Ядерные иследования
где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько
вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом
предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии [pic] в виде
[pic]
Наконец удобно представить мощность установки в виде
[pic]
где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по
известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в
предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает
надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для
энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем [pic]. Мы получили коэффициент
усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей
формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери
энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения
реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность
ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0.
Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном
проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ ry = 0,43. Эффективность
производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный
коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо,
потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для
поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при
включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции
не существует.
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.
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 [pic]12 Тл и
плотностью тока около 2 кА[pic] — одна из основных инженерных проблем
разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее
время.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
Ядерные реакции. Ядерная энергетика.
Атомное ядро
Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и
электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R,
изотоническим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.
Число нуклонов А в ядре называется массовым числом. Число Z называют
зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число
протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре
N=A-Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами.
В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов.
Например, 28Si, 29Si, 30Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме
стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы,
для которых характерно ограниченное время жизни.
Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым
числом нейтронов-изотонами.
Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства
стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же
ядра испытываю
| |  скачать работу |
Ядерные иследования |
