым. Это время зависит от плотности плазмы п (число ядер в 1 см3). Расчет показывает, что для протекания самоподдерживающейся реакции должен выполняться так называемый критерий Лоусона nτ> 10м.
Принципиально возможны два варианта осуществления термоядерной реакции — ”спокойное” стационарное горение топлива при малой плотности в так называемых магнитных ловушках или последовательность микровзрывов плотных термоядерных мишеней. Для зажигания плазмы в магнитных ловушках можно использовать нагрев плазмы высокочастотным электромагнитным полем или пучками нейтральных атомов. А в системах с плотными мишенями при инерциальном удержании плазмы, чтобы инициировать термоядерный взрыв плотной небольшой мишени, можно использовать мощные корпускулярные или лазерные пучки либо быстро сжать мишень импульсным магнитным полем. И целью данной работы является анализ способов нагрева плазмы в установках различного типа.
В настоящее время наиболее продвинулось направление токамаков — тороидальных магнитных ловушек простейшего типа. Именно на этом направлении удалось выработать внутренне согласованную концепцию опытного термоядерного реактора (ОТР).
В этой системе ток, текущий в наполненной водородом тороидальной камере, ионизует газ, а затем греет и удерживает возникшую плазму от контакта со стенками. Сильное внешнее магнитное поле, направленное вдоль направления тока, обеспечивает его устойчивость. Идея ”Токамака” была впервые выдвинута советскими учеными, а затем практически осуществлена коллективом ученых Института атомной энергии им. И.В. Курчатова под руководством выдающегося советского физика академика Л.А. Арцимовича
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 -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.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕАКТОРА-ТОКАМАКА:
Базовый сценарий разряда плазмы в токамаке, основные стадии.
Для получения интенсивной термоядерной реакции в плазме токамака нужно выполнение множества требований. В первую очередь нужно создать требуемую тороидальную магнитную конфигурацию. Затем в предварительно откачанной камере получить плазму, обеспечить вращательное преобразование, равновесие и устойчивость плазмы и, затем подогреть её с помощью внешних источников до нужной температуры. Поскольку большинство токамаков работают в импульсном режиме, то после окончания импульса разряда необходимо подготовить камеру и системы установки к следующему разряду.
Это приводит к следующим основным стадиям разряда плазмы в токамаке:
- создание условий для пробоя плазмы (тренировка камеры, достижение высокого вакуума, низкого уровня рассеянных полей и требуемого
напряжения на обходе),
- пробой,
- подъём тока плазмы,
- стадия дополнительного нагрева на плато тока плазмы,
- стадия вывода тока плазмы,
- стадия подготовки к следующему импульсу разряда
Схема сценария разряда
   
Низкий уровень рассеянных магнитных полей в области пробоя
Нахождение на обходе, требуемое для пробоя
Создание
тороидального
магнитного
поля
Создание
вакуума,
напуск
рабочего
газа
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. 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.
Омический нагрев плазмы
Поскольку в токамаке ток, текущий по плазме, необходим для создания вращательного преобразования, омический нагрев плазмы является естественным. Он очень эффективен на стадии пробоя и начальной стадии подъёма тока, пока температура плазмы не очень велика.
Соотношение для мощности омического нагрева
 ,
Где  - тороидальный ток,  -сопротивление, а  - удельное сопротивление плазмы.
Плазма обладает сопротивлением из-за рассеяния электронов на ионах. При постоянном токе плазмы устанавливается равновесия между силой, ускоряющей электроны и силой торможения из-за столкновений
где u- направленная скорость электронов,  - частота соударений электронови ионов,  - масса и заряд электрона, Е - электрическое поле, ускоряющее
электроны.
В результате, закон Ома для плазмы  или ( -проводимость плазмы, - удельное сопротивление) может быть переписан
Частота соударений электронов с ионами в полностью ионизированной плазме
здесь -т.н. кулоновский логарифм. под знаком логарифма стоит большое
число , по порядку близкое к числу заряженных частиц в дебаевской сфере
(т.е. тех частиц, на которых может испытать рассеяние электрон).
Для высокотемпературной плазмы 106 - 108 и  15 - 20.
Удельное сопротивление полностью ионизированной плазмы (т.н. формула Спитцера)
Как следует из этого соотношения, в водородной плазме( ) при  удельное сопротивление плазмы близко к таковому для меди ( ) при температуре плазмы 
Как видно из соотношений для омического нагрева, по мере роста
температуры электронов эффективность нагрева снижается, что делает
проблематичным достижение термоядерных температур с помощью только
омического нагрева. Поэтому в большинстве токамаков используются также
неомические методы нагрева.
Нагрев плазмы нарастающим магнитным полем
Использование сжатия быстро нарастающим магнитным полем фактически единственный метод, в принципе позволяющий в разы увеличить сразу и плотность, и температуру плазмы. В то же время это принципиально импульсный метод, который предполагалось применить в ряде проектов для осуществления быстрого поджиrа d-t реакции.
При сжатии по малому радиусу время подъёма тороидального поля ограничивается возможностями системы питания и процессами диффузни магнитного поля в вакуумную камеру. Кроме того, идеология сжатия по малому радиусу предполагает отрыв плазмы от стенок, что нежелательно по МГД-устойчивости. В этом смысле cжатие плазмы по большому радиусу при фиксированном токе в обмотках тороидальной системы (ВtR = const) позволяет
в принципе избежать большинства указанных недостатков. Ещё более привлекательны схемы сжатия по R, в которых плазма по мере сжатия, будучи прижатой к внутренней стенке камеры, всё более вытягивается по вертикали.
При быстром подъёме тороидального магнитного поля за время  в
области плазмы имеет место её сжатие и нагрев. В литературе различают
режим бесстолкновипельноrо сжатия ( ) и более медленный режим
адиабатическоrо сжатия ( ). Здесь  - частота соударений,  -
энергетическое время жизни плазмы.
Инжекция нейтралов
При вводе в плазму быстрых нейтральных атомов происходит их ионизация, замагничивание и передача энергии основной плазме.
Глубина проникновения быстрых нейтралов ль относительно ионизации
определяется соотношением
Сопоставление величины  с характерным размером установки
позволяет определить оптимальную энергию быстрых нейтралов. Так, при
перпендикулярной инжекции можно принять,
(при > а велика мощность пучка, выделяющаяся на стенке камеры при
прямом "простреле", при << а энерговыделение нейтралов происходит на
периферии шнура). В случае инжекции вдоль тора оптимальная энергия
больше.
Время торможения быстрых ионов описывается формулой
где - энергия, при которой скорости торможения быстрых ионов на электронах и ионах плазмы сравниваются.
 Зависимость от  и  доля энергии, передаваемой ионами плазмы 
Давление от быстрых частиц пучка может быть оценено из соотношения 
где коэффицие нт 0.6 соответствует средней энергии быстрой частицы в плазме за время торможения;
 - характерная концентрация быстрых частиц, которая
Рис.1 Зависимость доли энергии, передаваемой
от быстрых нейтралов
ионам плазмы, от относительной энергии 
может быть определена из условия баланса быстрых частиц пучка или 
 -мощность пучка,  -объём пучка.
Достигнутый уровень мощности инжекции нейтралов в крупных
токамаках составляет Рb = 20 - 30 МВт, величина энергии быстрых нейтралов
Еb = 40 - 160 кэВ (цикл положительных ионов) и Еb 400 - 500 кэВ (цикл
отрицательных ионов). В проекте ITER-FEA Т предполагается использование
инжекции нейтралов суммарной мощностью до 100 МВт и энергией частиц
пучка 500 - 1 ООО кэВ.
Для а-частиц в d-t плазме получено следующее соотношение для их
вклада в полно е давление плазмы при  ;
Достоинством метода нагрева плазмы атомарными пучками является хорошая контролируемость процесса нагрева, недостатком - высокая стоимость соответствующих систем нагрева (особенно при больших энергиях инжекции).
ВЧ методы нагрева
 Среди методов нагрева плазмы в токамаках наибольшее развитие получили нагрев на частотах альфвеновского (AW),ионно-циклотронного (ICR), нижнегибридного (LH) и электронно-циклотронного резонанса (ECR).
Рис.2. Характерная область частот и длин волн методов нагрева, применяемых в токамаках.
Ионноциклотронный резонансный нагрев (ИЦРН) определяется условием равенства частоты внешнего поля первой или второй гармонике ионной циклотронной частоты w = w Вi = ZieB/mic (Zie - заряд иона, В - индукция удерживающего магнитного поля, mi - масса иона). Обычно ИЦРН в крупных токамаках требует применеия эл.магн. колебаний с длиной волны
10 м. Иногда применяется ИЦРН на ионах малой примеси (напр., на ионах Не 3 в дейтериевой плазме). Достоинствами ИЦРН являются относительная простота и доступность мощных генераторов декаметрового диапазона, недостатком - трудность ввода ДВ-колебаний в плазму, что требует установки непосредственно в вакуумной камере токамака сложных антенных структур, подвергающихся воздействию различных видов излучения плазмы.
Нижнегибридный нагрев (НГН) основан на наличии резонанса для быстрых магнитозвуковых волн (см. Волны в плазме )вблизи т. н. нижнегибридной частоты, которая для плазмы с одним сортом ионов равна (wBiwBe)1/2, где
w Ве = еВ/т е с - электронная циклотронная частота. В крупных токамаках нижнегибридной частоте соответствует длина волны 10-20 см.
 Электронно-циклотронный резонансный нагрев (ЭЦРН) основан на близости частоты эл.-магн. волны w к электронной циклотронной частоте w Ве (или её гармонике). Для реактора-тока-мака это соответствует эл.-магн. волнам длиной 1-2 мм, генератором которых обычно бывают гиротроны. Гиротронный комплекс токамака T-10 (СССР) обеспечивает ввод в плазму излучения мощностью 4 МВт. Применение мощного ЭЦРН в открытых ловушках позволяет создавать в них "надтепловые" электроны, что необходимо для формирования в них тепловых барьеров (см. Открытые ловушки). ЭЦРН и др. резонансные методы нагрева позволяют в определ. мере управлять распределением мощности нагрева по сечению плазмы.
Наиболее известный метод нагрева плазмы в импульсных системах с магн. удержанием - тета-пинч, т. е. быстрое сжатие плазмы по радиусу нарастающим продольным магн. полем (см. Линч-эффект). Таким способом на одной из экспериментальных установок в Лос-Аламосской лаборатории (США) была получена плазма плотностью 1016 см -3 и темп-рой 107 К.
Другой метод - столкновение плазменных сгустков, "выстреливаемых" навстречу друг другу с двух концов установки. Большая группа методов нагрева плазмы связана с инжекцией пучков электронов или ионов с конца установки вдоль магн. поля. T. к. длина свободного пробега частиц пучка по отношению к кулоновским столкновениям с электронами и ионами плазмы обычно заметно превышает длину установки, нагрев осуществляется в результате возбуждения пучком надтепловых микрофлуктуаций плазмы, которые затем передают свою энергию в тепло (группу методов нагрева, связанных с возбуждением плазменной микротурбулентности, иногда объединяют термином "турбулентный нагрев").
В термоядерных системах с инерциальнымудержаниемплазмы нагрев плазмы осуществляется в результате её быстрого сжатия cхлопывающейся тяжёлой оболочкой. Для разгона оболочки применяется либо реактивная сила, возникающая при абляции (испарении) её внешних слоев под действием мощного потока светового излучения (в сферич. геометрии), либо сила давления магнитного поля, создаваемого протекающим по оболочке импульсным током (схема миниатюрного Z-пинча).
ВЫВОД
Исследования по управляемому термоядерному синтезу вступили в заключительную фазу, когда должен быть дан ответ на вопрос о возможности практического использования синтеза в энергетике. Сложность технологий термоядерной энергетики, конечно, препятствует ее освоению, но конкурентоспособность экономики ТЭС, ее преимущества в экологической безопасности стимулируют их преодоление.
С другой стороны, решение задач термоядерного синтеза уже привело и несомненно приведет в дальнейшем к появлению многих новых технологий в разных областях промышленности, науки и медицины.
|
Скачать 0.88 Mb.