Санкт-петербургский Государственный Морской Технический Университет

По теме: Термоядерный реактор.

Выполнил:

Студент:

Группа №

Проверил: Исаков Н.Я.

Санкт-Петербург

2000 г.

План:

1.Введение.

2.Плазма и топливный цикл термоядерного реактора.

3. Физические основы реактора-токамака.

3.1 Условия термоядерного «горения».

3.2 Нагрев плазмы.

3.3 Магнитное удержание.

3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.

3.5 Переход к непрерывному режиму.

4. Инженерные аспекты термоядерного реактора.

4.1 Магнитная система.

4.2 Криогенная система.

4.3 Вакуумная система.

4.4 Система энергопитания.

4.5 Бланкет реактора.

4.6 Тритиевый контур.

4.7 Защита реактора.

4.8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом.

4.9 Система управления.

5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики.

6. Термоядерный синтез «завтра».

7. Вывод.

1. Введение:

Сегодня человечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным образом сжигая нефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены: с учётом роста потребления энергии они могут быть в значительной мере исчерпаны за какие-нибудь 30-50 лет. Кроме того, нефть и газ – это не только топливо, но и ценное сырьё для получения ряда химических продуктов, производства белка и других важных веществ.

Как же развиваться энергетике? Путь оптимального её развития был намечен нашей страной, построившей более 40 лет назад первую АЭС. Именно ускоренное развитие атомной энергетики и является перспективой на будущее.

АЭС сегодняшнего дня используют реакцию деления тяжёлых ядер. Но имеются ещё огромные потенциальные резервы развития в лёгких ядрах, которые могут быть реализованы в реакциях синтеза. Водородная бомба – это демонстрация возможности освобождения такой энергии в форме взрыва чудовищной силы. Но в скором времени физики осуществят управляемый термоядерный синтез (УТС).

Не исключено, что необходимые темпы роста производства энергии в перспективе будет трудно поддерживать, даже «сжигая» во все больших масштабах дешёвый уран и вырабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах плутоний. Кроме того, с развитием ядерной энергетики придётся иметь дело с большими массами радиоактивных отходов и ужесточения требования к радиационной безопасности. Сегодня неясно, как это скажется на экономике ядерной энергетики. УТС же, использующий в качестве на начальном этапе дейтерий и литий, а затем только дейтерий. Может стать поистине не иссекаемым источником энергии, позволяющим резко снизить радиационную опасность.

Последние 40 лет работы по УТС ведутся широким фронтом в различных направлениях. В итоге одним из наиболее перспективных путей решения этой проблемы признана разработка систем с магнитным удержанием плазмы, среди которых токамаки занимают передовые позиции.

Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным и Н.Я. Явлинским, которые, начав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с помощью мощного газового разряда создали нагретый до очень большой температуры газ – высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий основных компонентов установки – ТОроидальная КАмера с МАГнитным полем – и было образованно слово «токамак» (при этом звонкая согласная Г была заменена на глухую К)

--> ЧИТАТЬ ПОЛНОСТЬЮ <--