Продолжение статьи: Короткий обзор — Международный экспериментальный термоядерный реактор (ИТЕР, ITER)

Это продолжение статьи: Короткий обзор — Международный экспериментальный термоядерный реактор (ИТЕР, ) на EnergyFuture.ru, начало статьи тут

Были созданы трёхмерные модели комплексных сооружений ИТЕР (рисунок 2 и рисунок 3).

В Кадараше находятся специальные лаборатории и предприятия, всего около 18 сооружений ядерных исследований.

Основными техническими задачами ИТЕР являются:

1) В индукционном режиме Q ~ 10 (отношение термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы). Конструкция ИТЭР не должна противоречить возможности достижения Q =бесконечность

2) В стационарном режиме при использовании неиндукционных методов генерации тока Q ~ 5.

3) Демонстрация применимости термоядерных технологий.

4) Испытание модулей бланкета.

5) Проверка концепции использования модуля бланкета для воспроизводства трития при нейтронной (14 МэВ) нагрузке  0,5 МегаВт/м2 и флюенсе  0,3 МегаВт·г/м2.

ТОКАМАК в ИТЕР основывается на магнитном поле, которое удерживает плазму от стен. Его магнитная система состоит из 18 катушек тороидального поля и шести обмоток центрального соленоида из сверхпроводника Nb3Sn, а также шести обмоток полоидального поля и 18 седлообразных корректирующих обмоток из NbTi. Корректирующие обмотки предназначены для компенсации магнитных полей, связанных с погрешностями сборки магнитной системы и для стабилизации неустойчивости плазмы. Данная система может генерировать магнитное поле в 5.3 Т. Этого значения достаточно для удержания плазмы под контролем и ограничить её контакт со стенами.

Внутри вакуумной камеры размещаются 421 модуль бланкета с покрытой бериллием первой стенкой и 54 кассеты однонулевого дивертора.

Плазма в ИТЕР будет иметь ‘D’-образную форму (рисунок 4).

На данном рисунке видно, что радиус плазмы в ИТЕР будет во много превосходить радиус плазмы в ТОКАМАКе JET. Дивертор — один из наиболее критичных компонентов в токамаке, так как он контролирует количество примесей и должен выдерживать потребление в 10 МегаВт/м2. Для поддержания термоядерной реакции входящая в плазму мощность должна равняться 50 МегаВт, поэтому в индукционном режиме Q ~ 10. В будущих термоядерных реакторах показатель Q планируется повысить до 30 — 40. Время удержания высокотемпературной плазмы в системе колеблется от 5 до 50 минут. Контроль над плазмой будет осуществляться обмотками полоидольных полей, системами перекачки, заправки и нагревания, соединёнными с диагностическими сенсорами.

Основные параметры ИТЕР приведены в таблице 1. По данной таблице видно, что многие значения (например, мощность реакции и объём плазмы) изменились, по сравнению с данными нескольких предыдущих лет. Это связано с некоторым уменьшением требований к ИТЕР, потому что это первый термоядерный реактор и достигать в нём значений, например, мощности реакции в 1.5 ГигаВт нет необходимости (в самом начале).

Таблица 1 — Основные параметры ИТЕР

Параметр Значение
Большой / малый радиусы тора   (A / a) 6.2 м / 2.0 м
Q ~10
Плазменный объем 850 м3

Продолжение таблицы 1

Параметр Значение
Тороидальное магнитное поле 5.3 Тл
Полная мощность термоядерных реакций 500 МегаВт
Ток плазмы 15 МА
Длительность горения 1800 — 3600 с
Мощность дополнительного нагрева плазмы 73 МегаВт

Еще записи на эту же тему:

Метки:


Оставить комментарий (Зарегистрируйтесь и пишите коментарии без CAPTCHи !)

 
© 2008-2018 EnergyFuture.RU Профессионально об энергетике. All rights reserved. Перепечатка материалов разрешается при условии установки активной гиперссылки на EnergyFuture.RU.