1ври давления в цароос5разной фазе пренебревимо малы. Сильное магнитное поле не препятствует возникновению центров парообразования в калии.

Для этой конотрукции 1(1ГД-потери давления составляют 0,07 кг/см при тепловыделении на стенках 0,7 МВт/м^ и максимальном магнитном поле 5 Тл.

Исследования магнитного подавления турбулентности в потоке лития показали, что в предполагаемом диапазоне рабочих параметров реакторов на базе токамака шш ЛШ теплопередающие свойства лития могут ухудшаться в 2-10 раз. Такое уменьшение теплопередачи ограничит допустимый диапазон тепловыделения на стенки и толщин первой отенки. Для оценки этих ограничений необходимо провести дополнительные экспериментальные исследования коэффициентов теплопередачи в сильных магнитных полях.

Энерговыделение на первой стенке. Выделение энергии на первой отенке бланкета обусловлено тремя источниками: I) продуктами индуцированных нейтронами реакций и J* -лучами; 2) иелучени-ем плазмы; 3) потоками частиц из плазмы.

Величина индуцированной нейтронами компоненты зависит от конструкции бланкета. Толщина первой отенки обычно равна нескольким миллиметрам и индуцированное нейтронами энерговыделение в первой стенке будет, как правило, меньше нескольких Вт/ом при нейтронном потоке через стенку I МВт/м^.

Величина энерговыделения, обусловленная излучением и потоком чаотиц из плазмы, зависит от характеристик плазмы.

В табл.4.3 приведены данные по энерговыделению на первой отенке во время горения плазмы.

Таблица 4.3

Продолжение табл. 4.3

JU jjoaxvAujkj wwww w.w....... ------------ -----

ОЯ потоки чаотиц из плазмы, которые не попадают в прямой преобразователь энергии и теряют овою энергию на участке (примерно 10 %) площади первой отенки. Это енерговыделеяие вызывает локальные тепловые напряжения, которые необходимо учитывать при проектировании конструктивных и теплопередащих элементов бланкета.

В реакторе-токамаке основным источником энерговыделения является излучение плазмы. Тепловые напряжения в первой отенке должны учитываться при конструировании бланкета, хотя величина этих напряжений как на стадии горения, так и на стадии остывания плазмы меньше, чем в реакторе на основе ЛШ.

4,4, Магнитные системы

Термоядерные реакторы должны содержать магнитные системы раз^ного назначения, в задачи которых входят удержание и нагрев плазмы, накопление энергии и управление движением заряженных частиц. Для этих целей требуются сверхпроводящие обметки, работающие как в стационарном, так и в импульсном режимах.

К основным проблемам конструирования магнитных систем для термоядерных реакторов можно отнести следующие:

1) стабилизация больших сверхпроводящих катушек с сильным магнитным полем для того, чтобы не было преждевременной потери оверхпроводимооти под действием поогоянных и переменных магнитных полей;

2) сдерживание механических усилий;

3) защита сверхпроводящей магнитной системы в случае внезапной потери сверхпроводимости;

4) рефрижераторная сиотема;

5) экранировка ог излучений. Раосмсгрик коротко каждую из них.

Стабилизация. Баяшо, чтооы сверхпроводящие магниты имели стабилизацию, препятствующую превдевременной потере сверхпроводимости. Практический интерес представляют два метода стабилизации: криогенная и адиабатическая стабилизация. Принцип криоген-Hofl стабилизации заключается в обеспечении: а) второго низкоомно-го пути для тока, если оверхпроводник приобретает нормальную проводимость, и б) достаточного поверхностного охлакдения для того, чтобы зона нормальней проводимости не распространялась. Эти задачи решаются путем помещения сверхпроводника внутрь матричного материала, представдяицегс собой хороший нормальный проводник (например, медь или алшиний), и обеспечения хорошего контакта мекду проводником л охлавдающим гелием. Если сверхпроводник на локальном участке станет Еорыальнс проводящим, то гок пойдет по матричному материалу, а состветсгвующее дксулево тепло будет-отведено вскипевшим гелием. При этом сверхпроводник вновь остынет до сверхпроводящего состояния и ток перейдет из матрицы обратно в сверхпроводник. Идея адиабатической стабилизации заключается в использовании сверхпроводников е виде нитей, настолько гонких, чтобы любое выделение энергии, вызванное локальными изменениями магнитного поля, сказывалось недостаточным для перевода нити в состояние нормальной проводимости, Б сверхпроводниках, образованных из мнокества таких нитей, погрукенных в матрицу из нормального проводника, нити должны быть скручены так, чтобы каждая иэ них независимо реагировала на изменение магнитного поля. Такое устройство обеспечивает стабильность сверхпроводимости в приоут-огвии импульсных магнитных полей.

Адиабатически стабилизированные магниты допускают большую плотность тока,чем магниты о криогенной стабилизацией; в то же время для последних меньше стоимость изготовления.

Сдерживание механических усилий. Сдерживание усилий и меха-ничеокая конструкция являются главныьт проблемаш магнитных сио-гем с сильными полями; они, по-видш.!ому, будут ограничивающим фактором пр проектировании сверхпроводящих систем для ракторов на ДШ и токамаков. Величины возникающих сил мокно проиллюстр-ровать следующими примерми:

I. В системе обмоток типа инь-ян (пр максшальном поле примерно 16 Тл и рзмерх примерно 10 м) сила, действующая нормально широкому торцу кавдой катушки, рвна примерно 10 кг на метр длЕнк обмотки, что дает обдую силу, действующую на весь тори, около 3*10 кг.

2.В системе тороидального поля репиора-юкамака действуют большие силы,стремящиеся сместить ка;-1дую катушку к

центру тор. Для обмотки, состоящей из 40 катушек кругового сечения с малым диаметром Ими большим радиусом гор 10,5 м, пр максимальном поле 8 Тл рдиальная сила ооотавляет около ю' кг на катушку и около 3,6*10 кг на вою обмотку; пр максимальном поле 15 Тл - 0,5*10 кг на одну катушку и около 1,8 10 кг на всю обметку.

Защита магнитной системы. Энергия, запасенная в системе сверхпроводящих обмоток терсядерного рактор, может достигать 10 Дж (например, ракгор ITER - 4,23100 Дж). Пр нормальном перходном процессе запасенная энергия должна дисоипиро-вагь, не вызывая псврадеяий магнитной сиотемы. Прдпочтигельным способом диссипации запасенной энергии является использование активной нагрузки, вынесенной за прделы крсгенных элемантсн. С помощью активного оопртивления можно диссипирвагь дс 99 % запасенной энергии. Однако даже I % запасенной энергии достаточно, чтобы испарить гелий в дьюарх, что приведет к быстрому большому повышению давления. Такая особенность должна быть прдуомотр-на в конструкции крисстага.

Рефрижераторная система. Энергетическое погрбление рфр-жергорных систем для сверхпроводящих магнитов, удерживающих плазму в ракгорх на ШШ, и в ракгорх на основе токамака (для удержания и упрнления) может изменяться от Ю дс примере 300 кВт тепловой мощнооти в зависимости от типа рактор. Наиболее важными харктеристиками рфржергорных систем являются эффективность (КПД) и капитальные затрты, они спрделяются крогеа-ной темпергурной и мощностью агргага. Расчеты егих харкгерс-тик показывают, что агргаты мощностью I кВт , рбогающие пр темпертур 4-5 К, обеспечивают для ракторов с рфркерто-рными нагрузками около 10 kBt-j. приемлемые рсходы мощности и капитальные затрты. Для ракторов с рефриертсрниани нагрузками около 100 кВт^ трбуегся рзрбогка сверхпрводящих матералов, рботащих пр темпертур около 10 К.

Экранировка ст излучений. Наличие эффектов ядерного нагр-ва и радиационного поврвдения трбует помещения рдиационных экранов мевду воспроизводящим бланкетом и сверхпроводящими обмотками. В зависимости от величины нейтронного потока черз стенку требования к экрану будут опрделяться либо нагрвом, либо рдиа-ционными поврвдениями. Оптимальный выбор материала и формы эк-рна пр заданной нейтронной нагрузке стенки будет опрделяться стоимостью экрна, магнитных обмоток и рфрикерторной системы.

5. МАТЕРШОВВДЧЕСШ ПРОШШ

В этой главе будут рассмотрены основные технологические проблемы, которые следует учитывать при выборе материалов для реакторов синтеза.

5.1. Влияние облучения на металлы и сплавы

Смещения атомов криоталличеокоЯ структуры из их рь-лярных полокений и превращения атомов под действием нейтронов,в частности образование газа при реакциях (.п,оС) zCn.,p), могут привести к вредным изменениям технологических свойств материалов и тем самым ограничить срок службы конотрукционных материалов.

Рассмотрим характеристики опектра нейтронных потоков и явления, вызываемые нейтронами.

На рис.5,1 сравниваются нормированные спектр потока нейтронов на первую стэнку бланкета терлоядерного реактора (а) и спектр в центре активной зоны реактора-бридера (б). Отметим, что около 60 % как потока на первую отенку термоядерного реактора, так и потока в центре активной зоны реактора деления состоит из нейтронов с энергиями, большими 0,3 МэВ. Однако, если около 25 % нейтронного потока на первую отенку представляет собой нейтроны с энергиями, превышающими 10 МэВ, то в реакторе деления нейтронов с такими энергиями очень мало. То еоть спектр потока нейтронов на первую стенку бланкета термоядерного реактора будет гораздо более жесткш.1, чем спектр в реакторе деления. На pic. 5.2 показаны величины абсолютных потоков нейтронов со спектрами, характерными для первой стенки. Интегральный спектр на первой стенке приведен для двух значений нейтронной нагрузки отенки (поток изменяется линейно с нейтронной нагрузкой): I и 10

МВт/м^. Интересующие нао адачения нейтронной нагрузки отенки лежат в пределах 1-4 МВт/м^, При столкновениях с атома-га нейтрон рассеивается шш поглощается, а некоторая часть его энергии передается атому-мишени. В результате атом смещается и смещает другие атош; в некоторых случаях этот процесс необратим. Междоузельные атомы оставляют пуого-гы-ваканоии. Междоузельные агоглы могут собираться в петли, то

Рис,5,1

и

Энергиа нейтронов, Е, МэВ Рис,5.2

9\ О

2 % О

Одномерные раочега переноса излучения дает для толвщны экрана значения 50-100 см. Однако при расчетах экранировки обмоток большое значение будут иметь эффекты проникновения в геометрические неоднородности, поэтому для любой практической конструкции экрана требуются конкретные многомерные расчеты переноса излучения.