Термоядерный синтез Ядерные реакции в звездах Токамак Реакторная технология Холодный термоядерный синтез Атомные реакторы на быстрых нейтронах Топливо для реакторов на тепловых нейтронах

Практически решен вопрос о вступлении Индии в проект. Таким образом, в нем участвуют страны, население которых составляет большинство на Земле. Проектом предусмотрено, что термоядерная мощность реактора достигнет 500 МВт, что на порядок превысит мощность, затрачиваемую на поддержание плазмы. Будут также установлены закономерности поведения плазмы с термоядерным горением, отработаны основные технологии будущих энергетических реакторов. Вместе с тем, на ИТЭРе нет возможности провести полномасштабные испытания материалов, способных выдерживать потоки энергии на стенку будущих энергетических комплексов

Дизайн магнитной конфигурации и методика работы обеспечат генерацию плазменный поток в диверторе 1-20 MW/m2. Радиочастотная система обеспечит входную мощность не меньше 5 MW. Большинство этой мощности (~80 %) попадает на дивертор. Полоидальные и равновесные обмотки, ограничитель, пассивные обмотки, элементы первой стенки и радиочастотная антенна способны обеспечить желаемую форму плазмы, ее равновесие и стабильность при минимальном объеме вакуумной камеры и дивертора. Конструкция токамака позволяет изменять тепловые нагрузки на пластинах дивертора посредством
смещения всех пластин дивертора, смещения x-точки в горизонтальном направлении (+5 см) и изменением угла между пластинами и главной осью. Это предусматривает возможность быстрого удаления и установки пластин дивертора (или каких-либо других исследуемых материалов) без нарушения вакуума (Рис. 7). Деятельность импульса должна быть достаточна для достижения стационарного распределения температуры по пластинам дивертора.

Рис.7 Конструкция КТМ-токамака.

Табл. 1 Основные параметры КТМ- токомака

Divertor оГ (he КТМ tokamak Случаи аварийных ситуаций в теплоэнергетике из-за нарушений водно-химического режима Задача данного раздела представить краткое описание наиболее необычных и сложных случаев нарушений водно-химического режима, приведших к аварийным ситуациям с теплоэнергетическим оборудованием и тепловых сетей.

В номинальном режиме тепловой поток на первую стенку реактора составляет 0.2 МВт/м2; максимальный выход быстрых (в термоядерной D+D реакции) нейтронов за импульс равен 1014 Частота следования импульсов 1 имп./10 минут (6 имп./час, 30 импульсов за смену - за 6-ти часовой рабочий день). Ресурс установки КТМ ~20000 импульсов/10 лет. При проведении разряда в дейтерии

D + D ^ 3He (0.82 МэВ) + n (2.45 МэВ) (1)

в КТМ возможно образование в плазме масштаба 1014 быстрых (термоядерных нейтронов) за импульс (1-5 секунд) с энергией 2.45 МэВ

Холодный ядерный синтез - первая гипотеза об источнике дополнительной энергии при обычном электролизе тяжелой воды. Авторами этой гипотезы являются американские электрохимики Флешман и Понс Они объявили об этом в 1989 году. С тех пор в разных странах проведено большое количество экспериментов по получению дополнительной энергии из воды
Атомные реакторы