Учебная работа. Методы и средства дополнительного нагрева в установке типа 'Токамак&#039

1 Звезда2 Звезды3 Звезды4 Звезды5 Звезд (Пока оценок нет)
Загрузка...

методы и средства дополнительного нагрева в установке типа ‘Токамак’

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ российской ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ университет

Институт : Физико — Технический

Кафедра: Электроника и автоматика физических установок

Доклад на тему

«методы и средства дополнительного нагрева в установке типа токамак»

Выполнили:

студенты группы 0712

Журавлев И.А.

Тилеубай У.Г.

Петров А.А.

Проверил

Обходский А.В.

Томск — 2013 г

Оглавление

Введение

Узел нагрева плазмы

структура плазмы

Принцип действия

Существующие решения

Заключение

список ресурсов

Введение

Термоядерные установки типа токамак являются в настоящее время наиболее перспективными по созданию и удержанию высокотемпературной плазмы магнитными полями. Также очень важным является нагрев плазмы в установке. Что же такое нагрев плазмы? Нагрев плазмы — процесс передачи энергии внешних источников в энергию хаотического движения частиц плазмы. Данная операция важна для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Существует несколько методов нагрева плазмы. В установках с магнитным удержанием плазмы (токамаках, открытых ловушках, стеллараторах и др.) основными являются: омический (джоулев) нагрев; нагрев с помощью высокочастотного (ВЧ) электромагнитного поля поля; нагрев пучками атомов. В импульсных установках с магнитным удержанием плазмы применяют также нагрев с помощью быстро-нарастагощего магнитного поля, инжекции в плазму электронных и ионных пучков и лазерного излучения. Частично расскажем о двух методах нагрева плазмы.

Омический нагрев наиболее прост по физическим принципам и по технической реализации; он применяется главным образом в замкнутых ловушках — токамаках и стеллараторах. Мощность омического нагрева плазмы определяется формулой P = I2R, где I — тороидальный ток, R — сопротивление плазменного витка. Tак как ток I ограничен сверху условиями устойчивости плазмы, мощность омического нагрева велика только при высоком сопротивлении плазмы.

Высокочастотные методы нагрева плазмы чаще всего основаны на использовании различных резонансных эффектов.

Ионно-циклотронный резонансный нагрев (ИЦРН) определяется условием равенства частоты внешнего поля первой или второй гармонике ионно-циклотронной частоты. Нижнегибридный нагрев (НГН) основан на наличии резонанса для быстрых магнитозвуковых волн вблизи так называемой нижнегибридной частоты.

Электронно-циклотронный резонансный нагрев (ЭЦРН) основан на близости частоты электромагнитных волны к электронной циклотронной частоте (или её гармонике).

Инжекция нейтралов. При входе быстрых нейтральных атомов происходит передача энергии основной плазме. В основном используются α-частицы. Происходит лавинная ионизация плазмы.

Узел нагрева плазмы

Плазма создаётся в тороидальной вакуумной камере, которая служит как бы единственным замкнутым витком вторичной обмотки трансформатора (рис. 1). При пропускании нарастающего во времени тока в первичной обмотке трансформатора 1 внутри вакуумной камеры 5 создаётся вихревое продольное электрическое поле. При не очень большой начальной плотности газа (обычно используется водород или его изотопы) происходит его электрический пробой и вакуумная камера заполняется плазмой с последующим нарастанием большого продольного тока Ip. В современных крупных токамаках ток в плазме составляет несколько миллионов ампер. Этот ток создаёт собственное полоидальное (в плоскости поперечного сечения плазмы) магнитное поле Вq. кроме того, для стабилизации плазмы используется сильное продольное магнитное поле Вf, создаваемое с помощью специальных обмоток тороидального магнитного поля. Именно комбинацией тороидального и полоидального магнитных полей обеспечивается устойчивое удержание высокотемпературной плазмы, необходимое для осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Операционные пределы. Магнитное поле токамака достаточно хорошо удерживает высокотемпературную плазму, но только в определённых пределах изменения её параметров. первые 2 ограничения относятся к току плазмы Ip и её средней плотности п, выраженной в единицах числа частиц (электронов или ионов) в 1 м3. Оказывается, что при заданной величине тороидального магнитного поля ток плазмы не может превышать некоторого предельного значения, иначе плазменный шнур начинает извиваться по винтовой линии и в конце концов разрушается: развивается так называемая неустойчивость срыва тока. Для характеристики предельного тока используется коэффициент запаса q по винтовой неустойчивости, определяемый соотношением q = 5Bja2/RIp. здесь а — малый, R — большой радиус плазменного шнура, Bj — тороидальное магнитное поле, Ip — ток в плазме (размеры измеряются в метрах, магнитное поле — в теслах, ток — в MA). Эксперименты показывают, что надёжно устойчивый режим удержания достигается лишь при значениях q ≥ 2.

Для плотности имеются 2 предела — нижний и верхний. Нижний предел по плотности связан с образованием так называемых ускоренных, или убегающих электронов. При малой плотности частота столкновений электронов с ионами становится недостаточной для предотвращения их перехода в режим непрерывного ускорения в продольном электрическом поле. Ускоренные до высоких энергий электроны могут представлять опасность для элементов вакуумной камеры, поэтому плотность плазмы выбирается настолько большой, чтобы ускоренных электронов не было. С другой стороны, при достаточно высокой плотности режим удержания плазмы вновь становится неустойчивым из-за радиационных и атомарных процессов на границе плазмы, которые приводят к сужению токового канала и развитию винтовой неустойчивости плазмы. Верхний предел по плотности характеризуется безразмерными параметрами Myраками M=nR/Bj и Хьюгелла H=nqR/Bj (здесь среднюю по сечению плотность электронов n измеряется в единицах 1020 частиц/м3). Для устойчивого удержания плазмы необходимо, чтобы числа M и H не превышали некоторых критичных значений.

При нагреве плазмы и повышении её давления появляется ещё один предел, характеризующий максимальное устойчивое значение давления плазмы, p = n(Te+Ti), где Те, Ti-электронная и ионная температуры. Этот предел накладывается на величину b, равную отношению ср. давления плазмы к давлению магнитного поля; упрощённое выражение для предельного значения b даётся соотношением Тройона bc=gIp/aBj, где g-числовой множитель, равный примерно 3.10-2.

Термоизоляция. Возможность нагрева плазмы до очень высоких температур связана с тем, что в сильном магнитном поле траектории заряженных частиц выглядят как спирали, навитые на линии магнитного поля. Благодаря этому электроны и ионы длительное время удерживаются внутри плазмы. И только за счёт столкновений и небольших флуктуации электрических и магнитных полей энергия этих частиц может переноситься к стенкам в виде теплового потока. Эти же механизмы определяют величину диффузионных потоков. Эффективность магнитной термоизоляции плазмы характеризуется энергетическим временем жизни тE=W/P, где W-полное энергосодержание плазмы, a P-мощность нагрева плазмы, необходимая для поддержания её в стационарном состоянии. Величину tE можно рассматривать также как характерное время остывания плазмы, если мощность нагрева внезапно отключается. В спокойной плазме потоки частиц и тепла к стенкам камеры создаются за счёт парных столкновений электронов и ионов. Эти потоки вычисляются теоретически с учётом реальных траекторий заряженных частиц в магнитном поле токамака. соответствующая теория диффузионных процессов наз. неоклассической). В реальной плазме токамака всегда присутствуют небольшие флуктуации полей и потоков частиц, поэтому реальные уровни потоков тепла и частиц обычно значительно превышают предсказания неоклассической теории.

Эксперименты, проведённые на многих токамаках различной формы и размеров, позволили суммировать результаты исследований механизмов переноса в виде соответствующих эмпирических зависимостей. В частности, были найдены зависимости энергетического времени жизни тE от основных параметров плазмы для различных мод удержания. Эти зависимости называются скейлингами; они успешно используются для предсказания параметров плазмы во вновь вводимых в строй установках.

Самоорганизация плазмы. В плазме токамака постоянно имеются слабонелинейные колебания, которые влияют на профили распределения температуры, плотности частиц и плотности тока по радиусу, как бы управляют ими. В частности, в центральной области плазменного шнура очень часто присутствуют так наываемые пилообразные колебания, отражающие периодически повторяющийся процесс постепенного обострения и затем резкого уплощения профиля температуры. Пилообразные колебания предотвращают контракцию тока к магнитной оси тора. кроме того, в токамаке время от времени возбуждаются винтовые моды, которые вне шнура наблюдаются в виде низкочастотных магнитных колебаний. Тиринг-моды способствуют установлению более устойчивого распределения плотности тока по радиусу. При недостаточно осторожном обращении с плазмой тиринг-моды могут нарасти настолько, что вызываемые ими возмущения магнитного поля разрушают магнитные поверхности во всём объёме плазменного шнура, магнитная конфигурация разрушается, энергия плазмы выбрасывается к стенкам и ток в плазме прекращается из-за её сильного охлаждения.

Кроме этих объёмных колебаний существуют моды колебаний, локализованные на границе плазменного шнура. Эти моды очень чувствительны к состоянию плазмы на самой периферии, их сильно влиять на процессы переноса тепла и частиц, они приводят к возможности перехода плазмы из одного режима магнитной термоизоляции в другой и обратно. Если в плазме токамака. распределение частиц по скоростям сильно отличается от распределения Максвелла, то возникает возможность для развития кинетических неустойчивостей. Например, при рождении большого количества убегающих электронов развивается так называемая веерная неустойчивость, приводящая к трансформации продольной энергии электронов в поперечную. Кинетические неустойчивости развиваются также при наличии ионов с высокой энергией, возникающих при дополнительном нагреве плазмы.

Стационарный токамак. Обычно ток в плазме протекает только при наличии вихревого электрического поля, создаваемого за счёт увеличения магнитного потока в индукторе. Индукционный механизм поддержания тока ограничен во времени, так что соответствующий режим удержания плазмы является импульсным. однако импульсный режим не является единственно возможным, нагрев плазмы может использоваться и для поддержания тока, если наряду с энергией в плазму передаётся и импульс, разный для разных компонент плазмы. Неиндукционное поддержание тока облегчается за счёт генерации тока самой плазмой при её диффузионном расширении к стенкам (бутстрэп-эффект). Бутстрэп-эффект был предсказан неоклассической теорией и подтвержден затем экспериментально. Эксперименты показывают, что плазма такомака может удерживаться стационарно, и главные усилия по практическому освоению стационарного режима направлены на повышение эффективности поддержания тока.

Дивертор, управление примесями. Для целей управляемого термоядерного синтеза требуется очень чистая плазма на основе изотопов водорода. чтобы ограничить примесь других ионов, в ранних токамаках плазма ограничивалась так называемым лимитером (рис. 2. а), то есть диафрагмой, которая не допускала соприкосновения плазмы с большой поверхностью камеры. В современных токамаках используется гораздо более сложная диверторная конфигурация (рис. 2. б), создаваемая катушками полоидального магнитного поля. Эти катушки необходимы даже для плазмы круглого сечения: с их помощью создаётся 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 магнитного поля расположены так, чтобы сечение плазмы было вытянуто в вертикальном направлении. При этом замкнутые магнитные поверхности сохраняются только внутри сепаратрисы, снаружи её силовые линии уходят внутрь диверторных камер, где происходит нейтрализация потоков плазмы, вытекающих из основного объема. В диверторных камерах удаётся смягчить нагрузку от плазмы на диверторные пластины за счёт дополнительного охлаждения плазмы при атомарных взаимодействиях.

структура плазмы

С ростом температуры состояние вещества изменяется от твердого к жидкому, а затем — к газообразному. Если температура продолжает увеличиваться, заметное количество атомов газа ионизируется, и возникает новое высокотемпературное состояние с примерно равным числом положительных ионов и электронов, так что на макроскопических масштабах выполняется условие зарядов нейтральности.

В своем коллективном движении электроны и ионы взаимодействуют посредством дальнодействующих кулоновских сил, спадающих лишь пропорционально обратному квадрату расстояния r между заряженными частицами. Движение заряженных частиц приводит к возникновению электрических токов и магнитных полей, так что на частицы действуют еще и силы Лоренца. Таким образом, большое количество заряженных частиц взаимодействуют между собой посредством дальнодействующих сил, и в таком газовом состоянии возникают различные коллективные движения и процессы, типичными примерами которых могут служить многочисленные неустойчивости и волновые явления. В физике слово «плазма» как раз и используется для обозначения высокотемпературного состояния ионизованного газа, характеризующегося зарядовой нейтральностью и коллективным взаимодействием заряженных частиц и волн.

Его температура газа равна T(K), то средняя скорость теплового движения (тепловая скорость) VT определяется соотношением

mV2T = kT/2,

где k = 1.380658(12)·10-23 Дж/К — постоянная Больцмана, а величина kT, обозначает тепловую энергию, которая в системе СИ измеряется в джоулях (Дж). Во многих областях физики в качестве единицы энергии часто используют электрон-вольт (эВ). Один эВ равен энергии, необходимой электрону с зарядом е = 1.60217733(49) ·10-19 Кл, чтобы преодолеть разность потенциалов в один вольт:

эВ = 1.60217733(49) ·10-19 Дж

Температура, соответствующая тепловой энергии в 1 эВ, равна 1.16·104 К, ( = е/к). Энергия ионизации атома водорода равна 13.6 эВ. Даже если тепловая (средняя) энергия водородного газа составляет 1 эВ, что соответствует температуре T ~ 104 К, т в нем присутствует очень малое количество электронов с энергией выше 13.6 эВ, способных ионизировать водород, превращая газ в водородную плазму.

Термоядерная плазма. прогресс в физике плазмы связан в значительной мере с задачей получения термоядерной плазмы. необходимые для решения этой задачи условия обсуждаются в настоящее время. Ядерные реакции синтеза — это реакции слияния легких ядер с образованием тяжелых. Если сумма масс ядер, образовавшихся в результате реакции, меньше суммы масс ядер, вступивших в реакцию, на величину ∆m, называемую дефектом массы, то, согласно теории относительности, при такой реакции высвобождаются (∆m)с2 энергии (с — скорость света).

Для использования в реакторах синтеза Интерес представляют следующие реакции:

D + D → T(1.01 МэВ) + p(3.03 МэВ);

D + D → Не3(0.82 МэВ) + n(2.45 МэВ);

T + D → Не4(3.52 МэВ) + n(14.06 МэВ);

D + Не3 → Не4(3.67 МэВ) + p (14.67 МэВ);

Li6 + n → T + Не4 + 4.8 МэВ;

Li7 + n(2.5 МэВ) → T + Не4 + n.

здесь D означает дейтон, T — тритон, Не3 — ядро гелия-3, Li — ядро лития, p — протон (ион водорода) и n — нейтрон (1 МэВ = 106 эВ). По сравнению с энергией, равной 2.96 эВ, выделяющейся в химической реакции H2 + (1/2)O2 → H2 O, энергия, высвобождающаяся в реакциях ядерного синтеза, примерно в миллион раз больше. Энергия связи на один нуклон в атомном ядре невелика для очень легких или очень тяжелых ядер и имеет максимум для ядер массовым числом около 60, поэтому в реакциях синтеза легких ядер высвобождается большое количество энергии. Дейтерий широко распространен в природе, к примеру, в морской воде объемом 1.35·109 км3 его содержится 0.015 % от общего числа атомов водорода.

рассмотрим ядерную реакцию при столкновении дейтона с тритоном. эффективное сечение ядра трития Т обозначим через . Это сечение является функцией кинетической энергии дейтона Е. Сечение D-T реакции при Е = 100 кэВ составляет 5∙10-24 см2. Сечение реакций D-T, D- D, D-He3 в зависимости от кинетической энергии сталкивающихся ядер приведены на рис. 3.а. вероятность реакции синтеза в единицу времени в случае, когда ион дейтерия, движущийся со скоростью V, сталкивается с ионами трития, плотность которых nT, равна nT V.

Рис. 3. а — зависимость сечения реакции синтеза от кинетической энергии Е сталкивающихся ядер. равна сумме сечений возможных каналов D- D, реакции под номером 1 и 2; 1 барн = 10-24 см2 ; — зависимость скорости реакции синтеза от ионной температуры Тi.

Если плазма максвелловская с температурой ионов Тi, то необходимо рассчитать — среднее по пространству скоростей величину V. Зависимость от ионной температуры Тi показана на рис. 3. Для D-T реакции величина в зависимости от kT, измеряемой в кэВ, может быть оценена по формуле:

где

Принцип действия

Для получения термоядерной температуры омический 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.

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.

Высокочастотные методы нагрева плазмы чаще всего основаны на использовании различных резонансных эффектов.

Ионно-циклотронный резонансный нагрев (ИЦРН) определяется условием равенства частоты w внешнего поля первой или второй гармонике ионно-циклотронной частоты w = wВi = ZieB/mic (Zie — заряд иона, В — индукция удерживающего магнитного поля, mi — масса иона). Обычно ИЦРН в крупных токамаках требует применения электромагнитных колебаний с длиной волны ~10 м. иногда применяется ИЦРН на ионах малой примеси.

Нижнегибридный нагрев (НГН) основан на наличии резонанса для быстрых магнитозвуковых волн вблизи так называемой нижнегибридной частоты, которая для плазмы с одним сортом ионов равна (wBi·wBe)1/2, где wВе = еВ/тес — электронная циклотронная частота. В крупных токамаках нижнегибридной частоте соответствует длина волны ~ 10-20 см. Мощность НГН в современных экспериментах достигает 10 МВт. Воздействие на плазму ВЧ-полем в диапазоне нижнегибридной частоты используется также для возбуждения и поддержания тороидального тока в замкнутых установках. высокотемпературная нагрев плазма ядерная

Электронно-циклотронный резонансный нагрев (ЭЦРН) основан на близости частоты электромагнитных волны к электронной циклотронной частоте (или её гармонике). Для токамака это соответствует электромагнитным волнам длиной 1-2 мм, генератором которых обычно бывают гиротроны.

Система высокочастотного нагрева плазмы. Система предназначена для ввода энергии и нагрева плазмы в вакуумной камере и построена на принципе автогенерации колебаний в сложной распределительной цепи.

альтернативный подход в создании ВЧ комплексов для ИЦ-нагрева плазмы состоит в построении однокаскадных автоколебательных систем на основе мощных генераторных триодов. Принципиальной особенностью таких систем является то, что антенна и, следовательно, вносимый плазмой импеданс являются составными частями сложного распределенного колебательного контура, в котором происходит самовозбуждение колебаний на одной из собственных частот цепи.

Достаточным условием стабильной автогенерации является наличие в полосе положительной обратной связи одного резонанса с добротностью Q > 10÷15. Если добиться выполнения этого условия при максимальном сопротивлении излучения антенны в плазму rant, то работоспособность системы может быть обеспечена во всем диапазоне плазменных нагрузок rant вплоть до ее полного отсутствия. таким образом, автогенераторные системы для ИЦ- нагрева плазмы оказываются значительно менее чувствительными к изменениям параметров плазмы и условий ввода ВЧ мощности.

В состав ВЧ-комплекса входят компактная модульная резонансная антенна, коаксиальные фидеры, ВЧ генератор, источник высоковольтного анодного питания, система диагностики и управления. Автогенератор выполнен на двух мощных триодах (например, ГУ-88А) по симметричной схеме с общим заземленным катодом и снабжен двумя независимыми цепями селективной обратной связи и общим анодным контуром с регулируемой собственной частотой. Генератор допускает настройку и испытания в режиме холостого хода при работе с закороченными выходными разъемами. В генераторе предусмотрено принудительное водяное охлаждение анодов и воздушное охлаждение сеток ламп.

Высокочастотный тракт. Импульсный генератор предназначен для дополнительного нагрева высокотемпературной плазмы в токамаке КТМ.

Система ВЧ питания состоит из четырех ВЧ модулей с симметричным выходом, каждый из которых работает на свою антенну, подключенную через коаксиальный фидер.

Основные параметры ВЧ модуля:

Рабочая частота 13,0±0,5МГц;

Номинальная выходная мощность 2МВт;

максимальная длительность импульса 5с;

Минимальный период следования импульсов 15мин;

максимальное напряжение на каждом плече антенны 25-30кВ;

Волновое сопротивление антенного контура 25 Ом.

генератор собран по двухтактной схеме с самовозбуждением на двух экспериментальных лампах ГУ — 88. Анодное напряжение от постороннего источника через «П»-образный фильтр поступает на аноды генераторных ламп. Анодный контур генератора состоит из емкостей и индуктивности, состоящей из индуктивности монтажа, разъемов и кабелей.

постоянное напряжение смещения на сетках генераторных ламп образуется на сопротивлениях гридликов за счет протекания по ним постоянных составляющих сеточных токов генераторных ламп.

С помощью полуволновой линии обеспечивается противофазность колебания в разных плечах.

Восемь радиочастотных кабелей, питающих нагрузку (антенны), подсоединяются через разъемы к задней стенке генератора. Включение и выключение генерации производится подачей прямоугольного импульса необходимой формы от постороннего источника постоянного напряжения.

Антенный модуль ВЧ-генератора. нагрузкой ВЧ генератора является антенна, которая в общем случае является системой с распределенными параметрами, но вблизи рабочей частоты может рассматриваться как сосредоточенная индуктивность. До возникновения плазмы активное сопротивление составляет доли Ома и образуется за счет омических потерь в антенне, камере, системе ввода ВЧ энергии. после возникновения плазмы активное сопротивление увеличивается до единиц Ом. электрическая схема модуля ВЧ комплекса токамака КТМ показана ниже (рис. 6).

Технические характеристики антенного модуля

максимальная мощность — 2МВт;

максимальное напряжение на каждом плече — 25-30 кВ;

максимальная длительность ВЧ импульса — 5 сек;

собственная частота — 13.0+0.5МГц;

расстояние от лимитера антенного модуля до сепаратрисы плазмы — 2.5см.

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.

Инжекция нейтралов. Нейтральная инжекция (NBI) является наиболее надёжным и апробированным методом нагрева и генерации продольного тока (CD), поскольку в отличие от ВЧ-методов не имеет проблем взаимосвязи антенна-плазма, затрудняющих ввод ВЧ-мощности в плазму. Для будущих термоядерных реакторов характерны как большие размеры, так и более высокие плотности плазмы, в связи с этим понадобится инжекция нейтральных атомов с энергией порядка 1 МэВ. высокую эффективность генерации центрального продольного тока пучком нейтральных атомов (NBCD) с энергией порядка 0,5 МэВ продемонстрировали эксперименты на японском токамаке JT-60U [1, 2], подтвердив предположения, заложенные в проекте системы NBCD в сооружаемом международном термоядерном реакторе ИТЭР. Передача энергии и импульса инжектируемых ионов компонентам плазмы может быть вычислена практически точно, опираясь лишь на базовые законы классической электродинамики. Недавние успехи диагностики, с одной стороны, и совершенствование методики расчётов, с другой, позволили провести верификацию кодов, рассчитывающих инжекцию пучков по экспериментальным данным. В большинстве случаев было продемонстрировано весьма близкое совпадение данных расчётов и экспериментов, однако для случая нецентральной (внеосевой) инжекции в немецкой установке ASDEX-UG [3] были обнаружены заметные расхождения. Следует отметить, что нагрев плазмы и генерация тока при внеосевой инжекции пучка имеют принципиальное значение для осуществления перспективных гибридного [4] и квазистационарного сценариев разряда в ИТЭР. большинство существующих моделей в состоянии надёжно воспроизводить радиальный профиль захвата (ионизации) атомов пучка и, соответственно, рассчитывать нагрев электронного и ионного компонентов основной плазмы. Для расчёта генерации тока принципиальным является питч-угол (угол между направлением скорости иона и магнитного поля), точность определения которого прежде всего зависит от точности задания геометрии инжекции. кроме этого, даже небольшие погрешности в задании питч-угла могут оказаться принципиальными в анализе потерь быстрых ионов пучка и ассоциированных тепловых нагрузок на первую стенку токамака.

Геометрия инжекции нагревного пучка ИТЭР. стандартным заданием геометрии инжекции в большинстве кодов является задание положения оси инжекции относительно камеры токамака (рис. 6).

В случае нагревного пучка ИТЭР прицельный радиус его центральной линии составляет Rтанг = 5,3102 м. Базовое отклонение оси инжекции от горизонтали (вертикальный наклон пучка) составляет 2,819º. максимальное и минимальное отклонения, составляющие 3,331º и 2,306º, задают допустимый диапазон направлений инжекции и, следовательно, локализации области нагрева и генерации тока плазмы от максимально приближенного к магнитной оси (ON-AXIS) до наиболее удаленного (OFF-AXIS) соответственно. На рис. 6 также указано расстояние от центра источника атомов пучка до ближайшей к оси установки точки R = Rтанг (31,95214 м) и от источника до первой стенки (25,47884 м). Начало оси инжекции смещено относительно центрирующей плоскости установки Z = 0 вверх на расстояние Zцен = 1,44261 м. Дальнейшая детализация геометрии инжекции в расчётных моделях обычно сводилась либо к заданию расходимости пучка относительно оси с гауссовым распределением интенсивности по зенитному углу, либо заданием двумерных распределений интенсивности инжекции в характерных перпендикулярных сечениях (футпринтах). При заметных размерах источника ионов пучка, необходимых для обеспечения заданной мощности инжекции, оба указанных способа дают ощутимую погрешность, в первую очередь, при вычислении направления скорости быстрой частицы в точке ионизации.

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.

существующие решения

Ниже приведены примеры такомаков, где используется СВЧ-нагрев и инжекция нейтралов.

ТМ-3. ТМ-3 — первый в мире TOKAMAK с «классической» схемой: вакуумная камера — металлический тор; магнитная система — катушки полоидального и тороидального полей. ТМ-3 был построен в 1962 г. На нём впервые были проведены эксперименты по СВЧ-нагреву плазмы (1970-1974 гг.)

Таблица 1. основные параметры токамака ТМ-3.

Большой радиус тора, см40Малый радиус тора, см8Напряженность магнитного поля, кГс35ток плазмы, кА70Частота, ГГц30Длительность импульса, c0.1Мощность дополнительного нагрева, кВт100T-11. Т-11 — первая российская установка с дополнительным нагревом плазмы с помощью инжекции пучка быстрых нейтральных атомов. Строительство токамака завершилось в 1975 г.установка «Токамак Т-11» — один из реально действующих в настоящее время российских токамаков, предназначенный для проведения экспериментов в поддержку Программ российской Федерации по УТС и проекта ИТЭР.
установка не требует больших материальных затрат по сравнению с крупными термоядерными установками. На установке ведётся исследование ионно-циклотронного нагрева плазмы, изучение динамики срыва разряда, отработка новых диагностик плазмы, исследование материалов первой стенки.

Таблица 2. Основные параметры токамака T-11.

большой радиус тора, см70Малый радиус тора, см20ток разряда, кА180Ток в плазме, МА0.1температура плазмы, эВ400-600Плотность плазмы, см-37·1013температура ионов, эВ700Температура электронов, эВ800дополнительный нагрев (НИ), МВт1

На установке Т-11М, входящей в состав данного комплекса, ведутся исследования физических процессов в обоснование опытного термоядерного реактора.

При проведении экспериментов по программе УТС разработан и создан спектрометр быстрых нейтронов на основе алмазного детектора, с помощью которого впервые в мире был измерен спектр энергетического распределения и анизотропия спектров нейтронного излучения высокотемпературной дейтерий-тритиевой плазмы токамака и разработаны радиационно-стойкие средства измерения потоков и доз ионизирующих излучений.
Исследования динамики импульсной высокотемпературной плазмы, проводимые по программе УТС, позволили также разработать новые методы упрочения материалов (уменьшение микрошероховатости поверхностного слоя, снижение коэффициента трения, повышение устойчивости к коррозии в агрессивных средах и др.) и создать для этого ряд соответствующих устройств. Преимущества метода плазменной обработки продемонстрированы на многих промышленных деталях.


Ближайшими аналогами могут служить крупнейшие в мире действующие Токамаки: Объединенный Европейский Токамак JET (англия) и Токамак JT-60U (Япония).

Наиболее важная часть ITER — сам токамак и все служебные помещения — будут располагаться на площадке в 1 километр длиной и 400 метров шириной. Предполагается, что строительство продлится до 2017 года. Основная работа на этом этапе выполняется под руководством французского агентства ITER,.

В целом сооружения ITER будут представлять собой 60-метровый колосс массой 23 тыс. тонн.

Технические данные. ITER относится к термоядерным реакторам типа «токамак».

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия(альфа-частицы) и высокоэнергетического нейтрона:

Таблица 3. Проектные характеристики токамака ITER.

Общий радиус конструкции, м10.7Высота, м30большой радиус вакуумной камеры, м6.2Малый радиус вакуумной камеры, м2объем плазмы, мі <#"justify">837Магнитное поле, Тл5.3максимальный ток в плазменном шнуре, МА15Мощность внешнего нагрева плазмы, МВт40Термоядерная мощность, МВт500Коэффициент усиления мощности10xСредняя температура, МК100Продолжительность импульса, с> 400

Финансирование. Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд долларов. Доли участников распределятся следующим образом:

Китай, Индия, Корея, Россия, США — каждая по 1/11 суммы;

Япония — 2/11;

ЕС — 4/11;

В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства международного термоядерного реактора (ITER) была скорректирована и увеличилась до 15 млрд. евро. Таким образом, доля ЕС в проекте должна быть увеличена с 4,36 млрд. евро до 5,45 млрд.

Российская сторона за период 2013-2015 гг. вложит в проект 14,4 млрд рублей (около $500 млн): 5,6 миллиарда рублей в 2013 году, 4,8 млрд — в 2014 году и 3,99 млрд — в 2015 году.

Радиационная безопасность. Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий. Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

радиоактивный изотоп водорода — тритий;

наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;

радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;

радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, специальная система вентиляции будет поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии, радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

июня 2012 организация получила официальную справку о соответствии установки нормам безопасности.

В заключение хочется сказать, что существует множество методов и средств дополнительного нагрева плазмы в установке токамак. В данном реферате были изучены методы нагрева такие как СВЧ-нагрев и инжекция нейтралов. Высокочастотные методы нагрева плазмы чаще всего основаны на использовании различных резонансных эффектов. К примеру, можно привести такие методы:

Ионно-циклотронный резонансный нагрев (ИЦРН);

Нижнегибридный нагрев (НГН);

Электронно-циклотронный резонансный нагрев (ЭЦРН).

При инжекции быстрых нейтралов при входе быстрых нейтральных атомов происходит передача энергии основной плазме. В основном используются α-частицы. Происходит лавинная ионизация плазмы.

Также есть и другие методы нагрева. Например, омический нагрев наиболее прост по физическим принципам и по технической реализации; он применяется главным образом в замкнутых ловушках — токамаках и стеллараторах.

однако, как и в омическом нагреве, так и в исследуемых нами методах видно, что данные методы имеют недостатки.

Список литературы

Миямото К. Основы физики плазмы и управляемого синтеза / Перевод с англ. под общей ред. В.Д. Шафранова. — М.: Физмалит, 2007. — 424 с.;

П.Б. Алейников, Е.Д. Длугач Моделирование Монте-Карло нейтральной инжекции в ИТЭР/ 2012, вып.1/ НИЦ «Курчатовский институт», Москва, россия;

Википедия — свободная энциклопедия. URL: #»justify»>государственный научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. URL: #»justify»> высокотемпературная нагрев плазма токамак

Токамак казахстанский материаловедческий. URL: HTTP://ktm.nnc.kz. Дата обращения: 26.11.2013.

Учебная работа. Методы и средства дополнительного нагрева в установке типа &#039;Токамак&#039