\ISSN 0202 -3822

Государственный комитет по использованию атомной энергии СССР

SU 8O d?Z3¥S-OZ3SI

В О П Р О С ЫАТОМНОЙ НАУКИИ Т Е Х Н И К И

С е р и я

Термоядерный синтез

I ы п у с к 1 ( 3 )

1979

Государственный комитет по использованию атомной энергии СССР

В О П Р О С ЫАТОМНОЙ НАУКИИ Т Е Х Н И К ИНАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ СБОРНИК

С е р и я

Термоя дерн ы й си нтез

В ы п у с к 1 ( 3 )

М о с к в а - И А Э - 1 9 7 9

УДК 6 2 1 . 0 3 9 . 6

ГЛАВНЫЙ РЕДАКТОР

Е. П. В е л и х о в

РЕДАКЦИОННАЯ КОЛЛЕГИЯ:

В.А. Б у р ц е в , А.В. Г е о р г и е в с к и й , Л. Г. Голубчиков, М.С.Иоффе,

К.Б. К а р т а ш е в (зам. главного редактора), А.Г.Киров, Б. Н. К о л б а с о в (зам.

главного редактора), А.В.Комин, А.В.Лавров, О.С. Павличенко , Н. П. Покрсн

е к а я (отв. секретарь), В.Д. Рютов, К . Н . С т е п а н о в , В.А. Ч у я н о в

СОКРАЩЕНИЯ, ПРИНЯТЫЕ В НАСТОЯЩЕМ ВЫПУСКЕ СБОРНИКА

ВТЛ - вакуумные транспортирующие линииГРК - газоразрядная камераГИТРЭП - гибридный импульсный термоядерный реактор

с релятивистским электронным пучкомГТРТ - гибридный термоядерный реактор-токамакЛП — дуопигатрон

ДТРТ - демонстрационный термоядерный реактор-токамакДФЛ - двойная формирующая линияЖПСБ - жидкая первая стенка и бланкетИБМ - источник без магнитного поляИИ - ионный источникИОС - ионно-оптическая системаИПМ - источник с периферийным магнитным полемИТРЭП - импульсный термоядерный реактор с релятивистским

электронным пучкомПГУ - парогазовая установкаПП - периплазмотрон «РКЛ - реактор с кумулируюшим лайнером ,РКНЛ - реактор с кумулируюшим неиспаряемым лайнеромРЭП _ релятивистский электронны» пучокСАУ . система автоматического управленияСАЭ - система автоматизации экспериментаТИАп - технология нонно-атомных пучковТО - теплообменникТЯЭС _ термоядерная электростанцияУГ - униполярный генераторУТС - управляемый термоядерный синтезв/в - низковольтныйв/в - высоковольтный

Институт атомной энергии мм. И.В. Курчатова, 1978

П Р О Б Л Е М Ы СОЗДАНИЯ И Н Ж Е К Т О Р О В Б Ы С Т Р Ы Х АТОМОВ

Д Л Я Т Е Р М О Я Д Е Р Н Ы Х У С Т А Н О В О К

Н.Н.Семашко, В.А.Ветров, А.Н.Владимиров,Б.П.Максименко, Н.В.Плешивцев.

Рассмотрены требования, предъявляемые к инжекторам мегаваттных пуч- -ков ионов и атомов дейтерия для гибридных и термоядерных установок и ре-акторов ( Т Я Р ) . Приведены основные характеристики современных мощныхионных источников. Источники без внешнего магнитного поля с неохлаждаемоймногощелевой ионно-оптической системой ИБМ-5 и ИБМ-6 позволяют полу-чать пучки ионов водорода с током 3 5 и 1 0 0 А и длительностью до 2 0 мс.Показаны направления создания инжекторов для ТЯР.

При энергиях атомов дейтерия до 2 0 0 кэВ предпочтительна схема ин-жекции с использованием перезарядки положительных ионов. Для энергий ато-мов дейтерия выше 2 0 0 кэВ, видимо, будет применяться схема инжекциис использованием отрицательных ионов дейтерия. Сформулированы основныезадачи, стоящие при разработке инжекторов этих типов.

Рассмотрены инженерно-физические и технологические вопросы созданияинжекторов для ТЯР. Названы технологические процессы и перспективные об-ласти применения интенсивных и мошных пучков ионов и атомов в научных ис-следованиях и промышленной технологии.

В в е д е н и е

В настоящее время в работах по программе УТС идет этап физических исследова-

ний и наметился постепенный переход х качественно новому этапу - этапу инженерно-

технологической проработки как общей схемы термоядерного реактора, так и его от-

дельных систем и узлов. Для прогнозирования развития этого этапа необходимо выя-

вить наиболее существенные экономические характеристики разрабатываемых термоядер-

ных реакторов, что позволит целенаправленно проводить работу по экономической опти-

мизации реакторов. Требуется проанализировать инженерно-технологическую реализуе-

мость различных систем и узлов термоядерных реакторов, выявить степень обеспечен-

ности проектно-конструкторских работ как необходимыми инженерно-физическими дан-

ными, так и соответствующими технологиями. С одной стороны, это позволит еще

на этапе физических исследований поставить задачу получения необходимых данных,

а с другой стороны, даст возможность обоснованно сформулировать требования к про-

мышленности.

Сейчас достаточно развитыми являются исследования и разработки, основанные

на установках типа "токамак". Полученные параметры плазмы в принципе уже позволяют

осуществить гибридный термоядерный реактор-токамак (ГТРТ), но его экономическая

конкурентоспособность по сравнению, например, с быстрыми бридерами будущего еще

не ясна. Поэтому поиски оптимального варианта ГТРТ одновременно с созданием реаль-

но работающих прототипов могут решить вопрос о жизнеспособности реакторов этого ти-

па в обозримом будущем.

Метод джоулева нагрева плазмы недостаточен для получения плазмы с термоядер-

ными параметрами. Для этого необходимо комбинировать метод джоулева нагрева с ме-

тодами дополнительного нагрева, одним из которых является инжекция интенсивных пуч-

ков быстрых атомов в токамак. Так, например, при инжекции ft токамак Т - 1 1 пучка

атомов дейтерия мощностью 3 0 0 кВт, сравнимой с мощностью джоулева нагрева, ионная

температура возросла с 2 0 0 до 5 2 0 эВ [ 1 ] . На установке РыТ достигнута темпера-

тура " 6 кэВ. Значительна роль инжекторов и для открытых ловушек. В опытах на уста-

новке 2X1 IB при инжекции быстрых атомов с эквивалентным током до 6 0 0 экв. А14 —з

и энергией 2 0 кэВ получена плазма с плотностью 2.10 см и ионной температурой

13 кэВ [ 2 J . Таким образом, инжекция быстрых атомов является эффективным методом

нагрева ионной компоненты плазмы. В настоящее время практически во всех рассматри-

ваемых схемах реакторов на основе токамаков и открытых ловушек имеется инжектор,

причем его стоимость составляет заметную часть от стоимости реактора. По американ-

ским оценкам, стоимость системы инжекции с использованием положительных ионов со-

ставляет 0 , 4 - 2 , 5 дол./(Вт.Н ).

Цель настоящей работы - анализ инженерно-технологической реализуемости инжек-

тора для термоядерного реактора: рассмотрение вопросов обеспеченности проектно-кон-

структорских работ инженерно-физическими данными, а процесса изготовления инжектора -

соответствующими технологиями; анализ технологических возможностей промышленного

выпуска инжекторов; рассмотрение различных вариантов организации технологической

кооперации проектных и промышленных предприятий для выпуска инжекторов. Объем ис-

ходных данных для технико-экономических расчетов инжектора как составной части тер-

моядерного реактора с использованием системных требований определен А. Н. Карховым £з].

Интересно также рассмотреть перспективы использования разрабатываемых ионных

источников и инжекторов для других областей науки и техники, что безусловно будет

способствовать окупанию значительных затрат на их дальнейшую разработку.

Излагаемый ниже материал в основном базируется на разработках инжекторов и их

элементов, проводимых в ИАЭ им. И. В. Курчатова.

I. ТРЕБОВАНИЯ К ИНЖЕКТОРАМ ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНЫХУСТАНОВОК И ОСНОВНЫЕ ТИПЫ ИНЖЕКТОРОВ

Н а з н а ч е н и е и н ж е к т о р о в б ы с т р ы х а т о м о в

Инжекторы в термоядерных реакторах могут использоваться для:

- догрева 'теплой* плазмы до термоядерных температур в реакторах-токамаках;

- осуществления термоядерной реакции при взаимодействии плазма - пучок;

- создания высокотемпературной плазмы в реакторах на основе открытой ловушки;

- ввода топлива в область горения термоядерной реакции.

В последние годы экспериментальное подтверждение возможности использования

инжекторов в токамаках повлияло на идеологию разрабатываемых реакторов-токамаков.

По длительности инжекпии нейтралов проекты реакторов-токамаков стали делить на ре-

акторы с зажиганием и с непрерывной инжекцией. В первом случае инжекцкя атомов слу-

жит только для поджига термоядерной реакции, а дальнейшее горение поддерживается

за счет энергии альфа-частиц. Во втором случае протекание термоядерной реакции обес-

печивается непрерывным подводом мощности пучками нейтралов или ионов.

В свою очередь реакторы с непрерывной инжекцией по режиму работы можно раз-

делить на три основных типа: реактор с непрерывным нагревом максвелловской плазмы

пучком быстрых частиц; двухкомпонентный реактор-токамак; реактор с инжекцией направ-

ленных потоков быстрых ионов.

Следует заметить, что перечисленные режимы работы реактора-токамака могут пе-

реходить один в другой при изменении одного или двух параметров. Например, по мере

увеличения параметра удержания плазмы будет уменьшаться мощность Р , требуемая

Таблица 1

Параметры инжекторов реакторов-токамаков

Параметр

<пеуа,Р,Е,

1°, экв

Чины

см

с зажиганием

-2 16СМ 7*3.10МВт

кэВ

. А

%

с

100-300

>300

>300

5 0

2

Реактор-токамак

с непрерывнымнагревомплазмы

•95.10 1 3

2.10 1 6

50-100

>300

100-300

7 0

Стационарный

>др-ухкомпонентный

>3.101 3 -

ю 1 6

150-400

150-250

300-2000

6 5

Стационарный

с потокомбыстрыхионов

>зло 1 2

(2-5). 10 1 5

10-100

50-100

150-1000

5 0

Стационарный I

для поддержания термоядерной температуры плазмы. Режим двухкомпонентного токамака

перейдет в режим токамака с нагревом плазмы, а затем в режим с зажиганием.

Требования к инжекторам реакторов-токамаков приведены в табл. 1.

Для исследовательских установок ближайших лет потребуется инжекция атомов водо-

рода или дейтерия с мощностями в пучке Р- 1 0 f 2 0 МВт при энергии частип

£ = 40 ; 80; 1 2 0 кэВ и длительности импульсов до нескольких секунд (табл. 2)

Таблица 2

Основные характеристики мощных систем инжекции крупных установок

Назва-ние ус-тановки

Мощность,

МВт

Энергия,

кэВ

Числоинжек-торов

Число ИИв инжек-торе, шт.

ТокодногоИИ, А

Длительностьимпульса,

с

Тип

ИИ

TFRPLTPDXD-iiiTFT/?

MFTFMFTF

SITET-15

JT-60JETTETR

4

4

10

2 0

2 0

2 4

18

1

4,5

2 0

2 5

1 5 0

3 0

4 0

4 0

8 0

1 2 0

2 0

8 0

3 0

40; 80

7 5

80; 160

1 5 0

2

4

6

6

4 - 6

1

1

2

2

14

1 2

5

1

1

2

3

2 4

2 4

2

3

2

7

14

6 0

8 0

7 0

7 0

8 0

8 0

3 0

3 5

3 5

5 3

0,05

0,3

0,3

0,5

0,5

0,01

0,5

0,1

1.5

До 10

1-10

6 0

ПП

ДП

ДП

ИБМ

ИБМ

ИБМ

ИБМ

ИПМ

ИБМ

ДП

ИБМ

ДП - дуопигатрон, ИПМ - источник с периферийным магнитным полем, ПП - периплазмотрон.

В установках следующего поколения потребуются мощности инжекции масштаба 1 0 0 МВт.

Энергия инжектируемых частиц превысит 2 0 0 кэВ. В этих инжекторах энергетический

иметь определяющее значение.

П р и н ц и п ы и с х е м ы п о с т р о е н и я с и с т е м и н ж е к ц и и

Существует два основных принципа построения систем инжекции для термоядерных

установок.

Конструктивный (модульный) принцип. Термоядерная установка по кон-

структивным соображениям позволяет вводить пучки атомов в определенных и довольно

узких зонах, ограниченных катушками магнитного поля. Ограниченное сечение входных

апертур и лимитированные значения плотности тока вводимого пучка приводят х необхо-

димости размещения около установки нескольких модульных инжекторов (рис. 1), обес-

печивающих мощность Р . Модульный инжектор состоит из нескольких (2-4) модульных

ионных источников, каждый из которых рассчитан на получение 35-100-амперного ион-

ного тока.

Инжекторы

Шжеюпоры

Инжектор(1-4ионныхисточника)

'инжектор

шжекционная! зона

Рис. 1. Схема системы инжек-ции быстрых атомов для уста-

новок типа "токамак*

20 50 Щ 200

Энергия, кэВ/дейтон

500 1000

Рис. 2. Зависимость энергетической эффек-тивности перезарядки положительных и от-рицательных ионов дейтерия от их энергии

Такой модульный принцип построения системы инжекции позволяет:

-выбрать оптимизированные конструктивные размеры ионного источника и инжектора;

-определить оптимальные мощности систем электрического питания;

-обеспечить надежную электронную защиту источников от электрических пробоев;

-обеспечить замену и ремонт выработавших ресурс источников и других элементов

инжектора, не нарушая работу всей системы и реактора.

П р и н ц и п э н е р г е т и ч е с к о й э ф ф е к т и в н о с т и . Достижение возможно более

высокого энергетического КПД инжектора является важной задачей. Для термоядерных

реакторов энергия инжектируемых атомов Е изменяется от 2 0 кэВ до 1-4 МэВ. Если

для получения нейтралов использовать перезарядку положительных ионов на газовой ми-

шени, то энергетическая эффективность этого процесса падает с увеличением энергии

(рис. 2 ) . Поэтому существует две принципиальные схемы построения инжекторов. Полу-

чение атомов В с энергиями до 2 0 0 кэВ основывается на схеме с использованием поло-

жительных ионов. Здесь возможно повышение эффективности за счет рекуперации энергии не-

перезарядившихся ионов (рис.3) . Получение атомов дейтерия с энергией выше 2 0 0 кэВ

основывается на схеме инжектора с использованием отрицательных ионов (рис. 4 ) .

Одна из принципиальных схем инжектора с использованием положительных ионов

представлена на рис. 5. Число ионных источников определяется величиной тока, навле-

каемого ионного пучка, эффективностью перезарядки, требуемой мощностью инжектора.

Магнитный сепаратор служит для отделения компоненты D л от J) о и 7) ; компо-+ +

ненты D „ и J) о попадают в рекуператор, работающий с эффективностью £ , ; ком-понента D ~ ускоряется до начальной энергии £Q и попадает в нейтрализатор, где

происходит перезарядка ионов на газе. Отклоняющий магнит направляет неперезарядив-

шиеся ионы Б рекуператор, иногда непосредственно на тракте располагается пролетный

рекуператор.

(О

0.8

0.6

сЗ ОМ

он

OJB

50 ЮО 60 200 aoa too 6oo воо юсо

Рис. 3. Энергетическая эффектив-ность перезарядки пучка положи-тельных ионов дейтерия, состоя-щего из 75% D\ И 25% i>2 отэнергии атома при рекуперацииэнергии нелерезарядившихся ио-нов с различной эффективностью

рекуперации

Рис. 4. Энергетическая эффективность двухтипов инжекторов: с использованием положи-тельных ионов (1 - без рекуперации энергииионов, 2 - е использованием рекуператорас эффективностью 0,3) и с использованием

отрицательных ионов (3)

Чаще рассматривается упрощенная схема инжектора. Ионный источник создает, фор-

мирует и ускоряет пучок ионов с номинальной энергией EQ . Нейтрализатор располага-

ется непосредственно около источника. После нейтрализатора пучок атсмов направляется

в реактор, а неперезарядившиеся ионы отклоняются магнитом. Наличие в первичном пуч-

ке молекулярных ионов приводит после диссоциации их в нейтрализаторе к образованию

атомов с энергиями EQ/2., £Q /3 и др. Инжекция атомов с пониженной энергией

нежелательна по ряду причин, поэтому рассматриваются методы повышения атомарной

компоненты ионного пучка.

В качестве модуля ионного источника принимается источник без внешнего магнит-

ного поля (ИБМ), рассчитанный на получение пучка ионов дейтерия с током до 100 А

Мвгнит-cennpatnop

Рекуператор

Рис. 5. Принципиальная схема инжектора с использова-нием положительных ионов

8

при энергии до 2 0 0 кэВ. Извлечение ионов из плазмы газового разряда осуществляется

с помощью четырехэлектродной многощелевой ионно-оптической системы (ИОС) с двумя

ускоряющими промежутками. Компонентный состав извлекаемого пучка: 75% D ,

15% D и 10% D . Мощность, потребляемая разрядом, составляет 2% от мощности

пучка при энергии 4 0 кэВ. Газовый КПД ионного источника около 30%.

Нейтрализатор представляет собой трубу, пристыкованную непосредственно к каж-

дому ионному источнику. Длина трубы примерно 1,5 м и выбирается из условия обеспе-

чения толщины перезарядной мишени •>* 10 см . Высокой энергетической эффективно-

сти инжектора можно достигнуть при разработках надежных систем рекуперации энергии

пучков ионов. Анализируются несколько систем рекуперации энергии. Основная тенденция -

статическое торможение пучка ионов на основном тракте без магнитного отклонения.

Магнитная система такамака

Вануимнаа камера тахамат.

Ппаьма тонамамаиа

lOrrmaoutHOUiuu магнит

Приемник ионоб

\

Вдкуумнаа номера инжектора

UiO/iamopБьюпсодеистёунзшав заспонна /Подвижный приемник атомаё

источник

пзотные зноаныНоиопанепи

Рис. 6. Схема инжектора токамака Т-15, состоящего из трех модульных источниковионов ИБМ-5С

Отнаоняющиймагнит

Магнитныйсепаратор^

J

Магнитный"сепаратор

L.

Рис. 7. Принципиальная схемаинжектора быстрых атомов с ис-пользованием отрицательныхионов дейтеркя: I - ИИ с пере-зарядкой положительных ионов;II - ИИ с непосредственным из-влечением отрицательных ионов

из плазмы

I

Рис. 8. Схема инжектора с исполь-зованием отрицательных ионов дей-терия: I - ионный источник; 2 -перезарядная мишень; 3 - систе-ма доускорения отрицательныхионов; 4 - отклоняющий магнит;5 - приемник потоков атомов; 6 -криопанели вакуумной откачки; 7 -мишень обдирки отрицательныхионов; 8 - второй отклоняющиймагнит; 9 - токоприемник заря-женных частиц; 10 - вводимый

пучок атомов

Рекуператор энергии ионов пролетного типа располагается после нейтрализатора

и в простейшем виде представляет собой коллектор, находящийся под потенциалом,

на 15% более низким, чем потенциал, соответствующий энергии основной компоненты

пучка. Такой рекуператор обеспечивает возврат энергии ионов только основной компонен-

ты пучка, и его КПД достигает 60%.

В качестве иллюстрации на рис. 6 приведена схема инжектора токамака Т - 1 5 , со-

стоящего из трех модульных источников ИБМ-5С. Каждый из них генерирует ток ионов

водорода 3 5 А при энергии до 8 0 кэВ.

Достоинство схем получения нейтралов с использованием перезарядки положитель-

ных ионов заключается в достаточно хорошо развитой технологии создания ионных источ-

ников и перезарядной мишени.

Недостатки ее заключаются в низком энергетическом КПД при высоких энергиях

ионов дейтерия и в образовании атомов с пониженной энергией в результате диссоциации

молекулярных ионов.

Принципиальная схема инжектора нейтралов с использованием процесса "обдирки"

отрицательных ионов показана на рис. 7. Здесь представлен инжектор, рассчитанный

на получение атомов с энергией свыше 2 0 0 кэВ.

Возможны два типа источника отрицательных ионов: источник положительных ионов

низкой энергии и затем перезарядная мишень для преобразования положительных ионов

в отрицательные; источник с непосредственным извлечением отрицательных ионов из плаз-

мы. Далее следуют элементы: ступени доускорения отрицательных ионов; мишени для "об-

дирки* отрицательных ионов и образования быстрых атомов; системы рекуперации заря-

женных компонент пучка; приемники пучков.

Поскольку сечение образования быстрых атомов из отрицательных ионов слабо зави-

сит от энергии (см. рис. 2 ) , то эффективность этой схемы инжектора при энергиях вы-

ше 2 0 0 кэВ будет более высокой, чем первой схемы с использованием только положи—

ал

ах

ю08

06

ОМ

02

во ил гио то гчо

Рис. 9. Зависимость энергетической эффективности системы инжекциис использованием положительных и отрицательных ионов от энергииатомов дейтерия: а - при применении двух систем рекуперации энер-гии положительных ионов и натриевой перезарядной мишени; б - приприменении натриевой или цеэиевой мишеней и при наличии системрекуперации энергии или без них; £.f = 40%, £г = 85%;

<*, = ег = о1 1

тельных ионов (см. рис. Л). Одна из возможных конструктивных схем инжектора с ис-

пользованием отрицательных ионов показана на рис. 8.

Достоинство схемы с использованием отрицательных ионов дейтерия заключается

в высоком энергетическом КПД в широком диапазоне энергий ионов и атомов, в том

числе и при очень высоких энергиях. К числу недостатков необходимо отнести низкую

газовую эффективность и высокую "цену" ионов, нерешенную проблему ускорения интен-

сивных пучков отрицательных ионов до высоких энергий, а также высокую стоимость кон-

струкции инжектора.

Достоинствами системы рекуперации энергии ионов являются повышение энергети-

ческого КПД инжекторов, работающих по обеим схемам (рис. 9 ) , и уменьшение плотно-

сти мощности на токоприемники. Недостатки этой системы: отсутствие технических раз-

работок, проблема откачки больших потоков нейтрализовавшихся частиц вблизи ионных

источников, циркуляция больших ионных токов.

И о н н ы е и с т о ч н и к и

Анализ существующих и проектируемых систем инжекшш для крупных термоядерных

установок позволяет сформулировать основные требования к ионным источникам:о

1) плотность тока эмиссии ионов дейтерия должна составлять более 0,2 А/см ;

2) газовая эффективность ионного источника должна превышать 50%;

3) пучок ионов дейтерия должен содержать примерно ЭО% атомарных ионов;

4) полный ток пучка, извлекаемого из одного модульного источника, должен состав-

лять около 100 А;

5) угол расходимости или сходимости огибающей пучка не должен превышать 1-2 ;

6) мощность, затрачиваемая на создание ионов в источнике (или энергетическая

эффективность разряда), не должна превышать 1 кВт на ампер извлекаемого тока в пуч-

ке;

7) режим работы - стационарный.

За последние годы был достигнут значительный прогресс в разработке сильноточ-

ных ионных источников. Современное состояние разработок ионных источников для термо-

ядерных исследований видно из табл. 3. Многие полученные параметры в ионных источ-

никах удовлетворяют вышеупомянутые требования или близки к ним. Главная задача сей-

час - переход от импульсного режима работы к стационарному. Кроме того, основными

проблемами при разработке ионных источников являются: дальнейшее повышение газовой

эффективности, получение однокомпонентного пучка, улучшение фокусировки пучка и со-

кращение потерь в ИОС, повышение ресурса работы ионного источника (последнее связа-

но с решением ряда технологических задач - катоды, электроды ИОС и др.), разработка

автоматизированного управления большим количеством модульных источников.

12

Т а б л и ц а 3

Современные сильноточные источники

Тип источника

Дуопигатрон (ДП)Ок-Ридж

JRERI

Периплазмотрон(ПП), Фонтене-о-Роз

Сортчастиц

. ннн

нБез внешнего маг-нитного поля(ИБМ), Беркли Л

ИБМ,ИАЭ им. И. В.Курчатова

С периферийныммагнитным полем(ИПМ), Калэм

ннн

Токпучка,

А

70100*

3 5

3 5

801565*

35100

20

305060*

Энергия,кэВ

4580

7 5

3 0

20120120

252510

302580

Длитель-ность им-пульса, с

0,20,02

0,01

0,020,50,03

0,020,010,3

0,050,010,5

Газоваяэффектив-ность, %

> 5 0

5 0

5 0

5 0

Энергети-ческая эф-фектив-ность,А/кВт

2

2

0,7

2-4

Доля про-тонной компсненты,

8 0

7 0

7 0

7 0

ct стадии разработки.

В системе электрического питания ионных источников основными проблемами являют-

ся формирование импульсов высокого напряжения с крутыми фронтами и стабильной пло-

щадкой, а также защита ИОС от пробоев.

Т р а к т и н ж е к т о р а . В а к у у м н а я о т к а ч х ал О

Эффективность транспортировки потоков ионов и атомов по тракту инжектора зависит

от вакуумных условий. Повышенные требования возникают при транспортировке отрицатель-

ных ионов. Поступление больших потоков газа из ионных источников и необходимость пре-

дельного уменьшения тяжелых примесей, поступающих в термоядерную установку, требуют

развития криогенных средств откачки с большими скоростями. Как правило, вакуумная ка-

мера инжектора разделяется на три зоны для осуществления дифференциальной откачки

и создания условий для эффективной транспортировки пучков. Газ, поступающий из ионного

источника через каналы нейтрализатора, откачивается в зоне 1, тракт потока атомов -

в зоне II, поток газа с токоприемников ионного пучка - в зоне III (см. рис. 6 ) .

13

При современной технологии, пожалуй, единственным экономичным методом, обес-

печивающим необходимую скорость откачки, является криооткачка. Для откачки газа

в инжекторах используются криопанели, охлаждаемые до температуры жидкого гелия

(4,2 К). Криопанели защищаются прозрачными по газу экранами, находящимися при тем-

пературе жидкого азота ( 7 7 К). Удельная скорость откачки криопанели, построенной

по такому принципу, составляет 7-10 ЛZ? /(см .с) .

Для откачки газа, поступающего из одного 100-амперного модуля ионного источ-

ника при условии обеспечения эффективной транспортировки быстрых частиц по тракту

инжектора, требуются скорости откачки ** 10 л/с и, следовательно, *лошади криопане-2

лей 1 0 - 15 м , которые определяют габариты вакуумной камеры и компоновку элемен-

тов тракта пучков в инжекторе.

Обычно инжектор, основанный на цикле положительных ионов, имеет единую с кон-

структивной точки зрения вакуумную камеру, разделенную по вакууму на отсеки лля об-

легчения дифференциальной откачки газа, поступающего из ионных источников и от токо-

приемников или системы рекуперации энергии ионов. Давление в вакуумной камере опре-

деляется геометрией диафрагм, разделяющих отсеки вакуумной камеры, а также скоро-

стью откачки криопанелей.

Инжектор, основанный на цикле отрицательных ионов, будет иметь две или три ва-

куумные камеры, разделенные между собой по вакууму перезарядными парометалличес-

кими мишенями.

Особого внимания заслуживает проблема конструирования атомопроэода - канала,

соединяющего вакуумную камеру инжектора с камерой термоядерной установки. Во вре-

мя импульса здесь наблюдается подъем давления, что приводит к падению мощности ин-

жектируемого пучка. Эта проблема исследуется самым тщательным образом, разрабаты-

ваются методы ее решения путем увеличения скорости откачки, подбора материала сте-

нок канала, его конструкции и т.п.

Существует проблема создания токоприемников пучков ионов и атомов при большой2

удельной их мощности ( 5 - 1 5 кВт/см ). На современном этапе при коротких импульсах

(до 0,5 с) построение токоприемников основано на использовании теплоемкости мате-

риала. Тепло отводится за время пауз между импульсами. Плоскости приемников накло-

нены под небольшими углами к оси пучка, что снижает удельную мощность.4 Диагностика мошных потоков частиц также представляет определенную проблему.

В последнее время основное внимание уделяется бесконтактным методам диагностики

интенсивных пучков - оптическим методам определения положения пучка и измерения

его характеристик: компонентного состава и угловой расходимости. Первое проводится

с помощью фотодиодов, второе - с помощью измерения допплеровского сдвига линий Н,

и пр и по их уширению.

14

С и с т е м а э л е к т р и ч е с к о г о п и т а н и я и н ж е к т о р о в

Одна из основных систем инжектора - система электрического питания, которая

в значительной мере определяет его надежность, коэффициент полезного действия, эксплу-

атационные характеристики, - составляет значительную часть габаритов и стоимости ин-

жектора.

В соответствии с принципом построения всего инжектора система электрического

питания также строится по модульному принципу, причем за модуль системы принимается

питание одного 100-амперного ионного источника и относящегося к нему тракта пучка.

В зависимости от схемы инжектора система электрического питания включает различные

элементы:

для инжектора с энергией до 2 0 0 кэВ (рис. 10) :

- элементы питания ионного источника

низковольтные - для питания катода и разряда,

высоковольтные - для питания электродов ИОС (эмиссионного, первогои второго ускоряющих электродов);

- высоковольтные элементы для питания электродов рекуператора (коллектора

и запирающего электрода);

для инжектора с энергией свыше 2 0 0 кэВ (рис. 11) :

- элементы питания ионного источника (с энергией 5-10 кэВ)

низковольтные - для питания катода и разряда,высоковольтные - для питания электродов ИОС (эмиссионного и ускоря-ющего);

- высоковольтные элементы для питания электродов системы доускорения,

- высоковольтные элементы для питания электродов рекуператора.

Нестабильность питающих напряжений приводит к ухудшению качества работы инжек-

тора, что проявляется в увеличении угла расходимости пучка и, следовательно, уменьше-

нии вводимой мощности.

Особенностью работы ионного источника является необходимость подачи напряжений

на электроды ИОС с крутым фронтом (до 2 0 мке) с согласованным изменением тока

разряда в течение этого времени, быстрого снятия всех напряжений с ИОС и уменьшения

тока разряда при пробое (при ограничении локального выделения энергии на уровне нес-

кольких джоулей).

В зависимости от режима работы всей установки система электрического питания

инжектора может иметь режимы:

- местного управления, при котором осуществляется тренировка и настройка как са-

мой системы, так и элементов инжектора;

- централизованного управления, при котором элементы системы работают в авто-

матическом режиме и производится инжекция пучка в токамак.

15

н

камера

i

Напряма-ние 1-гоУСКОРЯЮЩ

мектрода

Напряже-ние г-гаУСКОРЯЮЩ.глектрода

Напряжет*эмиссионное -злектроуа

источникнапряженияприемника

UOHOt

ЗапирающийэлектроЪ

источникнапряжения

Запирающегоэлектрода

Рис. 10. Система электрического питания инжекторас энергией 100- 200 кэВ

Ионный,источник

Система доускорения

-500кВ

напряже-ния запи-рающегоэпетрода

-250*В

источникускоряющегонапряжения

Рис. 11. Система электрического питания инжектора с энергиейсвыше 200 хэВ

16

Поскольку промежуток времени, в течение которого осуществляется инжекция пучка

в установку, определяется системой электрического питания, то все внешние блокировки,

т.е. от других систем установки и инжектора, осуществляются через систему электричес-

кого питания, а именно, путем снятия высокого напряжения с электродов ИОС ионного

источника.

Устройство синхронизации обеспечивает выдачу управляющих команд, определяющих

временную последовательность работы источников питания.

Передача сигналов управления и измерения с площадок, находящихся под высоким на-

пряжением, на площадки при потенциале земли и обратно осуществляется при помощи све-

товых каналов связи.

Логическую обработку сигналов, формирование управляющих сигналов может осущест-

влять ЭВМ, обслуживающая установку. Индикация оперативной информации производится

на дисплее ЭВМ.

2. И Н Ж Е Н Е Р Н О - Ф И З И Ч Е С К И Е

И Т Е Х Н О Л О Г И Ч Е С К И Е В О П Р О С Ы

О б е с п е ч е н н о с т ь п р о е к т н о - к о н с т р у к т о р с к и х р а б о тн е о б х о д и м ы м и и н ж е н е р н о - ф и з и ч е с к и м и д а н н ы м и

Проектно-конструкторские работы по созданию инжекторов, как следует из табл, 4 ,

в достаточной степени обеспечены отечественным уровнем инженерно-физических прорабо-

ток. Физические принципы работы всех узлов инжектора ясны, а для многих имеются ин-

женерные методики их расчета. Разрабатываются необходимые материалы со специальны-

ми свойствами. На стендах успешно функционируют экспериментальные аналоги основных

узлов инжектора. Системы вакуумной подготовки, низковольтного электрического питания

и автоматического управления в достаточной степени обеспечены промышленным оборудо-

ванием.

Наименее разработанной системой инжектора является рекуператор. Рассматривается

ряд его возможных схем, однако экспериментального образца пока нет. Определенные

трудности стоят на пути создания приемников ионов и атомов, воспринимающих тепловые

потоки с большой удельной плотностью мощности (до 1 0 кВт/см ) и подверженных ин-

тенсивному распылению атомами и ионами и наводороживанию. Предстоит еще немало

сделать по поиску материалов для стационарных вариантов катода и ИОС.

Для инжекторов большой мощности встает проблема создания модуляторов системы

высоковольтного питания. Много работы предстоит по созданию САУ и САЭ.

Необходимо рассмотреть и исследовать:

-водородную хрупкость материалов, из которых будут изготовлены охлаждаемые

электроды ИОС и приемников пучков ионов;

Таблица 4

Обеспеченность проектно-конструкторских работ по инжекторамнеобходимыми инженерно-физическими данными

3 <

иа х

s3ш*X

*

«а

XUl

<лЫЗ) оU3ILhiI*!

«5*tffce

Ф3)ао<n

3

ОСНОВНЫЕ

УЗ/1Ы

5 1

ККТОА

ЯЧ»РЯД

м н е ми

ос

•

1!ИЗ

РО

ДЫ

имя.

СТАЦ

и ил.

СТДЦ

имл.

CTAU.

ОЛЯТОРЫ

МЙГММГ ПОвОРОТНЬЙ

ПЕРЕЗА-РЯДНЫЕ

мишени

СИСТЕМ*АОУСКО-РБНИЯ

ОЭОвЫЕ

лическисПЛАЗМСН

МЫЕэлсктро-

А ЫИЗОЛЯ-ТОРЫ

приемникиАТОМОв И ИОНОВРЕКупСряТоРы

6 A K V УМНЫЕ КАМЕРЫ

Ф/ЬАКУЯМ. НАСОСЫ

УвЛкУУм. НАСОСЫ

ШИ6СРР

^РИОПДНЕЛИ

Я5огные ЭКРАНЫ

КРНОЙГРЕГДТЫ

ВЫПРЯМИ -

тели

трднефор.

МАТОРЫ

М О Д У Л Я -Т О Р Ы

н/вб/в

н/в

В/ Б

<<Ок6

Э&мПЕРИФЕРИЙНЫЕ

Устройств"Э&М

л е ри» Е Р И Й м ы суетройствА

Н А Л И Ч И Е ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧССКИХ Д А Н Н Ы Х

ФйЗИЦ.

ЛРИНЦИПЬ

+

+++

+

+++—+

+ •

+

+

++++

МЕТОДИКИ

РАСЧЕТА

+—

++

+

——•к——

++

++-*-+

++—+—

Спец.МЯТЕРИАЛЫ

+—+++—-++-——-——+++

+++++

++—————

ЭКСПЕРИМ

ОБРАЗЦЬ

+—+++т———-—————++——++

+—+—+—————

Промьнил.

ОБРАЗЦЫ

—

—

—

—

-

—

—

—

-

-

-

—

-

—

—

—

—

-

—

—

-

-

-

—

—

—

—

—

—

—

18

-зависимость коэффициента распыления углеситалла, молибденовых сплавов и вольф-

раморениевых сплавов от энергии ионов дейтерия в диапазоне -2-200 кэВ при различ-

ных углах падения ионов и температурах образцов;

-термоциклическую стойкость ̂ осажденных на молибденовые трубки сложной геямет-

рии слоев вольфрама.

В и д ы м а т е р и а л о в и м а т е р и а л о е м к о с т ьо с н о в н ы х у з л о в и н ж е к т о р о в

Наименования, марки, сортамент и вес материалов, применяемых для изготовления

основных узлов инжектора, а также степень освоения производства этих материалов на-

родным хозяйством представлены в табл. 5. Все материалы, используемые в инжекторе,

можно условно разделить на две группы. К первой группе относятся хорошо освоенные

промышленностью материалы, такие, как сталь 12Х18Н10Т, сталь 10, медь М-1, алю-

миниевый сплав АМЦ. Вес этих материалов составляет 99,8% веса инжектора. Техно-

логия производства и обработки этих материалов детально разработана, а свойства изу-

чены. Что касается второй группы материалов, к которой относятся молибден (проволо-

ка, трубки, круг больших размеров), окись алюминия (крупногабаритные изоляторы),

гексаборид лантана, углеситалл УСБ-15, то, хотя вес этих материалов не превышает

0,2% веса инжектора, они применяются в наиболее ответственных его узлах. Производ-

Т а б л и ц а 5

Виды материалов и материалоемкость основных узлов инжектора

1к

OoHoSrtbteУЗлы

I1Натод

Разряднаяномера

UOC

НейтрализаторМвгниг. поборот

Магнитныйжапюзийный экран

Лриемнимги

Мамера ин#е*т.MPL/OпанелиАзатм. энраны

Наиме-нование

вольфрам

LaStМедь

МЫабЪк

СТА/Н,

СТАЛЬ

Сгяпь/feds

Сгяль

рлюм.сплав

Мар-на

ВЙ—

—

ЧбочУС6-/5ГВ- у

Пхлнт

Сгамю

Сталью

МЧ

Сорта

менг

Acer

КольцаHUTI

краг*>3оо

ТрубкаJHJCTЛист

лист

НРУ*

ЛистЛист

трубы

АМЦАМЦ

Трубки

ЯроиЗ-Sodcmffo

ПРОМЫШЛЕННОЕ

+

4»

+

+++++

Экспери-мент.

+++

Вес,#гО.1

ЗО0,1

at100

2ООО

5006ОО

120002ОО

Ш19

ство большинства этих материалов носит экспериментальный характер, а свойства изу- ;

чены далеко не полностью.

В о з м о ж н о с т ь и с п о л ь з о в а н и я и м е ю щ и х с я т е х н о л о г и й

Габариты основных узлов разрабатываемого инжектора, точность их изготовления,

виды технологической обработки, а также степень освоения промышленностью технологии

их производства показаны в табл. 6. Наиболее крупногабаритным и металлоемким узлом

инжектора является его вакуумная камера. Она изготовляется из листовой стали

12Х18Н10Т путем сварки, технология сварки крупногабаритных вакуумных камер из та-

ких листов промышленностью освоена. Следующий по габаритам узел инжектора - крио-

панели и азотные экраны. Для их изготовления используются специальные профили в ви-

де труб круглого сечения с шевронным оребрением или труб плоскоовального сечения,

выполненных из алюминиевого сплава АМЦ. Экраны и криопанели имеют вид радиаторов,

набранных из множества труб соответствующего сечения и подсоединенных к нижнему

(подводящему) и верхнему (отводящему) коллекторам.

Технология прокатки нужных профилей из АМН налажена и продолжает совершенст-I

воваться, сварка труб из сплава АМЦ также освоена. Однако существуют трудности i

в обеспечении вакуумной плотности и точности изготовления экранов и криопанелей- .

Примерно такие же технологические трудности возникают при изготовлении прием- j

ников атомов и ионов, представляющих собой короба клиновидного профиля, выполняемые \

из множества медных, охлаждаемых водой труб, а также магнитного жалюзийного экра- ';

на, изготовляемого из стали 10. Поворотный магнит с охлаждаемой водой обмоткой,

а также нейтрализатор - тонкостенная труба прямоугольного сечения - несложны в изго-

товлении.

Ионный источник - наиболее сложный по технологии узел инжектора, особую труд-

ность представляет изготовление многоэлектродной ИОС щелевого типа. Это набор

трех или четыр \ электрически изолированных друг от друга плоских решеток с множест-

вом узких поперечных щелей в них. Точное изготовление таких многошелевых электродов

само по себе представляет значительную технологическую трудность. Следует отметить

сложности, связанные с прецизионным изготовлением перемычек ИОС из молибдена или

углеситалла для импульсного варианта, а также изготовлением охлаждаемого варианта

оптики - из множества молибденовых трубочек, объединенных в один блок.

Нелегкой является сборка таких электродов в один блок, гарантирующая строгую

выдержку зазоров между ними и взаимную соосность всех их щелей в рабочих условиях,

тем более что электроды ИОС могут изготовляться из разных материалов и работать

при различных температурах.

Довольно сложными в изготовлении являются высоковольтные изоляторы, представ-

ляющие собой прямоугольные рамки из окиси алюминия. С ростом рабочих напряжений

на электродах проблема их электрической изоляции будет вставать все более остро

в физическом и технологическом аспектах.

Таблица 6

Необходимая технологическая оснащенность производства инжекторов

ОсновныеУЗЛЫ

габа-риты,

мм

Обрабат.материал

ВидОбра-ботки

Нласс

ности

степеньотработНатехнологии

та.

1I

НатоЯВольфрам гибна

, е' за.РазряднаякамЕра 200 *Ш*150 Медь фрезер

С/ОС /60*420*/ Молибден. е. too ясе

нейтрализатор 700*200* W00

магнит, поборот.2500*ВОО*Ш Сталь Ю Фрезермагнитный

жалюэийный экран800*250**000 £талб Ю /hu/ca

Лриемнини Ю0О*ЮО0*500 /feds

piномера инл/еент.3500x2000*3500 Стапы2№НЮ1CSaptxt

криолане/iu 3000*3000* 100 АИЦ

азот, энрамы 3000*5000*100 АМЦ

Изготовление газоразрядной камеры источника, а также прямонакальных катодов

из вольфрамовых "шпилек' для импульсных источников достаточно хорошо освоено. При

производстве катодов косвенного подогрева с эмиттером из гексаборида лантана и на-

гревателем из тугоплавких металлов для стационарных источников определенную труд-

ность представляет обработка гексаборида лантана, поддающегося только электроэрозион-

ному воздействию и шлифовке. В технологии сборки инжекторов нужно отметить такие

операции, как осевая нивелировка тракта инжекции, установка в камеру инжектора пово-

ротного магнита, точная взаимная установка гелиевых криопанелей и азотных экранов,

а также прецизионная юстировка осей ионных пучков.

Как видно из проведенного анализа, производство инжекторов для установок без

тритиевого цикла не требует принципиально новых технологий, а нуждается лишь в даль-

нейшем усовершенствовании уже имеющихся.

Наименее освоено изготовление комплектов узлов инжектора, так как трудно раз-

мешать заказы не предприятиях-изготовителях и собирать инжекторы. Сейчас сборка ве-

дется в весьма стесненных условиях экспериментальных залов, где трудно применить ме-

ханизацию, ускоряющую процесс сборки. Разработка инжектора сейчас заканчивается.

Как правило, изготовляется единственный экземпляр инжектора, стоимость которого

включает в себя все затраты на его разработку. Введение в строй новых термоядерных

установок потребует постоянного увеличения производства элементов инжекторов, перехо-

да от штучного производства х мелкосерийному.

Актуальным является технико-экономическое исследование различных конструктивных

вариантов инж'екторов, исходя из требований минимальности затрат на их сооружение

и эксплуатацию, обеспечения надежности работы я технологичности инжектора £ 5 ^ .

з. П ^ К И Эив^вШ^щщщ и м&:щн$х ЯУЧКОВ ионов и АТОМОВв пррмыОДЁнтай ТЕХНОЛОГИЙ

Н а у ч н о - т е х н и ч е с к и е и т е х н о л о г и ч е с к и е о с н о в ы

За последние 1 0 - 2 0 лет в результате весьма 'многочисленных физических, техни-

ческих и технологических исследований, заложены основы технологии ионно-атомных

пучков (ТЙАТ1):.

Исследования взаимодействия атомных частиц с твердым телом позволили устано-

вить основные закономерности, механизмы % создать Творим, объясняющие такие физи-

ческие явления, как рассеяние ионов ft атомов поверхностью, катодное, распыление, «6н~

но-электронная эмиссия, ионно-фотонная эмиссия, проникновение и внедрение атомных

частиц в твердые тела, радиационные эффекты и разрушения на поверхности и в твердых

телах.

2 2

Одновременно с этими исследованиями велись лабораторные разработки новых тех-

нологических процессов, основанных на применении ионной бомбардировки. Наиболее ши-

рокое практическое применение получило катодное распыление веществ £б - 1 lj . Распы-

лению поддаются твердые вещества, обладающие любой прочностью, твердостью или тем-

пературой плавления. Поэтому процессы ионной очистки поверхностей от загрязнений,

ионного травления всевозможных твердых веществ, ионного кондиционирования, получения

тонких пленок, внедрения ионов в полупроводники, ионного фрезерования и сверления уже

нашли применение в оптической, электровакуумной, электронной, полупроводниковой

и микроэлектронной промышленности [Q-20] . Катодное распыление широко использует-

ся для получения вакуума в ионно-геттерных и магнитных электроразрядных насосах

L16, 17J . Оно начинает внедряться в технологию машиностроения для обработки газо-

вых подшипников Г181, для получения защитных покрытий на стали £ lO J .

Однако вышеуказанные и другие ценные технологические возможности потоков уско-

ренных ионов и атомов (табл. 7) все же используются недостаточно широко. Основные

причины этого заключаются, во-первых, в отсутствии надежных, простых в обращении,

серийно выпускаемых ионных источников и инжекторов пучков ионов и атомов, способ-

ных создавать токи 1 - 1 0 0 А; во-вторых, в отсутствии экономического обоснования

целесообразности использования ТИАП.

Таблица 7

Технические и технологические возможности и перспективныеобласти применения интенсивных и мощных пучков ионов и атомов

п/п

1

Техническиеи технологические процессы

2

Перспективные областиприменения

3

Очистка поверхностейот загрязнений

МикроэлектроникаЛазерная оптикаПрокат листов, проволокиМашиностроениеОптическая промышленностьЭлектровакуумная промышленностьКосмическая техника

Фрезерование, сверление,резка металлов, диэлектри-ков, полупроводникови других веществ

МикроэлектроникаЭлектроникаМашиностроение

Шлифовка и полировка стекол,металлов и других веществ

Лазерная оптикаОптическая промышленностьМашиностроениеЭлектрокика

2 3

Продолжение табл. 7

4 Легирование полупроводников,металлов, сплавов с цельюповышения физико-химическихсвойств

Полупроводниковая промышленностьПрокат листов, проволокиПолучение сверхпроводников

5 Ионное азотирование и анти-коррозийные покрытия

Машиностроение (автомобили, тракторы)Нефтяная и газовая промышленность

Получение тонких пленоквсевозможных веществ

Электроника и микроэлектроникаЭлектровакуумная промышленностьПрокатное производствоКонсервная промышленностьМашиностроение

Сварка диэлектриков, метал-лов, сплавов

Электровакуумная промышленностьЭлектронная и микроэлектронная

промышленностьМашиностроение

8 Получение фильтров с анг—стремными размерамиотверстий

Медико-биологические исследованияПищевая промышленность

9 Получение интенсивныхисточников нейтронов

Ядерно-физические исследованияРадиационная физика

10 Моделирование радиационныхразрушений материалов

Радиационная физикаФизика взаимодействия атомных

частиц с твердым телом

11 Исследование распыленияи блистеринга металлов

Радиационная физикаФизика взаимодействия атомныхчастиц с твердым телом

12 Элементный и изотопныйанализ поверхностных слоевтвердых веществ

Электровакуумная поверхностьПолупроводниковая промышленностьМикроэлектроника и электроникаПрокатное производство

13 Накачка газоразрядных лазеров Лазеры

14 Создание водородного лазера Медико-биологические исследованияКосмическая связь

Рассмотрим одно из перспективных применений пучков ионов и атомов, а именно:

м о д е л и р о в а н и е радиационных разрушений м а т е р и а л о в . В атомной энер-

гетике экономический ущерб от неизученных эффектов радиационных разрушений в 1 9 7 4 г.

оценивался суммой в 0,5 млрд. до л. По оценкам, если положение не изменится, то в 1 9 8 2 г.

ущерб возрастет до 1-4, а к 2 0 0 0 г . - до 8 млрд. дол.£2Г]. При переходе на бридерные

и гибридные реакторы (синтез + деление) плотность потоков нейтронов возрастет

в 1 0 0 - 1 0 0 0 раз, а интегральные потоки (флюенс) достигнут 10 - 1 0 нейтр./см .

Плотность потоков нейтронов в современных реакторах составляет примерно15 2 22 2

10 нейтр./(см .с). Чтобы достигнуть лозы облучения 10 нейтр./см , когда наблю-

даются заметные радиационные разрушения (пористость, распухание и др.), исследуемые

материалы нужно облучать около года, а для бридерных и термоядерных реакторов пона-

добятся многие годы. В термоядерных реакторах плотность потока нейтронов превысит16 2

10 нейтр./(см .с). Такие плотности потоков в современных реакторах получить прак-

тически невозможно. Поэтому возникает острая необходимость в моделировании радиа-

ционных процессов.

Отметим, что принципиальных различий в механизме радиационных разрушений, вызы-

ваемых нейтронами и быстрыми ионами или атомами, не существует. Сечение взаимодей-

ствия ионов и атомов с атомами твердого тела на 5-6 порядков превышает сечение рас-

сеяния нейтронов, что на столько же порядков величины сокращает длительность опытов.

При существующих плотностях потоков ионов и атомов, равных 10 - 1 0 Н /(см .с),

длительность экспериментов сокращается еще на 2-3 порядка. Наконец, ионы и атомы

с относительно небольшими энергиями ( 5 0 - 2 0 0 кэВ) практически не активируют облуча-

емые образцы.

При моделировании радиационных разрушений можно исследовать следующие процессы:

образование смещенных атомов, образование дислокаций и поверхностных разрушений, об-

разование и динамику движения, агрегатирование и разрушение микропузырей, радиацион-

ное распухание, изменение ползучести, предела прочности и охрупчивание материалов.

З а к л ю ч е н и е

Рассмотрено современное состояние и основные направления работ по созданию инжек-

торов мощных пучков атомов водорода для термоядерных установок и реакторов.

Разработаны ионные источники без внешнего магнитного поля на токи 3 5 и 1 0 0 А

(ИБМ-5 и ИБМ-6), энергию 2 0 - 4 0 кэВ при длительности импульса 1 0 - 2 0 мс, а также

до 0,6 с при энергии до 10 кэВ. Ведется работа по созданию стационарных ионных ис-

точников этого типа, а также по увеличению энергии ионов до 8 0 хэВ. Сформулированы

основные задачи, стоящие при разработке инжекторов на энергию до 2 0 0 кэВ с исполь-

зованием положительных ионов и выше 2 0 0 кэВ с использованием отрицательных

ионов дейтерия.

Показано, что разработанная опытная технология изготовления сильноточных ионных

источников после соответствующих доработок может служить основой для серийного вы-

пуска ионных источников.

Названы технологические процессы, связанные с использованием ускоренных пото-

ков ионов и атомов, и перспективные области их применения в научных исследованиях

и в промышленной технологии.

25

Л и т е р а т у р а

1. Новости термоядерных исследований в СССР. Оперативная информация. 1 9 7 7 ,№ 4 ( 6 ) , с. 2.

2. Елисеев Г.А. "Атомная энергия", 1978, т. 4 4 , вып. 1, с. 102.

3. Кархов А.Н. См. наст, сб., с 27.

4. Новости термоядерных исследований в СССР. Оперативная информация. 1978,№ 4 ( 1 0 ) , с. 15.

5. Badger В., Kulcinski G.L. e.a. Tokamak Engineering Test

Reactor, UWHDM-191, p. IY-2, fig. ГГ-А-1.

6. Акишин А.И. Ионная бомбардировка в вакууме. М.-Л., Госэнергоиэдат, 1 9 6 3 .

7. Плешивцев Н.В. Катодное распыление. М., Атомиэдат, 1968.

8. Мейсал Л. И. Нанесение тонких пленок катодным распылением. В сб. "Физика тон-ких пленок", т. Ш. Перевод с англ. под рев. В.Б.Сандомирского.М., "Мир', 1968, с .58.

9. Иванов Р.Д. Катодный метод создания пленочных элементов микросхем. М., "Энер-гия", 1 9 7 2 .

10. Ройх И.Л., Колтунова Л.Н. Защитные вакуумные покрытия на стали. М., "Машино-строение", 1 9 7 1 .

11. Данилин Б.С. Вакуумная техника в производстве интегральных схем. М., "Энергия",1972.

12. Технология ионного легирования. Под ред. С. Намды. Перевод с японского под ред.А.В.Павлоьа. М., "Сов. радио", 1974.

13. Технология тонких пленок. Справочник. М., "Сов. радио", 1977.

14. Зорин Е.И., Павлов П.В., Тетельбаум Д.И. Ионное легирование полупроводников.М„ "Энергия", 1 9 7 5 .

15. Данилин Б.С. Получение тонкопленочных элементов микросхем. М., "Энергия",1977.

16. Левин Г. Основы вакуумной техники. Перевод с англ. под ред. Р.А.Ннлендера.М„ "Энергия", 1 9 6 9 , с. 170.

17. Королев Б.И. и др. Основы вакуумной техники. М., "Энергия", 1 9 7 5 , с. 156.

18. Григоров А.И., Семенов А.П. Обработка газовых подшипников с применением ион-ного распыления. М., "Наука*, 1976.

19. Габович М.Д. Физика и техника плазменных источников ионов, М., Атомиэдат,1972.

20. 1У Всесоюзная конференция по плазменным усхорителям к конным инжекторам.Тезисы дохладов. М., ВНТИЦ, 1 9 7 8 .

21. Vook P.L. e.a. Rev. Mod. Physics, 1975t v. 47, N 3, p. 1-44.

26

РАСЧЕТНЫЕ МОДЕЛИ

ДЛЯ ПАРАМЕТРИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

ИНЖЕКТОРОВ БЫСТРЫХ АТОМОВ

А. Н. Кархов

Проведен модельный параметрический анализ известных схем мошных ин-жекторов нейтральных атомов для нагрева плазмы в термоядерных установках.Варианты инжекторов сопоставляются на основе предварительных стоимостныхоценок оборудования, используемого на экспериментальных установках. В рам-ках полученной параметрической модели определены зависимости удельных сто-имостных оценок от энергии инжекшш, числа модулей источников в инжектореи его геометрических размеров. Показано, что удельные капитальные затратыв инжектор существенно зависят от энергии инжектируемых атомов.

В в е д е н и е

Параметрические исследования инжекторов нейтральных атомов, используемых для

нагрева плазмы в термоядерных установках, наиболее эффективны на стадии проработки

хонцептуальных проектов, когда уже ясны основные физико-технические связи и зависи-

мости между элементами устройства, однако многие их параметры еше не заданы жест-

ко и могут меняться в широких пределах. В таких условиях целью параметрических ис-

следований является обоснование оптимального выбора этих параметров исходя из вели-

чины некоторой обшей оценки, в качестве которой обычно выбирается предварительная

стоимостная оценка.

Стоимостные оценки в экономике - это капитальные затраты (т.е. затраты на со-

оружение установки) и приведенные затраты, зависящие как от капитальных затрат, так

и от эксплуатационных издержек. Для принципиально новых технических устройств опре-

делять стоимостные оценки довольно трудно, особенно в части, касающейся эксплуата-

ционных издержек. Поэтому в качестве стоимостных оценок, используемых в параметри-

ческих исследованиях, обычно выбираются капитальные затраты. Последние связываются

простыми, чаше всего линейными, модельными соотношениями с параметрами элементов

установки. Постоянные коэффициенты в этих соотношениях определяются на основании

известной стоимости соответствующих элементов экспериментальных установок.

27

Использование выбранной системы стоимостных оценок для модельных параметри-

ческих исследований позволяет определить капитальные затраты, отнесенные к единице

выходной мощности, в рамках принятого концептуального проекта оценить перспектив-

ность дальнейших усовершенствований различных элементов инжектора, а также срав-

нить различные концептуальные проекты.

Проекты инжекторов мегаваттной мощности в настоящее время базируются на двух

основных принципах получения нейтральных атомов [13 • При энергиях ниже 2 0 0 кэВ

используется перезарядка положительных ионов. При энергиях порядка и выше 2 0 0 кэВ

применяется схема с доускорением и нейтрализацией отрицательных ионов. Выбранная

граница 2 0 0 кэВ является сугубо условной и определяется характером физических про-

цессов.

Инжекторы с положительными и отрицательными ионами конструктивно различают-

ся, что вызывает необходимость разработать отдельные модели для каждой из этих

схем.

При разработке моделей принята концепция f l ] , по которой система инжекции

на заданную мощность строится из отдельных инжекторов, в каждом из которых исполь-

зовано J/ автономно работающих источников ионов, выполненных в виде стандартных

взаимозаменяемых модулей.

1. МОДЕЛЬ ИНЖЕКТОРА С ПОЛОЖИТЕЛЬНЫМИ ИОНАМИ

Схема инжектора на энергию атомов 2 0 - 2 0 0 кэВ представлена на рас. 1. Пред-

полагается, что источники расположены в инжекторе вертикально один над другим так,

что поперечный размер инжектора Л< существенно меньше его вертикального размера

*Л0 (рис. 1,в). Размеры элементов камеры инжектора определялись двумя величинами:

длиной b'( I - номер элемента) и поперечным размером *Л. =Лы + Л.. ^Ж.

Число источников (пучков) в инжекторе не ограничивалось (»// > 1), однако предпола-

галось, что если«И/ нечетное, то один источник ставится вдоль плоскости симметрии

атомопровода, а остальные смешаются на одинаковые углы (рис. 1а, б). При чет-

ном «V все источники располагаются симметрично относительно оси атомопровода.

Источник ИОНОЕ описывался в модели набором параметров: мощностью пита-

ния накала и разряда, ускоряющим напряжением U , вытягиваемым ионным током, ком-

понентным составом пучка, потоком нейтрального газа на щелей Q , размерами ИОС,

расходимостью пучка ионов вдоль и поперек щелей и др. Мощность, выделяющаяся

на электродах ИОС, принята равной 6% от мощности пучка.

28

- :&_ м I—-

Рис. 1. Схема инжектора с положительнымиионами: а - вариант с отклоняющим магни-том; б - вариант с запирающим электродом;в - вид со стороны источников; I - источ-ник ионов; 2 - нейтрализатор, 3 - диафраг-ма, 4 - отклоняющий магнит, 5 - приемникионов, 6 - атомопровод, 7 - запирающий

электрод; I - III - вакуумные объемы

Н е й т р а л и з а т о р выполнен в виде трубы прямоугольного сечения переменной дли-

ны LH . Толщина перезарядной мишени O-LH определялась натеканием газа Q из

источника или при дополнительном напуске газа и проводимостью нейтрализатора. Окон-

чательное выражение для толщины мишени увеличивалось на 10% с целью учета переза-

рядки на газе вне нейтрализатора.

Взаимодействие ионов D ., 2) п к D „ с газом в нейтрализаторе рассмотрено1 -L о +

на основе результатов работы £2j . Доля ионов D - , превратившихся в нейтральные

атомы, определялась с помощью выражения

где 0 ~ 3FQ ж 0,986 - 4,3.10~3.£Г

Fo - 0,7 - 2,5.10~3.Z/

при 20 « U < 160 кэВ;

при 160 < U < 200 кэВ'Г

<&0 - сечение образования D * из J3 *; &&- сечение образования J). из 2? -•

Величины сечений вводились в модель в виде кусочно-линейных аппроксимирующих

уравнений, описывающих экспериментальные данные, приведенные в [2 , 3 ] . .

Доли ионов D ~ и J) , превратившихся в D , с энергиями U/2 и lf/3

оценивались в приближении, когда вместо всей совокупности процессов, происходящих

с этими ионами и их продуктами, учитывались только по одному процессу с наибольшим

сечением. Для ионов Dz принималось Fo

m 2 ( 1 - 2 . 1 0 " . If) и ( ^ 0

а для ионов Dt FQ- 3(l-2.10'a.If) и ( ^ + &oi ) = 8 . 1 0 - 1 6 см 2 .

~ см ,

29

Вакуумные условия в инжекторе моделировались с помошью системы уравнений

баланса натекания и откачки газа в I-JJ! объемы (см. рис. 1). Решением этой системы

определялось давление нейтрального газа в III объеме, использовавшееся для оценки по-

терь быстрых атомов из-за обдирки на газе.

Основным откачным средством в инжекторе выбраны криопанели, охлаждаемые

жидким гелием и защищенные от теплового излучения экранами, охлаждаемыми жидким

азотом. Выбор размеров вакуумных объемов производился с учетом возможности разме-

щения криопанелей на боковых стенках камеры инжектора при заданной удельной скоро-

сти откачки ( ~ 5 . 1 0 л / ( с м ^.Предусмотрено ограничение максимальной высоты *Л~0

инжектора. Минимальная длина вакуумных объемов определялась возможностью размеще-

ния таких элементов инжектора, как нейтрализатор, отклоняющий магнит, приемник ионов.

Операция выбора размеров отдельных узлов модели производилась таким образом,

чтобы длина инжектора не увеличивалась до тех пор, пока не исчерпаны возможности

увеличения его высоты.

П о т е р и и з - з а р а с х о д и м о с т и определялись по заданным углам расходимо-

сти пучка ионов из источника и длине инжектора Z — £jL • с атомопроводом. Полный ток

через апертуру размером Н^ определялся как

где J (-X, -С ) - плотность тока пучка, описываемая гауссовским законом распределе-

ния.

Величина Нк определялась как проекция апертуры атомопровода Н для ЛГ-го

пучка. В модели учтена возможность использования атомопровода с произвольным углом

раствора при *N > I.

Потери пучка из-за поперечной и продольной (относительно щелей ИОС) расходимо-

сти определялись в предположении, что углы расходимости одинаковы для всех компонент

пучка.

Окончательно величины токов всех компонент пучка заданной энергии определялись

с учетом эффективности нейтрализатора, геометрии пучков в инжекторе, потерь из-за

расходимости и обдирки на газе в III объеме инжектора и атомопроводе.

2. М О Д Е Л Ь И Н Ж Е К Т О Р А С О Т Р И Ц А Т Е Л Ь Н Ы М И ИОНАМИ

Схема инжектора на энергию атомов U £> 100 кэВ представлена на рис. 2. Пол-

ная высота определялась как %АО

=%/vmiAK, где « л „ - поперечные размеры, отнесенные

на один пучок.

30

Рис. 2. Схема инжектора с отрицательными ионами: а - видсверху; б - вид сбоку; 1 - ионные источники, 2 - первая натри-евая мишень, 3 - система доускорения, 4 - отклоняющий магнит,5 - вторая натриевая мишень, 6 - атомопровод; 1-V - вакуум-

ные объемы

Предполагалось, что перезарядка ионов производится Б парах натрия, плотность ко-

торых достаточна, чтобы иметь "толстую" мишень с равновесным выходом Df -ионов.

Выход отрицательных ионов принят не зависящим от зарядового состояния исход-

ных частиц и полностью определялся их энергией. Известно, что этот выход максимален

при энергии 2 - 3 кэВ и быстро уменьшается с ростом энергии. Поэтому источник ионов

должен работать при относительно низких вытягивающих напряжениях и компонентны;" со-

став пучка должен сильно сказываться на выходе.

Отрицательные ионы, имеющие вначале энергию 3-10 кэВ, доускоряются затем до

высокой энергии. При этом, в принципе, можно уменьшить расходимость и даже добиться

фокусировки пучка, однако пока такая возможность не проверена экспериментально. По-

этому в модели учитывалась расходимость пучка ионов только до системы доускорения,

а далее предполагалось, что пучок имеет постоянные размеры и полностью (за исключе-

нием небольших потерь на газе) проходит в атомопровод.

При доускорении все компоненты пучка отрицательных ионов получают большую энер-

гию и начальным разбросом энергий можно пренебречь.

31

Источник ионов описывается в основном тем же набором параметров, что и

в модели с положительными ионами, однако оптимальное ускоряющее напряжение оказы-

вается зависящим от компонентного состава пучка. Поэтому в модели организована про-

цедура определения напряжения, обеспечивающего при заданном компонентном составе

получение максимального выхода отрицательных ионов из натриевой мишени.

Вакуумные условия моделировались в основном так же, как в модели с по-

ложительными ионами. Ограничение по давлению накладывалось во 11 объеме (см.рис.2),

где движутся отрицательные ионы малой энергии. Длину этого объема желательно иметь

наименьшей. Использование натриевой мишени позволяет получить вакуумный затвор для

газа и дополнительную скорость откачки струей паров натрия.

Давления во II и Y объемах использовались для определения потерь пучка. Сече--16 2

ние перезарядки на газе для отрицательных ионов было равно 5.10 см . Для быст-

рых нейтральных атомов сечение обдирки взято из работы [2] в виде-(M + Q36&71/)

6„=Ю [СМ*].

3.ОЦЕНКА КАПИТАЛЬНЫХ ЗАТРАТ НА ИНЖЕКТОР

Предварительные оценки капитальных затрат на инжектор основываются главным

образом на имеющихся' в настоящее время проектах экспериментальных установок и ча-

стично на литературных данных. Стоимостные оценки выполнены по следующим состав-*

ляюшим: источник ионов, камера, криопанели, оборудование для получения и транспорти-

ровки жидкого азота и гелия, электрооборудование инжектора.

С т о и м о с т ь источников ионов в моделях с положительными и отрицатель-

ными ионами оценивалась различно. В схеме с положительными нонами полное ускоряю-

щее напряжение прикладывается к И ОС, из-за чего с ростом энергии ионов растут ее

сложность и стоимость. Поэтому стоимость источников вычислялась по формуле:

CH^J/'Cm<K-i'K£+i) О*, руб.]

где %Ы — число источников в инжекторе; ^-ил~ с т о и м о с т ь источника без И ОС; /ff-

стоимость ИОС относительно С„- ; /Г - коэффициент сложности ИОС, зависящий

от числа электродов:кг * l "P" U < Q0 кэв,

Кг ш 1,4 при 80 < U < 140 кэВ,

Kg" 1,7 при 140 ^U^. 200 кэВ.

32

В схеме с отрицательными ионами источники работают при малом напряжении,

и для оценки их стоимости используется формула

См = Л/' CMt /тыс. руб.] ,

где С - стоимость источника вместе с ИОС {Сш —2С). При численном счете при-

нято: ^fta~ 5 тыс. руб., Лу = 1.

С т о и м о с т ь камеры инжектора определялась по формуле:

С —с • 5К КО |

где *~/(0— стоимость 1 м боковой поверхности камеры; Ч г = / у ; ' ^ - боковая гтоверх-

ность камеры, м . При численном счете принято: ^ко ~ 1 тыс. руб./м .

С т о и м о с т ь криопанелей определялась по формуле:

2 ft

где {^де - стоимость 1 м криопанели; Окр - полная площадь криопанелей,к р

м При

численном счете принято: ^/срож 3 тыс. руб./м .

С т о и м о с т ь а з о т н о г о и г е л и е в о г о о б о р у д о в а н и я определялась сог-

ласно работам [А, 5} , в которых получена зависимость между удельной стоимостью

холодильных машин и их производительностью в виде

V [тыс. руб.],

где 7*о- температура окружающей среды (300 К); Тк - температура охлаждения

( 7 7 К для азота и 4,2 К для гелия); W- холодопроизводительность машины, Вт.

Полная стоимость азотного оборудования в моделях определялась зависимостью:

где 1С,— коэффициент, учитывающий стоимость оборудования для транспортировки жидко-

го азота от холодильной машины до криопанели; Wa - тепловая нагрузка на азотный

экран криопанелей, определяемая потоком тепла со стенок камеры, из источников, от при-

емников и ограничителей пучка, Вт.

Полная стоимость гелиевого оборудования определялась зависимостью

где К и - то же, что К. , для гелия; Wr - тепловая нагрузка на охлаждаемую гелием

поверхность, которая определялась как Wr — К§ • Wa , Вт. При численном счете при-

нималось: Л^» 1,5, /Су» 5, Л^- 0,02.

С т о и м о с т ь э л е к т р о о б о р у д о в а н и я определялась по формуле:

тыс. Py6.J,

33

где £до - стоимость низковольтного оборудования для одного источника (питания на-

кала, разряда и другого вспомогательного электрооборудования); Pg - мощность высо-

ковольтного оборудования для одного источника с учетом электротехнического запаса

20%, МВт; Xt - постоянный коэффициент. Рекуперация энергии неперезарядившихся

ионов учитывалась уменьшением мощности высоковольтного оборудования на величину

Д/Э =0,9КрРи [ МВт],

где К - коэффициент рекуперации; Р. - мощность пучка ионов. Соответственно умень-

шались также Wa и Wr . При численном счете принималось: Сзо ~ 3 3 тыс. руб.,

/Cg

ж 3 5 тыс. руб./МВт, ^ , = О или Кр= 0,7.

Капитальные з а т р а т ы на инжектор определялись по формуле:

где /С - коэффициент, учитывающий затраты на прочее оборудование, монтаж и непред-

виденные расходы. При численном счете принималось К^ш i t 5 .

Удельные капитальные затраты определялись путем деления полных капитальных за-

трат Cg на мощность инжектируемого пучка нейтральных атомов.

4. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ

Разработанные модели использовались для оценки зависимостей капитальных за-

трат на инжектор от различных параметров. Все параметры, использованные в моделях,

можно разбить на три группы. Первая - параметры, определяющие условия использова-

ния инжектора: это энергия пучка U • число модулей источников в инжекторе *// ,

максимально допустимый поперечный размер JLQ , размеры атомопровода. Вторая -

параметры, определяющие режимы работы отдельных узлов инжектора: скорости откач-

ки, подача газа в нейтрализатор, его длина, компонентный состав пучка ионов из ис-

точника и др. Третью, наиболее многочисленную группу составляют условно-постоянные

параметры, которые определяются в основном конструктивным выполнением элементов

инжектора. Это мощности питания нахала и разряда источника, постоянные излучения

приемников, геометрические размеры отдельных элементов и т.д. К третьей группе от-

носятся также коэффициенты, используемые в стоимостных зависимостях.

Основное внимание в расчетах уделялось выяснению зависимостей капитальных за-

трат от параметров первой группы. Параметры второй группы выбирались такими, чтобы

получить минимум затрат при заданном сочетании параметров первой группы. Параметры

третьей группы в каждой серии расчетов фиксировались, и их численные значения зада-

вались либо в соответствии с параметрами экспериментальных образцов (ионный источ-

34

ник, криопанели и др.), либо оценивались по известным закономерностям (коэффициенты

излучения),

Зависимость мощности пучка и КПД инжектора от энергии нейтральных атомов

представлена на рис. 3. Для инжектора с положительными ионами характерны зависимо-

сти полной мощности пучка, включающей все компоненты (кривая 1) и мощности основ-

ной компоненты (кривая 4 ) . Разность между кривыми 1 и 4 - это мощность компонент

с энергиями U/2 и lf/З, которая делится между ними примерно поровну. Скачок

на кривых I и 4 вызван тем, что по условию использования ионного источника в инжек-

торе увеличение вытягивающего напряжения выше 1 0 0 кВ должно сопровождаться умень-

шением вытягиваемого тока со 1 0 0 до 7 5 А. Для инжектора с отрицательными ионами

получается линейный рост мощности с ростом энергии, полностью определяемый ростом

напряжения при постоянном токе пучка. КПД определялся для случаев использования реку-

перации (кривые 3 и 6) и без нее (кривые 2 и 7) .

Рис. 3. Зависимость мощности пучка и КПД инжектора от энергии ней-тральных атомов (JV « 1, Ло" 8 м): 1 - полная мощность инжекторас положительными нонами; 2 - КПД инжектора с положительными ионами,ДГр«0,7; 3 - то же при Кр= О; 4 - мощность основной компоненты; 5 -

мощность инжектора с отрицательными ионами; 6 - КПД инжектора с от-1£рицательными ионами, - О; 7 - то же при 0,7

Зависимость удельных капитальных затрат на инжектор, соответствующих рис. 3,

от энергии пучка показана на рис. 4: при использовании рекуперации - кривые 1, 3, 6,

без нее - кривые 2, 4, 5. Для инжектора с положительными ионами характерно наличиеминимума удельных капитальных затрат при энергиях 8 0 - 1 0 0 кэВ.

35

t

too £00 300 S00 600 TOO BOO

Рис. 4. Зависимость удельных капитальных затрат от энергии инжекции(J/^1,U0~8M)\ 1, 2 - при использовании полной мощности для /£>=0,7(1) и #рж0(2);3, 4 - при использовании только основной компоненты для/£>*•(),7(3) и И£,=0(4);5, 6 - инжектор с отрицательными ионами для /ffl=0,7(6) и Л^,=О(5)

ее 30

36

Рис. 5. Зависимость мощности и удельных капитальных за-трат от числа модулей источников в инжекторе Шо

ж в ми Крш 0,7): 1, 2 - полная мощность и затраты для инжек-тора с положительными ионами (U~200 кэВ); 3, 4 - то жедля инжектора с отрицательными ионами (У= 600 кэВ)

При использовании только основной компоненты пучки для нагрева плазмы граница

экономически оправданного перехода от схемы с положительными ионами к схеме с от-

рицательными ионами находится в диапазоне 1 6 0 - 1 8 0 хэВ. При использовании всех ком-

понент пучка обе схемы характеризуются примерно одинаковыми минимальными удельны-

ми капитальными затратами, однако разными энергиями ( 1 0 0 и 8 0 0 кэВ).

Зависимость инжектируемой мощности и удельных капитальных затрат на инжектор

от числа модулей источников в одном инжекторе показана на рис. 5. Для схемы с поло-

жительными ионами допустимое число модулей ограничено величиной расходимости пуч-

ков. Слабое изменение удельных капитальных затрат для схемы с отрицательными иона-

ми не противоречит возможности создания инжектора с большим числом модулей источ-

ников. Однако этот вывод должен уточняться после экспериментального определения рас-

ходимости пучков отрицательных ионов с учетом размеров атомопровода.

Рис. 6. Зависимостьмощности и удельныхкапитальных затрат ин-жектора с положитель-ными ионами от егомаксимально допусти-мого вертикальногоразмера ( # = 1 6 0 кэВ,•/У=3,/£=0,7); t - м о щ -ность основной компо-ненты; 2 - удельныекапитальные затраты

Зависимость инжектируемой мощности и удельных капитальных затрат для схемы

с положительными ионами от максимально допустимого размера инжектора %АО пред-

ставлена на рис. 6. Сильная зависимость затрат от *А>0 указывает на необходимость

учета стоимостных оценок при компоновке инжектора и реактора.

З а к л ю ч е н и е

Разработанные модели позволяют проводить оценки капитальных затрат на разра-

батываемые в настоящее время варианты инжекторов. В дальнейшем эти модели должны

развиваться и дополняться как в части более точного описания технических деталей,

тах и в части обоснования экономических показателей и зависимостей. В первую очередь

37

предполагается ввести в модели блоки определения ежегодных затрат, с тем чтобы

можно было от анализа капитальных вложений перейти к анализу приведенных затрат.

Л и т е р а т у р а '

1. Семашко Н.Н. и др. Концепция построения инжектора для термоядерного реактора. \В кн.: Доклады Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных -реакторов. Том П. Л., НИИЭФА, 1977, с. 17.

2. Кулыгин В.М., Панасенков А.А. Динамика компонентного состава водородного пучкав водородной мишени. Препринт ИАЭ - 2 9 9 3 . М., 1 9 7 8 .

3. Barnett O.P., Bay Y.A., Thompson J.C. Atomic and molecularcollision cross section of interest in controlled thermo-nuclear research. CRNL-J113, 1964.

4. Безвербая Н.К., Горшков A.M. Обобщение энергетических и экономических показа-телей криогенных установок. - 'Химическое и нефтяное машиностроение*, 1976,№ 5.

5. Безвербая Н.К., Горшков A.M., Маслаков В.А. Энергетические и экономические по- ! '•казатели криогенных установок. - Труды МВТУ, № 2 4 0 . Глубокий холод и кондицио-нирование. М., 1976.

У С Л О В И Я Р А Б О Т Ы К О Н С Т Р У К Ц И О Н Н Ы Х М А Т Е Р И А Л О В

В ИМПУЛЬСНОМ Т Е Р М О Я Д Е Р Н О М Р Е А К Т О Р Е

НА Р Е Л Я Т И В И С Т С К И Х Э Л Е К Т Р О Н Н Ы Х ПУЧКАХ

Ю.И.Архангельский, В.Г.Волков, Е.В.Муравьев, С.Л.Недосеев,П.В.Романов, Л.И.Рудаков, В.Д.Рютов, Е.А.Цыганков, Г.Е.Шаталов

Исследована концептуальная схема импульсного термоядерного реакторас жидкой первой стенкой с инициированием термоядерных микровзрывов реля-тивистскими электронными пучками как в чистом (ИТРЭП), так и в гибрид-ном (ГИТРЭП) вариантах. Усредненная тепловая мощность реактора Р~10& Вт,частота импульсов V* ^ 0,1 Гц. Проанализированы нейтронные и тепловые про-цессы на поверхности первой стенки и в материале бланкета, проведен оценоч-ный расчет скорости наработки делящегося вещества в ГИТРЭП при различныхсоставах бпанкета.

В в е д е н и е

Некоторые результаты предварительного анализа схемы гибридного импульсного

термоядерного реактора с релятивистским электронным пучком изложены в рабо-

те £ 1^ > где описан реактор, работающий с относительно низкой частотой повто-

рения микровзрывов У ~* 0,1 Гц при усредненной по времени мощности термоядерного

энерговыделения Wj = 1 0 Вт. Такая схема была выбрана в результате исследований

по инициированию микровзрыва оболочечной Д-Т-мишени, генерированию, транспортировке

и фокусировке сильноточных релятивистских электронных пучков (РЭП). Было показано,

что выбор низкой частоты повторения микровзрывов - вынужденная мера, которая облег-

чает инженерное решение проблемы транспортировки РЭП, но усложняет задачу создания

реакторной камеры и бланкета, способных эффективно утилизировать энергию микровзры-

ва и иметь высокий ресурс работы. Здесь продолжен анализ некоторых особенностей этой

схемы и затронуты в основном вопросы воздействия микровзрыва на первую стенку

и бланкет. За последнее время в этом направлении выполнен ряд исследований, обзор ко-

торых содержится в работе [2] . Наш анализ касается термических напряжений, возни-

кающих в конденсированном веществе при импульсном облучении его интенсивным нейтрон-

ным потоком, и воздействий излучения на первую стенку реакторной камеры.

39

I. ИМПУЛЬСНЫЕ ТЕПЛОВЫЕ ПРОЦЕССЫ В МАТЕРИАЛЕПЕРВОЙ СТЕНКИ И БЛАНКЕТА ГИТРЭП(КАЧЕСТВЕННОЕ РАССМОТРЕНИЕ)

Импульсный характер энерговыделения в реакторной камере, бланкете и в вещест-

ве первой стенки при низкой частоте повторения взрывов приводит к значительным скач-

кам температуры на поверхности и в объеме первой стенки и бланкета. Если О(Л) _

тепло, выделившееся в результате релаксации импульсного нейтронного потока в плос-

ком слое толщиной X за время, малое по сравнению с характерным временем выравни-

вания температуры из-за теплопроводности вещества слоя, то

х

1где & Т(СС) - приращение температуры, а С и р- теплоемкость и плотность материа-

ла слоя.

Считаем, что при этом в веществе нет фазовых переходов. Полагая приближенно,

что зависимость О (X) и &Т(Х) имеет экспоненциальный характер, получим

Здесь JC - характерная глубина релаксации потока быстрых нейтронов. На расстоянии /?

от точки микровзрыва на поверхности слоя О = л~р1^ и Д Т = т—*^ Т ,

где £ - доля энергии микровзрыва, уносимая нейтронами.

Предполагая для оценки, что дополнительного энерговыделения в слое нет и что

СрЛ Ш 10 кал/(град.см ), £ = 0,7, Ц . = 10 Вт, V = 0,1 Гц, получим численную

зависимость £sTQ и усредненной мощности нейтронного потока < U/?. > ^ < | ^ / N . — j T )

через первую стенку от R г которые приведены в табл. 1.

Т а б л и ц а 1

R , см

100

200

500

700

1000

АТО, К

1,33.10а

3.32.102

53

27

13,3

<IVT>, МВт/м

2

56,0

13,9

2,23

1,14

0,56

Как видно из табл. 1 , Л ' 0 > 50 К при R < 5 0 0 см. Конечно, такие скачки темпе-

ратуры не могут привести к фазовым переходам в конструкционных материалах первой

40

стенки или бланкета. Однако, как показано в работе £3j , мгновенный объемный про-

грев вещества до температур, существенно меньших, чем температура кипения или плав-

ления, может привести к его механическим разрушениям, "отколам*. Ввиду важности

этого явления для дальнейшего анализа остановимся на нем более подробно. В работе

L3J рассмотрена задача об отколе слоя вещества, прогретого лазерным излучением.

Применим эти результаты к случаю, когда однородная плоская среда прогревается им-

пульсом быстрых нейтронов, причем

- слой вещества прогрет до внутренних энергий, меньших теплоты испарения;

- нагрев мгновенный, т.е. выполнено условие СС » C Z T , где «ЯГ- характерный

размер нагретого слоя, С - скорость звука в слое, t - характерное время нагрева.

Полагая, что «X порядка длины релаксации быстрых нейтронов в слое JL (JL^10 см),

С л/ ( l i S ) . l O см/с, получим %<&JL/C= 2.10~ С. Очевидно, что для быстрых нейт-

ронов Д-Т-микровзрыва, релаксируюших в слое вещества без значительного дополнитель-

ного энерговыделения, это условие хорошо выполняется.

Следуя £з] , рассмотрим два случая энерговыделения, для которых задача может

быть решена аналитически:

1) равномерно прогретый плоский слой с погонной массой т в вешестве, гранича-

щий со стороны источника нейтронов с вакуумом;

2) экспоненциально нагретый плоский полубесконечный слой, также граничащий

с вакуумом со стороны источника нейтронов.

В первом случае в равномерно и мгновенно прогретом вешестве возникает давле-

ние Р — Р''1»(ю)(У'~ / ) i где Р— плотность вещества, f - показатель адиабаты,

£{ffl) - концентрация энергии в слое толщиной " ? г ( ^ ( л ? ) =COnst при O^rr?^/TZt;)-

От границы с вакуумом и от раздела нагретого и холодного вещества в глубь прогрето-

го слоя пойдут волны разгрузки, а по непрогретому слою пойдет волна сжатия. В случае,

если вещество прогретого и холодного слоя одно и то же, волны разгрузки встретятся

в центре прогретого слоя в момент t--Jc/2Co и создадут здесь растягивающие усилия

величиной Р/З . Если скачок давления Р не слишком велик, то справедливо акусти-

ческое приближение, при котором

Р=-рси, (I)где " - скорость, с которой вещество слоя движется в сторону вакуума. В противопо-

ложную сторону оно движется со скоростью &/z. Когда растягивающее усилие Р/2

превысит динамическую прочность вещества на разрыв, произойдет откол слоя массой

fTl^/2 > который, двигаясь в сторону источника нейтронов, будет иметь импульс

I - -J^" = 2c ~ * 2c * ( 2 )

где £"_- энергия, выделяющаяся в слое X ..х

41

Внутрь вещества, естественно, пойдет импульс такой же величины. Во втором слу-

чае £(/П)=а ж escp(-%&-\ , где Q- энергия, подведенная к единице поверхности

слоя, X — d/rr?o - характерная глубина прогрева слоя. Распределение давления при

этом имеет вид

при JU г О,(3)

Здесь ju = (m-pct)//no ; q - (">+fct)//v0 ; mo = 1/*Ош

В лагранжевых координатах на линии JH = О имеет место скачкообрааное понижение дав-

ления. В этой движущейся точке отрицательное напряжение максимально по абсолютной

величине и равно

> и образование откола возмож-

(5)

Очевидно, что это решение справедливо, пока

но, если

Масса отколовшегося слоя приближенно оценивается как

Энергия, необходимая для откола,

Импульс отколовшегося слоя

где £ » . - энергия, заключенная в отколовшемся слое.

Точное значение массы отколовшегося слоя мало влияет на величину импульса,

так как по формуле (8) определяющей величиной является £х-

Оценим величину радиуса /?, при котором возможно появление отколов в реакторе

с WT - 10 Вт, ^ = 0 , 1 Гц, если материал стенки имеет & - 5 0 кг/мм

f - 3. По формулам (6), (7) 1ЛГП) ~ 0 . 6 Д 0 9 эрг/г, /Р~Л

м , Р>-7,8г/см3,

0 У " , 2 6 0 с м >

Приведенные оценки носят иллюстративный характер, так как значения <6 для ма-2 2 ' 2

териалов, подвергшихся воздействию нейтронных потоков *& 10 нейтр./см , могут

42

существенно отличаться от исходных величин. Кроме того, необходимо учитывать весь

комплекс воздействий на конструкционный материал, в частности, упругие деформации,

связанные с импульсными тепловыми потоками на поверхность первой стенки, а также

то, что реальные конструкции и характер выделения тепла в них могут существенно

отличаться от рассмотренных плоских случаев.

Однако очевидно, что мгновенные скачки температур в объеме первой стенки

и бланкета &Т ~* 1 0 0 К могут привести к преждевременному разрушению конструкции,

которое может произойти гораздо раньше, чем разрушение из-за радиационных повреж-

дений.

2. ВОЗДЕЙСТВИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ НА ПЕРВУЮ СТЕНКУРЕАКТОРНОЙ КАМЕРЫ

Основные физические процессы при воздействии излучения на первую стенку реак-

торной камеры изложены в f l , 4 j . Здесь эти концепции детализируются применительно

к схеме реактора, рассматриваемой в [ l j .

Известно, что значительная часть энергии термоядерного микровзрыва может вы-

деляться в виде теплового излучения с характерной температурой порядка сотен элек-

тронвольт f 4 ] . Излучение, действуя на поверхность первой стенки, приводит к испаре-

нию части вещества и образованию слоя разлетающейся плазмы. Так как глубина проник-

новения в конденсированное вещество квантов с энергией ЛСО~300 эВ, переносящих ос-—5 —4

новную часть энергии излучения, мала и составляет 10 - 10 см, а плотность потока

излучения велика, то температура разлетающегося слоя плазмы может достигать десят-

ков электронвольг. В глубь вещества первой стенки при этом распространяется сильная

ударная волна, которая может приводить к механическим разрушениям в первой стенке.

В зависимости от величины плотности потока излучения на поверхности первой

стенки возможны два предельных режима воздействия излучения на ее поверхность.

а) Пусть плотность потока излучения достаточно велика, а поверхность стенки

состоит из легкого вещества с малым атомным номером £ . Излучение первоначально

прогревает слой холодного вещества толщиной Ло, где * ^ о - длина пробега излучения,

обусловленная захватом излучения из-за фотоэффекта. Пусть разогрев и ионизация этого

слоя происходят за время, меньшее времени его газодинамического разлета. После то-

го как температура слоя достигает некоторой величины TQ , там происходит практичес-

ки полная ионизация. После этого фотоэффект прекращается и пробег излучения в слое

определяется обратным тормозным поглощением. Однако при температурах порядка де-

сятков электронвольт (а именно таким температурам соответствует полная ионизацияv 2 1 2 2 —з

в веществах с малым -С при Л ^ Ю f 10 см ) длина, на которой существенно

43

поглощается излучение по этому механизму, значительно превышает толшину слоя Ло-

Излучение свободно пронизывает нагретый слой и начинает прогрев следующего слоя.

В терминах теплопроводности это означает, что по веществу первой стенки рас-

пространяется неравновесная тепловая волна f 5J , вызванная излучением термоядерного

микровзрыва. Время прогрева слоя толщиной Л _ можно оценить из соотношения

^О ~ £QJC ' г д е Hcf п п о т н о с т ь потока излучения на поверхности слоя, Вт/см

<5О - внутренняя' энергия вещества, соответствующая разогреву до температуры и пол-

ной ионизации. Полная глубина прогрева * С /1 Л Л и~^-?/^ > г д е ^' ~ продолжитель-

ность импульса излучения. Соответствующие оценки для лития и воды, выбранных в ка-

честве веществ первой стенки, при радиусе стенки, равном 100 см, приведены в табл.2.

Оценки эти имеют чисто качественный характер и соответствуют некоторому предельно-

му случаю достаточно мошного и короткого импульса излучения.

Таблица 2

Веществопервойстенки

Амплитудаимпульсадавления,

атм

Продолжитель-ность действия

импульсадавления,

с

Глубинапрогреваемого

слоя,см

Полный им-пульс, пере-даваемыйпервой стен-ке за 1 выст-рел,кг.м/с

Полнаямасса ве-шества.ис-паренногоза 1 выст-рел, кг

4.10 е2.10

.-81,2.10.-з

Li 2.106

2.10.-8

2.10- 2

10

5.10

1

1,20

б) Если плотность потока излучения достаточно мала, что достигается при сравни-

тельно больших размерах реакторной камеры, то прогрев слоя толщиной .Л будет длить-

ся долго, так что успеет произойти газодинамический разлет слоя. Этот предельный слу-

чай рассмотрен в \Л\. На основании результатов [4J сделаны оценки wvuLiro в качест-

ве вещества первой стенки сферической реакторной камеры с радиусом л**" 300 см. Они

приведены в табл. 3.

Таблица 3

Веществопервойстенки

Амплитудаимпульсадавления,

атм

Продолжи-тельностьдействияимпульсадавления,

с

Глубинаиспаряе-мого слоя,

см

Полный импульс,передаваемый

первой стенкеза 1 выстрел,

кг.м/с

Полное количествоиспаряемого ве-щества за 1 выст-

рел, кг

LlP& 2,6.105 2.10"8 1,6.10"4 6.104

Li 1,4.105 2Д0"8 1,4.10"3 4.104

1,6

0,7

44

3. С Х Е М А ГИТР.ЭП С ЖИДКОЙ П Е Р В О Й С Т Е Н К О ЙИ Б Л А Н К Е Т О М (ЖПСБ)

Высказанные соображения заставляют нас рассмотреть вариант схемы ГИТРЭП,

в которой в отличие от [ l ] слоем жидкости защищена почти вся внутренняя поверхность

реакторной камеры, а бланкет, обеспечивающий наработку топлива, размешен за этим

слоем.

Достоинством такой схемы является то, что жидкая первая стенка эффективно за-

щищает элементы конструкции бланкета и реактора от излучения, от нейтронных и плаз-

менных потоков и от макроскопических осколков узла мишени после термоядерного

микровзрыва.

Подобные схемы для 'чистых* термоядерных реакторов уже рассматривались в ли-

тературе £7, 8J . В проекте "БЛАСКОН* [в] зашита вертикальных стенок и дна реак-

торной камеры достигалась вращением литиевого слоя. В работе [8] рассмотрена схе-

ма реактора с лазерным инициированием, в которой защитный слой представляет собой

'водопад* из лития или смеси лития со свинцом. В ГИТРЭП, по-видимому, приемлемы

оба варианта ЖПСБ или их комбинация, а способность РЭП двигаться по криволинейным

траекториям или по изогнутым вакуумным линиям с магнитной самоизоляцией открывает

возможность более эффективной зашиты выходных устройств системы инициирования

от воздействия микровзрыва.

Схема ГИТРЭП с ЖПСБ в варианте наработчика топлива показана на рис. 1. Она

отличается от схемы, представленной в £lj , в основном конструкцией реакторной каме-

ры и бланкетов. Рассмотрим эти элементы подробнее.

Жидкометаллический бланкет, выполняющий одновременно функции магнита, состоит

из отдельных свободно падающих струй, по которым проходят электрические токи, на-

правленные либо вдоль, либо против движения струй. Токи создают в зазорах между

струями магнитные поля, силовые линии которых сходятся к мишенному узлу, размещен-

ному на оси симметрии реакторной камеры в плоскости инжекции РЭП. Как видно

из рис. 2, струи имеют в сечении форму, исключающую прямое попадание нейтронов

и излучения из мишени на выходные узлы ускорителей РЭП. Магнитное поле встречных

токов обеспечивает транспортировку РЭП от ускорителя к мишенному узлу по изогнутым

зазорам между струями.

В нижней части реакторной камеры имеется сборник жидкого металла, откуда он

поступает в тепломассообменник. В нем металл охлаждается и очищается от вещества

взорванного мишенного узла, которое перешло в жидкую фазу, от твердых остатков ми-

шенного узла и растворенных в металле газов, в частности от трития. С помощью насо-

са очищенный и охлажденный металл двумя каналами подается в систему питания маг-

45

нитного поля и затем вновь в реакторную камеру, где, разделенный на отдельные

(по числу инжектируемых РЭП) изогнутые струи, образует бланкет-магнит. Система пи-

тания магнитного поля обеспечивает к моменту инжекции РЭП подачу встречно направ-

ленных токов через струи. При внешнем и внутреннем радиусах бланкета соответственно

rCg ш 2,5 м и ^ * I м; высоте потока п. = 5 м, толщине слоя металла на дне камеры

д • 0,7 м, коэффициенте заполнения металлов бланкета-магнита £ = 0,5, средней на-лу 4

пряженности магнитного поля в зазорах п = 1О Э энергия, заключенная в магнитном

поле,

а объем жидкого металла в защитных слоях

*6 * 55м3.За жндкометаллкческкм бланкегом расположен нераэрушаемый внешний бланхег, ко-

торый обеспечивает наработку ядерного топлива плутония или урана-233. Композиции

к нейтронно-фкзкческне характеристики бланкета рассматриваются ниже.

Рис. 2 . Сечение реак-торной камеры ГИТРЭПЖПСБ в плоскости ин-

жекции РЭП

Реакторная камера имеет расширительный объем, в который уходят газообразные

продукты взрыва, так чтобы установившееся в камере давление после взрыва не превы-

шало Д / э ~ lGf20 бар. Тахое ограничение связано с тем, что с объемом реакторной ка-

меры непосредственно сообщаются выходные устройства ускорителей РЭП - вакуумные

транспортирующие линии (ВТЛ) и изоляторы ускорительных трубок. Изолятор ускоритель-

ной трубки, отделяющий формирующую линию ускорителя от ВТЛ, является наиболее на-

пряженным участком в электрической схеме усхорителя. Оценки, учитывающие требования

-Г7

к весьма малой индуктивности ускорительной трубки, показывают, что такая трубка вы-

держивает давление не более 1 5 - 2 0 бар. Поскольку доля потока быстрых нейтронов,

уходящая в расширительный объем, при вышеуказанных размерах не превышает несколь-

ких процентов, свободный объем камеры может не содержать бланкета и, следовательно,

его можно сделать достаточно большим. При усредненной по времени мощности тепловы-

деления в газообразных продуктах взрывов внутри камеры W/f ~" 2.10 Вт, частоте

повторения микровзрывов V = 0,1 Гц, &Р* 2 0 бар максимальный свободный объем ка-

меры Чс должен быть порядка

Система инициирования микровэрывов и условия транспортировки РЭП через плаз-

му вдоль изогнутых силовых линий магнитного поля обсуждались в [ 1 ] . Выполненные

в настоящее время эксперименты по транспортировке сильноточных РЭП в условиях,

близких к рассматриваемым, показали, что одночастичное приближение справедливо для

расчета оптимальных условий транспортировки РЭП [8J .

4.3АЩИТНЫЕ СВОЙСТВА И ПАРАМЕТРЫ ЖПСБ

Рассмотрено несколько композиций ЖПСБ на основе различных смесей лития и нат-

рия со свинцом, защитные свойства которых исследовались с помощью программы

"БЛАНК' f9j в сферической геометрии. Для ГИТРЭП была принята следующая концепция:

в ЖПСБ обеспечивается размножение нейтронов на свинце и ослабление потока быстрых

нейтронов, а нейтроны с энергией ниже

0,1 МэВ проходят во внешний бланкет, содер-

жащий торий, для наработки урана-233.

Весьма простой вариант ЖПСБ для

« / р л00"^ ГИТРЭП без воспроизводства трития получа-

ется при использовании тяжелой воды, кото-

рая эффективно уводит быстрые нейтроны под

порог энергии 0,1 МэВ. При радиусе внутрен-

ней полости ЖПСБ около 1 - 2 м степень ос-

лабления потока быстрых нейтронов при тол-

щине ЖПСБ примерно 0,7 м равна 6 для ли-

тия и 2 0 для смеси лития со свинцом. Это

дает число смещений на атом в первой твер-

дой стенке порядка 1 0 0 за 3 0 лет работы

реактора.

10 40 60 МО ЮОД,СМ

Рис. 3. Энерговыделение в ЖПСБза счет взаимодействия нейтроновс веществом ЖПСБ для радиуса внут-ренней полости 2 м

48

Кроме того, с помощью программы 'БЛАНК* находилось распределение энерговы-

деления по толшине ЖПСБ. Примеры этого распределения для лития, смеси лития со свин-

цом и тяжелой воды показаны на рис. 3. Величины температурного скачка Si в первых

двух сантиметрах толщины ЖПСБ в зависимости от /? и нейтронной нагрузки показаны

на рис. 4,а,б. Видно, что при R = 2 м энерговыделение в ЖПСБ мало по сравнению

с теплотой испарения вещества бланкета. Поэтому нейтронный прогрев в данном случае

не вызовет интенсивного разлета вещества ЖПСБ в газообразном состоянии. Однако

в соответствии с результатами первого раздела возможен откол слоя жидкости, несуше-

го импульс I = £^( If" - 1)/2Со , где Ew- тепловая энергия, заключенная в отколов-

шемся слое.

to _ _ _ _ _ ^ ^ _ _ .. .1 10 100

WH, MBT/M*

Рис. 4 . Зависимость величины температурного скачка в первых двух санти-метрах ЖПСБ от радиуса внутренней полости (а) и от нейтронной нагрузки

на поверхность ЖПСБ (б)

Строгий критерий откола для жидкости указать трудно, так как объемные растяги-

вающие напряжения, возникающие в жидкости в результате сложения волн разгрузки, мо-

гут привести к процессам кавитации в веществе ЖПСБ. Корректный учет этого процес-

са здесь не представляется возможным, поэтому дадим приближенную оценку для I , пола-

гая, что откалывается плоский слой толщиной, равной характерной длине релаксации энер-

гии быстрых нейтронов в веществе ЖПСБ. Для свинцово-литиевой смеси (см.рис.З) энерго-

выделение удовлетворительно аппроксимируется зависимостью^ = £о [ J~€J&(~']y(~)\t ,

где Eg «• 2 2 , 5 МэВ/нейтр., а заключенная в слое •£ w = 2 1 см энергия £~О,&. 10 Дж.

Отсюда I rs/ 10 кг.м/с. Полученное значение импульса не столь уж велико, если

учесть, что импульс, вносимый в реакторную камеру при импульсном формировании

ЖПСБ, для этого случая примерно в 1 , 5 - 2 раза больше. Отнеся полученное значение .Г

х массе ЖПСБ, найдем, что среднемассовая скорость разлета ЖПСБ 1} ~ 2^3 м/с при

толшине бланкета 4 « 0,7 м. Время действия слоя на первую стенку камеры 2?~А/&,

эффективное давление *зф ~ /^*^*(/?*Д) £ ~ °>5 бар, что существенно меньше

гаэокинетического давления в камере.

49

Учитывая, что коэффициент заполнения объема ЖПСБ металлом 0 , 5 - С , 7 (см.

рис. 2 ) , можно считать, что мощных ударных волн на боковой поверхности первой стен-

ки не будет. Для зашиты от ударных волн дниша камеры необходимо принять специаль-

ные меры, например создать в слое пузыри газа или генерировать поверхностные волны

с амплитудой 1 0 - 2 0 см. Неплоская конфигурация внутренней поверхности ЖПСБ может

существенно уменьшить импульс, передаваемый первой твердой стенке.

5. ГИБРИДНЫЕ ВНЕШНИЕ БЛАНКЕТЫ

Изучались различные варианты схемы ГИТРЭП. В частности, исследовалась возмож-

ность наработки урана-233 в массе внешнего бланкета с последующим химическим выде-

лением. Исходный состав внешнего бланкета принимался следующим: 10% окиси тория

и 90% графита при толщине бланкета 5 0 см, причем окись тория считалась диспергиро-

ванной в массе графита.

Представляется эффективным вариант ГИТРЭП - наработчик топлива с гомогенизи-

рованным внешним бланкетом в сочетании с непоглощаюшим ЖПСБ (свинцово-натриевая

смесь). При обогащении тория до 1% по урану-233 полное энерговыделение во внешнем

бланкете и в ЖПСБ составляет 51,7 МэВ на одну реакцию синтеза, что соответствует

средней тепловой мощности реактора 2,9 ГВт (при v = 0,1 имп./с), при этом скорость

производства урана ~ 2 т/ГВт в год, а полное производство (при коэффициенте нагруз-

ки реактора ^ 0,8) около 4,5 т в год. Внешние поставщики должны обеспечить данный

Ю'3 Хус

Рис. 5. Зависимость энерговыделения во внешнем бланкете ст времени(ЖПСБ из свишгово-натриевой смеси, 1%-ное обогащение по урану-233)

50

реактор тритием в количестве 4 4 кг в год. Необходимо отметить, что длительность им-

пульса тепловыделения во внешнем бланкете, работающем на замедленных в ЖПСБ ней-

тронах, значительно больше длительности тепловыделения в ЖПСБ. Как видно из рис. 5,

основное тепловыделение происходит через 2J -^ 1О~ i 10~ с после микровзрыва. Это

означает, что возникновение динамических растягивакяиих усилий, способных привести

к отколу вещества при А Т~> 1 0 0 i 200°C, во внешнем бланкете маловероятно из-за

невыполнения критерия мгновенности энерговыделения.

З а к л ю ч е н и е

Проведенный анализ приводит нас к убеждению, что в концепции редких взрывов

сложность проблемы выбора материалов реакторной камеры усугубляется в связи с рез-

ким возрастанием интенсивности импульсных нейтронных и тепловых потоков. При. выб-

ранных тепловой мощности реактора и частоте повторения микровзрывов реактор пред-

ставляется эффективным, когда интенсивности импульсных нейтронных и тепловых пото-

ков в твердой первой стенке превышают допустимые пределы для существующих конструк-

ционных материалов. Это заставляет нас искать новые схемные решения ИТРЭП. Схема

с жидкой первой стенкой представляется одним из возможных решений этой проблемы.

Л и т е р а т у р а

1. Велихов Е.П. и др. Предварительный анализ схем импульсного термоядерного реак-тора на релятивистских электронных пучках. - "Атомная энергия", 1978, т. 4 5 ,вып. 1, с. 9 - 1 8 .

2. Kulcinski G.L. The Newest Frontier in Radiation Damage

Research-Laser Fusion Reactors. UWEDM-25O, June 1978.

3. Калмыков А.А., Кондратьев В.Н., Немчинов И.В. О разлете мгновенно нагретоговещества и об определении его уравнения состояния по величине давления и импуль-са. - ПМТФ, 1966, № 5, с. 2.

4. Волков В. Г. и др. В кн.: Доклады Всесоюзной конференции по инженерным пробле-мам термоядерных реакторов. Т. 2. Л., 1977, с. 114.

5. Зельдович Я.Б., Райзер Ю.П. Физика ударных волн. М., "Наука", 1966, с. 5 3 0 .

6. JFraas A.P. Pulsed Laser Ignated Thermonuclear Reactor.

US Patent, 3.364.239, 1971.

7. Maniscalco J. e.a. Civilian Applications of Laser Fusion.

UCRL-52349. Nov. 17, 1977.8. Avci H., Kulcinski G. UWFDM-208, May 1977.9. Аранчук Л.Е. и др. Исследования по проблеме термоядерного синтеза с инерцион-

ным удержанием на основе электронных пучков. Докл. на VII Международной конфе-ренции по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу (Инсбрук, 1978) .IAEA-CN-37/M-1.

10. Марин СВ., Марковский Д.В., Шаталов Г.Е. Препринт ИАЭ - 2 8 3 2 . М., 1977.

51

ТРАНСПОРТИРОВКА МОЩНЫХ РЕЛЯТИВИСТСКИХ ПУЧКОВ

В НЕОДНОРОДНЫХ МАГНИТНЫХ ПОЛЯХ

Ю. И. Архангельский, В. В. Булан, В. П. Власов,С. Л. Недосеев, В. Д. Рютов, Т. И. Соколова

Результаты экспериментов по транспортировке релятивистских электрон-ных пучков на установке СОМ-М (энергия электронов 3 0 0 кэВ, ток пуч-ка 7 5 кА, энергия 1 кДж), неоднородное магнитное поле которой модели-рует магнитно" поле установки 'Ангара-5*, сравниваются с расчетом на ЭВМтраекторий электронов в одночастичном приближении. Показано, что при опти-мальном для транспортировки пучка давлении и достаточно большом магнит-ном поле (4 кГс) движение пучка может быть описано в одночастичном при-ближении. Эффективность транспортировки пучка на 1,4 м составила 80%.

В в е д е н и е

Анализ современного состояния исследований по инициированию термоядерного

микровзрыва с помощью релятивистских электронных пучков (РЭП) позволяет выделить

как одну из самых важных проблему эффективной транспортировки сильноточных пучков

к мишени от генератора. Как известно, для инициирования микровзрыва Д - Т-мишениg

с энерговыходом 10 Дж необходимо сфокусировать на ее наружную оболочку РЭП6 14

с полной энергией 5 .10 Дж при мощности 10 Вт, причем концентрация энерго-13 2

выделения на оболочке должна быть не хуже 10 Вт/см . Максимальная энергия

электронов в пучке, определяемая из условия эффективного их торможения в оболочке,

2 МэВ, так что полный ток инициирующих РЭП достигает 5.10 А. Генераторы таких

пучков - весьма крупные сооружения. В проекте установки *Ангара-5' (А-5) [ l j для

генерации РЭП применяется 4 8 модульных генераторов, их выходные устройства -

ускорительные трубки - удалены от мишени на 6 м, что и определяет длину транспор-

тировки РЭП.

В будущем термоядерном реакторе, использующем повторяющиеся микровэрывы,

система генерации РЭП будет в принципе сходна с ускорительным комплексом уста-

новхи А-5. Однако жесткие требования к ресурсу работы реактора (полное число мккро-52

7взрывов 10 ) заставляют предпринимать специальные меры по зашите ускорит^- 1ьнь>.х

трубок от воздействия микровзрывов.

В настоящее время известны и исследуются различные способы трансга^щф'Тш:;'

РЭП: вдоль вакуумных линий с магнитной самоизоляцией [2] ; внутри вакуум:;ьх i-ан -

лов с диэлектрическими стенками £з] ; вдоль взрывающихся проволочек [-4] , через

плазму, создаваемую различного вида разрядами или самим электронные гулком. При-

чем в ряде случаев используется внешнее магнитное поле.

В проекте ИТРЭП [ д ] предложено использовать, в частности, способность РЭП

двигаться по изогнутым вакуумным линиям с магнитной самоизоляцией или вдоль криво-

линейных силовых линий магнитного поля. При транспортировке и фокусировке РЭП с по-

мощью системы вакуумных линий с магнитной самоизоляцией можно подвести катоды,

эмиттируюшие РЭП, непосредственно к мишени. Такая система состоит из конических

коаксиальных труб, сходящихся от модульных ускорителей к мишени, или из дисков,

в центральной части которых располагается мишень. При каждом микровзрыве часть ли-

ний будет уничтожена, поэтому с инженерной и экономической точек зрения для ИТРЭП

эта система невыгодна, как, впрочем, и любая другая, содержащая большое количество

конструкционных материалов и элементов сложной конфигурации. Гораздо удобнее исполь-

зовать транспортировку РЭП в плазме или газе, находящихся во внешнем магнитном по-

ле, силовые линии которого сходятся к мишени.

Для перспективных разработок ИТРЭП желательно иметь математический аппарат,

позволяющий оценивать эффективность транспортировки в различных магнитных конфигу-

рациях. Простейшим методом таких оценок мог бы стать расчет движения электронов

во внешних магнитных полях в одночастичном приближении. Однако значительно более

сложная реальная картина распространения РЭП от ускорителя к термоядерной мишени

(наличие значительных собственных магнитных полей, возможность развития коллектив-

ных процессов и др.) может привести к тому, что одночастичное приближение не будет

соответствовать действительности.

Исследованию движения электронов в одночастичном приближении в магнитном поле

установки СОМ-М, сравнению этих вычислений с экспериментальными данными, выясне-

нию границ применимости одночастичного приближения в условиях, моделирующих распро-

странение сильноточного релятивистского электронного пучка в термоядерной установке

А-5, и посвящена настоящая работа.

Э К С П Е Р И М Е Н Т А Л Ь Н А Я У С Т А Н О В К А

Установка СОМ-М состоит из ускорителя, откачиваемой камеры дрейфа и магнит-

ной системы (рис. 1). В качестве промежуточного накопителя ускорителя используется

53

двойная коаксиальная формирующая пиния Блюмлейна с водяной изоляцией, заряжаемая

от генератора импульсного напряжения (ГИН), собранного по схеме Аркадьева - Маркса.

ГИН размещен в баке с трансформаторным маслом. Энергия, запасаемая в ГИН при ра-

бочем зарядном напряжении 7 0 кВ, 5 кДж. Двойная формирующая линия (ДФЛ) комму-

тируется управляемым газовым разрядником с искажением поля. Нагрузкой ДФЛ являет-

ся ускорительная трубка, сопротивление которой в согласованном режиме 2,6 Ом. В ди-

одной части ускорителя расположена вакуумная линия длиной 4 0 см, работающая в ре-

жиме магнитной самоизоляции. Она дает возможность формировать пучок непосредствен-

но у входа в камеру дрейфа в области сильного магнитного поля. В качестве рабочего

катода используется брусок графита, анода - алюминизированный лавсан толщиной 12мкм.

Образующийся в диоде пучок (сечением 3x1 см) инжектируется в промежуточную камеру

из нержавеющей стали ( 3 6 x 1 0 x 2 0 0 см). Рабочее давление остаточного газа в камере

менялось от 1 0 " до 2 0 торр. Вакуумная линия, диод и камера дрейфа помещены в маг-

нитное поле, создаваемое магнитной системой, моделирующей магнитную систему уста-

новки А-5 для о-лого пучка.

Рис. I . Схема установки СОМ-М: 1 - ГИН; 2 - промежуточный нако-питель; 3 - диодная часть; 4 - часть магнитной системы и камеры

дрейфа

Поведение магнитных полей в пространстве и ход радиально сходящихся силовых

линий в установке СОМ-М изучались с помощью расчетов на ЭВМ. Были приняты сле-

дующие допущения: магнитная система считалась аксиально-симметричной, т.е. соответ-

ствующей магнитной конфигурации А-5; токонесущие витки обмоток полагались бесконеч-

но тонкими. Вблизи экваториальной плоскости и вдали от боковых токовых перемычек -

именно в той области, где дрейфует пучок, такое приближение должно быть справедли-

вым. Его подтверждает сравнение экспериментальных промеров магнитного поля в систе-

ме СОМ-М с результатами расчетов (рис. 2 ) .

"~- измерения на оси камеры

а

25 50 75 100 ISO /IS

<о as%ш 5сп

TS НЮ

6

*sr г,см\

Рис. 2. Зависимость компонент магнитного поля Вп{&) и ^>(б) от радиуса

/Q

toe tts /$o г, см

Рис. 3. Конфигурация магнитных снловых линий в /Р- X -плоскости установки СОМ-М

55

Магнитные силовые линии в установке СОМ-М рассчитывались в цилиндрической

системе координат по формуле f 6 j :

Ibk.где Эsconst - ток в витках; /» , % - текущие координаты; K±i ~(a- + rf+(z *A. У* '

<% - радиус £-го витка, Лг - расстояние от I -го витка до экваториальной плоско-

сти; К и £ — полные эллиптические интегралы; п = 9 0 - число витков в верхней

и нижней полуплоскости. Число витков п , их размеры в± и расположение А/ дуб-

лировали магнитную систему реальной установки СОМ-М. Направления токов в витках

при X "> О и 2f •* О противоположны.

На рис. 3 приведены силовые линии магнитного поля, полученные таким образом.

Видно, что на участке транспортировки от точки инжекции ("£ = 170 см) до входа

в антипробкотрон ( 1 = 3 0 см) силовые линии, выходящие из катода ускорителя

( | £ | < 5 мм, t. = 1 7 0 см), имеют слабую расходимость. При дальнейшем приближении

к оси установки они приобретают форму, характерную для системы со встречными маг-

нитными полями, - быстро уходят вдоль & .

С использованием известных формул [l] для компонент магнитных полей в цилин-

дрической системе координат:

на ЭВМ были вычислены Вп и &% в магнитной системе, моделирующей установку

СОМ-М.

На рис. 2,а проводится сравнение экспериментальных измерений зависимости &п

от Г с результатами расчета. Небольшие отклонения связаны, видимо, с наличием в ре-

альных условиях металлической камеры и с заменой дополнительной катушки, создающей

повышенное поле в районе катода, на систему аксиально-симметричных витков. Вычисле-

ния показали, что при удалении от экваториальной плоскости на расстояние /2Г/ < 5 см

компонента Вр меняется незначительно. Отметим, что в плоскости X « +5 см располо-

жены стенки камеры дрейфа. Зависимость компоненты S-. от /* показана на рис. 2,6.

56

Таким образом, все пространство дрейфа релятивистского пучка от ускорителя

до центра системы можно разбить на три характерных участка: 1) распространение пуч-

ка в спадающем магнитном поле; 2) транспортировка в практически однородном магнит-

ном поле; 3) ловушка со встречными полями.

РЕЗУЛЬТАТЫ ЭКСПЕРИМЕНТА

В экспериментах по транспортировке использовался пучок с yf" - 4 (энергия

электронов 3 0 0 кэВ, ток пучка 7 5 кА, энергия в пучке 1 кДж). Для выяснения качест-

венной картины распространения пучка при различных давлениях и магнитных полях

в камере дрейфа на различных расстояниях от анода устанавливались рамки с тонкой

фольгой, по повреждениям которой можно было судить о форме распространяющегося пуч-

ка. Лучшее прохождение пучка наблюдалось при давлениях 0 , 5 - 1 , 0 торр и магнитном

поле на участке транспортировки 4,0 кЭ. При больших давлениях (5 торр и выше)

пучок распадался на несколько нитей.

Кроме того, измерялась энергия пучка, попадающего на калориметр, расположен-

ный в 14О см от анода, при различных давлениях и магнитных полях (рис. 4 ) . Эфф&ч-

тивность транспортировки ? максимальна при давлении 0,6 торр и м а н а т о м поле

на участке транспортировки 4 кЭ. При уменьшении магнитного поля и изменении давле-

ния в камере дрейфа £ падает. Измерялась также энергия, попадающая на графитовый

10 Н,кГс

Рис. 4. Зависимость эффективности транспортировки пучка от давления в камередрейфа (а) и от магнитного поля (б) при оптимальном давлении (величина маг-

нитного поля относится к участку транспортировки)

Эффективность транспортировки равна отношению энергии, попадающей на калориметрразмером 7x13 см, к полной энергии пучка.

57

.:" \

Рис. 5. Зависи-мость эффектив-ности транспор-тировки пучкаот положениякалориметрапри оптималь-ном давлении

/20г,сц

калориметр шириной 7 см, при различных расстояниях его до анода (рис. 5) . На рас-

стояниях от калориметра до анода О- 140 см показания калориметра практически не ме-

няются. При увеличении расстояния энергия, попадающая на калориметр, уменьшается

(до 50% от начальной при расстоянии до анода 1 5 0 см). За начальный уровень принима-

лись показания калориметра, коллектор которого использовался одновременно в качестве

анода диода, создающего пучок. Оценка полного тока в к а м е р е ^ при давлении 0,5 торр

по сигналу магнитного зонда дает величину 2 — 4 к А.

Как и в работах [ в , 9J , зависимость эффективности транспортировки от давления

имеет оптимум и эффективность увеличивается при возрастании магнитного поля. Услож-

няющим обстоятельством в нашем случае был тот факт, что инжекция осуществлялась

в переменное по длине магнитное поле. Существование градиентов магнитного поля может

приводить к дрейфу электронов от плоскости X = О. Выход силовых линий на стенки ка-

меры также ухудшал условия транспортировки. При оптимальном давлении и достаточно

большом внешнем магнитном поле собственные поля пучка не должны оказывать замет-

ного влияния на движение электронов. При этом движение можно было описывать в одно-

частичном приближении.

Для получения характеристик распространения пучка в одночастичном приближении

на ЭВМ были проведены численные расчеты уравнения движения релятивистского элек-

трона:

Cft *~ L ' J г (3)

позволившие вычислить траектории движения частиц. В течение времени инжекции РЭП

( 5 0 не) магнитные поля в установке СОМ-М можно считать постоянными, а потому£ & Я «2

постоянным будет и квадрат полной скорости V = V + V * V- , Учитывая это

58

обстоятельство, уравнение (3) можно записать в цилиндрической системе координат

в виде

\е\dt

dv.

-l£±(v В -v Втс \ vz г г* х

где Vn , V(f , >/г - компоненты скоростей; ( г - ^S )

(4)

, В? -

компоненты магнитных полей в установке, задаваемые формулами ( 2 ) . Для решения

уравнений (4) необходимо задание начальных условий, что представляет определенную

трудность из-за отсутствия соответствующих экспериментальных данных.

Численный расчет нескольких траекторий электронов с различными соотношениями

между VJ», Vy , Vg показал, что характер траекторий не сильно зависит от первона-

чального разброса скоростей. Траектории электронов, инжектируемых с f = 1 7 0 см,

Рис. 6. Зависимостидля электрона: а -

Р от г , б - а^от ъ. V 1 7 0

г а

„=0

I

60 90

*'о во59

энергией 3 0 0 кэВ и значительной поперечной скоростью ( - 1 £ = ~ ^ = ^ д л я верхней

полуплоскости и-V^. = Wg = - V4 для нижней полуплоскости), показывают (рис. 6 ) , что

в сильных магнитных полях (при расчете поле на участке транспортировки выбиралось

равным 4 кЭ) частицы двигаются практически вдоль силовых линий и даже при инжекции

на малых расстояниях от плоскости % = О уход на стенки камеры будет существен. Для

сравнения с результатами экспериментов была построена (по траекториям ведущих цент-

ров) зависимость относительной эффективности попадания электронов на коллектор разме-

ром 7x13 см от расстояния до центра ловушки (&). Размеры коллектора совпадают

с размерами использованного в экспериментах калориметра. Кроме того, были получены

сечения пучка поверхностями *t = COHS* на расстояниях 2 0 , 70, 120 и 1 7 0 см

от центра (рис. 7,а). Зависимость эффективности транспортировки от ? (см. рис. 5 ) ,

полученная экспериментально, близка к вычисленной в одночастичном приближении. На ка-

лориметр также могли попадать и те электроны, ведущие центры траекторий которых про-

ходят мимо калориметра из-за колебаний в пределах ларморовского радиуса. Результаты

опытов, в которых пучок прожигал фольги, соответствуют одночастичному приближению.

Форма отверстий в фольгах близка к сечениям пучка, полученным в расчетах (см. рис.7).

Рис. 7. Сечения пучка, полученные на различных расстояниях от анода в одно-частичном приближении (а) и путем усреднения экспериментальных результатов (б)

Некоторое различие можно объяснить тем, что усреднение экспериментальных данных для

*£ " 7 0 и 1 2 0 см производилось для отверстий в фольгах, полученных не обязательно

при оптимальных для транспортировки условиях. В эксперименте расстояние между двумя

частями разделившегося пучка при t « 2 0 см меньше, чем это следует по одночастич-

ному приближению. По-видимому, это результат меньшего углового разброса по скоро-

стям в пучке, чем предполагалось при расчете. Отметим, что отношение собственного

магнитного поля пучка в плазме ( Н - ж 3 3 0 Э) к внешнему ведущему магнитному

полю составляло около 0 , 1 , что также могло быть причиной расхождений.

Ках показывает форма отверстий в фольгах, при давлении в камере, отличающем-

ся от оптимального, влияние собственных полей пучка приводит к неустойчивостям формы

60

и распаду пучка. Повороты пучка как целого также могут быть результатом воздействия

собственного магнитного поля, но существование похожего эффекта в одночастичном

приближении не дает возможности сделать выбор между механизмами. Для получения бо-

лее детальной информации о поведении пучка при транспортировке необходимы система-

тические съемки рентгеновского излучения из мишеней, перегораживающих путь пучку.

З а к л ю ч е н и е

Результаты эксперимента показывают, что при транспортировке сильноточного элек-

тронного пучка при оптимальных давлениях газа в камере дрейфа и в достаточно боль-

шом магнитном поле движение пучка может быть описано в одночастичном приближении.

Эффективность транспортировки в магнитной конфигурации, моделирующей магнитную си-

стему установки А-5, оказалась достаточно высокой (80% на расстоянии 1,4 м от точ-

ки икжекшга). Потери определялись в основном апертурнымн ограничениями. Однако

по мер* приближения РЭП к центру антипробкотрона пучок уходит вверх и вниз по сило-

вым линиям, не достигая центра ловушки, где должна располагаться термоядерная ми-

шень. Поэтому для улучшения фокусировки пучка мишень либо нужно сдвинуть из центра

по оси » пробку антипробкотрона, либо хаким-то способом 'сорвать* пучок с силовых

линий. В первом случае из условия сохранения магнитного потока следует, что толщина—2

пучка • области инжекшп должна быть предельно малой ( " 1 0 см). Во втором слу-

чае перехват пучка должен осуществляться гипотетическим устройством, изучение кото-

рого представляет самостоятельную задачу.

Л и т е р а т у р а

1. Рудаков ЛИ. - 'Физика плазмы', 1978, т. 4, вып. 1. с. 72.

2. Баранчиков Е.И. и др. - ЖТФ, 1976, т. 46, вып. 5, с. 1069.

3. Краселев Е.Г., Яблоков Б.Н,-Письма в ЖТФ, 1977, т. 3, вып. 15, с. 775.

4. Miller Р.А. •.*. - Phys. Rev. Let t . , 1977» v. 39, N 2, p . 92.5. Велихов Е.П. и др. - 'Атомная энергия', 1978, т. 45, вып. 7, с. 12.

6. Морозов А.И., Соловьев Л.С. Геометрия магнитного поля. - В сб.: Вопросы теорииплазмы. Вып. 2. М., Госатомиздат, 1963, с. 3 2 . ^

7. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Электродинамика сплошных сред. М., Фиэматгиэ, 1959,с. 168.

8. Валлис Г. ж др. -УФН, 1974, т. 113, вып. 3, с. 4 3 5 .

9. Stallings С. ••*• - Phya. Rev. Let t . , 1972, v. 28, N 11,p» 653.

ei

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯНА ОСНОВЕ РЕАКТОРАС ЧАСТИЧНО ИСПАРЯЮЩИМСЯ ЛАЙНЕРОМ

И. М. Артюгина, В. А. Желтое, В. В. Кантан, А. В. Комин,В.М. Корень, М. В. Кривошеее, А. Б.Минеев, А.Н.Смирнов

Изложены результаты анализа концепции импульсного термоядерного реакторас толстым лайнером, выделение энергии реакции в котором недостаточно для егополного испарения. Путем численных расчетов показано, что энерговыделениев импульсе порядка 8 ГДж, характерный размер камеры реактора 3 м, началь-ная толщина лайнера около 1 м. Кратко описаны основные системы реактора.Принята блочная структура электростанции; блок содержит 4 реактора ( I ре-зервный). Электрическая мощность блоха около 2,4 ГВт, коэффициент преобра-зования тепловой энергии в электрическую 50%. Оценены технико-экономичес-кие показатели электростанции.

Одной из разновидностей импульсных термоядерных систем является реактор с ку-

мулируюншм лайнером (РКЛ), в котором нагрев плазмы осуществляется при ее быстром

сжатии плотной массивной оболочкой-лайнером [ l - 5 j . Преимущество таких реакторов

перед реакторами на основе кваэисташюнарных систем типа "токамак' [6J состоит а за-

щищенности стенок камеры от воздействия таких факторов термоядерного взрыва, как

излучения из плазмы, нейтронные потоки и бомбардировка заряженными продуктами реак-

ции. По сравнению с реахторами, использующими инерциалыюе удержание плазмы микро-

мишеней [7, 8] , в РКЛ плотность подводимой мощности на несколько порядков ниже,

что существенно облегчает проблему подвода энергии.

Физические и технические проблемы одной из модификаций РКЛ анализировались

• [ l j . В настоящей работе рассмотрена ТЯЭУ на основе другого типа РКЛ - реактора

с частично испаряющимся лайнером, концепция которого предложена в [2J .

Основная особенность реахтора с хумулируюшнм ненспаряемым лайнером (РКНЛ)

заключается в том, что толщина лайнера в момент максимального сжатия плазмы много

больше внутреннего радиуса лайнера и энергии, выделяющейся в результате реакции, не-

достаточно для его полного испарения. Общая для всего направления проблема обеспече-

ния устойчивости лайнера решается путем придании ему вращательного движения вокруг

62

оси. Подбором скорости вращения можно добиться стабилизации рэлей-тейлоровской не-

устойчивости внутренней поверхности лайнера. Устойчивости внешней поверхности лайне-

ра в процессе его ускоренного движения к оси (сжатия) можно достигнуть, как предло-

жено в [2J , располагая на внешней поверхности лайнера секционированные поршни,

передающие усилия, необходимые для его ускорения. Схема реактора приведена на рис. 1.

Рис. 1. Схема РКНЛ:С , Ь„ " #„ -приведенные парамет-

ры схемы

Начально* лможение Макситн сшатия.

Жидкометаллхчесхий лайнер движется в каналах с параллельными стенками, находящих-

ся внутри вращающейся структуры. Поршни выполнены в виде полос, расположенных

по образующей цилиндра. Лайнер имеет цилиндрическую форму, сжатие его к оси осу-

ществляет'« только по радиусу.

Сносе5 ускорения лайнера - электродинамический. Лайнер ускоряется давлением

магнитного поля, создаваемого током, протекающим по внешней поверхности лайнера

(по поршням). Обратным токопроводом служит внутренняя поверхность цилиндрической

части корпуса камеры.

В полость лайнера в заданный момент времени инжектируется форплаэма. Уход

плазмы в торцы предотвращается материальными стенками. Для уменьшения скорости

ухода энергии на стенки в плазму в процессе ее образования вмораживается магнитноер

пола с силовыми линиями замкнутой конфигурации. Величина & — -~- » / (Р

и /~t - давление плазмы и магнитного поля соответственно). *

Основные параметры реактора определялись из упрошенных численных расчетов

при условии обеспечения средней тепловой мощности порядка 1-2 ГВт. Использовалась

модель однородной и устойчивой плазмы. Источниками нагрева считались сжатие плазмы

63

и поглощение энергии оС -частиц, выделяющихся при Ci - t -реакции, учитывалось тор-

мозное излучение из объема плазмы. Наиболее существенные из неучтенных каналов по-

терь энергии из плазмы - это волна охлаждения (для расчетного варианта - до20%[9])

и, если плазма окажется неустойчивой, явления аномального переноса. Основные харак-

теристики РКНЛ следующие:

Начальный радиус лайнера:

внешний 2,7 м

внутренний 1,8 м

Длина лайнера 3 м

Начальная частота вращения лайнера 11 с

Масса лайнера 2 6 0 т

Максимальная скорость внутренней поверхности лайнера 4 0 0 м/с

Минимальный радиус внутренней поверхности лайнера 0,1 м

Длительность процесса сжатия лайнера к оси 2 0 мс

Толщина лайнера в максимуме сжатия 2 м9 2

Давление плазмы в максимуме сжатия 3 . 1 0 Н/м

Начальные параметры плазмы в полости лайнера:

энергия 15 МДж

температура 4 0 0 эВ

Энергия в накопителе системы ускорения 2,5 ГДж

Длительность процесса энерговыделения 1 мсОбщее энерговыделение за импульс (включая энергию,выделяющуюся в лайнере по реакции 6/jL(n,t)4He ) 8 ГДж

Возможная конструкция реактора, в котором используются перечисленные выше

принципы, приведена на рис. 2 . Расположение камеры вертикальное. Внутри корпуса ре-

актора размешается прочная камера цилиндрической формы. Длина камеры 6 м, диа-

метр 8 м, толщина стенок 1 м. Торцы камеры закрыты шайбами толщиной 1,5 м. Диа-

метр осевых отверстий 2,5 м. Отверстия закрываются подвижными массивными пробка-

ми общей массой 1 2 0 0 т. Стенки пробок, обращенные внутрь камеры, а также внутрен-

няя поверхность лайнера, ограничивают объем плазмы. Под действием давления, возника-

ющего в плазме и в материале лайнера в процессе протекания термоядерных реакций,

пробки медленно смещаются; приобретенный пробками импульс гасится с помощью демп-

феров.

Камера приводится во вращение с помощью специальных приводов и внутрь камеры

подается расплав материала лайнера. Лайнер формируется под действием центробежных

сил и приобретает форму, близкую к цилиндрической. Каналы, внутри которых движутся

твердые поршни, образуются клиновидными диэлектрическими вставками. Вставки встроены

84

Рис. 2. Обший вид реактора: 1 - лайнер; 2 - силовойудерживающий корпус; 3 и 17 - трубопроводы подачихолодного и отвода горячего жидкого металла лайнера;4 - система вращения камеры; 5 - ппаэмопровод; 6 -инжектор плазмы; 7 и 12 - верхний и нижний демпфе-ры; 8 - откачка инжектора; 9 и 11 - верхняя и ниж-няя демпфирующие системы; 10 - направляющие порш-ни; 13 - трубопроводы вывода горячего материалалайнера из реактора в теплообменник; 14 - токопод-

воды; 15 - корпус реактора; 16 - конденсатор

65

в изолятор, отделяющий корпус камеры от поршней и лайнера. Толщина изолятора 0,2 м,

высота клиньев 1 и, длина 3 м, число клиньев - 2 4 . Напряжение в камеру и к движу-

щимся поршням подается с помощью скользящих контактов.

Благодаря наличию толстостенного лайнера существенно ослабляется поток ней-10 —2 — I

тронов на стенки камеры (до 10 см . с на цилиндрический участок и до13 —2 —1

^ 1 0 см .с на торцевые участки). Стенки защищены также и от импульсных

тепловых нагрузок, но их температура близка к температуре жидкометаллического лай-

нера. Самым серьезным видом нагрузок на стенки оказываются импульсные механичес-

кие, которые действуют на цилиндрическую часть камеры - в процессе ускорения и раз-

лета лайнера и на торцы - во время термоядерной реакции. Поэтому, одной из главных

технических проблем является обеспечение механической прочности камеры, она

связана с выбором материалов, выдерживающих многократные циклические нагрузки9 2 7 8

до 10 нейтр./м в течение 10 - 1 0 циклов.

Материал лайнера должен иметь высокую плотность, характеризоваться минимально

возможными температурой плавления, упругостью пара и сжимаемостью. Так как в си-

стеме с толстостенным лайнером воспроизводство трития во внешнем бланкете затрудни-

тельно, то желательно обеспечение воспроизводства непосредственно в материале лайне-

ра. В качестве возможного материала лайнера выбрана эвтектика Рб^Ьс^ Т ~ 230 С,

J* ~ 8 , 6 . 1 0 Э кг/мЭ, С~ 0,2 кДж/(кг.град)} , использование которой при выбранной

толщине лайнера обеспечивает воспроизводство трития.

В результате энерговыделения часть материала лайнера (М ~ 2 0 0 0 кг) испаря-

ется. Для приведенных параметров реактора в паре с давлением 8.10 Н /м и темпе-

ратурой 3 0 0 0 К запасается энергия 2,2 ГДж. Энергия 3,8 ГДж содержится в виде теп-

ловой энергии внутреннего слоя лайнера массой 2 5 т (средняя температура 1400°С).

Часть энергии реакции ( 2 ГДж) расходуется на ускорение лайнера при его разлете.

Для преобразования тепловой энергии была выбрана схема, по которой пар конден-

сируется либо в камере реактора, либо в специальном конденсаторе, а конденсат вместе

с нагретым материалом лайнера поступает в теплообменник после каждого термоядерно-

го цикла.

В качестве рабочего тела во втором контуре ТЯЭС предлагается гелий под давле-

нием 6 0 атм. Создание теплообменника (ТО) жидкий металл - газ является одной

из трудных проблем ТЯЭС на основе РКНЛ, особенно с учетом импульсного характера

энерговыделения. Последняя трудность может быть уменьшена в случае использования

одного теплообменника для нескольких реакторов, работающих последовательно с равно-

мерным сдвигом во времени. Объем и вес теплообменника оказываются большими, а ма-

териалы, рассчитанные на высоте температуры, дороги. Поэтому теплообменное обору-

дование ТЯЭС - одна иа дорогостоящих частей станции.

66

Предложенный тип ТО - регенеративный, трубчатый. Общая площадь поверхности2

теплообмена 4 0 тыс. м , вес 5 0 0 т.

При температуре гелия на выходе из ТО 1 2 0 0 С представляется разумным испол! -

зовать для преобразования энергии парогазовую установку (ПГУ). В нижней части цикла

(рис. 3) предлагается применить паровую турбину на сверхкритические параметры пара

( Z*'"4 '2,4.10 Н/ы , Т~ 5 6 0 С) . Серьезной проблемой будет обеспечение надежной

и эффективной работы газотурбинной установки. Отметим, что уже сейчас начаты перс-

пективные исследования f 10J по созданию турбин на начальные температуры газа

до 1600°С.

Рис. 3. Принципиальнаясхема системы преобра-зования энергии с исполь-зованием ПГУ: 1 - реак-тор; 2 - конденсатор пара,"3 - трубопроводы жид-кого металла; 4 - буфер-ная емкость; 5, 10 - теп-лообменники; 6-8 - ча-сти паровой турбины вы-сокого, среднего и низ-кого давлений; 9 - кон-денсатор; 11 - пароге-нератор; 12 - газоваятурбина; 13 - компрес-соры низкого и высокого

давлений

-О

Общий КПД (брутто) ПГУ достигает 54% и мощность 2 0 0 0 МВт при условии ра-

боты не одну установку трех реакторов.

Кинетическая энергия расширяющегося лайнера может быть использована для на-

качки накопителя системы ускорения лайнера. В качестве основного накопителя предло-

жен униполярный генератор (УГ), имеющий (при энергии 2,5 ГДж) два ротора диамет-

67

- : ' .;>•> ' : ; ' • .

ром 5 м, длиной 4 м каждый. Возможности применения У Г для аналогичной системы

ускорения лайнера РКЛ обсуждались в [ l j . Так как при расширении энергия лайнера

больше, чем при сжатии, потребовалось включать в схему дополнительные УГ: один для

создания добавочного магнитного поля, тормозящего лайнер, другой - для аккумуляции

избыточной энергии ( 0,7 ГДж). Эта энергия может быть с высоким КПД передана

в электрическую сеть. При работе трех реакторов на общую систему УГ мощность, сни-

маемая с системы рекуперации, достигает 4 0 0 МВт.

Режим работы коммутирующей аппаратуры может быть выбран таким образом, что

срабатывание коммутаторов происходит при небольших токах, и особых трудностей при их

разработке, по-видимому, не будет.

Наиболее реальный способ создания форплаэмы с энергией 15 МДж и температу-

рой 4 0 0 эВ, по оценкам, - получение ее в инжекторе с последующей транспорти-

ровкой в камеру реактора. Для этого предлагается коаксиальный инжектор, позволя-

ющий получать плазму с достаточно. Высоким КПД (до 4 0 - 5 0 % f l l j ) . Однако возмож-

ность получения вмороженного магнитного поля при формировании плазменного сгустка

в коаксиальном инжекторе требует экспериментального подтверждения.

По расчетам, длина инжектора должна быть 3 м, диаметры внутренний и внешний

1,2 м и 1,4 м соответственно, напряжение на электродах 3 5 0 кВ. Система питания ин-

жектора включает емкостной накопитель на энергию 5 0 МДж при напряжении 5 5 0 кВ.

Инжектор располагается сверху камеры реактора (см. рис. 2 ) . Ускоренный в ин-

жекторе сгусток плазмы транспортируется по коаксиальному плаэмопроводу длиной

около 5 м в камеру. Внутренняя поверхность плазмопровода образуется поверхностью

одной из пробок, внешней является поверхность стенки корпуса. Для предотвращения по-

падания в канал плаамопровода жидкого металла предусмотрен быстродействующий коль-

цевой шибер.

Кроме описанных выше основных систем - реактора, схемы преобразования энер-

гии, системы ускорения лайнера и получения форплаэмы, характерных для данного типа

реактора, - в состав ТЯЭС входят другие системы. Это система вакуумирования, био-

логическая зашита, система управления и контроля за процессами в реакторе, дистан-

ционной сборки и разборки реакторов, подготовки металла лайнера и другие. На данном

этапе работы эти системы детально не рассматривались. Некоторые из них не являются

специфичными для лайнерных систем, для рассмотрения других i достаточно данных. По-

этому при экономических оценках ТЯЭС на основе РКНЛ стоимость оборудования, вхо-

дящего в эти системы, оценивалась на уровне 10-15% от стоимости основных систем

станции.

Экономические оценки проводились для ТЯЭС, включающей четыре реактора (три

работающих, один резервный или ремонтируемый), двойной комплект УГ системы усхо-

рения лайнера и общую систему преобразования энергии. Общий вид станции приведен

на рис. 4. При частоте повторения циклов реактора 0,2 Пи тепловая мощность станции

составляет 4,7 ГВт, электрическая 2,4 ГВт (с учетом энергии, отводимой от системы

ускорения и рекуперации). КПД брутто ТЯЭС составляет, таким образом, 51%, КПД

нетто оказывается 47%.

ЖХЧЫ

Рис. 4 . Общий вид термоядерной электростанции на основе РКНЛ: 1 - пароваятурбина; 2 - конденсатор; 3 - парогенератор; 4 - главный циркуляционный насос;5 - сборная емкость; 6 - смеситель; 7 - теплообменники; 8 - емкость возвратажидкого металла; 9 - униполярные генераторы; 10 - коммутирующая аппаратура;11 - емкостной накопитель; 12, 1 4 - 1 6 - вспомогательные системы; 13 - реактор;17 - система подготовки жидкого металла; 18 - манипулятор

На современном этапе разработок анализ экономической эффективности ТЯЭС но-

сит условный характер. Задача такого анализа - определить возможный уровень капи-

тальных вложений и их примерную структуру, что позволит в процессе дальнейшей раз-

работки принимать технические решения, обеспечивакшие приближение затрат к уровню

предельно допустимых. Согласно [12J предельно допустимые капиталовложения в ТЯЭС

к 2 0 0 0 году оцениваются в 4 0 0 руб./кВт.

Методом прямого счета оценивалась стоимость оборудования термоядерного блока

и машинного зала. Капиталовложения в энергетический блок на основе РКНЛ ориентиро-

вочно можно охарактеризовать следующими цифрами, %:

Реактор и оборудование 2 0 - 23

Система накопителей энергии 14

Теплообменное оборудование 14-10

Машинный зал 16-21

Неучтенное оборудование 10

Строительная часть, зашита 3 0

Удельные капиталовложения на 1 кВт полезной мощности находятся на уровне пре-

дельно допустимых и могут составить 3 5 0 - 4 5 0 руб./кВт в зависимости от схемы пре-

образования энергии и вида основных конструкционных материалов.

Себестоимость электроэнергии и удельные приведенные затраты оказываются близ-

кими к аналогичным показателям для замещаемых энергоустановок, в качестве которых

на уровне 2 0 0 0 года рассматривались КЭС на органическом топливе и АЭС на быстрых

нейтронах.

Приведенные численные характеристики ТЯЭ^ ь '* предварительный и ориентиро-

вочный характер еще и потому, что многие исходные данные были выбраны без оптими-

зации параметров как самого реактора, так и станции в-целом.

Рассматриваемый тип реактора, как представляется, имеет ряд преимуществ по

сравнению с известными проектами термоядерных реакторов, поэтому имеет смысл про-

должить работу по оптимизации параметров системы.

К основным достоинствам рассматриваемой модификации реактора с лайнером, как

уже указывалось ранее, относятся сравнительно простой способ подвода энергии для за-

жигания реакции, отсутствие проблемы первой стенки благодаря защищенности ее от фак-

торов термоядерного взрыва, возможность получения рабочего тела с высокими парамет-

рами и возможность преобразования части энергии реакции с высоким КПД без исполь-

зования теплового цикла.

К проблемам следует прежде всего отнести физические: создание плазмы в инжек-

торе с требуемыми параметрами, транспортировка сгустка плазмы в камеру реактора,

устойчивость и термоизоляция плазмы при ее сжатии лайнером.

Основной технической проблемой данной модификации реактора является, как ука-

зывалось ранее, обеспечение необходимого ресурса работы камеры, стенки которой испы-

тывают мощные импульсные механические напряжения. Другой сложной технической про-

блемой представляется реставрация участков поверхности торцов, контактирующих с плаз-

мой и подвергающихся воздействию всех видов нагрузок, сопровождающих термоядерную

реакцию, включая давление и нейтронные потоки. Размеры этих участков относительно

70

невелики, что облегчает решение этой задачи, однако еще предстоят поиски опти-

мального способа.

Существуют и другие проблемы, менее острые, но достаточно серьезные. К ним,

например, можно отнести обеспечение вращения камеры, передачи больших токов через

скользящие контакты. Рассмотренные конструктивные решения этих задач не окончатель-

ны и необходимы опытно-конструкторские работы в обоснование возможных решений.

Достаточно сложные технические задачи возникнут и при попытках реализации дру-

гих элементов термоядерной электростанции, например, теплообменника металл - газ

и системы рекуперации энергии и накопителей энергии.

Дальнейшая проработка конструкций как реактора, так и станции в целом с уче-

том выявляемых при технико-экономическом анализе проблем может потребовать изме-

нения приведенных в статье параметров реактора, если окажется невозможным найти

приемлемые технические решения для отдельных узлов.

Л и т е р а т у р а

1. Баранов Г.А. и др. - "Изв. АН СССР. Серия: Энергетика и транспорт*, 1975,№6.

2. Robs on А.В., Turchi P.J. Pulsed High Beta Plasmas Proc.

3 Top, Conf. (Culham), 9-12 sept. 1975.

3. Алиханов С.Г., Конкашбаев И.К. Термоядерная система "прямой эет-пинч-лаянер'.'Докл. на советско-американском семинаре "Импульсные термоядерные реакторы"(Ленинград, 1 9 7 5 ) .

4. К/ртмуллаев Р.х. и др.Ргос. on 5-th Oonf • on Plasma Phys. and

Oontr. Nlicl. Fus. Res. (Tokyo, 1974)» v. 2.5. Белан В. Г. и др. О применении бейсбольных ловушек для удержания плотной высокой-

температурной плазмы. Докл. на советско-американском семинаре "Импульсные тер-моядерные реакторы" (Ленинград, 1 9 7 S ) .

6. Davis J.M.,Kulcinski G.L. - Nucl.Pus.,1976,v.16,N 2,p.355.7. Hudakov L.J., Babykin M.V. Proc. 7-th ilurop. Conf. on Contr.

Pus. and Plasma Phys. (Lausanne,. 1975)» v. 2, p. 172.

8. Григорьянц P.P. и др. Доклады Всесоюзной конференции по инженерным проблемамТЯР. Т. 2 . Л., НИИЭФА, 1977, с. 1 5 3 .

9. Векштейн Г.Е. - ПМТФ, 1976, № 6, с. 3 1 .

ю. Haselbacher Н. Entwicklung von Heliumturbinensystemen fur

nucleare Anwendung. Techn. Rolsch. Sulzer, 1974, B. 56,

Nr. 2, S. 68.

11. Васильев В.И. и др. Исследование параметров плазменных сгустков магнитныхкомпрессоров. Тезисы докладов 3-й Всесоюзной конференции по плазменным уско-рителям. Минск, 1976, с. 1О6.

12. Гусев О, А. и др. Доклады Всесоюзной конференции по инженерным проблемам ТЯР.Т. 1. Л., НИИЭФА, 1977, с. 7 4 .

71

КОНСТРУКЦИИ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ТИПА "ТОКАА, \К*

П. А. Андреев, К. А. Жохов, Н. М. Марков, И. К. Терентьев

Представлены конструкции бланкета с литиевым и гелиевым охлаждениемзоны воспроизводства. Рассмотрены канальный и коллекторный варианты кон-струкций литиевой зоны воспроизводства, а также двухполостная с трубчатымзмеевиком конструкция гелиевой зоны воспроизводства с жидким заполните-лем. Конструкция с твердым литием - однополостная. Гелий проходит черезполость, заполненную твердым литием, и охлаждает его.

Показана конструкция модуля бланкета демонстрационного термоядерногореактора.

В в е д е н и е

Бланкет термоядерного реактора предназначен для преобразования энергии нейтрон-

ного потока в тепловую энергию и для воспроизводства сгорающего в плазме трития.

Бланкет состоит из зоны воспроизводства трития, в которой происходит основное тепло-

выделение, и зоны радиационной зашиты магнитов.

Зона воспроизводства представляет собой конструкцию, окружающую разрядную ка-

меру реактора. Она состоит из ряда емкостей, заполненных литиевыми веществами, ко-

торые служат для воспроизводства трития. Через емкости зоны воспроизводства органи-

зовано движение теплоносителя, отводящего от них тепло.

Стенка зоны воспроизводства, обращенная к плазме, называется первой или вакуум-

ной стенкой. Первая стенка образует камеру реактора, в которой осуществляется термо-

ядерная реакция, и находится в наиболее тяжелых условиях работы. На нее действуют

весь проходящий поток нейтронов и излучение плазмы. Очень серьезным является вопрос

о радиационном повреждении стенки. В первой стенке возникает максимальный тепловой

поток, вызывающий в ней высокую разность температур. При циклической тепловой на-

грузке, которая имеет место в термоядерном реакторе, это приводит к возникновению

соответствующих циклических напряжений в стенке и к сокращению срока ее службы.

Зона радиационной зашиты расположена за зоной воспроизводства, (перед зоной

электромагнитов). Она представляет собой полость, заполненную веществами, препятст-

вующими проникновению через нее нейтронного потока, прошедшего через зону воспроиз-

водства, и служит для снижения плотности энерговыделения в электромагнитной системе.

Поскольку зона зашиты находится при существенно более низкой температуре, чем зона

воспроизводства, а по своей конструкции она значительно проще, то в качестве прочно-

го корпуса, работающего под действием внешнего давления, для термоядерного реактора

целесообразно использовать зону радиационной зашиты. Учитывая это обстоятельство,

зону зашиты выполняют в виде прочной герметичной конструкции.

Зона воспроизводства располагается внутри прочного корпуса зоны защиты и кре-

пится к нему. Конструкция зоны воспроизводства в значительной степени зависит от то-

го, какими веществами она будет заполнена и какие теплоносители будут транспортиро-

вать тепловую энергию от реактора к энергоблоку термоядерной электростанции (ТЯЭС).

В качестве заполнителей зоны воспроизводства в настоящее время приняты жидкометал-

лический литий, твердые (керамические) окислы лития и другие литиевые соединения.

В качестве теплоносителей рассматриваются жидкий литий, расплавленные соли лития

и газовые теплоносители [lj . В статье даны характеристики конструкций зоны воспроиз-

водства чистого бланкета термоядерного реактора типа "токамак* с литиевым и гелие-

вым теплоносителями.

1. БЛАНКЕТ Р Е А К Т О Р А С ЛИТИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ

Жидкометаллический литий является наиболее пригодным материалом для воспроиз-

водства трития и по своим теплофизическим свойствам служит прекрасным теплоносите-

лем. Многкх проектировщиков бланкета привлекает идея использования жидкого лития

в качестве заполнителя зоны воспроизводства и теплоносителя, транспортирующего теп-

ловую энергию. Основное препятствие к осуществлению этой идеи - высокая электропро-

водность лития, в результате чего затруднено его движение в сильном магнитном поле

реактора. Поэтому в большинстве проектов литиевого бланкета решается в основном

проблема прокачки лития через магнитное поле реактора.

Гидравлическое сопротивление движения лития в магнитном поле пропорционально

его скорости • длине пути. Уменьшить сопротивление можно путем снижения скорости

и длины участка. Если бы доступ к поверхности бланкета был свободен со всех сторон

тора, то движение лития в реакторе можно было бы осуществлять по кратчайшему пути

и при минимальной скорости.

73

Однако снаружи бланкета расположены катушки электромагнитов и другое техноло-

гическое оборудование реактора, которое закрывает поверхность тора и препятствует

осуществлению подобного (оптимального) движения теплоносителя. Оборудование реакто-

ра расположено неравномерно по поверхности тора. Внутренняя поверхность почти цели-

ком заполнена электромагнитными катушками, преграждающими доступ к бланкету; на-

ружная поверхность тора значительно более свободна (рис. 1).

Подвод лития к внутренней части бланкета может быть осуществлен только с на-

ружной стороны тора или через его среднюю часть. Литий подводится к бланкету через

щель между катушками, перпендикулярно поверхности тора, распределяется по ширине

сектора бланкета и прокачивается через зону воспроизводства. В соответствии с этим

литиевая система сектора разделяется на три участка: подводящие (отводящие) патруб-

ки, переходные участки и зону воспроизводства. В процессе движения литий меняет на-

правление относительно магнитного Поля реактора с перпендикулярного на параллельное,

а затем опять на перпендикулярное, что увеличивает сопротивление его движению.

Кроме трудностей доступа внутренняя часть тора отличается существенно более вы-

сокой напряженностью магнитного поля (по сравнению с наружной), что также приводит

к повышению МГД-сопротивления. Различие условий работы наружной и внутренней ча-

стей бланкета настолько велико, что возникает необходимость применения для них раз-

личных конструктивных решений.

При высокой напряженности магнитного поля целесообразно понизить входную тем-

пературу лития для внутренней части (при соответствующем повышении для наружной),

что позволит увеличить температурный перепад и уменьшить расход теплоносителя. Воз-

можно создание во внутренней и наружной частях бланкета зон воспроизводства с разны-

ми теплоносителями [2] .

Разделение бланкета на две части может усложнить энергетическую схему электро-

станций, однако в целом подобное решение может быть целесообразно для ТЯЭС.

Рассмотрим канальный и коллекторный варианты конструкций литиевого бланкета.

Канальная конструкция зоны в о с п р о и з в о д с т в а .(рис. 2). Зона вос-

производства выполняется в виде каналов (подводящих и отводящих), по которым литий

подается к самым удаленным точкам бланкета. Весь литий, поступающий в бланкет, про-

ходит с полным расходом по каналам зоны воспроизводства. При движении через каналы

литий нагревается до необходимой температуры. Каналы зоны воспроизводства имеют

прямоугольное сечение, вытянутое в направлении тороидального магнитного поля, что

позволяет снизить МГД-сопротивление теплоносителя [ 3 , 4 ] . Подводящие каналы, с бо-

лее низкой температурой лития, расположены с внутренней стороны бланкета (вблизи

плазмы), отводящие каналы - с наружной стороны. В дальнем конце конструкции имеется

поворот из внутреннего канала в наружный.

74

Рис. 1. Конструктивная схема термоядерного реактора: 1 - катушкиэлектромагнитов; 2 - зона зашиты электромагнитов; 3 - зона вос-

производства бланкета; 4 - вакуумные каналы

Рис. 2. Канальнаяконструкция зонывоспроизводства:1 - каналы зонывоспроизводства;2 - переходныеучастки; 3 - под-водящие патрубки

Рис. 3. Коллектор-ная конструкция з о -ны воспроизводства:1 - нагревающийэлемент; 2 - разда-ющий коллектор;3 - собирающий кол-

лектор

Для обеспечения прочности конструкции внутри каналов установлены стяжки. Ввиду

значительных размеров каналов и относительно высокого давления в них стенки каналов

выполняются достаточно большой толщины. При пульсирующем режиме работы реактора

внутренняя стенка подводящего канала не может работать в качестве первой стенки ре-

актора. Для бланкета канальной конструкции необходимо наличие отдельной первой стен-

ки, защищающей зону воспроизводства.

Большое влияние на работоспособность бланкета оказывает величина давления на

выходе из зоны воспроизводства. Снижая выходное давление, можно снизить уровень

рабочего давления в зоне воспроизводства, уменьшить прочность зоны и снизить гидрав-

лическое сопротивление. Давление на выходе из каналов зоны воспроизводства зависит

от МГД-сопротивлений в отводящих патрубках и в переходном участке литиевой системы,

которые в свою очередь зависят от конструкции этих элементов.

В переходном участке литиевой системы дважды меняется направление движения

лития относительно магнитного поля (с перпендикулярного на параллельное и обратно).

При изменении направления движения МГД-сопротивление пропорционально диаметру тру-

бопровода. Исходя из этого обстоятельства, для уменьшения сопротивления переходного

участка целесообразно выполнить его в виде пучка труб малого диаметра, на которых

сделаны необходимые прогибы.

Коллекторная конструкция зоны в о с п р о и з в о д с т в а . В коллекторной

конструкции зона воспроизводства условно разделена на область нагрева и область транс-

портирования лития. Область нагрева расположена со стороны плазмы. Она состоит

из элементов, в которых осуществляется основной нагрев лития. Область транспортиро-

вания расположена с внешней стороны зоны воспроизводства. Она состоит из распреде-

лительных и собирающих коллекторов, по которым движется литий и распределяется по

нагревающим элементам. В этой области также имеет место тепловыделение и подогрев

лития, однако в значительно меньшей степени, чем в области нагрева.

Коллекторный вариант конструкции модуля зоны воспроизводства представлен

на рис. 3.

Модули располагаются по окружности разрядной камеры (окружности малого ра-

диуса). Каждый модуль состоит из двух раздающих коллекторов малого диаметра, одно-

го собирающего коллектора большого диаметра и двух рядов нагревающих элементов ко-

робчатой конструкции.

В отличие от канальной конструкции движение лития с полным расходом в коллек-

торах имеет место только во входном (выходном) сечении. При прохождении через рас-

пределительный коллектор литий отводится в нагревающие элементы, расход лития в кол-

лекторе «.^степенно уменьшается от полного до нулевого (в конце коллектора). В соби-

рающем коллекторе расход лития соответственно увеличивается.

77

Коллекторная зона воспроизводства имеет сложный характер распределения темпе-

ратур в коллекторах и нагревающих элементах. Жидкий литий, текущий в распредели-

тельных коллекторах, слегка подогревается и поступает в нагревающие элементы, где

осуществляется его основной нагрев. Нагретый литий попадает в собирающий коллектор,

несколько подогревается и выходит из бланкета.

Расчетная схема зоны воспроизводства представлена на рис. 4.

Для лития, текущего в зоне воспроизводства, можно составить следующие уравне-

ния теплового баланса:

для всей зоны воспроизводства -

dQ-C€/[G(tc-tp)],для распределительного коллектора -

dдля собирающего коллектора -

гд* Ц- тепловыделение в зоне воспроизводства; QD- тепловыделение в распредели-

тельном коллекторе; Qc- тепловыделение в собирающем коллекторе; С - удельная теп-

лоемкость лития; G - расход лития в коллекторах; t p - температура в распределитель-

ном коллекторе; £ , - температура в собирающем коллекторе; t> - температура лития

на выходе из нагревающих элементов.

Для решения задачи о распределении температур имеются три уравнения с четырь-

мя неизвестными: Ьр , Ьс , Ьн , (г . Здесь расход лития является функцией гидроди-

намических факторов зоны воспроизводства. Изменение расхода по длине коллекторов за-

висит от гидравлического сопротивления коллекторов и нагревающих элементов и может

регулироваться шайбированнем.

В зависимости от изменения расхода задача может иметь различные режимы. Одна-

ко оптимальное решение с точки зрения температурного режима и минимального гидрав-

лического сопротивления зоны воспроизводства имеет место при постоянной температуре

лития а собирающем коллекторе, т.е. в этом случае

в - в, /•*f ft d#

г д е &*£LfQi'% m = > Q А ? 'Х-р ( ^ ~ ширина модуля); индекс / принят

для значений параметров при % т в . В хаждом модуле зоны воспроизводства имеется

7 8

22

ifi

ололад

02

о

ш,

О,1 42 0.3 0,4 0.5 0,6 Q1 0,8 О,9 W

Ркс. 4. Расчетная схема и график температур и расходов

/У парных нагревательных элементов (см. рис. 3). Расход лития через каждую пару

элементов равен

где П — порядковый номер пары элементов от 1 до v/V .

На рис. 4 совместно с расчетной схемой представлен график изменения темпера-

тур и расходов лития в зоне воспроизводства. Расчет выполнен для 4г

К tpi= 300°С, при *•= 0 , 0 4 4 ; / » = O,ll;./V = 10; 6= &j = COist

50°

2. БЛАНКЕТ РЕАКТОРА С ГЕЛИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ

Гелий является инертным газом и обладает наиболее благоприятными из всех газов

физическими свойствами для переноса тепловой энергии: имеет большую удельную тепло-

емкость и высокий коэффициент теплопроводности. К недостаткам гелия следует отнести

его относительно малую плотность и сильную текучесть. В качестве теплоносителя газо-

образный гелий может быть применен к обоим видам заполнителей: как к жидкому, так

и х твердому. В соответствии с этим в настоящей статье рассматриваются два типа

бланкета.

Б л а н к е т , в к о т о р о м з о н а в о с п р о и з в о д с т в а з а п о л н е н а жидким

ли т е м . Использование жидкого заполнителя естественно предопределяет наличие в зо-

не воспроизводства двух полостей (литиевой и гелиевой), разделенных теплопередаюшей

стенкой. В качестве газовой полости целесообразнее всего принять трубную систему,

внутри которой течет гелий. Литиевая полость находится в межтрубном пространстве [5J.

Подобная конструктивная схема обеспечивает ряд преимуществ для бланкета такого типа:

трубная система позволяет создать большую поверхность теплообмена при небольшом объ-

еме газовой полости и конструкционных материалов. Нахождение газа внутри труб поз-

воляет использовать газ высокого давления. Течение гелия в трубах при больших скоро-

стях обеспечивает высокий коэффициент теплоотдачи. Высокая молекулярная теплопровод-

ность лития обеспечивает хороший теплообмен с литиевой стороны при неподвижном литии.

Конструкция модуля зоны воспроизводства с жидкометаллическим заполнителем

представлена на рис. 5. Модуль выполнен в виде металлической коробки (корпуса). Дли-

на модулей различная и меняется в соответствии с изменением ширины сектора бланке-

та. Для повышения прочности стенки корпуса укреплены стяжками и ребрами. Внутри кор-

пуса установлен трубный пучок эмеевиковой формы. Входной и выходной концы каждого

змеевика выведены за пределы корпуса через наружную стенку. Трубный пучок укреплен

дистанционнруюшнми решетками. Гелий поступает во входной участок змеевика, располо-

женный вблизи внутренней стенки корпуса, а затем, постепенно нагреваясь, течет

80

• •

» • «• •e e

» • «

» • <• •

• •> о с

) О 0

о о

в •> с, а

> о 4

О О

о о) О С

» 0 0О 0

о о> о с

S C Oо о

Ы111110 О 1 | |

Е» 0

г» з iО Г1 j |

0 г- 1 1 < II

от внутренней стенки к наружной. Прост-

ранство внутри корпуса между трубами

заполнено жидкометаллическим литием.

На наружной стенке корпуса предусмотре-

ны входная и выходная трубы для замены

лития внутри корпуса и отбора из него

трития.

Снаружи корпуса модуля, со стороны

плазмы, установлен ряд труб, который яв-

ляется первой стенкой бланкета и экрани-

рует зону воспроизводства от излучения

плазмы. Трубы первой стенки являются

также коллекторами, подводящими гелий

и раздающими его по модулям зоны вос-

производства. От каждого такого коллек-

тора отводятся патрубки к соответствую-

щим модулям и соединяются с входнымиРис. 5. Модуль зоны воспроизводства з>. су-

концами змеевиков. Соединительные пат- виковой конструкции: 1 - вводящие к,, л к-

рубки являются в то же время и компенса- торъц 2 - змеевиков! .г- трубы; 3 - горпус.4 - трубы первой ст. нки (подводящие к л-

торами разности температурных расшире— > _лекторы;; 5 - точностные стяжки

ний модулей зоны воспроизводства и пер-

вой стенки. Выходные концы змеевиков подсоединены к ряду выходных труб (коллекто-

ров) , расположенных с наружной стороны модулей зоны воспроизводства.

Б л а н к е т , в к о т о р о м з о н а в о с п р о и з в о д с т в а з а п о л н е н а т в е р д ы м и

с о е д и н е н и я м и л и т и я . Твердые соединения лития обычно используются в виде кера-

мических изделий (в виде шариков, таблеток или стержней). Твердые соединения облада-

ют существенными преимуществами по сравнению с жидкими заполнителями зоны восц >-

изводства. Они значительно менее радиоактивны (вследствие слабой растворимости три-

тия) и не оказывают разрушающего действия на конструкционные материалы, имеют вы-

сокую температуру плавления: 1 2 0 0 - 1 6 0 0 С. К недостаткам твердых соединений лития

следует отнести их низкую теплопроводность, трудности при заменэ заполнителя зоны

воспроизводства.

Вследствие плохого теплового контакта керамических изделий, заполняющих зону

воспроизводства, с твердыми поверхностями теплообмена целесообразно использовать

одну полость для размещения в ней заполнителя и прохождения теплоносителя, при не-

посредственном их контакте. В качестве теплоносителя для подобной зоны воспроизводст-

ва обычно рассматривается гелий. Давление гелия определяется прочностью конструкции

81

Рис. 6. Прочностная конструктивная схемазоны воспроизводства: 1 - модуль зоны вос-

производства; 2 - кольцевой обод

зоны воспроизводства, которая ограни-

чивается предельным значением объем-

ной доли конструкционных материалов.

Для снижения доли конструкционных

материалов в зоне воспроизводства мож-

но ее разгрузить путем вынесения эле-

ментов конструкции, обеспечивающих

прочность в окружном направлении (по

малому радиусу тора), за область зоны

воспроизводства [ б ] . На рис. 6 пред-

ставлена прочностная конструктивная

схема зоны воспроизводства бланкета.

Зона воспроизводства выполняется из мо-

дулей. Модули представляют собой метал-

лические коробки с плоскими боковыми

стенками и закругленными наружными,

внутренними и торцевыми поверхностями.

По наружной стороне модули стянуты

кольцевым ободом, вынесенным за пределы зоны воспроизводства. Поскольку все кон-

структивные элементы бланкета должны охлаждаться, кольцевой обод целесообразно вы-

полнять из труб, подводящих и отводящих теплоноситель. Прочность каждого модуля обес-

печивается за счет прочности его стенок, работающих на растяжение. Модули опираются

друг на друга плоскими стенками, а на обод наружной закругленной поверхностью. Коль-

цевой обод принимает на себя радиальные усилия от давления модулей друг на друга.

Для повышения прочности конструкции в зоне воспроизводства широко исполь-

зуются шаровые и цилиндрические поверхности [7, 8 j , которые хорошо работают под

давлением. На рис. 7 представлена конструктивная схема зоны воспроизводства, выпол-

ненная из цилиндрических баллонов. Наиболее сложным элементом ее является коллектор-

ная система, которая должна обеспечить подвод и отвод газа от каждого баллона. Целе-

сообразно также использовать коллекторную систему в качестве прочной конструкции,

к которой крепятся баллоны, что позволяет выполнять зону воспроизводства в виде от-

дельных блоков, включающих в себя ряд баллонов, и значительно облегчает компенсацию

разности температурных расширений различных элементов.

Важным преимуществом однополостяой зоны воспроизводства с высокотемпера-

турным твердым заполнителем является возможность создания конструкции, которая поз-

волит нагреть теплоноситель сверх температуры металлоконструкции и благодаря этому

разделить потоки на 'холодный*, омывающий стенки конструкции, и 'горячий*, омываю-щий керамический заполнитель.

82

Существуют два способа разделения потоков.

Первый - выполнение металлоконструкции в виде каналов f 8 j . В каналы подается

охлажденный теплоноситель, поддерживающий соответствующую (низкую) температуру.

На рис. 7 показана конструкция бал-

лонов, выполненных с двойными стенка-

ми, образующими кольцевые каналы. Бал-

лоны заполнены керамическими цилиндри-

ческими стержнями. В кольцевые каналы

подается холодный гелий, охлаждающий

стенки баллонов. После выхода из коль-

цевых каналов гелий омывает днише бал-

лонов (первую стенку) и поступает в зо-

ну керамического заполнения. Нагретый

в межстержневых каналах гелий выходит

в отводящие коллекторы.

Второй способ заключается в том,

что теплоноситель расслаивается-на два

потока, текущих параллельно через зону

воспроизводства. Один поток течет вбли-

зи металлических стенок и охлаждает их,

второй поток охлаждает керамический за-

полнитель. Потоки организованы таким

образом (за счет площади живого сече-

ния) , что теплоноситель около стенок дви-

жется с большим расходом, при котором

температура на выходе из зоны воспроиз-

водства ниже средней, а теплоноситель, омывающий твердый заполнитель, течет

с меньшим расходом при более высокой температуре на выходе.

Оба способа разделения потоков имеют свои преимущества и недостатки. При первом

усложняется конструкция баллонов, при втором способе конструкция модулей зоны воспро-

изводства более простая, однако перегрев теплоносителя и охлаждение стенки более сла-

бые (чем при первом способе). *

Основной трудностью, возникающей при реализации идеи перегрева теплоносителя,

является транспортировка перегретого газа от баллонов за пределы реактора и далее

к энергоблоку ТЯЭС. Проблема транспортировки может быть решена путем применения

двух концентричес - tx труб, внутренняя из которых выполнена из керамики. В этом слу-чае по внутренней трубе течет горячий газ, а в кольцевой шели - холодный.

83

Рис. 7. Конструктивная схема зонывоспроизводства баллонной конструк-ции: I - коллекторная система; 2 -корпус баллона; 3 - разделительнаястенка; 4 - кольцевой канал; 5 - ке-

рамические литиевые стержни

3. МОДУЛЬ БЛАНКЕТАДЕМОНСТРАЦИОННОГО ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРАТИПА ТОКАМАК* ( Д Т Р Т )

Создание бланкета термоядерного реактора - важная инженерная проблема, требую-

щая изучения ряда вопросов в различных областях науки и техники. Работа должна про-

водиться как в направлении разработок конструкций, так и в направлении эксперимен-

тальной проверки этих конструкций, исследований теплообмена и гидродинамики жидких

металлов в магнитном поле, теплообмена и гидродинамики газов при обтекании ими раз-

личных поверхностей, стойкости конструкционных материалов, воспроизводства трития

из лития и т.д.

Одним из наиболее значительных исследований, максимально приближенных к реаль-

ным условиям работы, будут испытания модуля бланкета на установке ДТРТ, поэтому

выбору конструкции модуля бланкета для этой установки должно быть уделено особое

внимание.

Рассмотрим результаты разработки конструкции модуля чистого бланкета для ДТРТ.

Модуль бланкета устанавливается в нише на корпусе реактора размером 2x3 м с наруж-

ной стороны тора под катушками электромагнитов (рис. 8 ) . В связи с трудностью досту-

па к нише и монтажа в ней бланкета модуль бланкета разбит на три самостоятельные

секции, которые должны поочередно устанавливаться в нишу, под катушки магнитов.

Каждая секция состоит из трех частей: зоны воспроизводства трития, зоны зашиты

и вакуумной камеры. Материалом модуля бланкета служит нержавеющая сталь.

Зона зашиты предназначена для предохранения системы электромагнитов от нейтрон-

ного потока. Она расположена с наружной стороны каждой секции бланкета и представ-

ляет собой стальную коробку, укрепленную ребрами. Внутри зоны зашиты устанавливают-

ся свинцовые листы, препятствующие проникновению через нее нейтронного потока. Для

охлаждения зоны зашиты внутри корпуса осуществляется циркуляция воды. Зона зашиты

является основной несушей конструкцией секции бланкета. Зона воспроизводства и вакуум-

ная камера крепятся к зоне зашиты. Ваккумная камера совместно с зоной зашиты обра-

зуют единую прочную конструкцию, внутри которой расположена зона воспроизводства.

Вакуумная камера служит для зашиты окружающего пространства от попадания три-

тия (из зоны воспроизводства). Это коробчатая конструкция, выполненная из труб. Тру-

бы скреплены с помощью стальных полос и последовательно соединены друг с другом, об-

разуя единый канал, по которому течет гелий, охлаждающий камеру. Вакуумная камера

рассчитана на вакуум внутри коробки и выдерживает атмосферные нагрузки порядка 2 0 т.

Для снижения теплопотерь от лучеиспускания зоны воспроизводства внутри вакуумной ка-

меры установлены охраны из полированной медной фольги.

84

Зоны воспроизводства во всех секциях модуля бланкета имеют разную конструкцию

и отличаются заполнителями зоны и теплоносителями. На рис. 8 представлены три сек-

ции модуля бланкета. В первой (эмеевиковой конструкции) зона воспроизводства запол-

нена жидким литием, а в качестве теплоносителя используется гелий. Во второй секции

(литиевой) жидкометаллический литий является заполнителем зоны воспроизводства

и теплоносителем. В третьей (баллонной конструкции)зона воспроизводства заполнена

твердыми окислами лития, теплоноситель - гелий.

В гелиевых секциях модуля бланкета представлены конструкции зоны воспроизводст-

ва первого и второго типов. Конструкция зоны воспроизводства с литиевым заполните-

лем (первого типа) почти полностью имитирует двухполостную конструкцию, приведенную

на рис. 5, и отличается только наличием входного и выходного коллекторов для змееви-

кового трубного пучка. Зона воспроизводства выполнена из двух блоков.2

Литиевая полость зоны воспроизводства рассчитана на давление 3 кгс/см и темпе-_ О

ратуру 5 2 0 С, гелиевая полость - на давление 6 0 кгс/см и температуру на выходе

500°С.

Зона воспроизводства второго типа имеет баллонную конструкцию. Она также выпол-

нена из двух блоков. Каждый блох состоит из 1 3 2 баллонов диаметром 8 9 мм и 6 бал-

лонов диаметром 6 0 мм, длина баллонов 4 2 5 мм. На концах баллонов приварены эллипти-

ческие днища. Баллоны установлены в радиальном (по малому радиусу тора) направлении,

по треугольной решетке, при плотной упаковке. Внутри баллоны заполнены цилиндрически-

ми стержнями (угловые стержни в баллонах диаметром 8 9 мм имеют эллиптическую фор-

му) диаметром 19 мм и длиной 7 5 мм. Центральные стержни имеют трубчатую конструк-

цию с отверстием 9 мм. Подача гелия в баллон производится через центральную трубу

диаметром 8 x 1 мм. Труба идет от наружного днища через трубчатые керамические

стержни к внутреннему днищу.

Выходящий из трубы газ охлаждает внутреннее днише (первую стенку баллона) и вы-

ходит во внутреннюю газовую полость. В газовой полости теплоноситель расслаивается

на два потока, параллельна/текущих через зону воспроизводства. Один поток течет около

стенок баллона х охлаждает их, второй - через межстержневые каналы. Оба потока со-

единяются в наружной газовой полости и через боковую трубку в днише выходят из бал-

лона.

Коллекторная система каждого блока разделяется на входную и выходную системы,

которые состоят из основных коллекторов диаметром 5 6 х 3 мм и промежуточных -

диаметром 28x3 мм, установленных перпендикулярно основным и приваренных к ним.

Промежуточные коллекторы вхпдной и выходной систем расположены в одной плоскости

параллельно друг другу в чередующемся порядке. Промежуточные коллекторы входной си-

стемы жестко соединены друг с другом с помощью стальных полос, установленных пер-

88

пендикулярно коллекторам. Баллоны крепятся к полосам и соединяются с промежуточны-

ми коллекторами входной и выходной систем с помощью труб 8 x 1 ' мм. Входная коллек-

торная система крепится к зоне зашиты.

Зона воспроизводства баллонной конструкции рассчитана на работу с гелиевым тепло-

носителем при давлении 3 0 кгс/см и температуре на выходе 6 0 0 С.

Конструкция зоны воспроизводства литиевой секции модуля бланкета ДТРТ полностью

соответствует конструкции, представленной на рис. 3. Она также состоит из коллекторов

и нагревающих элементов. Конструкция рассчитана на давление лития 5 кгс/см~ и тем-

пературу 5ОО С. Подвод н отвод лития от зоны воспроизводства осуществляется с по-

мощью патрубков большого диаметра. Патрубки соединены с коллекторами с помошью

труб малого диаметра. Трубы малого диаметра приняты для снижения МЩ-сопротивлений

при изменении направления движения лития относительно направления магнитного поля

реактора.

Oomission Govern-

Л и т е р а т у р а

1. Problems of fusion technology Atomic

ment India, 1975, H RRC-7, p. 180-259.

2. Conn R«, Kuo G. An advanced conceptual Tokamak fusion power

reactor utilizing closed cycle heliua gas turbines. - Nucl.

Design, 1976, v. 39. P» 4-5-72.

3. Гельгафт Ю.М., Лиелоусис О.А., Щербинин Э.В. Жидкий металл под действием электро-магнитных сил. Рига, 'Знание', 1976.

4. Брановер Г.Г., Шнобер А.Б. Магнитная гидродинамика несжимаемых сред. М., "Наука",1 9 7 0 .

5. Хопккнс Г.Р., Мелмэ-д'Хоспитал Г. Прямой гелиевый цикл для охлаждения термоядер-ного реактора. Иабр. дохл. хонф. по термояд, реакторам. Вып. 3. М., Атомиздат,1 9 7 2 , с. 3 5 - 4 5 .

6. Schults K.R. e.a. Mirron hybrid reactor blanket and power con-

version system conceptual design.US - USSR Simp. Pussion-

Pission React, (bivermore, Calif.,1976).Springfield,197б,р.45-

55.7. Sviatoslavsky J.N., Sze D.K., Thermal hydraulics and mechani-

cal design of the blanket for the Tokamak conseptual reactor

1ЛШАК-И. - Nucl. Bfcg. Design, 1976, v.39, p. 75-84.

8. Benenati R.f Tichler P., Powell J. Low activity aluminum

blanket. - Nucl. Bag. Design, 1976, v. 39, p. 165-180.

87

С О Д Е Р Ж А Н И Е

ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ ИНЖЕКТОРОВ БЫСТРЫХ АТОМОВ

ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК 3

Н.Н.Семашко, В.А.Ветров, А.Н.Влвдкмкроа,

Б.П.Макскменко, Н.В.Плешквцев

РАСЧЕТНЫЕ МОДЕЛИ ДЛЯ ПАРАМЕТРИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

ИНЖЕКТОРОВ БЫСТРЫХ АТОМОВ 2 7

А.Н.Кархов

УСЛОВИЯ РАБОТЫ КОНСТРУКЦИОННЫХ МАТЕРИАЛОВ

В ИМПУЛЬСНОМ ТЕРМОЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ НА РЕЛЯТИВИСТСКИХ

ЭЛЕКТРОННЫХ ПУЧКАХ 3 9

Ю. И. Архангельск*!, В.Г.Волхов, Е.В.Муравьев, С.Л.Недосеев,

П.В. Романов, Л.И.Рудаков, В.Д.Рютов, Е.А.Цыганков, Г.Е.Шаталов

ТРАНСПОРТИРОВКА МОЩНЫХ РЕЛЯТИВИСТСКИХ ПУЧКОВ

В НЕОДНОРОДНЫХ МАГНИТНЫХ ПОЛЯХ 52

Ю.И.Архангвльск!1й, В.В.Булан, В.П.Власов, С.Л.Недосеев,

В.Д.Рютов, Т.И.Соколова

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ НА ОСНОВЕ РЕАКТОРА

С ЧАСТИЧНО ИСПАРЯЮЩИМСЯ ЛАЙНЕРОМ 6 2

И.М.Артюгина, В.А.Ж*лтов, В.В.Кантан, А.В.Комин,

В.М. Корень, М.В.Кривошеее, А.Б.Мннеев, А.Н.Смирнов

КОНСТРУКЦИЯ БЛАНКЕТА ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ТИПА "ТОКАМАК* 72

П.А.Аидре«в, К.А.Жохов, Н.М.Марко», И.К.Терентьев

t» 621.039.6 * «21.039.53умом* РАБОМ таажтшш uirnuu • «типом КРМОШМОМ РВАЛО»

ш РШПШЮГСШ аштюши шгии. ю. i. « ц и г ш е ш , i. г. в о *-• о >, I. 1. II у р I • * t », С. 1. В • я о о • • а, В. I. Р о и • а о а, I. I.Р у Я а в о а, I. Д. 7 в т о в, 1. 1. II к г • i < о I, Г. I. I a * а а о а. -'Воараок атомам ацка а мшат. Сарм: Тарвоаяарав! саама", 1979, жшЛ(З), 13е.

В раеом аммдоаш вмаавауаямм схем амушевого мраоахорвого рмвмм о ма-ем мрво! омив( е мвамровавам мриоадаракх мкроварввм рмвтвмотовааш ммарм-вмам ц ш а nut а "Частой", мк а • габрвмм мраиш. Уорахамам миом* «вгвост» рмктом Р~ Л)9 Вт, частом вмуамм 1>~ 0,1 Та. Ороавашмремм аавтрммаа малом* арваовен м аовархаоета мраМ смам а а ааираам баамом, армиям ваа-аочаы! ратат оевроста мрМооа дмамгвоа ащотм > габрадам вмуамаон мвамям-аок рмахора ара рашгашх соспмх оаашсиа (рас. 5, мба. 3, caaooi жп. - 10 uai.)>

ПК *21.039.«

сташК; впоюа ШСТКХ АТОМ.пеаяшноциш шмтяпкД. N. К • р I а а. - Чмроом атомМ аауаа а мхама. Сарм: Тарамдаран! оаама",197», ма. 1(3), 12с.

I статм миама мииаиаа* Maaaatpawoaal мааи мамтанх ехм акай» авааато-ам ааммаиах м м м ям играм аммн а маамаараах увмаоамх. Ирмам ааам-тврм омамаамаам м аваоаа араямрампавх втмаоетмх вамоа оборуямаам, ас;ауаввгоа >мрщаом амаомаом: ум

: уемаамах. В рамах амучмаа! мраватрачосаоВ аодма•ниш маамооамх м м м оа маргм мамам, чаем маума

•атрвчамвх рммам. Омамво, что уяаамаа вава-•емчамм а мамгттра а оа аго ммаквис мараты в ваамтор оуметамаа мааеат от маргм аааммрумах поаса(рае. 6, оааомс ааа. - 5 вам.).

г» Ш.039.С t «21.111.25

ПЛЮШПиЯ ЫШКтСШШ U ООЮи ПАКЮГА С ЧАСИЧМО ИСПАРЯЕМСЯI. « . а р т а г а а а , в. д. I а а * о а, В. I. К а а т а а, А. 1. X о м а а,». К. I о | i i I, Ш. В. К р а а о а • а в, А. В. а а а # а а, А. Н. С а В р а О В.•ааваааи агама! ааяа а мхама. <Чрм: Тамоиарм! овама*, 1979, ма. 1(3), 10с.

I рабам м и м и м а и о а амамава вмуамаого мраоаяараого ривтора в tоасишaaaaajM, а «агарам вмвгм, ащиммЮа ара мрвоаяарао! рмвам, ааяоопточао дмаомсга BIMPIBM м м а м . аа чапамва! раачатов мрадааам рммрн а маргм рааа-taaai маамвмвааиаа а мвуама • Па, раааарн аамрн рмвтора 3 м, вачювая тоа-

I в. CBMIM ооамма свомм рмвтора: «авара, вамам ватаам, амим-Ямамаам маргм. Правим бавчам отрястура мактростамомр

м амам м и г а piaariaat вам еомрват 4 рсаюооа (I рмарвмК). а»мтрачао«мвоааоат» м а м 2,4 Г*, « Q I | | « M I W араобмаммм нвамм марли а мактрачаокуа

ЭОЦ. Оаааммаоа мхама мммачас«м аомммха аиктроогаанм. Уяаиака аапатмо-•аммм аахадатм м увмм ааавммо яоауотвмх ш ч м а ! а ввцгт oootiia»390-490 ayC./uit аммам ммаавта а ааааввамта м ехмм араобрмоамм а аада оо-амма ямапгкмммх м м м а а м <рм. 4, омом авт. - 12 м м . ) .

Ж 621.039.6ПР0Б1ЕШ СОЗДАНИЯ 1 Ш Ш Т 0 Ш ШЯРЫХ АТОМОВ Д М ТЕРМОЯДЕРНЫХ УСГАКОЫЖ.

Н. II. (,'етико, в. Л. п е т р о в , А. Н. В л а д и м и р о в , Б. П. и и к с и -к I • t о, Н. il. D i c i m u e i . - "Вопроси «томно» кау*и и техники. Серия: Тер-моядерный' сшива", 1979, шп. 1(3), 2*0.

Рассмотрены яоемомостя ясяожмсмния инжекторов иегаваттных пучков ионов • атомовдеятерм > термоядерных установках и реакторах. Приедены, требования, предивляемнек пешим ясточшисак к системам иникиии для крупных термоядерных установок м м "тощ-и м " вледувмго яокодеям: ток маю* с одного источника 35 - 80 А, момиос» пучка ато-мов водорода m д«Пери 10-20 «Bi при мерпш <мот«ц W-I20 к»В к д я п м м о с м н е•чгшм 0,5-Ю с . It дммжстрашакша рмшори ммргм пошя дектерм, вероятно, будетвым 200 км, • оуммршя нопооп именам превысит 100 МВт. Эмрганиескш» Щ Д<и-жм состемвь 50-70)1. Соершиче «еточиш» коюв водород» бе* янеаяего иегкиного•ом с яеодинядеемой «когоямею! *оя«о-от«ес*о1 системе* НБИ-5 я ИЬМ-6 появовявт•ояги» хором сфокусяромяяне цпжя с током до 35 я 100 1 • эвергке* 20-W к»В в ре-Х Я М ЯМЯуЯМ!0ЯЧ)ИЯТеКЯОСТЫ1 ДО 2 0 НС.

Оосемш ишрииння соедяяяя вяашсторов д м гябрядянх я термоядерных реакторов,••я энергии атомов деятермя до 200 жЛ предяптятепна схема яяяеяняя с яопопаояа-няем переварядяя яояояктеаянх нояов яа сооствеяяом там, внтемнцем к* мстошяка• каперу мревярядм. Дм амерп! атомов деятерая вым 200 квв, видимо, будет арнме-

W 539.12

ТИШСПОРШЮШ ИСЩШХ Р Ш М Ы В Т С Ш ПУЧКОВ В НЮДЮРОДНУХ ШППИШС О О Ш .L i i p x i i r i i i o t i l , В. I. Б у J а к, 1. Л. 1 1 1 о о I,

С. л. Н е д о о е е в, В. Д. Р а т о в, I . И. С о к о а о в «. - "Вовроом атомнойнауки я тешим. Серия: Термоядерян! спите»", 1979, выя. 1(3), 10о.

(•аушатн мвмряиенто* яо траиояортнровке реяятнанотскнх мемровашс лучю* м уста-новке СОм-М (анергяя меятронов 300 квв, ток яуиа ?5««, вяергяя I кдх), неоднородноеингммяое ном jtctopot модеяаруи мапнтям яояе уотаяомя "А«гара-5", сравниванияо расчетом яа Ш траекторя» мектрояо» > одиочаотпном ярнОишення. Оокамя*, п о«ря оюямавмом д м траясяорснровкя яучкя давмння я достаточно боямом мятяятяом ном( 1 кГо) движение куша нокет он» ошкано в одяочастичном ярябвямяяя. ВЦ|ятяяяое»траясноетнровкн a r m яа расстояние I ,* м составим 80* (рае.?, саиоок ляг. - 9 ваяв.).

УДК 6 2 1 . 0 5 9 . 0

К0НС1ГУКШШ Б1АНКСТА ТКЙЮЙДШОГО РШКГОРА ТИПА "ТОКАШК". П. А. А я д р е е в ,К. А. I о х о а, Н. ». И а р к о в, N. X. Т • р е н т ь е а. - "Вопросы атомномнауки и техники. Серия: Тармоядерння ските»", 1979, вин. 1(3), 1бс.

I статм представлены конструкция бжаккети с днтневш я гедмвнм оххняденяамаомы воонронавоартва.

Я штиевом бмякете мяояяятаяам аош воолрояаводства я тамоноснтедем, трансяор-тируваам теиояув миргм от Оданкета к акергобяоку терноядерно» мектростяяння, и и -ется жждкаи1 и м 1 . Раоснотрекн какашки! н комектормн! варианты кояотрукпяа дятмво*аош воеявоямодош.

• гаамаоя бмнкете а качестве мводннтед* воми воовромвовства яояо»ауямя какяндкк! ДНТН1, так я твердые дигамм соединения. Конструкция гелиевс* зоны восяром-аодетм е яядкнм мяшышеяем - двумодомиая, о трубчатым амеевиком. внутри труб те-чет геям, • иеярубиом яроотраиотве находнтсн дития. Кометрукам о твердш мтя*м -однамяостмм. Гедн! проходит прев яодомь, мяокненну» твердым дктмм, и охваядеетего.

Локааам коиотрукияя модуля бяанкетя демонстрецнонного термокдерного рмхторя.Иоду» состоит м м а м а м секши о жидким мяолиителем, гелмам оекяия о твердымваяомятмеи я лятямм секмн (рае. В, опиоок я м . - 8 на»».).

вяпся огам ш и ш и с всводмовахвем отряциехышх вовов девтерия. (формулкроюныосновам н и м , стоив!* ври рмрябопк шикторо! этих типо». Приедены схема инжек-тор» пжшала T-I5, состоящий на трех водуивых ИСТОЧНИКОВ «шов стацкоиариого типаИЕН-SC, схема авамстор* с •евотоишш! отршмтешншс ковоа девтерня, а также схемы•х авптршмекого i m a n в аецвтн от вробоев.

Нссаотревы вшжарво-фимчвсхм • техвожогхческке «опроси со»данкя инжекторовдвя ТЯР. Поммво, что рмрвбошшм опытная технологи изготомеиия сшаноточных ион-шх вотоишеоа воем соопетстцпхше дориботок мосег oiynr» оспою» для технологиисерШого внвтем вовшх всточввков.

Нммаи мхволотесхве процессу в перспектшкые областв применения интенсивныхв моааих вяков вовов в «TOMOI В ВЦГЧВНХ ВССЛМОМКШХ В В провшилекков технологии(рве. I I , п о д . 7, еввоок лит. - 21 ваз!.).

ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ

Серхя: Термоядерный синтез

Выпуск 1 ( 3 )

Редактор С. А.Рукка>

Технический редактор Е.Д.Марков*

Корректоры В. П. Горячем, Н. Н. Черемных

Подписано • печать 23. 05. 79. Т-07170. Формат 60x90/6Офсети. печ. Усп.-печ. л. 1 1 + 0 , 2 5 акп. Уч.-над. л. 6,74 + О, 2 2 акл.Тираж 3 0 0 »кэ. Зак. тип. J* 827 Индекс 3 6 4 6

Статей 6

Отпечатано в Институте атомной энергии нм. И. В. Курчатояа1 2 3 1 8 2 , Москва, площадь И. В. Курчатова

Вопросы атомной науки и техники. Серия:

Термоядерный синтез, 1979, вып. I (3), 1-88

I