Инжектор твердоводородных микрочастиц со шнековым экструдором для непрерывного ввода топлива в термоядерные установки
В небольшие термоядерные установки топливо вводится в виде струй газообразных изотопов водорода. Однако, в крупные токамаки типа TORE-SUPRA, JET, JT-60, ТОКАМАК-15, а тем более в ITER, имеющий плазменный шнур диаметром более двух метров, вводить топливо только в виде газовых струй малоэффективно, так как ионизированные частицы слабо проникают вглубь плазмы. Руководителю Лаборатории инжекторов… Читать ещё >
Содержание
- Глава 1. Методы и устройства подачи водородного топлива в термоядерные установки с магнитным удержанием плазмы
- 1. 1. Способы ввода топлива в термоядерные установки
- 1. 2. Формирование топливных таблеток
- 1. 3. Ускорение и диагностика топливных таблеток
- 1. 4. Особенности инжекторов тритийсодержащих таблеток
- Глава 2. Математическая модель процессов непрерывной экструзии твердого водорода и методика расчета инжекторов на основе шнекового экструдера
- 2. 1. Баланс потоков и производительность шнекового экструдера
- 2. 2. Расчетные характеристики экструдера
- 2. 3. Расчет теплообменника
- 2. 4. Сублимационное охлаждение экструдируемого водорода
- 2. 5. Системы вакуумирования и пневматического ускорения
- Глава 3. Экспериментальное моделирование процессов формирования и пневматического ускорения водородных таблеток
- 3. 1. Аппаратура и методика проведения экспериментов
- 3. 2. Моделирование и оптимизация режимов криоэкструзии твердого водорода
- 3. 3. Пневматическое ускорение топливных таблеток
- Глава 4. Экспериментальный образец инжектора непрерывного действия на основе шнекового экструдера
- 4. 1. Функциональная схема и расчетные характеристики инжектора
- 4. 2. Формирователь топливных таблеток на основе шнекового экструдера
- 4. 3. Конструктивное исполнение узлов и элементов инжектора
- 4. 4. Результаты испытаний инжектора
- Заключение
- Список литературы
Инжектор твердоводородных микрочастиц со шнековым экструдором для непрерывного ввода топлива в термоядерные установки (реферат, курсовая, диплом, контрольная)
Осуществление управляемой термоядерной реакции — один из перспективных путей решения энергетических проблем человечества [1]. Наиболее активно разрабатываются сейчас проекты создания установок типа токамак и стелларатор. Крупнейшие из создаваемых в настоящее время термоядерных установок (ITER, LHD) будут иметь плазменные параметры, близкие к термоядерной станции [2, 3]. Необходимость длительного поддержания термоядерной реакции выдвигает в качестве одной из важнейших проблему дозаправки реактора топливом во время разряда.
В небольшие термоядерные установки топливо вводится в виде струй газообразных изотопов водорода. Однако, в крупные токамаки типа TORE-SUPRA, JET, JT-60, ТОКАМАК-15, а тем более в ITER, имеющий плазменный шнур диаметром более двух метров, вводить топливо только в виде газовых струй малоэффективно, так как ионизированные частицы слабо проникают вглубь плазмы [4, 5, 6, 7].
Впервые вводить топливо в термоядерные установки в виде ускоренных макрочастиц (таблеток) из замороженных изотопов водорода предложил Спитцер [8]. Эксперименты на токамаках ISX-B, Doublet-Ill, Alcator, TFTR, TORE-SUPRA, ASDEX, JT-60, JET и других доказали перспективность этого метода [9].
Принципиальным преимуществом инжекции топливных таблеток в термоядерный реактор является «возможность ввода топлива вглубь плазмы. При инжекции лишь сравнительно небольшая часть таблетки испаряется на периферии плазменного шнураосновная масса вводимого топлива попадает в зону реакции. Обеспечить доставку таблеток в зону реакции можно за счет сообщения им высокой скорости (до 1000 м/с) при максимально допустимом размере таблеток. Размеры таблеток ограничиваются требованиями сохранения устойчивости разряда в плазме [10].
При эксплуатации крупнейших термоядерных установок предусматривается инжекция топливных таблеток в течение десятков минут. Например, в плазму установки ITER планируется инжектировать таблетки диаметром 3−7 мм со скоростью до 1000 м/с и частотой до 50 Гц.
7].
Существовавшие до недавнего времени инжекторы обеспечивали работу с заданной частотой лишь в течение нескольких секунд, а затем требовали перерыва для возобновления запаса твердого водорода.
Таким образом, создание надежного инжектора непрерывного действия — актуальная проблема, выходящая на первый план при разработке топливных систем термоядерных реакторов.
Данная диссертация посвящена разработке нового способа экструзии твердого водорода с применением шнекового экструдера и созданию инжектора на его основе.
Предложенная технология позволяет решить проблему непрерывного, длительного и надежного формирования топливных таблеток. Она получила свое развитие при разработке модели и крупномасштабного прототипа тритиевого инжектора топливных таблеток для термоядерного реактора ITER (ТПИ-1- ТПИ-2).
В работе решались следующие задачи:
• Проектная разработка и инженерная реализация концепции непрерывного формирования стержней из твердых изотопов водорода с помощью шнекового криоэкструдера.
• Адаптация известных методов расчета и проектирования шнековых экструдеров, работающих при комнатной и повышенной температурах, к условиям двойного фазового перехода и криогенной экструзии твердых изотопов водорода.
• Разработка инженерной методики теплофизического, кинематического и вакуумно-физического расчета основных элементов шнекового криоэкструдера изотопов водорода, включая тритий, и обоснование требований к смежным системам инжектора топливных таблеток.
• Многофакторное математическое и экспериментальное моделирование и оптимизация шнекового криоэкструдера изотопов водорода и определение области устойчивости режимов экструзии.
• Создание и экспериментальная отработка инжектора топливных таблеток непрерывного действия на основе шнекового криоэкструдера и пневматического ускорителя.
• Комплексные испытания инжектора, включая определение оптимальных и предельных параметров инжекции.
Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения.
Заключение
.
В диссертации приведены результаты работы по созданию нового инжектора на основе шнекового экструдера, экспериментальные данные по формированию и ускорению водородных таблеток и результаты моделирования процесса сублимационного охлаждения водородного стержня в вакууме. Основные результаты работы:
1. Впервые в мире разработан и успешно испытан инжектор водородных таблеток непрерывного действия на основе шнекового экструдера и пневматического ускорителя.
2. Разработана и экспериментально подтверждена методика расчета шнековых экструдеров для криогенной экструзии твердых изотопов водорода.
3. Исследованы в интервале температур 10−13 К режимы экструзии водорода. Получен стабильный режим, при котором было экструдировано более 50 метров водородного стержня за 30 минут непрерывной работы.
4. Проведены эксперименты по формированию и ускорению водородных таблеток с частотой до 2 Гц. Более тысячи таблеток были инжектированы в непрерывном режиме с частотой 1 Гц и скоростью 600−800 м/с. В течение 30 секунд поддерживалась работа инжектора с частотой 2 Гц.
5. Построена модель сублимационного охлаждения водородного стержня. Модель позволяет оценить установившиеся значения температуры стержня и продолжительность охлаждения при сублимации для различных теплопритоков и параметров вакуумной системы. Показана принципиальная применимость сублимационного способа охлаждения стержня до температур, при которых прочность формируемых таблеток будет достаточна для инжекции в реактор. Предложена конструкция камеры сублимационного охлаждения.
6. Предложенная концепция шнекового экструдера нашла свое развитие при создании модели (ТПИ-1) и разработке крупномасштабного прототипа (ТПИ-2) тритиевого инжектора топливных таблеток для термоядерного реактора ITER.
Автор выражает благодарность сотрудникам Лаборатории инжекторов термоядерного топлива СПбГТУ, НЕЙ электрофизической аппаратуры им. Д. В. Ефремова, кафедры физики плазмы СПбГТУ и кафедры экспериментальной физики СПбГТУ за помощь и консультации при проведении работы:
Руководителю Лаборатории инжекторов термоядерного топлива, кандидату технических наук Виняру Игорю Васильевичу, кандидату технических наук Скобликову Сергею Владимировичу, принимавшим плодотворное участие на всех этапах проектирования, сборки и наладки инжектора, при проведении экспериментов и обсуждении результатов работы;
Научному руководителю, доктору технических наук, профессору Саксаганскому Георгию Леонидовичу за внимание к работе и эффективное участие в обсуждении и анализе ее результатов;
Кандидату физико-математических наук Лукину Александру Яковлевичу за помощь при моделировании процессов экструзии и выборе параметров инжектора;
Доктору физико-математических наук, профессору Кутееву Борису Васильевичу за полезные замечания при построении математических моделей и анализе результатов расчетов;
Доктору технических наук, профессору Баранову Геннадию Алексеевичу, инженеру Скрипунову Виктору Николаевичу за.
100 предоставление научной информации о результатах работ по пеллет-инжекции в НИИЭФА и полезные дискуссии.
Кандидату физико-математических наук Умову Александру Петровичу, кандидату физико-математических наук Капралову Владимиру Геннадиевичу, изготовившим электронные блоки для систем управления и диагностики инжектора;
Кандидату технических наук Бритову Владиславу Павловичу за предоставление научной информации об экструзии полимеров;
Аспиранту Шляхтенко Андрею Николаевичу за полезные обсуждения и советы при построении математической модели процессов теплообмена в инжекторе.
Список литературы
- R. Toshi. Nuclear fusion, an energy source 11 Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16−20, 1996, Vol 1, P. 1−8.
- R. Aymar. ITER overview. // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16−20, 1996, Vol 1, P.9−21.
- A. Liyoshi, S. Imagawa et al. Design, construction and the first operation of LHD. // Proc. of 20th Sump, on Fusion Technology, Marseille, France, September, 7−11, 1998, Vol 1, P. 20.
- Aymar P. First experiments in Tore Supra. // Nucl. Fusion. 1989, N 29, Suppl. P.9−26.
- P.T. Lang, P. Cierpka and P. Kupschus. High Repetitive Pellet Injectors for plasma Density Control // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16−20, 1996, Vol 2, P. 1129−1132.
- Annual report on Naka Fusion Research Establishment for the period from April 1, 1993 to March 31, 1994. JAERI-Rev. 1995. N 94−01 l. I-XVI, P. l-118.
- H. Nakamura, G. Federici, P. Ladd et al. Status of ITER Fuelling and Wall Conditioning System Design // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16−20, 1996, Vol 2, P. l 125−1129.
- Spitzer L. et al. Problems of the stellarator as a useful power source. USA EC Report NYO — 6047. — 1954 (Unpublished).
- Bickerton R.J. JET and the prospect for nuclear fusion // Phys. Scr. 1988., Vol. 23, P.242−248.
- Кутеев Б.В. Исследования плазмы токамаков с помощью инжекции таблеток.// Вопросы атомной науки и техники. Сер. Термоядерный синтез. ЦНИИатоминформ, Вып. 3, Москва, 1986, 2−1 с.
- Патент на изобретение 2 100 850 РФ. Формирователь таблеток термоядерного топлива непрерывного действия. / Виняр И. В., Скобликов С. В., Лукин А. Я., Кобленц П. Ю. //БИ. 1997. 36. с. 430.
- I.V.Viniar, P.Yu.Koblents, В. V. Kuteev, G.L. Saksagansky, V.N. Skripunov. Tritium Pellet Injector TPI-1// Proc. Of the 16th IEEE/NPSS Symp. On Fusion Engineering, Sept 30 Oct. 5, 1995, San- Diego, V.2. P. 1586−1588.
- I.V.Viniar, P.Yu.Koblents, G.L. Saksagansky. Vacuum Issues of Tritium Pellet Injector// 5th European Vacuum Conf., Sept 23 27, 1996, Salamanca, abstracts Book, P. 268.
- И.В. Виняр, С. В. Скобликов, П. Ю. Кобленц. Инжектор водородных таблеток со шнековым экструдером // Письма в ЖТФ, 23, N. 20,1997, с. 4346.
- И.В. Виняр, С. В. Скобликов, П. Ю. Кобленц. Частотный инжектор водородных таблеток со шнековым экструдером // ЖТФ, N. 5, 1998. с. 117 121.
- I.V.Viniar, S.V.Skoblikov, P.Yu.Koblents. New Repetitive Pellet Injector with a screw extruder // Plasma Devices and Operations. 1998, Vol. 6, N 1−3, P. 211−217.
- I.V. Viniar, S.V. Skoblikov, P. Yu. Koblents, В. V. Kuteev, A. Ya. Lukin. A repetitive pellet injector with a screw extruder // 19th SOFT, September, 1996, Lisbon, Portugal. P 1137−1140.
- P.Yu.Koblents, I.V.Viniar, В. V. Kuteev, G.L. Saksagansky. Tritium Compatible Pneumatic Pellet Injector// Proc. Of the 16th IEEE/NPSS Symp. On Fusion Engineering, Sept 30 Oct. 5, 1995, San- Diego, V.2. P. 1141−1143.
- I.V. Viniar, S.V. Skoblikov, P. Yu. Koblents. New repetitive pellet injector with a screw extruder // ИПТР-6, 27−29 Мая 1997, Тезисы докладов, c. l 51.
- Okumura Yoshikazu, Hanada Masaya, Inoke Takashi, Maki Koishi et al. Design study on a 1 MeV, 12,5 MW neutral beam injector module for ITER. /JAERI-Tech Rept. 1995 N95−018. (l)-(6), P. l-104.
- Bell M.G., Arunasalam V., Berneas C.W., Bitter M., et al. An overview of TFTR confmament with intense neutral beam heating // Nucl. Fusion, 1989, N 29, Supply P. 27−40.
- C.T. Chang, L.W. Jorgensen, L. W. Nielsen et al. The Feasibility of Pellet refuelling of a Fusion Reactor // Nuclear Fusion, 1980, N 20, P. 859−893.
- C. A. Foster, R. J. Colohin, et al. Solid Hydrogen Pellet Injection into the ORMAK Tokamak // Nuclear Fusion, 1977, 17, N 5, P. 1067−1075.
- Raman R., et al. Design of the Compact Toroid Fueler for Center Fueling Tokamak de Varennes // Fusion Technology, N 24, 1993, P.239−250.
- Raman, R.- Gierszewski, P. Compact toroid fuelling for ITER // Fusion Engineering and Design Proceedings of the 1997 4th International Symposium on Fusion Nuclear Technology. 1997 Vol 39, P 977−985.
- H. Nakamura. Fuelling System DDD. ITER Report: G 18 DDD 2 96−11−08 R0.1, P 5.
- Kaufmann M., Behringer K., Fussman G., Gruber O., et al. Pellet injection and improved plasma performance in ASDEX // Nucl. Fusion, 1989, N 29, Suppl., P. 229−237.
- Aikawa H., Akaoka N., Akasaka H., Akiba M., et al. Recent progress in JT-60 experiments // Nucl. Fusion, 1989, N 29, Suppl., P. 67−81.
- Kamada Y., Yoshiro R., Nagami 3VL, Ozeki Т., et al. Improved confinement characteristics of pellet fuelled discharge on JT-60 // Nucl Fusion, 1989, N 29, P. 1785−1798.
- Gouge, M.J. Fueling of ITER-scale fusion plasmas // Fusion Technology Proceedings of the 1998 13th Topical Meeting on the Technology of Fusion Energy 1998, Vol 34, N 3, P. 435−440
- M.J. Gouge, P.W. Fisher. ITER Plasma Fueling Design // Oak Ridge National Laboratory. MJG-ITER 3−97, 1997.1. St.
- Combs S.K. Pellet injection technology // Rev. Sci. Instr., American Institute of Physics. July, 1993, Vol 64, P. 1679- 1698.
- Combs S.K., S.L.Milora, L. R Baylor., et al., Pellet injector development at ORNL. // 19th SOFT, September, 1996, Lisbon, Portugal, P 1153−1156.
- И.В.Виняр. Легкогазовый инжектор топливных таблеток для термоядерных установок. / Патент РФ 1 611 139, Б.И. 1997, N15, с. 223.
- I.Viniar, S.Sudo. Repeating Pneumatic Pipe-Gun for Plasma Fueling // Rev.Sci.Instrum. 1997, Vol. 68, N 3, P. 1444−1447.
- I.V. Viniar, S. Sudo, В. V. Kuteev. et al. A repetitive pipe-gun Pellet Injector // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 1620, 1996, Vol 2, Elsevier, Amsterdam, 1997, P. 1145−1148.
- I.V. Viniar, S. Sudo, A. Umov, S. Skoblikov, P. Reznitchenko. Pellet Injectors for a Steady State Fuelling // Proc. of 20th Sump, on Fusion Technology,
- Marseille, France, September, 7−11, 1998, Vol 2, P. 917−920.
- Boris V. Kuteev, Igor V. Viniar et al. Development of ITER Pellet Fueling System in Russia // Fusion Technology, 26, Nov. 1994, P. 642.
- S. Kasai, Y. Murakami. Present status о f pellet injector development, and R&D proposal of railgun and steady-state extruder // Proceeding of the ITER Technical Meeting on Fuelling and Pumping at Joint Work Site Garching. Jan 1926, 1994.
- И.В. Виняр, Б. В. Кутеев, C.B. Скобликов, П. Ю. Кобленц, В. О. Чистяков. Способ непрерывной экструзии твердого термоядерного топлива // ЖТФ, 1995, т 65, в. 7, 167−173.
- Urbahn, John- Greenwald, Martin- Schachter, Jeff Design and performance of a twenty barrel hydrogen pellet injector for Alcator C-Mod // Proceedings of the 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, 1993, Vol. 1, P. 44−47.
- I.V.Viniar, B.V.Kuteev, A.P.Umov, V.G.Kapralov, P.Yu.Koblents, Y. Yu Tyukin. Multishot pellet injector for plasma fueling and diagnostics // ИПТР-6, 27−29 Мая 1997, Тезисы докладов, с. 149.
- Yang, Yu- Bao, Yi- Li, Jiangang- Gu, Xuemao- He, Yexi Pellet injection research on the HT-6M and HT-7 tokamaks // Nuclear Fusion 1999, Vol. 39, P. 1871.
- S. K. Combs, S.L.Milora, L. R. Baylor et al. Pellet injector development at ORNL // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16−20, 1996, Vol 2, Elsevier, Amsterdam, 1997, 1153−1156.
- S. K. Combs, M.J. Gouge, C.R. Foust et al. Status of ITER Pellet Injector R&D // Proc. of 20 SOFT, Marseille, France, 1998, September, 7−11, Beaumont Libeyre de Gentle Tonon Editors, France, 1998, P. 1009.
- Андреев Б.М. Гетерогенные реакции изотопного обмена трития. М. 1999, 208 с.
- И.В.Виняр, А. Л. Лукин. Шнековый экструдер твердого водорода/ ЖТФ, 2000, Т 70, Вып. 1, с 107−112.
- В.К.Завгородний. Оборудование предприятий по переработке пластмасс.-, Л. «Химия», 1972. 462 с.
- Справочник по физико техническим основам криогеники. — Изд. 2-е под. ред. М. П. Малкова. — М.: Энергия. — 1973. 431 с.106
- Справочник по теплообменникам. Изд. 2-е под. ред. Б. С. Петухова. -М.: Энергоатомиздат. Т1 — 1987. с 340−341.
- Свойства конденсированных фаз водорода и кислорода. Справочник. Ред. Б. И. Веркин Киев: Наукова думка, — 1984, 170 с.
- Б.И.Веркин, В. Ф. Гетманец, Р. С. Михальченко. Теплофизика низкотемпературного сублимационного охлаждения.- Киев: «Наукова думка», 1981. 232 с.
- Вакуумная техника. Справочник. Под Ред. Е. С. Фролова и В. Е. Минайчева -М. «Машиностроение" — 1992, 471 с.
- I.Viniar, S. Sudo New Pellet Production and Acceleration Technologies for High Speed Pellet Injection System «HIPEL» in Large Helical Device// NIFS-326, Dec. 1994,21 P.