Инжектор твердоводородных микрочастиц со шнековым экструдором для непрерывного ввода топлива в термоядерные установки тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.13 ВАК РФ

Введение.

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 97 Заключение. 98 Список литературы.

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 шнура; основная 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.

1. 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.

2. R. Aymar. ITER overview. // Proc. of 19th Sump, on Fusion Technology, Lisbon, Portugal, September, 16-20, 1996, Vol 1, P.9-21.

3. 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.

4. Aymar P. First experiments in Tore Supra. // Nucl. Fusion. 1989, N 29, Suppl. P.9-26.

5. 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.

6. 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.

7. 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.

8. Spitzer L. et al. Problems of the stellarator as a useful power source. USA EC Report NYO - 6047. - 1954 ( Unpublished ).

9. Bickerton R.J. JET and the prospect for nuclear fusion // Phys. Scr. 1988., Vol. 23, P.242-248.

10. 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.

11. Патент на изобретение 2100850 РФ. Формирователь таблеток термоядерного топлива непрерывного действия. / Виняр И.В., Скобликов С.В., Лукин А.Я., Кобленц П.Ю. //БИ. 1997. 36. с. 430.

12. 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.

13. 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.

14. И.В. Виняр, С.В. Скобликов, П.Ю. Кобленц. Инжектор водородных таблеток со шнековым экструдером // Письма в ЖТФ, 23, N. 20,1997, с. 4346.

15. И.В. Виняр, С.В. Скобликов, П.Ю. Кобленц. Частотный инжектор водородных таблеток со шнековым экструдером // ЖТФ, N. 5, 1998. с. 117121.

16. 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.

17. 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.

18. 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.

19. 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.

20. 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.

21. 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.

22. 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.

23. 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.

24. Raman R., et al. Design of the Compact Toroid Fueler for Center Fueling Tokamak de Varennes // Fusion Technology, N 24, 1993, P.239-250.

25. 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.

26. H. Nakamura. Fuelling System DDD. ITER Report: G 18 DDD 2 96-11-08 R0.1, P 5.

27. 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.

28. 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.

29. 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.

30. 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

31. M.J. Gouge, P.W. Fisher. ITER Plasma Fueling Design // Oak Ridge National Laboratory. MJG-ITER 3-97, 1997.1. St.

32. Combs S.K. Pellet injection technology // Rev. Sci. Instr., American Institute of Physics. July, 1993, Vol 64, P. 1679- 1698.

33. 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.

34. И.В.Виняр. Легкогазовый инжектор топливных таблеток для термоядерных установок. / Патент РФ 1611139, Б.И. 1997, N15, с. 223.

35. I.Viniar, S.Sudo. Repeating Pneumatic Pipe-Gun for Plasma Fueling // Rev.Sci.Instrum. 1997, Vol. 68, N 3, P. 1444-1447.

36. 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.

37. 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,

38. Marseille, France, September, 7-11, 1998, Vol 2, P. 917-920.

39. Boris V. Kuteev, Igor V. Viniar et al. Development of ITER Pellet Fueling System in Russia // Fusion Technology, 26, Nov. 1994, P. 642.

40. 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.

41. 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.

42. 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.

43. 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.

44. 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.

45. 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.

46. 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.

47. Андреев Б.М. Гетерогенные реакции изотопного обмена трития. М. 1999, 208 с.

48. И.В.Виняр, А.Л.Лукин. Шнековый экструдер твердого водорода/ ЖТФ, 2000, Т 70, Вып. 1, с 107-112.

49. В.К.Завгородний. Оборудование предприятий по переработке пластмасс.-, Л. «Химия», 1972. 462 с.

50. Справочник по физико техническим основам криогеники. - Изд. 2-е под. ред. М.П. Малкова. - М.: Энергия. - 1973. 431 с.106

51. Справочник по теплообменникам. Изд. 2-е под. ред. Б.С. Петухова. -М.: Энергоатомиздат. Т1 - 1987. с 340-341.

52. Свойства конденсированных фаз водорода и кислорода. Справочник. Ред. Б.И.Веркин Киев: Наукова думка,- 1984, 170 с.

53. Б.И.Веркин, В.Ф.Гетманец, Р.С.Михальченко. Теплофизика низкотемпературного сублимационного охлаждения.- Киев: «Наукова думка», 1981. 232 с.

54. Вакуумная техника. Справочник. Под Ред. Е.С.Фролова и В.Е.Минайчева -М. "Машиностроение"- 1992, 471 с.

55. 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.