Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований : Системный анализ

• Автор: Обысов, Николай Александрович
• Шифр специальности: 01.04.08
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2005
• Место защиты: Троицк
• Количество страниц: 131 с. : ил.

Глава I. Методы переработки отработанного ядерного топлива и задачи выбора перспективных материалов, контактирующих с высокотемпературной плазмой (обзор)
§1.1 Переработка отработанного ядерного топлива - одна из ключевых проблем развития ядерной энергетики и роль УТС с магнитным удержанием плазмы в ее решении
§ 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

Глава II. Развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в России

§2.1 Преимущества и проблемы токамаков с малым аспектным отношением А

§2.2 Состояние исследований на современных токамаках с малым аспектным отношением А

§2.3 Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России

§2.4 Проекты сферических токамаков реакторного масштаба

Глава III. Компактный токамак КТМ с А=2 - стенд для материаловедческих исследований

§3.1 Выбор аспектного отношения в токамаке

§3.2 Плазмофизические параметры КТМ

§3.3 Анализ пограничной плазмы (СОЛ) в токамаке КТМ
§3.4 Расчет потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины
§3.5 Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства

§3.6 Управление потоками плазмы в диверторную область токамака
Глава IV Разработка концепции объемного источника нейтронов (ОИН) на базе токамака с А=2 для трансмутации минорных актинидов
§4.1 Основные требования к ОИН для трансмутации и базовые положения
§4.2 Сценарий работы ОИН
§4.3 Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока
§4.4 Концепция бланкета для трансмутации минорных актинидов
Результаты и выводы

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 шестисторонних 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 (ОЯТ) 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
исследование формирования и поддержания диверторных конфигураций.
Для экономии вольт-секунд индуктора при пробое в начальной стадии формирования плазменного шнура в проекте Селена предусмотрено использование ЭЦР-нагрева. Расчеты показали [73], что СВЧ источника мощностью «50кВт достаточно для пробоя газа в камере. Нескольких сотен кВт СВЧ-нагрева достаточно для преодоления радиационного барьера и предварительного нагрева плазмы до температуры ~100эВ.
Центральная колонна
Рис. 6. Токамак Селена.
Из таблицы 3 видно, что увеличение размеров токамака (рис.6) и плазменного тока по расчетам должно привести к увеличению