Способ нагрева дейтерий-тритиевой плазмы Советский патент 1990 года по МПК G21B1/00 

(Л

с

Изобретение относится к управляемому термоядерному синтезу и может быть использовано при разработке термоядерного реактора.

Цель изобретения - снижение скорости износа первой стенки реактора.

На фиг,t приведены зависимости безразмерной температуры плазмы F от Ьёзразмерного радиуса и для различ- ных значений параметра k, характери- зующего теплопроводность плазмы} на г,2 - зависимости безразмерных функций t выражающих энергосодержание, термоядерное энерговьоделение и тор- мозное излучение единицы длины плазменного шнура от безразмерного радиуса J для ,5.

Изобретение обеспечивает условия возможно более полного преобразова- иия тепловой энергии частиц в тормозное излучение, т.е. снижение энергии выносимой на первую стенку реактора заряженными частицами, а сйёдо- аательно, и уменьшение скорости ее распыления.

В условиях стационарНиго термоядерного реактора такое преобразование возможно 6 Для этого рассмотрим ста ционарный тепловой баланс в реакторе типа токамак на основе уравнения теплопровод но сти для температуры плазмы Т,.считая в соответствии с числениьИ ми расчетами,; что плотность плазмы п примерно постоянна по сечению шну- pa.

скорости реакции синтеза принимаем следующую апроксимацию

(bv

DT

8 А-10 exp(-6,476/lng5/2,25)

(2)

которая имеет точность йе хуже 10% в диапазоне температур I кэВ - 140 кэВ. Поскольку до сих пор еще не выяснен механизм аномальной теплопроводности плазмы . как следствие не ясна ее функциональная зависимость от температуры, рассмотрим возможные зависимости коэффициента температуропроводности у, ,от Т в широком диапазоне

« в Т, (3) г де К- параметр, варьируемь1й в диапазоне 0,5-2, Величина t-e- коэффициент температуропроводности Т « «1 кэВ, при этом значении температзг Iftii при котором в настоящее вреНя проводятся большинство экспериментов и устанавливаются скейлинги,

Так, е соответствии с (3) для водородной плазмы

, -, с7/4

,,,

--;1г . 5

Для равйокомпентентной дейтерий-тр«- , тйевой смеси со средним массовым лом можно ожидать снижение теп- ябпроводйости примерно в ftTpas, :. Принимая характерное значение и выражая g указанных вьш1е едийи1 ах, получим

Изобретение относится к управля- «йМому термоадерному синтезу и может быть использовано при разработке термоядерного реактора. Целью изобретения является снижение скорости износа первой стенки реактора. Подводом вне- цней энергии зажигают разряд в реакторе с магнитной изоляцией плазмы После начала стационарной реакции обеспечивают поддержание температуры плазмы в диапазоне: 8,3 кэВ Т„д .15 к$В« При зтом тепловая энергия частиц Преобразуется в тормозное измерение тем более полно, чем ближе плазмы к величине 8,Зк9В, схорЬсть распыления первой стенки реакторе при Т 8,3 кзВ минимальна. 2 ил.

1J(,|I)VG(T)0

а

(I)

где )|-( -c4T;/6v jj - скорость реакции синтеза; , кэВ;С « 3,3.)0 кэВ см с ,

г см, Гт « кэВ, ГпТ см

см с-Ч

В этом уравнений учтена имеющаяся симметрия круглого тороидального пла- змеиного шнура, а реальная геометрия заменена . ее цилиндрический прибли- жением с координатами г Ч Z

7Г° эГ°

При этом учи лшаются основные ка- налы потерь за счет теплопроводности и тормозного излучения и источник термоядерного нагрева равнокомпонент- ной дейтерий-тритиевой плазмЫо Для

.«

iO - fJ/nR

7/4

(5)

где

6J - беэразмерньШ коэффициент

качества удержания; S ifc a/R{ R,a - большой in малый радиусы тороидального плазменйо го шнурй в сантиметрах. Отметим, чto функция источника обращается в ноль при ,4 Кэр (G(T) 0), поэтому удобно перейти к следуювйим беэ- размерйый величинам

,

,

П С

При этом. (О переходит в следующее уравнение

FoT/T% f«r/L, (6)

- О ,

где f(F).0/c4F- A-lly ST, 4С

С7)

.4

Для вьщеления единственного решения этого уравнения нужно задавать следующие условия в центре F (O) О, F(0) Рд.Последнее условие фактически означает, что необходимо стационарное распределение температуры с заданным значением в центре Т - f д Т ,. Если решение найдено, то для него можно рассчитать энергосодержание W и мощность термоядерного энерговьщеления Р| и тормозного излучения Р единицы длины плазменног шнура :в зависимости от текущего мал то радиуса г L, где - без- размерная координата

W

w .т харак

терное энергосодержание плазмы PB PO -IB, Pr Po lf,

Гf г-

где V$)2 Ff d, I( TlFf d

0 - , л

fctv.j, d - без(f)

2С о

размерные коэффициенты. Можно показать, что существует некое значение F I. Если F , то F () обращается в ноль в точке $ . Этот вывод справедлив при любом К. Распределения F(), соответствующие нулевому потоку тепла с границы горячей области плазмы при различных К, показаны на фиг.. Таким образом, если дальнейшие экспериментальные исследования укажут на другую зависи- . мость теплопроводности плазмы, это не повлияет на вывод о существовании режима с уменьшенным тепловым потоком из плазмы. На фиг.2 для по kasSHbi термоядерная мощность и энергосодержание единицы длины плазменного тн.ура, функции F и Ir. Отметим, что доля энергии, выносимой на стенку с тепловым потоком, очень чувствительна к величине центральной температуры. Как показывают расчеты, при К из диапазона; 0,5-2 для вынесения тормозным излучением существенной части мощности термоядерно

ГО энерговьщеления (

.

0,5) необг- 50

45

ходимо поддерживать температуру в центре вблизи Т F Т с точностью не хуже 10%.

В термоядерном реакторе ИНТОР-при планируемой реализации известного способа должна поддерживаться температура TO 13 кэВ. В этом случае даже при наличии дивертор.а скорость

- 15

(8)

20

,

410723

распыления стенки составляет порядка 3 мм в год, что накладьшает жесткие требования на конструкцию и материалы первой стенки и удорожает реактор.

: П р и м е р. В условиях ШТОРа, чтобы использовать способ надо оЬе- спечтить в нем стационарный режим термоядерного горения с плоским распре О делением плотности и температурой в центре плазменного тнура, близкой к Тд, 8,4 кэВ. Оценим параметры таких режимов, для чего используем значения R 500 см, а 150 см, тороидальное поле на оси В 5,5 Тл и максимально допустимое 8 Р/В 5мпи 0«05 (5%). Наибольшее значение плотности плазмы п,., возможно при

.o « Д «.f /H«KC парамет- ры.

н

п

Макс

8,3-10

где использовано /

(9)

и

значения 2, взяты при К 0,5. Из условия стационарного горения по всему объему мокко по- лучить .

п 2,64-lo iZ7. (10) . Сравнивая (9) и (10) легко видеть, что ИНТОР имеет достаточно большой запас по зажиганию, так как докусти- МО (х 4 10, Для полной мощности нагрева / 6-частицами с учетом Ij.4 полу- чим

0

0

Nat 21 RPoIf « 1503 (МВт) (П) Таким образом максимальная мощность термоядерного нагрева может быть получена при (..,j. ) и составляет 150 МВт, ас уче.ток энергии рождающихся нейтронов мощность реактора будет в 5 раз больше. Для - защиты первой стенки от. распыления в 5 соответствии с предлагаемым способом надо поддерживать температуру в центре около 8,4 кэВ-. Это можно сделать, например, управляемым образом увеличивая w (ухудшая удержание ; . энергии за- счет увеличения гофриров- ки или частично разрушая магнитные ве рхности способон). при росте температуры .или уменьшая с«)-при ее падении. Для ИНТОРа рассматризает-г ся также возможность стабнлкзагтии термоядерного горения при работе с предельными f, , поскольку Б з п«г условиях увеличение температуры i но приводить к резкому ухудше а;йо удер

5

жания энергии Если при применении способа температуру в центре поддерживать 9 кэВ (на границе предлагаемого -диапазона) , будет обеспечена транс формация в тормозное излучение только половины потока энергии быстрых частиц, идущего из плазмы и эффективность способа заметно снижается. Тем не менее и в этом случае скорость из- носа первой- стенки будет ниже, чем в известном способе.

Формула изобретения

Способ нагрева дейтерий-тритиевой гшазмы в реакторе с магнитным удержанием путем зажигания разряда и подвода к плазме энергии извне, отличающийся,, тем что, с целью снижения скорости износа первой стенки реактора, температуру плазмы Т в реакторе поддерживают в диапазоне

8,3 кэВ «i Т 15 кэВ.

иг I