Содержание к диссертации
Введение
Глава I. Методы переработки отработанного ядерного топлива и задачи выбора перспективных материалов, контактирующих с высокотемпературной плазмой (обзор) 9
1.1 Переработка отработанного ядерного топлива — одна из ключевых проблем развития ядерной энергетики и роль УТС с магнитным удержанием плазмы в ее решении 9
1.2 Разработка и выбор материалов элементов первой стенки и приемных пластин дивертора адекватных условиям работы в ИТЭР и будущих термоядерных реакторов - актуальная задача термоядерного материаловедения 28
Глава II. Развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в России 36
2.1 Преимущества и проблемы токамаков с малым аспектным отношением А 36
2.2 Состояние исследований на современных токамаках с малым аспектным отношением А 38
2.3 Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России 44
2.4 Проекты сферических токамаков реакторного масштаба... 52
Глава III. Компактный токамак КТМ с А=2 — стенд для материаловедческих исследований 60
3.1 Выбор аспектного отношения в токамаке 60
3.2 Плазмофизические параметры КТМ 61
3.3 Анализ пограничной плазмы (СОЛ) в токамаке КТМ 70
3.4 Расчет потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины 79
3.5 Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства 82
3.6 Управление потоками плазмы в диверторную область токамака 89
Глава IV Разработка концепции объемного источника нейтронов (ОИН) на базе токамака с А=2 для трансмутации минорных актинидов 92
4.1 Основные требования к ОИН для трансмутации и базовые положения 93
4.2 Сценарий работы ОИН 99
4.3 Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока 112
4.4 Концепция бланкета для трансмутации минорных актинидов... 114
Результаты и выводы 119
- Разработка и выбор материалов элементов первой стенки и приемных пластин дивертора адекватных условиям работы в ИТЭР и будущих термоядерных реакторов - актуальная задача термоядерного материаловедения
- Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России
- Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства
- Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока
Введение к работе
Актуальность темы исследования. Современное состояние
термоядерных исследований в мире, имеющих своей целью создание
научно-технических и технологических основ термоядерной энергетики в
обозримом будущем, все более определенно ставит перед термоядерным
сообществом задачи, которые не возможно решить на действующих
установках токамак, в том числе создании источника термоядерных
нейтронов. Проект ИТЭР на пути создания основ термоядерной энергетики
рассматривается как главный и необходимый шаг. Вместе с тем ИТЭР,
призванный решить проблемы создания стационарной термоядерной
плазмы и поддержания её горения, не решает вопросов выбора
кандидатных материалов первой стенки, элементов конструкции и
дивертора будущего термоядерного реактора [122]. В этом контексте
источник термоядерных нейтронов для проведения материаловедческих
исследований представляется абсолютно необходимым шагом,
дополняющим проект ИТЭР [2]. В ходе шести сторонних
межправительственных переговоров по подготовке соглашения о создании
международной организации для совместной реализации проекта ИТЭР
стороны пришли к согласию о «широком подходе», где наряду с
сооружением собственно установки ИТЭР обсуждается также сооружение
источника термоядерных нейтронов как специального
материаловедческого стенда.
Ещё одной острой проблемой, привлекающей пристальное внимание общественности, является утилизация облученного ядерного топлива (ОЛТ) и захоронение ядерных отходов. Основная часть ОЯТ, извлекаемого из энергетических реакторов, отправляется на длительное хранение. На переработку идет лишь небольшая его доля. Это связано с перспективой использования переработанного ОЯТ в быстрых реакторах нового поколения, создание которых планируется осуществить к середине 21 века [3,5]. Однако в силу негативного отношения части экологов к ядерной
энергетике, которое сильно влияет на общественное мнение, особенно в Европе, возможность планируемого интенсивного развития быстрых реакторов представляется достаточно проблематичной. В настоящее же время проблема утилизации облученного ядерного топлива является важнейшей для всего комплекса ядерной энергетики, что, в общем, определяет её перспективы. Одним из способов решения этой проблемы является трансмутация - перевод наиболее интенсивных и долгоживущих радиоактивных элементов в короткоживущие под действием интенсивного нейтронного облучения. К таким элементам прежде всего относятся минорные актиниды Am, Np, Cm, время жизни которых более 10000 лет. Эти элементы, как и многие трансурановые элементы, делятся при воздействии на них потока термоядерных нейтронов. Поэтому возможность их трансмутации путем деления в бланкете термоядерного реактора, служащего источником нейтронов, представляется перспективной и актуальной.
Таким образом, проблема создания компактного, относительно недорогого и надежно работающего источника термоядерных нейтронов как для проведения матери ал оведческих исследований, так и для трансмутации минорных актинидов весьма назрела. Известно, что стоимость термоядерной установки при прочих равных условиях пропорциональна объёму магнитного поля, а следовательно её размеру. Поэтому целесообразно провести анализ токамака - ОИН с малым аспектным отношением и естественной вытянутостью.
Интерес к токамакам с малым аспектным отношением возник после публикации статьи [62] о преимуществах систем с вытянутой конфигурацией плазменного шнура. В этих системах коэффициент запаса устойчивости q существенно увеличивается с ростом вытянутости сечения плазмы k: q ~ к . Это позволяет, например, увеличить ток плазмы, не снижая устойчивости плазмы по отношению к винтовым возмущениям. С уменьшением аспектного отношения вытянутость растет естественно без специальных магнитных обмоток [63]. Практическое развитие направления
токамаков с малым аспектным отношением получило после того, как были сформулированы их основные достоинства, такие как естественная вытянутость по вертикали сечения плазменного шнура, возможность достижения большей величины тороидальной бета р-г=Р/(Вт /8тс), потенциальное улучшение удержания плазмы и др. [63]. За последние несколько лет на ряде сферических токамаков эти предсказания в значительной мере нашли своё качественное экспериментальное подтверждение. На токамаке START величина Рт достигала 40%, что в 8 -10 раз превышает рт на обычных токамаках [26].
В определенном смысле развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в принципе должно было бы повторить длительную эволюцию традиционных токамаков. Но вследствие меньшей стоимости и значительного прогресса физики и техники токамаков, а также исследований по управляемому термоядерному синтезу в целом, эта эволюция может занять существенно меньшее время. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации в том числе и в качестве ОИН для материаловедения и трансмутации.
Цель работы. Целью диссертационной работы является проведение системного анализа концепции компактного токамака с А=2 как объёмного источника нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенда для матери ал оведческих исследований.
Научная новизна. Научная новизна работы заключается в том, что
впервые проведен анализ объёмного нейтронного источника для
трансмутации минорных актинидов и для материал оведческих
исследований на основе токамака с промежуточным аспектным
отношением, проанализированы и сопоставлены базы экспериментальных
данных, полученные как на классических, так и на сферических токамаках.
Впервые сделана попытка оптимизации геометрической конфигурации и
плазменных параметров ОИН исходя из задач термоядерного
материаловедения и трансмутации.
Научная и практическая ценность. Результаты работы могут быть использованы для того, чтобы расширить сферу применения термоядерных установок, обеспечить широкий спектр исследований в области термоядерного материаловедения, обеспечивающий вместе с проектом ИТЭР полноту научных и технологических знаний, необходимых для сооружения первого демонстрационного термоядерного реактора.
Результаты работы могут быть использованы в определении оптимальных сценариев развития атомной энергетики и оптимальных сценариев развития ядерного топливного цикла, в решении проблем утилизации ОЯТ и экологического оздоровления.
Кроме того, в случае реализации, в нашей стране будет создана термоядерная установка, которая займет вполне определенное место в мировой термоядерной программе и аналогов которой нет, а также будет решена задача привлечения молодых ученых и инженеров в исследования по управляемому термоядерному синтезу и подготовки специалистов для будущей работы на ИТЭР.
На защиту выносятся следующие положения:
Результаты анализа развития концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.
Выбор аспектного отношения и плазмофизических параметров токамака для исследований по термоядерному материаловедению.
Результаты анализа пограничной плазмы (СОЛ) и расчетов потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины в токамаке КТМ.
Методы управления потоками плазмы в диверторную область токамака КТМ.
Концепция и базовые положения объёмного нейтронного источника на базе токамака (ОИН) для трансмутации минорных актинидов.
Выбор методов дополнительного нагрева, стационарного поддержания тока и сценариев работы ОИН для трансмутации минорных актинидов.
Результаты анализа концепции бланкета ОИН для трансмутации минорных актинидов.
Апробация работы. Результаты диссертационной работы
докладывались на российских и международных конференциях,
двусторонних и многосторонних рабочих встречах, заседаниях
технических комитетов МАГАТЭ: 17 Конференция МАГАТЭ по
термоядерной энергии (Япония, Иокогама, 1998),
18 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Италия, Сорренто,
2000), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям
реактора синтеза для трансмутации (США, Сан-Диего, 2001), ТК МАГАТЭ
по сферическим торам (Бразилия, Сан Паул о, 2001), 19 Конференция
МАГАТЭ по термоядерной энергии (Франция, Лион, 2002), Российско-
американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для
трансмутации (Россия, Москва, МНТЦ, 2002),
30 Конференция Европейского физического общества по управляемому термоядерному синтезу и физике плазмы (Россия, Санкт-Петербург, 2003) Международный семинар по трансмутации (Россия, Троицк, 2004), 20 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Португалия, Виламора, 2004).
Результаты диссертации изложены в 7 докладах на российских и международных конференциях, 5 статьях и 3 препринтах.
Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Объём диссертации составляет 130 страниц, содержит 31 рисунок и 12 таблиц. Список цитируемой литературы включает 136 наименований.
Разработка и выбор материалов элементов первой стенки и приемных пластин дивертора адекватных условиям работы в ИТЭР и будущих термоядерных реакторов - актуальная задача термоядерного материаловедения
О важной роли материалов и конструкции твердых поверхностей, ограничивающих горячую плазму известно давно, практически с созданием первых токамаков [42,43]. Эта роль, прежде всего, обусловливалась интенсивными процессами адсорбции — десорбции водорода на стенках камеры и распылением материала стенок и диафрагм. Распыленные атомы, поступающие в горячий шнур, существенно охлаждали плазму. По мере роста мощности и длительности разрядов роль взаимодействия плазмы со стенкой возрастала -становились важными и тепловые эффекты. Если ранее элементы первой стенки работали на теплоемкости, то, начиная с TORE-SUPRA и JET, их стали охлаждать водой. Международный проект реактор а-токамака ИТЭР предполагает существенно большие длительности и энергонасыщенность установки. К настоящему времени создание первой стенки, выполняющей возложенные на нее задачи, превратилась в важную научно-техническую проблему, определяющую перспективы будущих термоядерных реакторов (ТЯР): ИТЭР, ДЕМО. При проектировании ТЯР к обычной проблеме первой стенки добавляется проблема радиационной стойкости, как первой стенки, так и других конструктивных элементов установки: катушки, изоляция и т.д. Прежде чем изложить суть проблемы кратко опишем задачи первой стенки и требования к ней.
Первая стенка - это обобщенное понятие. Оно включает в себя ряд элементов непосредственно обращенных к горячей плазме. Задачи первой стенки: 1. Формирование размеров и формы плазменного шнура. 2. Защита конструкции установки от тепловых и корпускулярных потоков из горячей плазмы. Основные требования к первой стенке: 1. Минимальная эрозия для обеспечения долговечности и минимизации примесей. 2. Инертность с точки зрения накопления и неконтролируемого выброса топлива. Если со своими задачами первая стенка «справляется», то относительно выполнения требований к ней и заключается основная проблема. О состоянии дел в этой теме говорит тот факт, что в наиболее продвинутом проекте ТЯР, проекте ИТЭР, предусмотрена 3-5 кратная замена наиболее напряженного компонента первой стенки - дивертора. Предполагается также 2-3 кратная замена лимитера. Понятно, что такие замены существенно снижают надежность и экономичность ТЯР. Они могут рассматриваться как «временная мера», - до разработки первой стенки, удовлетворяющей необходимым сформулированным выше требованиям. В соответствии с важностью проблемы в последние годы, в основном в связи с проектом ИТЭР, проводились масштабные НИОКР по первой стенке. Одной из особенностей этих работ является создание имитаторов условий и среды для испытаний элементов первой стенки. Как известно [44], в конечном итоге создание полномасштабного имитатора оказалось невозможным, и проблема имитации распалась на множество направлений, в которых решаются отдельные задачи. Как в настоящее время решается проблема? Ввиду сложности задач и высокой стоимости исследования организованы в рамках международного разделения труда: - для проведения комплексных термоциклических испытаний макетов первой стенки использовались российские реакторы СМ-3, РБТ-6; - на стенде JUDITH (Германия) проводятся тепловые испытания материалов первой стенки из всех стран-участниц проекта ИТЭР; - крупномасштабные макеты дивертора из Европы и России исследуются на стенде ЕВ-1200 (США); - эксперименты по имитации воздействия срывов на материалы первой стенки проводятся на российских установках ВИКА [56], ГОЛ. (см. напр. обзор [52], [55]) МН2000 [53] и КСПУ КН-50 (Украина) [54]. Исследование свойств материалов и работоспособности конструкции первой стенки и ее влияние на плазменный шнур проводятся и на современных крупных токамаках: DIIID, JET, JT-60, ASDEX-UP. Работы в поддержку решения проблемы первой стенки ведутся и на малых и средних токамаках: NSTX, MAST, Т-10, T-I1M и др. Набран большой объем научных данных. Однако, поскольку экспериментальные условия в различных установках неодинаковы, исследования процессов взаимодействия плазма-стенка носят фрагментный и зачастую противоречивый характер. Поскольку современные токамаки спроектированы для решения других задач и не приспособлены для специальных матери ал оведческих исследований объем этих исследований в настоящее время не соответствует масштабу проблемы. Поэтому назрела необходимость в создании установки специально ориентированной на проведение матери ал оведческих работ по проблеме первой стенки ТЯР. Она должна имитировать работу первой стенки в условиях ТЯР, обеспечить возможность выполнения большого объема исследований в течение необходимого длительного времени испытаний. Из сказанного выше представляется целесообразным разработать и создать установку, сочетающую в себе перечисленные выше свойства. Такой установкой, по нашему мнению, может быть специально спроектированный для проведения материаловедческих работ токамак Кратко рассмотрим, каково состояние исследований по первой стенке в настоящее время. Конструктивно первая стенка состоит из трех составляющих:
Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России
Однако практическое развитие направление токамаков с малым аспектньш отношением получило после того, как были сформулированы их основные достоинства, такие как естественная вытянутость по вертикали сечения плазменного шнура, возможность достижения большей величины тороидальной бета {Зт=Р/(Вт2/8тг), потенциальное улучшение удержания плазмы и др. [63]. За последние несколько лет на ряде малых сферических токамаков (например CDX-U, HIT, TS-3, MEDUSA, ROTAMAK-ST) и наиболее полно на установке START в Калэмской лаборатории эти предсказания в значительной мере нашли своё качественное экспериментальное подтверждение [64,65], На токамаке START величина Рт достигала 40%, что в 8 — 10 раз превышает рт на обычных токамаках [65].
Это стимулировало новый подъем теоретических и экспериментальных исследований токамаков с малым А. Были спроектированы и сооружены ряд сферических токамаков следующего поколения Глобус-М (Россия), MAST (Великобритания), PEGASUS, NSTX (США), ЕТЕ (Бразилия), TST (Япония), (см. таблицу 1) [66] на которых проводится широкий спектр исследований. Основной целью экспериментов на этих установках является углубление понимания физических процессов удержания и нагрева плазмы в тороидальных системах в широком диапазоне параметров, проверка новых теоретических предсказаний, планирование продвижения к компактным термоядерным установкам мегаамперного диапазона, имеющим прикладное значение. С другой стороны эти установки должны ответить на несколько серьезных вопросов, возникающих при проектировании токамаков с малым аспектным отношением. Эти вопросы носят как научный, так и технический характер. Во-первых, необходимо убедиться, что достоинства крутых токамаков сохраняются при существенном увеличении их размеров, во-вторых, необходимо преодолеть ряд трудностей, связанных с дефицитом запаса потока магнитного поля индуктора. Они характерны для токамаков с малым аспектным отношением, что создает проблемы с формированием плазменного шнура и выходом его на стационарный уровень тока. Остро стоят вопросы охлаждения «теплых» катушек тороидального поля и полоидальных обмоток при переходе к стационарным системам с реакторными параметрами. Сюда можно отнести и традиционные вопросы для обычных крупных токамаков. Это -ресурс материалов, борьба с примесями из-за повышенных нагрузок на первую стенку, вопросы съема тепла в диверторе, вывода гелия и т.д. Частично на эти вопросы будут получены ответы в результате исследований на упомянутых выше установках, но из изложенного выше масштаба задач ясно, что необходимо думать уже о сферическом токамаке (СТ) следующего поколения, более близком к токамакам-реакторам. В определенном смысле развитие направления СТ должно повторить длительную эволюцию традиционных токамаков с большим аспектным отношением, конечным продуктом которой явились проекты токамаков-реакторов: INTOR, ITER. Но вследствие меньшей стоимости эта эволюция должна занимать существенно меньшее время. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации. В свете сказанного выше становится очевидной актуальность дальнейшего развития концепции токамаков с малым аспектным отношением.
В нашей стране в конце 90-х годов в ФТИ им. Иоффе в лаборатории профессора В.Е. Голанта родились инициатива по разработке проекта и сооружении токамака с А- 1,3-1,5 мегаамперного диапазона и секундной длительностью. Однако из-за больших трудностей с финансированием работ исходные условия были пересмотрены и при международной поддержке был реализован проект уменьшенного варианта установки Глобус-М [68]. Этот сферический токамак разработан в рамках проекта Международного научно - технического центра сотрудниками ФТИ им. А.Ф. Иоффе, НИИЭФА им. Д.В. Ефремова и ТРИНИТИ и изготовлен предприятием «Ленинградский северный завод» [69] (рис.1).
При проектировании ставилась цель сделать следующий шаг по сравнению со СТ START. Максимальный плазменный ток START достигал 0,3 МА в течение импульса 40 мс. В токамаке «Глобус-М» номинальный ток достигает 0,5 МА в течение времени 0,3с, Охлаждение обмоток электромагнитной системы позволяет работать с частотой б импульсов в час. При уменьшении частоты следования разрядов длительность разряда можно увеличить до 1 с. Здесь нужно отметить, что 90% запаса вольт-секунд обмоток обеспечивается центральным соленоидом.
В силу компактности геометрии СТ именно проблемы создания индуктора с необходимым запасом полоидального потока является «узким» местом. Как будет видно ниже, этому вопросу уделяется особое внимание во всех проектах СТ. Ряд экспериментов на START показали возможность работы с малым значением коэффициента запаса устойчивости на границе. При q«3,6 и Вт= 0,62Т в «Глобусе-М» можно достичь тока в плазменном шнуре до 1 МА [66]. По сравнению с другими токамаками этого поколения «Глобус-М» позволяет получить очень высокие значения средней плотности плазменного тока. Даже в обычных режимах она достигает 1,4МА/м2. Данное обстоятельство обусловливает более эффективный омический режим нагрева, т.к. он пропорционален квадрату плотности тока. Расчетная величина температуры электронов составляет 400эВ. Большая величина тока плазмы и низкое значение тороидального поля в токамаке позволяют получить большие значения нормализованного тока IN=IP / аВт »7 (при низких значениях q9s).
Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства
Краткий обзор характерных особенностей JUST (рис.8) целесообразно начать с описания ввода тока. В этом токамаке запроектировано, что плазма формируется вблизи наружной стенки камеры. Однако расчеты показывают, что в этой области велики поперечные магнитные поля ( 50 Гс). В этом случае, как и для Селены, целесообразно создание форплазмы с помощью сверхвысокочастотных полей. Первоначально, пробой осуществляется за счет ЭЦР-нагрева электронов. С ростом плотности плазмы циклотронный механизм нагрева сменяется поглощением на верхнегибридном резонансе. Для такого способа формирования форплазмы требуется источник СВЧ энергии 50-JT00KBT длительностью импульса 10-20 мс.
Оценки параметров стандартного сценария ввода тока по модели Ejima [78] приводит в случае JUST к резистивным затратам 10 Вс. Что при общем запасе полоидального потока в 20 В с позволит получить плазменный ток 8 МА. Следует также отметить, что величина скорости подъема тока, за счет которой можно было бы уменьшить эти потери, ограничивается скинированием тока на поверхности шнура и не превышает 1 МА/с. Возможным путем экономии вольт-секунд может быть способ увеличения тока за счет увеличения сечения шнура [77] (эффект наслоения тока). При разработке такого сценария подъема тока ставилась задача выбора полоидальной системы, позволяющей получить равновесные конфигурации с q 2 и устойчивые (или слабо неустойчивые) по отношению к вертикальным смещениям. Расчеты [74] показали, что на этом пути удается обеспечить подъем тока до уровня 14 МА. Величина магнитного поля на внутренней стороне индуктора не превышает 13Т. Выбранная структура пассивной стабилизации обеспечивает время вертикальной неустойчивости более 10 - 100 мс, что достаточно для стабилизации обратными связями.
Для указанных в таблице 3 параметров JUST необходимы коэффициенты улучшения удержания (ITER-P-89) Н-моды по отношению к известным скейлингам L-моды от 1.3 до 2.6. С другой стороны на DIII-D интегральный скейлинг для параметра РХЕ [79] дает для геометрии JUST и Рг=27% величину тЕ близкую к табличной 1сек.
Запас магнитного потока индуктора JUST должен составлять 12Вс. Наиболее трудным участком этой системы как и в проекте Селена является центральная колонна. И тороидальные катушки, и катушки индуктора вследствие острого дефицита места в центральном отверстии СТ должны пропускать токи плотностью до ЮОА/мм2. Рабочая температура охлаждающей воды должна быть очень высокой 150С. Т.е. конструкция индуктора аналогична индуктору Селены. Сложность и трудность реализации магнитной системы JUST - очевидны. Это потребует проведения дополнительных исследований на макетах и моделях.
Как и в большинстве крутых токамаков, в JUST будет реализована диверторная конфигурация с двумя нулями магнитного поля. В конфигурации естественного дивертора степень расширения SOL на приемной пластине составит величину 5-10 [75]. В этом случае ширина распределения тепла на приемной пластине дивертора увеличивается до 15-30 см, а уровень тепловых нагрузок снижается до 2-4 МВт/м2 (даже при нормальном угле падения линии полоидального магнитного поля на дивертор). Эта величина может быть еще уменьшена за счет перехода работы дивертора в «отлипательный» режим [80]. Реакторные аспекты JUST
При оценке целесообразности того или иного направления УТС может быть использован принцип «обратного отсчёта». Параметры установок промежуточных этапов выбираются исходя из конечной цели, которой, как правило, является экономичная термоядерная электростанция. Ниже рассмотрены некоторые реакторные аспекты сферических токамаков вообще и JUST в частности. В настоящее время активно обсуждаются следующие реакторные применения токамаков: 1. - источник нейтронов для испытания материалов (отметим, что в определённом объёме эта программа может быть реализована уже в установке JUST); 2. - термоядерная электростанция в гибридном варианте (с использованием термоядерных нейтронов для деления изотопов урана или тория); 3. - установка для дожигания радиоактивных продуктов деления; 4. - термоядерная электростанция в чистом варианте (только реакции синтеза). Есть основания полагать, что идеология сферических токамаков наиболее адекватно может быть трансформирована в первые три из указанных возможностей. При этом должны быть учтены основные реакторные требования. Отметим некоторые из них: 1. Необходимо существенное (по сравнению с экспериментальной установкой) увеличение коэффициента использования установки - до уровня кисп = 0.3-0.5 для нейтронных источников и киеп = 0.7 - 0.8 - для электростанций. Для этого уже в установке JUST следует уделить особое внимание отработке стационарного режима работы с неиндуктивным поддержанием плазменного тока (CD). Кроме того нужно отработать режимы с существенно большей длительностью работы систем охлаждения тороидальной и полоидальной систем. 2. Между плазмой и тороидальной обмоткой необходимо размещение на внутреннем обводе - защиты, на наружном обводе - бланкета и защиты. Толщина защиты на внутреннем обводе din определяется максимальным допустимым флюенсом изоляции в магнитной системе и разумным временем набора максимального флюенса. Если считать допустимым смену внутреннего керна (центральный соленоид + внутренняя нога тороидальной обмотки) раз в 2 - 3 года, то din составляет 0,35 - 0,40 м для керамик с флюенсом - 1025 м"2 при нейтронной нагрузке 1 МВт/м . В принципе при использовании керамик типа AI2O3, можно достичь уменьшения din до 0.2 м. Другой вариант - полный отказ от использования изоляции в электрическом керне (одновитковые обмотки с параллельным питанием) позволяет в принципе уменьшить din практически до нуля. Толщина бланкета и защиты на наружном обводе составляет 1 м.
Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока
После полного запрещения испытаний ядерного оружия исследовательский институт на полигоне в г. Семипалатинске в Казахстане стал перед выбором новых тематик, связанных с невоенными целями. Поскольку объемы материал оведческих исследований, проводимых на действующих токамаках, недостаточны и не соответствуют масштабу проблемы, было решено реализовать совместный российско-казахстанский проект, направленный на решение проблемы выбора материалов для термоядерных реакторов. Материаловедческая тематика в настоящее время становится основным направлением работ научного центра на базе полигона в Семипалатинске. Как вариант решения проблемы термоядерного материаловедения был предложен проект Казахстанского
ф токамака матери аловедческого — КТМ [75]. В нем российская сторона должна спроектировать, изготовить и запустить эту установку. Под научным руководством РНЦ «Курчатовский институт)) на ней будут проводиться испытания и исследования поведения материалов при различных нагрузках в условиях, близких к условиям в токамаке-реакторе. Причем такие условия наиболее просто и дешево можно создать на основе токамака с малым аспектным отношением. Материаловедческая специализация такого токамака заключается прежде всего в специальных конструктивных особенностях установки. В следующей главе этот токамак будет рассмотрен более подробно, здесь же будут кратко отмечены его основные задачи и особенности конструкции в сравнении с другими токамаками с малым аспектным отношением. В вакуумной камере КТМ предусмотрен дополнительный объем для размещения диверторного устройства специальной конструкции. Эта конструкция позволяет заменять приемные пластины без развакуумирования камеры. Это будет осуществляться путем перемещения диверторного стола в экваториальную плоскость токамака. Там через специальный транспортный шлюз можно будет проводить выемку испытанных элементов дивертора и загрузку новых. Кроме того, этот стол может поворачиваться на 360 . Таким образом, объем материалов едческих исследований может быть существенно увеличен по сравнению с обычными токамаками.
Физическое проектирование КТМ должно быть направлено прежде всего на обеспечение его основной задачи. В основу проекта целесообразно положить идею токамака с малым аспектным отношением. Однако здесь не обязательно стремиться к предельно малым значением А, как это делается, например, для Селены, NSTX и MAST (А 1.5). Как мы видели выше, сооружение токамака мегаамперного диапазона с малым аспектным отношением наталкивается на трудности конструирования индуктора с необходимым запасом вольт-секунд. Поэтому при проектировании КТМ решено ограничиться А = 2 и несколько снизить величину плазменного тока 1р = 0.75 МА. Как показали расчеты [75], с одной стороны это обеспечит моделирование условий ИТЭР, а с другой -сделает КТМ долговечной и надежно работающей установкой, что особенно необходимо для материаловедческих работ.
Из таблицы 3 (Глава II) видно, что геометрические параметры КТМ близки к параметрам Селены. Как говорилось выше, из-за специальной конструкции диверторного узла сильно удлинена вакуумная камера, ее вытянутость составляет 3 - 3,5. Обмотки индуктора можно выбрать более толстыми по сравнению с Селеной. Это позволит воспользоваться традиционной схемой их охлаждения. Как и в Глобусе-М вода будет проходить внутри медной шины. Значительный запас потока магнитного поля — 2,5 Вс позволит поддерживать плазменный ток 0,75 МА в течение 5 сек.
Поднимать выше ток плазмы нет необходимости. Во-первых, это привело бы к увеличению тороидального магнитного поля, т.к. для надежности удержания плазмы лучше работать при повышенных значениях запаса устойчивости. Повышение магнитного поля чрезмерно увеличило бы мощность энергопитания установки. Во-вторых, увеличение плазменного тока привело бы к снижению пиковой тепловой нагрузки на диверторные пластины. В 3.4 будет показано, что максимальная плотность мощности в диверторе КТМ составит 7 - 12 МВт/м . В ИТЭР аналогичная величина изменяется от 10 до 20 МВт/м2. Так что материаловедческие исследования на КТМ будут проводиться в условиях близких к условиям в ИТЭР.
Несмотря на неохлаждаемый дивертор его конструкцией предусмотрена возможность работы в частотном режиме - 5 разрядов в час. Таким образом, КТМ может обеспечить большие величины флюенсов, что так же важно для материаловедческих исследований, как и пиковые тепловые нагрузки.
Поскольку КТМ - это токамак с малым аспектиым отношением, то в связи с этим на нем может быть решен широкий круг физических задач, в числе которых: исследование процессов удержания горячей плазмы в конфигурации с аспектным отношением А = 2 и предельных параметров плазмы при мощном ВЧ-нагреве; изучение процессов в SOL и диверторной области при мощном ВЧ-нагреве для А = 2; исследование возможности неиндукционного поддержания тока при А = 2, и др. Как говорилось выше, основная задача КТМ состоит в том, чтобы обеспечить плотность потоков плазмы на диверторные пластины аналогичные потокам в ИТЭР, Физическое проектирование КТМ должно быть направлено на обеспечение выполнения этой основной задачи. Сформулируем основные цели физического проектирования, т.е какие работы можно будет проводить на КТМ:
Похожие диссертации на Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований : Системный анализ
