Установка термоядерная

Второе слагаемое отражает особенности преобразования энергии в установках термоядерного синтеза. КПД электростанции т) очень чувствителен к величине этого члена, представляющего относительные затраты энергии на инициирование микровзрыва. Для удержания КПД установки Г) на приемлемом уровне необходимо, чтобы величина этих потерь не превышала нескольких процентов. Данное требование налагает ограничения на минимально допустимые значения КПД драйвера щ и на коэффициент усиления в реакторе. [c.95]

В бланкете гибридного реактора возможна также наработка ядерного топлива для его сжигания в обычном ядерном реакторе. В этом случае электростанция представляет собой энергетический комплекс, состоящий из гибридной термоядерной электростанции и обычной АЭС, связанных между собой по циклу ядерного топлива. Концепция такой энергоустановки была разработана в отечественной литературе под названием ТИГР [6]. В этой установке термоядерный энергоблок с одним реактором с СОг-лазерным драйвером имеет следующие показатели [c.96]

Наряду с только что отмеченным в плазме существует много других легко возбуждаемых механизмов неустойчивости. Поэтому проблема устойчивости является главным препятствием на пути создания управляемой термоядерной установки. Для решения этой [c.592]

В течение последних 15 лет за каждое пятилетие параметр удержания увеличивался на порядок, а температура — в два раза. Из рис. 11.9 видно, что если темпы этого роста не снизятся, то можно ожидать, что до 1990 г. на Токамаке или какой-либо иной установке будет осуществлена управляемая термоядерная реакция. [c.595]

Проблему создания энергетической термоядерной установки можно разделить на три стадии а) создание управляемой установки с нулевым к. п. д., в которой выделяющаяся термоядерная энергия полезно используется только на поддержание самой реакции б) создание установки с ненулевым к. п. д., в которой часть термоядерной энергии используется для получения электроэнергии в) создание экономически рентабельной термоядерной электростанции. Осуществление управляемой реакции будет завершением первой стадии. [c.595]

Плазма — это уникальное рабочее тело качественно новой энергетической техники. Она может быть и низкотемпературной (до 10 К), и высокотемпературной (более 10 К). Низкотемпературная плазма используется в магнитогидродинамических (МГД) генераторах и термоэлектронных преобразователях (ТЭП), а высокотемпературная плазма -в термоядерных энергетических установках. Плазма применяется также в лазерах в качестве активной среды (например, в газоразрядных лазерах) или источника возбуждения лазерной активной среды (электронная накачка). [c.280]

В импульсных термоядерных установках используется инерционный метод удержания плазмы, суть которого состоит в нагреве и сжатии небольщих шариков термоядерного топлива (смесь дейтерия и трития) мощным лазерным излучением или мощными релятивистскими электронными пучками (РЭП) до таких значений температуры и плотности, при которых термоядерные реакции успевают завершиться за короткое время существования свободной ничем не удерживаемой плазмы. Для установок такого типа концентрация частиц п л 10 -т 10 м , а время удержания 10 ч- 10 с. [c.282]

ТЕРМОЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ [c.283]

Термоядерные энергетические установки [c.283]

Энергетический баланс термоядерной установки с реактором токамаком. Для составления энергетического баланса термоядерной установки с реактором-токамаком удобно воспользоваться ее функциональной схемой (рис. 7.3). [c.285]

Схема энергетических потоков в термоядерной установке [c.285]

Причем коэффициент 5 может быть намного меньше единицы или равен ей. КПД термоядерной установки [c.286]

Анализ выражений показывает, что КПД л термоядерной энергетической установки во всех случаях близок к КПД Лт теплового преобразователя, так как в реакторе-токамаке полный коэффициент усиления Х достаточно велик, обычно X > 100. Для получения более точных данных о работе установки можно использовать следующие значения [c.286]

Полный КПД термоядерной установки можно определить отношением [c.286]

Схема термоядерной двухконтурной установки с МГД-генератором и паровой турбиной [c.288]

На рис. 7.5 приведена схема термоядерной двухконтурной установки с МГД-генератором и паровой турбиной. Часть энергии плазмы, вытекающей из реактора I, преобразуется в электрическую энергию в канале МГД-генератора 2. Затем плазма проходит через теплообменник 3, нагревая рабочее вещество паротурбинного цикла. Через этот же теплообменник 3 проходит и теплоноситель, охлаждающий бланкет. Рабочее вещество (водяной пар) нагревается в теплообменнике 9 примерно до 900 К и затем срабатывает в турбине 7. Во [c.288]

Схема лазерной термоядерной установки [c.288]

Ядерная энергия может освобождаться и при синтезе легких ядер (термоядерная реакция). На этом принципе построена водородная бомба. В энергетике принцип синтеза не применяется, так как пока не разработан метод регулирования термоядерной реакции. По этому вопросу ведутся научно-исследовательские работы и в СССР построены лабораторные установки. [c.464]

О ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТЕМПЕРАТУРОУСТОЙЧИВЫХ ПОКРЫТИЙ В ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ [c.195]

Если же сжечь весь дейтерий в будущих термоядерных установках, то будет получено 5-10 кВт-ч. Этого через 2500 лет (при том же приросте — 0,33% в год) хватит на 50 лет. При синтезе ядер обычного водорода, извлеченного из 10% Мирового океана, энергии хватит еще на 1—2 тысячи лет. [c.188]

Еще в 1950 г. был предложен способ использования магнитного поля для изоляции плазмы от стенок сосуда. В 1957 г. в Институте атомной энергии была введена в действие экспериментальная термоядерная установка — ионный магнетрон. Через год в том же институте начались работы на установке Огра-1 — тогда самой крупной установке этого типа. Позднее были построены и вошли в эксплуатацию более совершенные термоядерные установки ПР-5 и Огра-П (рис. 45). На протяжении последних десяти лет, по мере [c.158]

Энергия термоядерных реакций в плазме из ядер дейтерия и трития в основном передается быстрым нейтронам. Для преобразования этой энергии в тепловую плазменное кольцо нужно окружить специальной оболочкой толщиной около метра — бланкетом. В бланкете нейтроны будут замедляться и отдавать энергию теплоносителю. Исследования процессов, протекающих при слиянии тяжелых ядер водорода, ведутся на различных установках. Наибольшие результаты в решении этой проблемы достигнуты на советской установке Токамак. Эту установку можно сравнить с трансформатором, у которого вторичная обмотка выполнена в виде замкнутого (полого) кольца — тора. Заполнение кольцевой камеры дейтерием осуществляется при глубоком вакууме. При пропускании тока по первичной обмотке в камере происходит пробой в газе, газ ионизируется и протекающий по нему ток нагревает его до высокой температуры. Возникающее магнитное поле удерживает плазму от соприкосновения ее со стенками, предохраняя последние от разрушения под воздействием высокой температуры. Для стабилизации плазмы создается дополнительное магнитное поле, образуемое катушками, расположенными вдоль тора. [c.194]

В 1975 г. в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова была введена в действие крупнейшая уста нов ка Токамак-10. На этой установке планируется получить плазму с температурой около 20 млн. градусов Цельсия. Ученые ставят задачу получить на установках Токамак ответ о возможности создания первых демонстрационных реакторов, в которых должна быть получена настоящая термоядерная плазма [c.177]

Необходимые концентрации энергии могут быть в принципе созданы с помощью лазеров (Н. Г. Басов, О. Н. Крохин, 1962) и импульсных пучков релятивистских электронов (Е. К. Завойский, 1968). В обоих этих методах уже сейчас уверенно регистрируются 14-мегавольтные термоядерные нейтроны (остающиеся 3,6 МэВ приходятся на ядро jHe ). Однако на пути создания термоядерного реактора высокой плотности все еще остаются значительные трудности. Перспективы создания лазерного термоядерного реактора зависят от того, в какой мере на опыте удастся осуществить предсказанное теоретически сильное (в 10 —10 раз) сжатие мишени под действием сферически симметричного лазерного импульса, специальным образом зависящего от времени. Действительно, в отсутствие сжатия необходимая для нагревания твердотельной плазмы энергия равняется десятку мегаджоулей. Наиболее мощные лазеры, например установка Шива в Ливерморской лаборатории США, обладают энергией в импульсе около 10 кДж. Лазеры с энергией в импульсе 10 —10 Дж появятся, видимо, не скоро. При тысячекратном сжатии мишени необходимая энергия согласно (11.40) уменьшается в миллион раз, так что появляется возможность уже с современными лазерами достичь условия (11.36) Лоусона. В лазерных системах достижение критерия Лоусона, однако, не будет означать, что мы находимся накануне их промышленного использования. Дело в том, что при нагревании плазмы лазерами используется не электрическая, а световая форма энергии, которая получается из электрической с к. п. д. порядка 1%. Поэтому для промышленного применения лазерных систем критерий Лоусона нужно превзойти по крайней мере в 100 раз. Создание демонстрационного лазерного термоядерного реактора специалисты прогнозируют к 2000 г. [c.594]

В настоящее время лазеры из уникальных лабораторных приборов стали широко применяемыми установками, без которых нельзя представить себе современную науку и промышленность. Лазеры используют в электронной технике и технологии для сварки и пайки, создания прецизионных элементов микросхем, напыления пленок и др. Неограничены также возможности применения лазеров в радиотехнике. Простейшие расчеты показывают, что оптический диапазон частот в 50 000 раз шире радиодиапазона. Так, только в диапазоне видимого света (0,4—0,7 мкм) могут одновременно работать 80 миллионов телевизионных каналов со стандартной полосой пропускания 6,5 Мгц. Кроме того, лазеры широко используют в медицине, геологии, металлообработке и др. Но, пожалуй, наиболее важным является создание на их основе лазерных термоядерных реакторов. [c.57]

Системы удержания плазмы должны обеспечить устойчивое равновесие плазменного образования в течение времени Гвр, необходимого для выполнения условия Лоусона. По времени Свр термоядерные энергетичеекие уетановки делят на квазистационарные и импульсные. В квазистационарных установках плазма удерживается магнитными полями. При этом давление рм, создаваемое магнитным полем, должно быть больше кинетического давления рг плазмы, т. е. [c.282]

Для создания магнитных полей в термоядерном реакторе требуется значительное количество энергии. Например, для питания установки Токамак-10 (СССР) расходуется до 180 МВт электроэнергии, а для установки JET - до 7 -10 Дж за один импульс. Поэтому для создания магнитных полей необходимы сверхпроводящие электромагниты. Первая установка токамак со сверхпроводящей обмоткой ( Токамак-7 ), созданная в нащей стране, имеет токонесущие провода из сплава ниобия и титана (NbTi). Жидкий гелий циркулирует в ней при температуре, примерно равной 4,5 К. [c.284]

В термоядерных установках с инерционным удержанием дейтерий-тритиевой плазмы реакция синтеза осуществляется в виде микровзрьгаов мишеней при воздействии на эти мишени мощным пучком лазерного излучения, пучками [c.286]

В термоядерных энергетических установках основная часть энергии выделяется в виде теплоты при относительно низких температурах. Поэтому для преобразования теплоты термоядерных реакторов как квазистационарных, так и импульсных наиболее перспективными являются тепловые циклы и схемы с МГД-генератором в сочетании с паро- [c.287]

Схема лазерной термоядерной установки с тепловым циклом показана на рис. 7.6. Камера 4 реактора окружена пористой внутренней стенкой 1 и блан-кетом 3 из расплавленного лития. Этот вариант защиты обычно называют влажной (или потеющей) стенкой . Жидкий литий из бланкета 3 проходит через пористую стенку /, и на ее внутренней поверхности образуется защитный слой толщиной около 1 мм. При термоядерном микровзрыве пленка жид-К010 лития испаряется, а в промежутках между импульсами снова восстанавливается. Образовавшаяся во время микровзрыва плазма вместе с парами защитной литиевой пленки поступает [c.288]

Ядерно-хи 1ические ПЭ. Это — установки но приготовлению с помощью ядерных или термоядерных источников энергии хилги-ческих топлив, например путем разложения воды на водород и кислород, переработкой твердых органических топлив (каменного угля и др.) в жидкие и т. н. Пока еще пе исчерпаны запасы нефти и природного газа, работы в этих паправлеииях будут носить. вероятно, исследовательский характер, ибо искусственные жидкие топлива намного дороже природных. В дальнейшем же ядерно-химические ПЭ должны найти широкое применение, так как транспортные ЭУ без жидких (и газообразных) топлив будут испытывать большие трудности. [c.150]

Пока основные работы ведутся на установках Токамак (тороидальная камера в магнитном поле), предложенных советскими учеными. В тороидальной камере создается плазма из впрыснутого газообразного дейтерия при сравнительно невысоком давлении. Эта камера одета на ярмо трансформатора, и в ней индуктируется кольцевой ток, который, ионизуя дейтерий, образует плазму и удерживает ее от соприкосновения со стенками с по-лющью собственного магнитного поля. Удержание плазмы обеспечивается тем, что силовые линии магнитного поля направлены перпендикулярно току и охватывают плазменный виток. Кроме того, ток, протекая по плазме, нагревает ее. Однако сам по себе такой плазменный виток с электрическим током неустойчив. Для придания ему устойчивости на поверхность камеры надеваются катушки, создающие большое магнитное поле, напряженность которого во много раз превышает напряженность поля, создаваемого током, а силовые линии параллельны току в плазме. Это магнитное поле придает жесткость всему плазменному шнуру с протекающим по нему током. Недавно введена в строй экспериментальная термоядерная установка Токамак-10 , завершающая долговременную программу разработок и исследований, проводимую в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова [31]. На подобных установках достигнута температура электронов порядка 20—30 млн. К и температура ионов около 7 млн. К при концентрации плазмы (3—5)-101 см со временем удержания в течение 0,01—0,02 с. [c.165]

Дальнейшая программа работ предусматривает создание в начале 80-х годов демонстрационного термоядерного реактора-то-камака. Это должна быть установка с полномасштабной дейтерне-во-тритиевой плазмой, самоподдерживающейся реакцией и выде- [c.165]

За последние годы работы по регулируемому термоядерному синтезу получили дальнейшее развитие. В исследовательских центрах страны — Институте атомной энергии имени И. В. Курчатова, Новосибирском институте ядерной физики. Сухумском и Харьковском физико-технических институтах и других — ведутся разработка и изучение новых методов овладения термоядерным процессом (высокочастотного, турбулентного, ударного, ионноциклотронного нагрева плазмы и пр.). И если ни в одной термоядерной установке еш,е не удалось осуш ествить одновременное выполнение всех условий, необходимых для протекания реакции синтеза (высокой температуры, высокой плотности частиц и достаточного времени удержания плазмы), то в дальнейшем, несомненно, будут достигнуты новые успехи в решении этой сложнейшей задачи. [c.159]

Одновременно с этим направлением ведутся исследования в области создания установок, в которых термоядерный процесс организуется с помош ью импульсных систем. Источниками энергии в этом случав могут быть, например, известные лазеры или электронные пучки, которые также дают возможность получать сверхсильные магнитные поля. С помощью энергии лазеров осуществляется быстрый нагрев небольпшх мишеней до термоядерной температуры. Достижения советских ученых высоко оценены во всех странах мира. По образцу Токамака и с тем же названием создаются установки в США, Японии и других странах. Советские ученые предусматривают дальнейшее расширение и углубление научно-исследовательских и проектнонкон-структорских работ. [c.177]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...