Способ генерации неиндукционного тороидального затравочного тока при стационарной работе термоядерного реактора



 


Владельцы патента RU 2510678:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к физике высокотемпературной плазмы и может найти применение в управляемом термоядерном синтезе, в радиационном материаловедении, для исследований в физике космической плазмы. В заявленном изобретении используется механизм неиндукционной генерации тороидального затравочного тока за счет нагрева ионов малой добавки, движущихся по потато орбитам, при помощи широкополосного генератора излучения на ионно-циклотронной частоте в конечной области близи магнитной оси установки. Техническим результатом является создание затравочного тока, необходимо для создания стационарного токамака-реактора. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к физике высокотемпературной плазмы и может найти применение в управляемом термоядерном синтезе.

Известен способ создания неиндукционного тока в замкнутых магнитных ловушках типа «Токамак», работающих в импульсном режиме, при помощи бутстреп-тока, см., например, М.Kikuchi, M.Azumi, S.Tsuji, H.Kubo, Nuclear Fusion, 1990, V.30, P.343.

Недостатком известного способа является то, что плотность бутстреп-тока мала вблизи магнитной оси установки и растет к периферии, что создает немонотонное распределение плотности тока и существенно усложняет стационарную работу реактора. В связи с этим для стационарной работ термоядерного реактора типа «Токамак» вблизи оси установки необходимо генерировать каким-либо образом дополнительный, так называемый «затравочный» ток (смотри R.J.Bickerton, J.W.Connor and J.B.Taylor, Natural physical science 229, 110 (1971), B.B.Kadomtsev, V.D.Shzfranov, in Proceedings of the 4th International Conference on Plasma Physics and Controlled nuclear Fusion Research (Vienna: IAEA, 1971) Vol.2, P.479.)

Известен способ, в котором при помощи излучения узкополосного генератора ионно-циклотронной частоты (f=f0(1±2%)) греют все частицы, проходящие в области, в которой частота f является резонансной (M.Laxaback, T.Hellsten, Modelling of minority ion cyclotron current drive during the activated phase of ITER, Nucl. Fusion, v.45, p.1510, 2005).

Недостатком известного способа является то, что полоса частот генераторов, используемых в настоящее время для нагрева плазмы, не превышает ±2% относительно основной частоты, что приводит к тому, что создаваемый таким способом ток составляет 0.2-0.5% от омического, что недостаточно для обеспечения стационарной работы реактора.

Также известно техническое решение по патенту РФ №2019874, опубл. 15.09.1994, «СПОСОБ ПОДДЕРЖАНИЯ СТАЦИОНАРНОГО ТОКА В ПЛАЗМЕ ТОРОИДАЛЬНЫХ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК ТИПА ТОКАМАК».

Изобретение относится к физике высокотемпературной плазмы и может быть использовано при разработке установок управляемого термоядерного синтеза. Сущность изобретения: для упрощения создания и поддержания стационарного тока в токамаке и других тороидальных системах электронам плазмы передают дополнительный импульс от электронов пучка, проникающего в центр плазмы. Это достигается при взаимодействии двух или более встречных многократно обходящих тор электронных пучков. Источники плазмы расположены около стенки камеры, а электроны инжектируются вдоль магнитного поля. Расположение источников плазмы и ее параметры выбирают из условия I1>I2>Ip/n, где Ip - ток в плазме; n - число прохождений пучков вокруг тора; I1, I2 - токи пучков. Кроме этого, необходимо, чтобы энергия частиц пучков была больше тепловой энергии плазмы.

Недостатком известного решения является то, что использование взаимодействия двух или более встречных многократно обходящих тор электронных пучков усложняет реализацию и увеличивает стоимость стационарного термоядерного реактора.

В предлагаемом изобретении используется тот факт, что потато орбиты пересекают экваториальную плоскость в любой точке экваториальной плоскости токамака, причем существует область, в которой нет частиц, с параметрами, соответствующими потато орбитам, но движущихся в обратном направлении. Сечение этой области для установки ИТЭР соответствует окружности с радиусом, равным r=0.11a, где 2a - полный размер плазменного шнура в экваториальной плоскости. Нагрев ионов на всех потато орбитах внутри упомянутой области создает продольный затравочный ток.

Так как эффективный нагрев плазмы в магнитном поле при помощи излучения на ионно-циклотронной частоте происходит только при помощи нагрева ионов, по массе отличающихся от ионов основной плазмы, а содержание таких ионов в установке не превышает 1-10%, то такие ионы называются ионами малой добавки. Наиболее близким техническим решением - прототипом (имеет признаки: Способ генерации неиндукционного тороидального затравочного тока при стационарной работе термоядерного реактора, включающий введение в плазму излучения на ионно-циклотронной частоте и высокочастотный нагрев ионов, движущихся по потато орбитам, проходящим вблизи магнитной оси токамака) является способ генерации неиндукционного тока при стационарной работе самоподдерживающегося термоядерного реактора, предложенного в работе L-G.Eriksson and F.Porcelly, Dynamics of energetic ion orbits in magnetically confined plasmas, Plasma physics and controlled fusion, v.43, p.R145, 2001. Для реализации этого предложения рассматривается нагрев ионов на потато орбите, проходящей через магнитную ось, у которой продольная скорость обращается в нуль на оси (под термином: «потато орбита» следует понимать траекторию движения частицы, на которой направление продольной скорости частицы совпадает с направлением омического тока в токамаке «…potato bootstrap current…»),- См. например:K.C.Shaing et al., Steady State Tokamak Equilibria Without External Current Drive, Phys. Rev. Letters, 79, 3652, 1997.

В этом способе для создания стационарного термоядерного реактора на основе системы «Токамак» предлагалось использовать высокочастотный нагрев только ионов, движущихся по потато орбитам, проходящих через магнитную ось токамака. При этом создают ловушку со стационарным тороидальным магнитным полем, заполняют ее плазмой с плотностью и температурой, необходимыми для осуществления самоподдерживающихся термоядерных реакций, и генерируют диамагнитный ток ионов, проходящих только через магнитную ось, при этом используется излучение узкополосного генератора ионной циклотронной частоты. Недостатком известного способа является то, что диамагнитный ток рассчитывался только на магнитной оси установки, где плотность бутстреп тока близка к нулю, а при удалении от оси установки плотность бутстреп-тока нарастает. Такое сильно немонотонное распределение плотности тока делает невозможным устойчивое удержание плазмы.

Техническим результатом предложенного изобретения является использование механизма генерации затравочного тока в рассматриваемой области при увеличении поперечной энергии частиц малой добавки (например 3He), движущихся по этим орбитам при помощи излучения широкополосного генератора ионной циклотронной частоты, что позволяет существенно увеличивать неиндукционный продольный ток по сравнению с током, получаемым известными методами, в частности, по сравнению с прототипом.

Для достижения указанного технического результата предложен способ генерации неиндукционного тороидального затравочного тока при стационарной работе термоядерного реактора, включающий введение в формируемую в вакуумной камере реактора плазму излучения на ионно-циклотронной частоте и высокочастотный нагрев ионов, движущихся по потато орбитам, проходящим вблизи магнитной оси токамака,причем, дополнительно в плазму вводят ионы 3He, высокочастотный нагрев которых производят посредством широкополосного (Δf=±0.04f0) излучения генератора ионной циклотронной частоты, причем нагрев осуществляют в области с радиусом до r = 3 2 5 3 A a ς 2 3 вблизи магнитной оси установки, где: A=R/a - аспектное отношение, ς = 2 q ρ i R ρi - ларморовский радиус иона, q - коэффициент запаса устойчивости, R и а - большой и малый радиусы токамака,

при этом

- при формировании плазмы вакуумную камеру реактора заполняют смесью дейтерия, трития, а ионы 3He добавляют в количестве от 1 до 5% относительно количества ионов основной плазмы.

Для достижения технического результата в способе генерации неиндукционного тороидального затравочного тока при стационарной работе термоядерного реактора создают ловушку со стационарным тороидальным магнитным полем, заполняют ее плазмой с плотностью и температурой, необходимыми для осуществления самоподдерживающихся термоядерных реакций, добавляют в нее ионы малой добавки (в дейтериево-тритиевой плазме это могут быть ионы 3Не), увеличивают поперечную энергию ионов малой добавки при помощи излучения широкополосного генератора ионно-циклотронной частоты.

В способе генерации тороидального затравочного тока при стационарной работе самоподдерживающегося термоядерного реактора осуществляют следующую последовательность операций.

Вакуумную камеру термоядерного реактора типа «Токамак» заполняют смесью дейтерия и трития с небольшим (порядка 1-5%) количеством 3He. Внутри камеры создают тороидальное магнитное поле и возбуждают вихревое электрическое поле, осуществляют пробой газа, возбуждают омический (индукционный) ток, в результате чего камера установки заполняется плазмой. Регулируют величину вихревого электрического поля, величину поступающей в камеру из дополнительного устройства дейтерий-тритиевой смеси и, используя систему дополнительного нагрева ионов и электронов, достигают рабочих параметров плазмы. Одновременно при помощи излучения широкополосного генератора ионно-циклотронной частоты увеличивают поперечную энергию ионов добавки, что приводит к генерации тороидального затравочного тока в конечной области вблизи магнитной оси установки. Величина этого тока определяется величиной запаса устойчивости вблизи оси установки, величиной области, в которой производится нагрев, сортом и количеством ионов малой добавки.

В предложенном способе генерации тороидального затравочного тока вблизи магнитной оси термоядерного реактора при стационарной работе термоядерного реактора используется увеличение поперечной энергии потато частиц за счет использования излучения широкополосного генератора ионно-циклотронной частоты, пересекающих экваториальную плоскость установки в области, в которой нет частиц, движущихся в противоположном направлении (термин: «потато частиц» подразумевает частицы (ионы), движущиеся по «потато орбите»).

Практически реализация предложенного решения поясняется приведенными ниже параметрами работы и соотношениями используемых регулируемых величин.

А именно: в предложенном способе генерации неиндукционного тороидального затравочного тока и полоидального магнитного поля в токамаке для обеспечения стационарной работы термоядерного реактора дополнительно генерируют неиндукционный тороидальный затравочный ток с использованием частиц, движущихся по потато орбитам в конечной области вблизи магнитной оси. Параметры этой области определены ниже.

Для оценки используем следующие параметры установки ИТЭР:

Большой радиус установки R=6.2 м
Малый радиус установки a=2 м
Напряженность магнитного поля на оси
установки B0=5.3 Тл
Коэффициент запаса устойчивости на оси q=1
Плотность ионов 3Не nHe=1019 м-3
Поперечная энергия ускоренных ионов 3He 1 МэВ
Величина омического тока 15 МА

Радиус области, в которой необходимо производить нагрев ионов

r = 3 2 5 3 A a ς 2 3 ( 1 )

где А=R/а - аспектное отношение, ς = 2 q ρ i R ρi - ларморовский радиус иона.

Для ИТЕР r/a=0.114. Ширина полосы ионно-циклотронных частот генерации

f = f 0 ( 1 ± ε ) = f 0 ( 1 ± 0.04 ) ( 2 )

где ε = r R .

Расчеты показывают, что предлагаемый метод позволяет создать вблизи оси установки ИТЕР неиндукционный тороидальный затравочный ток величиной 1 МА, т.е. ток, максимальная величина которого составляет 6.7% от величины омического тока, что более чем в 10 раз превышает величину неиндукционного тока, создаваемого известным способом.

1. Способ генерации неиндукционного тороидального затравочного тока при стационарной работе термоядерного реактора, включающий введение в формируемую в вакуумной камере реактора плазму излучения на ионно-циклотронной частоте и высокочастотный нагрев ионов, движущихся по потато орбитам, проходящим вблизи магнитной оси токамака, отличающийся тем, что дополнительно в плазму вводят ионы 3He, высокочастотный нагрев которых производят посредством широкополосного (Δf=±0.04f0) излучения генератора ионной циклотронной частоты, причем нагрев осуществляют в области с радиусом до вблизи магнитной оси установки, где: A=R/a - аспектное отношение, ρi - ларморовскии радиус иона, q - коэффициент запаса устойчивости, R и a - большой и малый радиусы токамака.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при формировании плазмы вакуумную камеру реактора заполняют смесью дейтерия, трития, а ионы 3He добавляют в количестве от 1 до 5% относительно количества ионов основной плазмы.



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к средствам для осуществления термоядерного синтеза. Заявленное устройство включает замкнутую кольцевую (тороидальную) полость, где обеспечивается непрерывное взаимодействие встречных потоков ускоренных частиц и ионов.

Изобретение относится к катализаторам сжигания водорода. Описан катализатор сжигания водорода, включающий каталитически активный металл, нанесенный на носитель катализатора, образованный неорганическим оксидом, при этом носитель включает органический силан по меньшей мере с одной алкильной группой из трех или менее атомов углерода, путем замещения присоединенной к концу каждой из определенной части или ко всем гидроксильным группам на поверхности носителя; и каталитически активный металл нанесен на носитель катализатора, включающий присоединенный к нему органический силан.

Изобретение относится к области термоядерного синтеза. .

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в системах для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора.

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в системах для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора.

Изобретение относится к области термоядерной энергетики и может быть использовано при разработке и создании станций теплоснабжения и электростанций, использующих термоядерную энергию.

Изобретение относится к области управляемого синтеза и может быть применено в защитной части модуля бланкета термоядерного реактора. .

Изобретение относится к композициям, необратимо аккумулирующим газообразный водород, и может быть использована, например, для улавливания водорода, освобождаемого при радиолизе в блоках радиоактивных отходов.

Изобретение относится к конструкциям мишеней для получения термоядерных реакций в реакторах для ядерного синтеза. .

Изобретение относится к способам аварийного энергообеспечения собственных нужд АЭС. При полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции в течение времени, необходимого для восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции. Дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, пароводородный перегреватель соединен с системой для получения водорода и кислорода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС. Техническим результатом является обеспечение электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании, с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора и парогазовой установки, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. 1 ил.

Заявленная группа изобретений относится к средствам для исследований протекания реакций ядерного синтеза с участием ядер изотопов водорода. В заявленном изобретении предусмотрено образование металлического кристаллического тела (МКТ) его конденсацией из паров металла, внедрение в МКТ атомов изотопов водорода так, чтобы хотя бы часть атомов с ядрами водорода оказывалась на наименьшем возможном расстоянии друг от друга. При этом внедрение атомов изотопов водорода осуществляется одновременно с образованием самого МКТ конденсацией паров металла в среде газообразных изотопов водорода, а также слиянием металлических микрокристаллов, полученных конденсацией паров металла в среде газообразных изотопов водорода и их отжигом в среде газообразных изотопов водорода. Заявленное устройство содержит следующие узлы, соединенные газопроводящим трубопроводом с вентилями: источник газообразных изотопов водорода; реактор с возможностью испарения металла и конденсации паров металла в МКТ в среде газообразных изотопов водорода, средство регулирования давления газовой среды в источнике газообразных изотопов водорода и в реакторе; средства контроля давления данной газовой среды, а также средства регистрации продуктов ядерных реакций. Техническим результатом является создание условий для повышения интенсивности протекания ядерных реакций. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области энергетики. В заявленном способе предусмотрено осуществление ядерной или термоядерной реакции путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе, при этом энергия взрыва превышает энергию теплоты для расплавления металлического тела, а теплота, образующаяся в теле от взрыва, утилизируется через прочный корпус. При этом по мере остывания тела взрывы в нем периодически повторяются, и каждый следующий взрыв осуществляется в этом теле после перехода его в твердое состояние. Энергия взрыва заряда может быть достаточна для превращения расплава тела в пар. Техническим результатом является возможность оптимизации габаритов используемого устройства. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается получения энергии за счет управляемой реакции синтеза легких ядер в высокотемпературной плазме с помощью установки типа «токамак». Реактор содержит тороидальную камеру с ядерным топливом, питающий генератор СВЧ, магнитные катушки, бланкет, защиту, систему подачи топлива и другие элементы. Для повышения стабильности плазменного шнура и времени его удержания при холодной настройке вдоль оси тороида устанавливают замкнутый проводник, который может быть выполненным из лития-6. Благодаря проводнику тороидальная камера для поля СВЧ становится коаксиальным резонатором с ТЕМ00n-типом колебаний. При повышении мощности СВЧ-генератора проводник испаряется, на его месте образуется плазменный шнур, не меняющий типа колебаний. Техническим результатом является возможность избежать срыва начавшейся термоядерной реакции. 1 ил.

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Устройство для контроля нарабатываемого трития содержит цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, выполненный из малоактивируемого материала, в котором расположены с чередованием между собой капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом. Капсулы выполнены из малоактивируемого материала и закрыты крышками из малоактивируемого материала. Капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом. Крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы. Крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера. Техническим результатом является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития за счет уменьшения объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем. 1 ил.

Заявленное изобретение относится к области энергетических установок типа токомак и может быть использовано при создании и проектировании магнитных термоядерных установок с активной зоной в виде тора. В заявленном термоядерном реакторе активная зона выполнена в виде вихревого тора, при этом система охлаждения выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны. Часть магнитных ловушек размещена между витками вихревого тора. Техническим результатом является увеличение объема активной зоны, увеличение площади теплообмена, возможность создания условий для более эффективной стабилизации плазмы и предотвращения касания плазмы стенок активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области энергетики, в частности термоядерным взрывным устройствам. Термоядерное взрывное устройство (2), выполненное из металла, включает размещенную внутри него капсулу (1) из дейтерия или смеси дейтерия и трития и любого иного термоядерного топлива. При этом в общей конструкции термоядерного взрывного устройства имеется прямолинейный канал (3), проходящий через капсулу, в который по каналам (4) и (5) направляются предварительно ускоренные ядра дейтерия и трития, взаимодействие которых далее предусмотрено в капсуле. Прямолинейный канал может быть не сквозным через капсулу, имея в центре ее перегородку из материала самой капсулы. Техническим результатом является возможность оптимизации габаритов взрывного устройства. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления ядерных реакций. Заявленный способ характеризуется тем, что каналируемые ядерные частицы, ионы или излучения при каналировании фокусируются в определенном месте канала в кристаллической решетке фазы внедрения, нанотрубках или за их пределами. При этом в фазах внедрения или подобранных эндоэдральных структурах внедренные атомы также занимают эти же области в результате процессов адсорбции на выходе каналов, диффузии по каналам или предварительной имплантации в каналы. В случае предварительной имплантации в каналы имплантируемое ядро должно обладать некоторой энергией Е1, достаточной для того, чтобы после остановки попасть в место, где по условиям фокусировки пройдет следующее ядро с более высокой энергией. Следующее ядро, входящее в тот же канал с энергией Е2, превышающей энергию Е1 на величину большую, чем порог ядерной реакции, должно достигнуть точки, в которой остановилось первое ядро, с энергией, равной или большей порога ядерной реакции. Используемое в способе устройство мишени для нейтронной трубки включает закрепленную в корпусе (1) охлаждаемую мишень, имеющей слоистую конструкцию, в которой на охлаждаемой монокристаллической подложке (2) под тонким слоем монокристаллического палладия (4) располагается слой дейтерида лития-шесть (3); мишень бомбардируется ядрами трития. Техническим результатом является создание условий для повышения эффективности ядерных реакций. 2 табл., 7 ил.

Изобретение относится к способу осуществления управляемого термоядерного синтеза. Способ включает периодическое взрывание термоядерного взрывного устройства внутри реактора в виде прочного корпуса (1), в котором имеется вода (2), превращаемая в пар, используемый для потребных нужд, и отличается тем, что прочный корпус заполняется водой, которая при любом ее агрегатном состоянии остается должное время в пределах внутреннего пространства прочного корпуса, через который производится отбор утилизируемой теплоты, аккумулированной внутри этого корпуса. Способ реализуется в n-м количестве реакторов, взрывание термоядерного взрывного устройства (3) в которых производится в требуемой последовательности и в которых может быть разный тип реакции термоядерного синтеза. Периодически частично или полностью вода в реакторах заменяется новой водой, а удаленная вода из реакторов, где возникало нейтронное излучение в процессе взрыва термоядерного взрывного устройства либо происходило насыщение воды тритием, используется для выделения из нее компонентов, пригодных для реакции термоядерного синтеза. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования полученной энергии и возможность возобновления ресурсов топлива за счет получения трития. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к средствам управляемого ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и может быть использовано в термоядерных реакторах для защиты стенок. В заявленном способе предусмотрена организация потоков жидкого металла в тех местах первой стенки, на которые ожидаются наибольшие потоки высокоэнергетичных альфа-частиц, возникающих в результате синтеза. При этом для защиты первой стенки может использоваться литий как наиболее легкий из тугоплавких материалов. Толщина литиевого покрытия должна обеспечивать поглощение быстрых альфа-частиц в жидкой фазе материала, которое не будет приводить к его структурным изменениям. Слой жидкого рабочего металла создают путем инжекции в плазму частиц рабочего металла в жидком и/или твердом состоянии. Толщину упомянутого слоя выбирают больше глубины проникновения альфа-частиц с энергией не более 4 МэВ. Температуру поверхности первой стенки реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием поддерживают выше температуры плавления рабочего металла и ниже температуры его кипения. Техническим результатом является увеличение времени непрерывной работы реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы путем повышения износостойкости материалов первой стенки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх