Исследование термоядерных D-3 He-топливных циклов с наработкой гелия-3

• Автор: Чирков, Алексей Юрьевич
• Шифр специальности: 01.04.14
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2001
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 159 с. : ил

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ТЕРМОЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ И ПРОБЛЕМА

МАЛОРАДИОАКТИВНОГО СИНТЕЗА

1.1. Термоядерные реакции и топливные циклы для УТС

1.2. Состояние исследований топливных циклов термоядерных реакторов

1.3. Критерии эффективности термоядерных циклов

1.4. Постановка задачи исследования 20 ГЛАВА 2. ПАРАМЕТРИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ПРОИЗВОДСТВА

ЭНЕРГИИ В ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЕ

2.1. Радиоактивность дейтериевых циклов
2.2. Радиационные потери
2.3. Зажигание и горение
2.4. Предельная эффективность протонных циклов
2.5. Малорадиоактивный цикл П-3Не с наработкой 3Не
2.6. Выводы по главе 2
ГЛАВА 3. КИНЕТИКА ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЫ
3.1. Кинетическая модель термоядерной плазмы
3.2. Исследование уравнения Фоккера-Планка для продуктов
и его приближенные аналитические решения
3.3. Численное решение уравнений Фоккера-Планка и анализ кинетики термоядерных продуктов в
амбиполярном реакторе

ГЛАВА 4. БАЛАНС МОЩНОСТЕЙ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЫ В
МАГНИТНЫХ СИСТЕМАХ
4.1. Амбиполярный реактор
4.2. Реактор на основе магнитной конфигурации с
обращенным полем
4.3. Предельные параметры токамаков на
альтернативном топливе
4.4. Анализ аномального переноса в амбиполярной
ловушке и БЯС
4.5. Выводы по главе 4
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
Управляемый термоядерный синтез (УТС) [1] является одним и наиболее важных социально, экономически и экологически приемлемым перспективным источником энергии для обеспечения будущих глобальных потребностей человечества. Эксперименты на современных установках магнитного удержания плазмы вплотную приблизились к условиям реализации термоядерного горения Б-Т-топлива, а работы в направлении использования УТС для производства энергии в настоящий момент находятся на пороге создания опытного термоядерного реактора с Б-Т-циклом. Наиболее эффективным альтернативным топливом, которое обеспечивает необходимый положительный энергетический выход термоядерного реактора, наряду с традиционной равнокомпонентной смесью дейтерия Б и трития Т является смесь дейтерия и легкого гелия 3Не [2, 3].
Использование Б-Т-топлива в будущих термоядерных реакторах может оказаться крайне проблематичным в связи с тем, что в Б-Т-реакторе мощные потоки быстрых нейтронов (энергия нейтрона равна 14.1 МэВ) из плазмы на элементы конструкций приводят к быстрой (5-6 лет) потере прочности конструкционных материалов и высокому уровню их наведенной радиоактивности. Эти факторы обуславливают недопустимо высокую для коммерческого реактора стоимость производства энергии и оставляют открытой проблему захоронения радиоактивных материалов.
Важнейшим преимуществом Б-’Не-топлива является то, что нейтронный поток и уровень энергий нейтронов во много раз ниже по сравнению с Б-Т-реактором равной мощности. Одним из весьма серьезных препятствий на пути к созданию малорадиоактивной Б-3Не-термоядерной энергетики является отсутствие промышленных запасов 3Не на Земле. Поэтому в Висконсинском университете (США) была разработана концепция добычи в необходимых масштабах 3Не из лунного грунта [4].
Г, кеУ Г, кеУ
Т, кеУ

Рис. 2.8. Относительная величина радиационных потерь для 0-3Не-цикла при я3не~яо, Те=Т{=Т, р5=0.8 и различных значениях величины бета, вакуумного магнитного поля Во и радиуса плазмы а: а - Во=5 Тл, <з=1 м; б - В0=5 Тл, а=4 м; в - Б0=20 Тл, <з=4 м