Введение к работе
Актуальность темы.
. В связи с истощением минеральных ресурсов, в развитых странах ведутся интенсивные исследования с целью разработки новых источников энергии. При этом основными требованиями к ним следует считать: во-первых, - высокую энергетическую эффективность, во-вторых, - значительные запасы топлива и, в - третьих, - экологическую чистоту и безопасность. Одним из возможных источников энергии являются реакции термоядерного синтеза, в частности
;D+)T-+}He+bn-i7M3e ' (1)
?0+21Яе->,,р+24Яе4183ЛЛВ (2)
\D+]D-*\He+ln+i2M3B (3)
lD+]D->\T+lp+4.0M3B (4)
При.зарождении проблемы управляемого термоядерного синтеза (УТС) в первую очередь было обращено внимание на величину ресурсов термоядерного топлива и радиационной опасности с ним связанной. Первоначально рассматривалась только термоядерная DT реакция (1). Это связано с тем, что у DT синтеза наиболее высокая ( из всех известных топливных циклоз ) скорость протекания реакции и, кроме того, наименее жесткие требования к пла.змофизическим параметрам. При этом для классического термоядерного реактора на DT топливной смеси запас дейтерия практически не ограничен, а тритий нарабатывется из лития. Однако, DT реакции присущи серьезные недостатки, в частности, - большая доля термоядерной мощности уносится с нейтронами ( около 80% в виде кинетической энергии ). В результате использования трития и особенно нейтронного облучения наведенная радиоактивность такого реактора оказывается сравнимой с аналогичными показателями ядерных реакторов при равных мощностях. Поэтому, во - первых, - существенно возрастает сложность конструкции, приводящая к повышению стоимости производимой энергии; во - вторых, - воздействие высокоэнергетичных нейтронов приводит к "быстрому распуханию первой стенки реактора, сопровождаемой потерей
прочностных свойств. Это требует частой замены ( раз в 5 - 6 лет )
конструкционных элементов. Поэтому в настоящее время в России, США
и Японии проводятся теоретические и расчетные исследования,
направленные на плазмофизическое. обоснование малорадиоактивных
термоядерных реакторой.. В этих реакторах предполагается
использовать равнокомпонентную смесь D и ъНе. Основным
преимуществом такого топлива. является то, что все элементы
соответствующей реакции (2) не радиоактивны и среди продуктов
реакции отсутствуют нейтроны. Радиоактивные элементы и нейтроны
появляются только а результате побочных реакций (3) и (4) < при этом с
нейтронами уносится около 5% термоядерной мощности). Это приводит
к существенному снижэнию наведенной радиоактивности
конструкционных материалов и скорости накопления нарушений
структуры кристаллической решетки. Благодаря этому возрастает ресурс
реакторного оборудования, прежде всего, первой стенки. Кроме того,
образующиеся заряженные частицы ( протоны, ос-частицы, иокы трития )
передают часть своей энергии ионам горючего и злеетронам ( в
результате кулоновского рассеяния), прежде чем покидают область
реакции. Основными недостатками являются малая (по сравнению с DT)
скорость реакции синтеза; гораздо более жесткие плазмофизические
требования, необходимые для осуществления положительного
энергетического выхода из плазмы, а именно, - более высокая
температура удержания (60-90 кэВ против 10-20 кэЗ по сравнению с
DT ). Из-за высокого уровня циклотронного излучения и более низкой
скорости реакции более высокие значения р плазмы ( отношение
газокинетического давления к магнитному) - 0.4 .,. 0.9 против 0.01 ...0.1.
Термоядерный реактор на основе D-'tfe топлива должен обладать
следующими параметрами: '
О^.О, Р/а>2^1
Р>0.4,
'/ш
о^=-
(5) (6) (7)
Здесь Qa - коэффициент усиления мощности в центральной ячейке
амбиполярного реактора, принятый за критерий энергетической эффективности, Яд, - выделяющаяся термоядерная мощность, Р^ -
дополнительная мощность, инжектируемая з плазму для поддержания
заданной температуры горючего т/и, . *
Цвль работы.
Целью настоящей работы являются оценка энергетической эффективности управляемой D-\He термоядерной реакции, определение наиболее характерных параметров ' реакторной плазмы;
- анализ путей повышения энергетической эффективности реактора
синтеза;
- определение областей максимально возможных параметров
термоядерного реактора при которых обеспечивается максимальная
энергетическая эффективность плазмы-. .
Научная новизна.
На основании численных расчетов кинетики плазмы в центральной секции реактора найдены режимы, при которых в принципе реализуется положительный энергетический выход из термоядерной плазмы для >-3яq.cг ю, могут быть достигнуты только при наличии селективной откачки продуктов >-3Яе реакции: а-частиц и протонов. Показано, что для достижения величины fic а 10 откачивающее устройство должно обеспечить время удаления высокоэнергетичных протонов и а-частиц хр 50.01с. для энергии 300 ... 400 юВ с шириной диапазона откачки 5 ...
100 юВ.
Показано, что предложенный метод селективной откачки, основанный на стохастизации поперечного движения частиц в определенном интервале энергий, удовлетворяет условию т, 5 0.01с. При
этом возмущающее магнитноо пола в среднем составляет 1...2% от величины магнитного поля ловушки.
Изучено влияние расположения и ширины энергетического
интервала откачки на энергетическую эффективность реактора.
Впервые изучено влияние селективной по энергии откачки продуктов синтеза на вид функции распределения протонов и а-частиц.
Все результаты, получены применительно к амбиполярным ловушкам. Однако, общие выводы справедливы для любых систем с магнитным удержанием.
Результаты могут быть использованы для обоснования проведения демонстрационных экспериментов С D-^He топливом.
Научная и практическая ценность.
С достаточной степенью достоверности показана возможность осуществимости управляемой термоядерной реакции на основе 1>-ъНе топлива.
Показано, что необходимым условием осуществимости в~ъНе реакции с положительным энергетическим выходом является наличие системы селективной откачки продуктов синтеза.
Создана математическая модель и ее программная реализация для численного моделирования кинэтики многокомпонентной плазмы амбиполярного реактора с учетом селективной откачки продуктов синтеза.
Полученные результаты расчетов выявили параметры D-3He плазмы, при которых осуществляется наизыс&ий энергетический выход. .
Определены оптимальные энергетические, диапазоны применения
селективной откачки и наиболее эффективные режимы работы системы
откачки. '
Полученные данные и вид функции распределения могут быть использованы для дальнейшего исследования, в частности для анализа кинетических неустойчивостей.
На защиту выносятся.
Математическая модель кинетики многокомпонентной высокотемпературной плазмы центральной секции амбиполярного реактора с учетом селективной откачки продуктов синтеза.
Результаты численною моделирования многокомпонентной плазмы с учетом селективной откачки.
Оптимизация параметров плазмы и системы откачки с точки зрения достижения максимальной энергетической эффективности.
Аналитическое решение одномерного уравнения Фоккера - Планка в области высоких энергий частиц с учетом селективной откачки.
>
Апробация работы.
Основные результаты работы были представлены а докладах на международных конференциях: "Open Plasma Confinement Systems.for Fusion," - Новосибирск, 1993, "Second Wisconsin Sumposium on He-3"and . Fusion Power." Madison, USA, 1993, "Sixth International Tcki Conference on. plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion", Toki-city, Japan, 1994, научных семинарах в РНЦ "Курчатовский институт" {Москва, 1S96).
Публикации.
По теме диссертации опубликовано 3 печатные работы.
Структура и объем работы.
Содержание работы отражено во введении, трех главах и в заключении. По объему работа состоит из 118 страниц текста в том числе 36 рисунков. Библиография насчитывает 9S наименований.