Термоядерная энергетика решение проблемы энергетического кризиса в XXI веке

Клюшина Ж. В.,

учитель физики МБОУ СОШ №37

г. Шахты Ростовской области

Термоядерная энергетика -

решение проблемы энергетического кризиса в XXI веке

Введение

П о современным физическим представлениям, существует всего несколько фундаментальных источников энергии, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энергии. В реакциях синтеза энергия производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энергия звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энергией экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энергии производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энергии, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энергии по регионам, производство энергии возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10²¹ Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энергии - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энергии. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энергии использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине XXI века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энергии, такие как: солнечная энергия, энергия ветра, гидроэлектроэнергия, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энергия. Доля каждого источника энергии в общем производстве энергии будет определяться структурой потребления энергии и экономической эффективностью каждого из этих источников энергии.

Когда на планете закончатся основные источники электроэнергии?!

По разным прогнозам, это произойдет через 50-100 лет. Запасы нефти человечество исчерпает лет через 40, газа - максимум через 80, а урана - через 80-100 лет. Запасов угля может хватить лет на 400. Но использование этого органического топлива, причем в качестве основного, ставит планету за грань экологической катастрофы. Страны-участницы Киотского протокола, обсуждая проблемы выживания человечества, "угольные" выбросы поставили в разряд самых опасных факторов. Если сегодня не остановить столь нещадное загрязнение атмосферы (а именно угольные станции служат главным источником ее загрязнения, причем выбрасывают радиоактивных веществ в десятки раз больше, чем АЭС), ни о каких столетиях не может быть и речи. А значит, альтернативный источник энергии нам необходим уже в обозримом будущем.

И такой источник, в принципе, есть. Это - термоядерная энергетика, в которой используется абсолютно нерадиоактивный дейтерий и радиоактивный тритий, но в объемах в тысячи раз меньших, чем в атомной энергетике. А в возможных аварийных ситуациях радиоактивный фон вблизи термоядерной электростанции не превысит природных показателей. При этом на единицу веса термоядерного топлива получается примерно в 10 млн. раз больше энергии, чем при сгорании органического топлива, и примерно в 100 раз больше, чем при расщеплении ядер урана.

И источник этот практически неисчерпаем, он основан на столкновении ядер водорода, а водород - самое распространенное вещество во Вселенной.

Однако проблема управляемого термояда настолько сложна, что самостоятельно с ней не справится ни одна страна. Поэтому мировое сообщество избрало самый оптимальный путь - создание проекта Международного термоядерного экспериментального реактора - ИТЭР, в котором на сегодня участвуют, кроме России, США, Евросоюз, Япония, Китай и Южная Корея.

История проблемы

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм, а также Л. А. Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года.

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что И. В. Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл».

Основные понятия и реакции синтеза

2.1. Энергетический выход слияния лёгких ядер

По современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энергии, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза – это один из таких источников энергии. В реакциях синтеза энергия производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энергия звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия.

Реакции, в которых из лёгких ядер образуются более тяжёлые, называются реакциями ядерного синтеза. Почему, именно, синтез более тяжёлых ядер из более лёгких?

Масса атома гелия ⁴He 4.0026 а.е.м., а сумма масс 2 ₁¹p, 2 ₀¹n и 2 e - 4.033 а.е.м. Какая энергия выделяется при слиянии ₁¹p и ₀¹n в ядро ⁴Не (энергия связи)?

E m^.c² 0,03х1,67^.10^-27 9^.10¹⁶ 4.6^.10^-12 Дж  28 МэВ.

Для всех известных ядер энергии связи Е_св как функция от массового числа ядра А изображена на графике (рисунок 1).

Рис.1

Диаграмма показывает на два основных пути извлечения энергии ядер:

а) синтез лёгких ядер (из водорода, дейтерия);

б) деление тяжёлых ядер (уран).

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий( ²H) и тритий ( ³H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 ( ³He) и бор-11 ( ¹¹B).

2.2.Физика термоядерного синтеза

Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях, преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия. По известной формуле E=mc², высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

2.3. Типы реакций синтеза

Наиболее вероятны следующие реакции синтеза с участием лёгких ядер (H,D,T,³He,⁴He,⁶Li,⁷Li):

D + D ³He + n + 3.3 МэВ

D + D  T + p + 4.0 МэВ

D + T ⁴He + n +17.6 МэВ

D + ³He⁴He + p + 18.3 МэВ

T + ³He³He + p + n + 12.1 МэВ

D + ⁶Li 2⁴He + 22.4 МэВ

p + ⁷Li 2⁴He + 17.3 МэВ

При преодолении кулоновского барьера (затраты менее 0.5 МэВ) можно в принципе получить выигрыш по энергии.

Решающее значение при выборе реакции имеет возможность достижения условий, при которых выбранная реакция идет со скоростью, представляющей практический интерес.

2.3.1. Схема реакции дейтерий.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Наиболее простым способом осуществления термоядерной реакции является синтез дейтерия и трития с выделением гелия-4 и «быстрого» нейтрона:

D + T → ⁴He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ).

Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов.

В ывод: такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

2.3.2. Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3:

²H + ³He = ⁴He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне. В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

Как было отмечено выше, реакция D + T → 4He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ) является наиболее простым способом получения термоядерной энергии, но быстрые нейтроны, образующиеся в процессе реакции, создают значительное количество радиоактивных отходов.

В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:

D + ³He → ⁴He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p — протон.

В ероятное направление протекания данной реакции:

Ещё одна возможность получения ядра гелия – 3 из трития.

Схема реакции получения гелия – 3 из трития:

Вывод: возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов - его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т.д.

3.Условия протекания УТР

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

1.Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:

T > 108 K (для реакции D-T).

2.Соблюдение критерия Лоусона:

nτ > 10¹⁴ см^-3·с (для реакции D-T), где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время (2012) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

4.Конструкции термоядерных реакторов

4.1. Принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):

1.Квазистационарные системы в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.

2 . Импульсные системы. В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путем кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка - устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако, намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяются сверхпроводники.

4.2.Дрейфы и вращательное преобразование

В неоднородном магнитном поле и в скрещенных электрическом и магнитном полях заряженные частицы испытывают дрейфы. Из-за этого плазма может приходить в движение, то есть дрейф затрудняет удержание плазмы. Выход состоит в создании вращательного преобразования – суперпозиции тороидального и полоидального магнитных полей.

В зависимости от способа создания вращательного преобразования в тороидальной ловушке, тороидальные установки делятся на токамаки (вращательное преобразование создаётся текущим по плазме тороидальным током) и стеллараторы (вращательное преобразование создаётся внешними винтовыми проводниками).

Плазма, нагретая до высоких температур и помещённая в магнитную ловушку весьма далека от термодинамического равновесия – имеется большой перепад температуры и плотности от центра плазмы к материальной стенке. Различные коллективные движения могут приводить к разного рода неустойчивостям.

Особо опасны МГД-неустойчивости, когда происходят макроскопические нарушения формы плазменной конфигурации, и плазма перемещается как целое. Существуют также кинетические неустойчивости (неустойчивости в пространстве скоростей) – микронеустойчивости, выражающиеся в отклонении формы функции распределения от максвелловской.

Для удержания плазмы необходимо создать конфигурацию с минимумом магнитного поля В (т.е конфигурацию, в которой магнитное поле в плазме растёт всюду от центра плазмы). В этом случае подавляются наиболее опасные виды неустойчивостей плазмы. Для уменьшения опасности микронеустойчивостей оказалось важным введение шира (перекрещенности силовых линий).

В настоящее время найдены методы борьбы с наиболее опасными неустойчивостями в плазме. Однако осталось много разного рода микронеустойчивостей, которые проявляются в виде повышенного переноса плазмы.

4.3. Токамак

Т ОКАМАК - ТОроидальнаяКАмераМагнитная Катушка.

Токамак представляет собой тороидальную магнитную систему для удержания высокотемпературной плазмы.

Удержание осуществляется конфигурацией магнитного поля с минимумом В за счёт полоидальногоB_P и тороидального B_t магнитного поля.

Равновесие и требуемая форма плазмы обеспечиваются системой полоидальных полей.

Нагрев осуществляется током, текущим по плазме, а также внешними источниками нагрева, а при высокой температуре плазмы – заряженными продуктами реакций синтеза.

4.3.1. История развития токамаков

1950-1951 – предложена идея магнитного удержания (И.Е. Тамм, А.Д. Сахаров).

1951 – проведены расчёты реактора, получены следующие параметры: большой радиус тора R = 12 м, малый а = 2 м, тороидальное магнитное поле В = 5 Тл; топливо –D-D

1958 – создан Токамак-1. Получено подтверждение теории – увеличение В улучшает устойчивость шнура. Необходима борьба с примесями.

1962 –токамак ТМ-2. К.А. Разумовой и Е.П. Гобуновым получена устойчивая плазма в течение всего разряда (2 мс) при большом поле и малом токе. При повышении тока возникала неустойчивость – срыв с выбросом плазмы на стенки. Начато изучение и классификация различных неустойчивостей.

1968 – токамаки стали строиться по всему миру. Показана необходимость дополнительных к омическому методов нагрева плазмы.

1980-е – в Т-10 впервые применён ЭЦР нагрев плазмы, что позволило достичь температуры 90 млн. градусов

1990 – в Т-15 мощность систем нагрева достигла 19 МВт.

2006 – подписано соглашение о строительстве международного токамака-реактора ITER во Франции.

4.3.2. Общий вид токамака на примере IТЕR

3 – плазма,тороидальнаямагнитная система (8 – катушки тороидального поля, 6 - криостат),полоидальнаямагнитная система (1 – центральный соленоид, 7,11 – катушки управления),вакуумная система (4 – вакуумная камера, 5 – патрубок вакуумной откачки), 2 – защита, внутрикамерныеэлементы,воспринимающие тепловые нагрузки (9 – первая стенка, 10 – диверторные пластины),система дополнительного нагреваисистема подачи топлива (осуществляется через патрубки).

4.3.3. Внешний вид некоторых токамаков

Т-10, 1975 (I очередь), РНЦ «КИ», Т-15,РНЦ «КИ», Москва, Россия

Москва, Россия

Глобус – МФТИ, СПб, РоссияJEТ, Великобритания

4.3.4. Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия:

Т-3 - первый функциональный аппарат.

Т-4 - увеличенный вариант Т-3

Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.

Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.

Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.

Ливия: ТМ-4А.

Европа и Великобритания:

Joint European Torus - самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.

Tore Supra - токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).

США:

Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[10] - крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.

National Spherical Torus Experiment (NSTX) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.

Alcator C-Mod - один из трех крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C- Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.

DIII-D - токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.

Япония:

JT-60 - крупнейший японский токамак, работающий в Японском институте исследований атомной энергии (англ.) с 1985 года.

Китай:

EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) - экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.

4.3.5. Основные барьеры на пути достижения термоядерных параметров плазмы в токамаке

Излучение примесей

Срывы плазмы

Неустойчивости плазмы

Проблемы удержания плазмы

Пределы по равновесию плазмы

Особенности подпитки топливом (газонапуск и инжекция пеллетов)

Ограниченная мощность систем нагрева.

5. Международный проект токамака - реактора ITER во Франции

5.1. Цели IТЕR

Исследования на крупнейших токамаках (JET,TFTR,JT-60U,Tore-Supra,T-15,DIII-D и др.) позволили вплотную приблизиться к параметрам термоядерного реактора. Решающим шагом на этом пути стал проект международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР, создаваемого c 1988 г. усилиями России, США, Японии и объединённой Европы. Впоследствие к этим основным участникам работы присоединились Казахстан и Канада, а в 2003 г. – Китай и Южная Корея.

Основной целью создания ИТЭР является демонстрация научной и технической осуществимости термоядерной энергетики. Эта задача включает в себя демонстрацию:

зажигания и горения D-Т плазмы в установившемся режиме;

реализуемости в одной установке конструктивных решений систем реактора;

обеспечения требуемого ресурса и безопасности работы реактора;

решение конструктивных и технологических проблем для демонстрационной термоядерной электростанции (DEMO) и термоядерной энергетики.

5.2. Параметры IТЕR

Большой радиус плазмы R, м – 6,2

Малый радиус плазмы a, м – 2,0

Тороидальное поле на оси Bt₀, Тл – 5,3

Ток плазмы IP, МА - 15

Энергетическое время жизни τ_Е, с – 3,7

Средняя температура плазмы Т, кэВ - 8

Средняя концентрация плазмы n, 1020 м^-3 – 1,0

Мощность реакций синтеза Pfus, МВт - 500

Мощность дополнительного нагрева плазмы Paux, МВт - 50

Длительность импульса горения, с - 400

5.3. Организация проекта IТЕR

Проект ИТЭР с самого начала развивался как крупный международный проект при участии ведущих стран – участниц в исследованиях по магнитному удержанию плазмы (США, Россия, Европейское сообщество, Япония). При этом были в полной мере оценены и задействованы пионерские наработки СССР по токамакам.

В России в проекте ИТЭР участвовало более 200 организаций и учреждений. Отметим ведущую роль четырёх российских организаций в исследованиях и разработках по проекту ИТЭР:

РНЦ "Курчатовский институт" – физика плазмы, диагностика, системы нагрева, безопасность;

НИИЭФА им. Д.В. Ефремова – инженерно-физические системы ИТЭР (электромагнитная система, вакуумная камера, дивертор);

НИКИЭТ – ядерно- физические системы ИТЭР (защита);

ВНИИНМ – сверхпроводниковые и конструкционные материалы

21 ноября 2006 года в Париже подписано соглашение по ITER!!!

14 октября 2007 года начато строительство в Кадараше (под Ниццей)

5.4. Этапы работы на IТЕR

Первая стадия (водородная). На этой стадии должна использоваться водородная плазма. Вклад от термоядерных реакций пренебрежим. Должна быть проверена работа всех систем токамака, достигнуты требуемые тепловые нагрузки на элементы дивертора, проверена надёжность работы подсистем реактора при номинальных электромагнитных нагрузках.

Вторая стадия (дейтериевая). На этой стадии вклад от термоядерныхd-d реакций мал, но он уже позволит проверить характеристики работы защиты.

Третья стадия (дейтериево-тритиевая). На этой стадии предполагается достижение основных целей установки. Термоядерные реакции, протекающие в плазме, должны позволить провести испытания модулей бланкета.

Суммарное число полномасштабных импульсов, требующихся для выполнения указанной программы – около 3^.10⁴.

Проектный внешний вид IТЕR

Макет токамака международного проекта IТЕR

6. Альтернативные системы с магнитным удержанием плазмы

Токамак – лидер в исследованиях по УТС.

В то же время мировое сообщество считает целесообразным затрачивать 10-20 % всех ассигнований в УТС с магнитным удержанием на так называемые альтернативные системы.

Эти системы имеют ряд потенциальных преимуществ перед токамаками. Вопрос в том - смогут ли быть реализованы эти преимущества?

Основные альтернативные системы магнитного удержания:

стеллараторы

открытые ловушки

сферомаки

пинчи

6.1. Стелларатор

Стелларатор – ближайшая к токамаку замкнутая система магнитного удержания плазмы. Основное отличие – в способе создания вращательного преобразования – если в токамаке оно создается током, текущим по плазме, то в стеллараторе - внешними винтовымиобмотками.

Классический стелларатор с непрерывной винтовой обмоткой

6.2. Российский стеллараторы

Л-5:R = 1,12 м, a = 0,3 м, B = 2 T, мощность нагрева 5 МВт

6.3. Современные стеллараторы

Япония:LHD (Large Helical Device):R = 3.9 м,a_p = 0.6 м,B = 4 Tл

Камера с винтовой обмоткой

Установка в сборе

Германия:Wendelstein-7X:R = 5,5 м,a = 0,55 м,B = 3 Tл; мощность нагрева: P_ECRH 10 МВт (стац.), P_NBI 5 МВт, P_ICRH 4 МВт по 10 с.

6.4. Преимущества стеллараторов

Исследования параметров стелларатора-реактора проводятся в России, Украине, Германии, Японии, США.

В стеллараторах токовых неустойчивостей нет (в отличие от токамаков, где они играют важную роль в ограничении параметров плазмы), но возможны другие неустойчивости.

Длительность импульса разряда определяется длительностью импульса нагрева, то есть это изначально стационарная система (в отличие от токамаков, где длительность разряда определяется запасом потока в соленоиде ).

Пример параметров реактора на основеWendelstein-7Х

7. Инерциальный термоядерный синтез

7.1. Понятия ИУТС

В достаточно плотной плазме без магнитного поля достижение критерия Лоусона возможно в течение времени её инерционного разлёта, определяемого тепловой скоростью ионов плазмы v_Ti (при температуре 10 кэВ v_Ti 10⁶ м/с). При радиусе мишени R  1-2 мм время инерционного разлёта составляет

_D R/v_Ti (1-2)^.10^-9c, при концентрации n ~ 10²⁹ м^-3.

Схема осуществления термоядерной вспышки такова: за очень короткое время холоднаяD-T смесь, ограниченная оболочкой, сжимается, нагревается до термоядерных температур и затем, в течение времени её гидродинамического разлёта, в плазме протекают интенсивные термоядерные реакции.

7.2. Особенности ИУТС

Реактор инерциального синтеза по определению является импульсным, в нём термоядерная энергия выделяется в виде последовательности вспышек. Уровень энергии синтеза в отдельной вспышке в рассматриваемых проектах инерциального УТС составляет порядка 1 ГДж, что соответствует энергии взрыва массы химического ВВ менее 250 килограмм. В этом существенное отличие от взрывов ядерного и термоядерного оружия, где выход энергии по крайней мере в 10⁴-10⁵ раз больше.

 При анализе физических принципов инерциального синтеза важнейшими понятиями являютсямишень и драйвер.Мишень представляет собой оболочку, внутри которой располагается D - Т смесь. Драйвер – это внешний источник (лазерные пучки, пучки заряженных частиц или рентгеновское излучение), осуществляющий подвод энергии к мишени, сжатие и нагрев плазмы. Определение оптимальной конструкция мишени и характеристик драйвера являются важнейшими задачами инерциального синтеза.

7.2.1. Параметры мишени и драйвера

Концентрация твёрдого D-T топлива n_DT 5^.10²⁸ м^-3 (соответствующая плотность  0.2 г/см³) на 8-9 порядков превышает значение концентрации в случае магнитного удержания плазмы. Поэтому для выполнения критерия Лоусона допустимое энергетическое время составляет _Е ~ 2^.10^-9 с. С другой стороны, инерционное время разлёта может быть оценено как _dR/c_s. Условие_d_E приводит к значению радиуса мишени R 2 мм. При таком значении радиуса для синтеза к плазме надо подводить мощность 5^.10¹⁵ Вт с плотностью 10¹⁶ Вт/см².

Как энергию, так и мощность, которые требуется подвести к плазме в случае нагрева твёрдого D-T топлива, слишком велики для практической реализации. Тем более если учесть, что КПД драйвера _D (от сети), как правило, много меньше единицы (обычно_D ~ 1–3 %). При учёте КПД требуемая энергия возрастает.

Поэтому для практической реализации энергии термоядерного синтеза требуются существенно бόльшие значения плотности. Выгодна  ~ 100 - 200 г/см^-3. Для такого сжатия необходимы давления масштаба 10¹⁶ - 10¹⁷ Па и плотность подводимой энергии ~ 10¹⁷ Вт/см². Использование взрывчатых веществ и давление света лазера не позволяют достичь таких параметров. Выходом является использование реактивного метода ускорения при испарении внешней поверхности мишени, нагреваемой энергией драйвера.

7.3. Процесс ИУТС

Основные стадии сжатия мишени и выделения термоядерной энергии для варианта прямого облучения мишени с помощью лазерного облучения:

В камеру реакции вбрасывается мишень, которая облучается лазерами.

При облучении сферической мишени её внешняя поверхность ионизуется и образует вокруг нее плазменную корону.

Энергия лазера передаётся внутрь мишени. Развивается процесс сжатия.

Фронт ударной волны обжимает холодноеD-T топливо, оно остаётся холодным, но его плотность сильно возрастает.

При схождении фронтов ударных волн в центре мишени происходит ударный нагрев небольшой области до температур зажигания  5 кэВ. Поглощение энергии -частиц приводит к подъёму температуры до 100 кэВ.

Поглощение энергии -частиц в соседних слоях поддерживает самонагрев холодной части топлива и инициирует волну термоядерного горения.

В ходе гидродинамического разлёта плазмы, а также по мере выгорания плазмы, она охлаждается и термоядерные реакции прекращаются.

7 .4. Достигнутые и планируемые параметры ИУТС

Область существующих и планируемых установок

8. Предпосылки сценариев развития термоядерной энергетики

8.1. Радиоактивность

Радиоактивность материалов ТЯР сосредоточена в подавляющем количестве в твердых отходах (конструкционных материалах; бридере топлива (трития) и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным активным газом является тритий, величины предельно допустимых концентраций, которого на несколько порядков величины ниже, чем для большинства остальных радиоактивных материалов ТЯР. Биологическое время жизни трития в организме человека 10-30 дней, в почве выравнивание концентрации происходит в течение 100-300 дней. Соответственно при циркуляции концентрация трития падает на несколько порядков величины в течение одного года.

Тритий является “внутренним топливом”, его цикл замкнут на площадке станции, и соответственно транспортировка трития (кроме начальной загрузки) не требуется.

Полная активность термоядерного реактора в первый период после выключения близка к активности материалов АЭС. Однако радиоактивные отходы ТЯР в отличие от отходов АЭС имеют относительно низкую удельную радиоактивность и не содержат в себе трансурановых элементов, продуктов деления и радиоактивных газов (кроме трития). В результате:

Резко уменьшена величина возможного выброса радиоактивности.

Отсутствует необходимость процедуры предварительной химической обработки отходов перед фабрикацией или захоронением.

Резко снижаются требования к хранению отходов в хранилищах. В ТЯР отсутствуют материалы, требующие охлаждения в течение десятилетий. Практически возможно хранение отходов, на территории термоядерной станции не опасаясь последствий аварийных ситуаций.

Имеется возможность ручной или дистанционной переработки большей части материалов отработавшего срок службы ТЯР, причем завод по переработке может быть интегрирован в единой площадке с термоядерной станцией.

8.2. Эксплуатационная безопасность

Глобальные задачи безопасности эксплуатации термоядерной станции состоят в обеспечении:

отсутствия необходимости эвакуации населения за периметром площадки даже при наихудших авариях;

простоты и надежности хранилищ отработанных радиоактивных материалов;

возможности захоронения не поддающейся рефабрикации части отработанных материалов в околоповерхностных формациях;

отсутствия необходимости тщательного контроля захоронений для обеспечения безопасности следующих поколений.

Анализ проекта ИТЭР показал, что выход радиоактивности при всех возможных и гипотетических авариях ТЯР значительно ниже, чем при авариях АЭС. Большинство продуктов активации связано в твердых материалах, выход из которых сильно затруднен или невозможен. Реальные запасы тепловой энергии в конструкциях ТЯР не очень велики и барьер безопасности легко может противостоять интегральным авариям. Аварии магнитных систем, обладающих максимальным запасом энергии (100 - 200 ГДж), также не приводят к существенным структурным изменениям реактора.

Наибольшую радиационную опасность в ТЯР представляют:

тритий, диффундирующий в материалы из плазмы или накапливающийся в результате ядерных реакций в бериллии (если таковой используется в качестве размножителя нейтронов);

продукты коррозии, содержащиеся в теплоносителе;

пыль, образующаяся при распылении материалов внутрикамерных компонентов реактора.

Анализ выбросов радиоактивности показал, что максимально возможный аварийный выброс не превосходит ~ 50 г по тритию, 25 г по продуктам коррозии и 40 - 100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. Эти выбросы приводят к суммарным дозам облучения на границе площадки в 2-10 раз ниже допустимой дозы для населения.

В проекте ИТЭР анализировались также аварии с выбросом пыли и трития в процессе транспортировки элементов реактора в хранилище. Выход мог бы составить 10 г трития и ~40 г пыли, что значительно ниже допустимого предела.

Результаты анализа показывают, что даже при аварийных ситуациях с ничтожно малой вероятностью не требуется эвакуации населения за границей площадки.

8.3. Пассивная (внутренне присущая) безопасность

Термоядерные реакторы обладают следующими свойствами пассивной безопасности:

Отсутствует возможность неконтролируемого роста мощности благодаря тому, что горение плазмы прекращается в случае попадания в плазму материалов первой стенки при её плавлении или испарении;

Низкое остаточное энерговыделение в материалах реактора после его остановки гарантирует целостность конструкции в случае аварийных ситуаций с потерей охлаждения.

Максимальная энергонапряженность в элементах термоядерного реактора в рабочем режиме и после остановки почти на порядок ниже, чем в реакторах АЭС. Передача энергии происходит через большие поверхности и массы материала, способного аккумулировать энергию. Низкая энергонапряженность и большая тепловая инерция позволяет обеспечить пассивное охлаждение конструкций, предотвращающее рост температуры выше допустимой в случаях аварийных ситуаций с потерей теплоносителя или ограничения его циркуляции. Анализ, проведенный в проекте ИТЭР, и ряде других исследований показал, что повышение температуры конструкционного материала не превысит 600 - 700⁰ С. Эти температуры, хотя и могут привести к некоторым повреждениям конструкции внутрикамерных элементов, не нарушают общую структурную устойчивость конструкции и не приводят к нарушению барьеров безопасности.

При отказе активной системы гашения термоядерной реакции происходит повреждение первой стенки бланкета при температурах 800 -1100⁰ С, приводящее к выходу теплоносителя и автоматическому гашению реакции.

Большая инерция создает также запас времени для диагностирования ситуации и принятия, адекватных мер.

8.4. Переработка материалов ТЯР

Стратегия обращения с отработанными радиоактивными материалами ТЯР нацелена на переработку радиоактивных отходов и возвращение материалов обратно в цикл рефабрикации с максимально коротким периодом обращения.

Анализ спада активности материалов ТЯР показывает, что при любых реальных временах выдержки возможны два подхода:

Дистанционная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10-2 - 10-3 Зв/час), в настоящее время не проработанная для использования в термоядерной энергетике и, по-видимому, достаточно дорогая.

Ручная переработка и рефабрикация (уровень облучения меньше 10-5 Зв/час) на радиационно-регистрируемых предприятиях, обслуживаемых персоналом группы А, опыт работы которых имеется. Технологию изготовления и монтажа крупногабаритных элементов ТЯР на таких предприятиях предстоит еще определить.

При временах выдержки 30-100 лет (в зависимости от конкретных конструкционных материалов) возможна ручная переработка ~60-70 вес. % материалов реактора и дистанционная переработка ~20-30 вес. % материалов. Остальные материалы относятся к классу среднеактивных отходов и подлежат поверхностному захоронению. Возможно, некоторое увеличение доли дистанционно перерабатываемых материалов при увеличении срока выдержки до 300-500 лет.

Лишь незначительная доля материалов (в первую очередь бериллий и керамические материалы) могут быть использованы для изделий, не требующих радиационного контроля после выдержки 100-300 лет (активность ниже 400 Бк/кг).

8.5. Захоронение материалов термоядерных станций

Рефабрикация является предпочтительным вариантом работы с низкоактивными отходами, в которых мощность контактной дозы ниже предельного уровня дистанционного обработки (~10-5 Зв/час).

Хотя значительная часть радиоактивных материалов ТЯР может быть подвергнута рефабрикации после выдержки 30 - 100 лет, остается необходимость захоронения некоторой части материалов (до 10-15 %). К ним относятся среднеактивные отходы материалов бланкета, дивертора и некоторых вспомогательных компонентов реактора, ограниченные рамками: 2мЗв/ч - 20мЗв/ч по контактной дозе, и 1 Вт×м ^-3 - 10 Вт×м ^-3 по энерговыделению. В зависимости от возможности дистанционной переработки к ним могут добавляться некоторые низкоактивные отходы. Эти отходы должны быть подвергнуты процедуре околоповерхностного захоронения с соблюдением контроля в течение длительного (500 лет и больше) времени.

Некоторое уменьшение долгоживущей активности основных материалов ТЯР может быть достигнуто тщательным подбором их композиции и ограничением содержания определенных примесей.

8.6. Условие выбора сценария

В настоящее время затраты на производство электроэнергии термоядерной станцией оцениваются заметно выше затрат при использовании АЭС. Это соотношение может измениться с учетом стоимости мер по переработке и захоронению радиоактивных материалов обоих систем в энергетике глобального масштаба. Для оценки эффекта необходима проработка полного цикла ядерной и термоядерной энергетики, находящейся в конкретной окружающей среде (не только электроэнергетики) с полным анализом инфраструктуры и т.п. Такие исследования в настоящее время отсутствуют.

9. Этапы стратегии развития термоядерной энергетики России в XXI веке

9.1. Основные принципы стратегии

Разработка стратегии развития термоядерной энергетики должна включать в себя обоснование трех принципиальных положений:

1.Выбор типов термоядерных энергостанций и возможных сценариев их строительства с учетом запроса на энергию и ограничений на темп роста. Естественно, что такие сценарии будут существенно зависеть от специфики стран и регионов, однако уже в настоящее время ясно, что относительно быстрый рост в XXI веке возможен только при широкой международной кооперации из-за высокой стоимости первых шагов, не приносящих экономической выгоды, и невозможности для отдельной страны в короткие сроки воспроизвести путь, уже пройденный в международной кооперации. В настоящее время оценка темпов строительства термоядерных энергостанций может базироваться на опыте создания больших экспериментальных Токамаков и на детальной разработке технического проекта Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР).

2. Оценка сценария развития инфраструктуры, обеспечивающей строительство энергостанций. В настоящее время такая оценка затруднительна, так как строительство экспериментальных термоядерных установок производилось на отдельных предприятиях в рамках существующих технологий. Строительство ИТЭР должно явиться базой для отработки промышленных технологий и определения основных структурообразующих предприятий. По-видимому, развитие инфраструктуры для создания ТЯР будет тесно связано также с существующей и развивающейся инфраструктурой атомной энергетики.

3. Анализ сценария захоронения/рефабрикации отработавших срок материалов ТЯР. Несмотря на большое количество научных публикаций на эту тему, сделать выводы о возможном сценарии затруднительно. Более или менее ясными являются три положения:

Основная часть материалов будет подлежать радиационному контролю в течение длительного времени (100 и более лет).

Невысокая удельная активность и практическое отсутствие в ней летучих элементов позволяют относительно легко обеспечить их длительное хранение на площадке станции при не слишком больших стоимостных затратах.

Стратегия рефабрикации материалов не может быть оценена без детального анализа, в настоящее время отсутствующего. Ясно только, что рефабрикации в XXI веке не будет играть существенную роль в темпах развития термоядерной энергетики.

9.2. Возможный сценарий развития термоядерной энергетики

На основе опыта развития атомной энергетики можно предположить, что эволюция термоядерных реакторов в XXI веке пройдёт три стадии:

Стадия I. Экспериментальный термоядерный реактор (ИТЭР) для исследования плазменных и технических параметров термоядерных реакторов первого поколения.

Строительство ИТЭР может начаться в первой декаде XXI века, программа экспериментов рассчитана на двадцать лет. Результаты, необходимые для решения о строительстве прототипного термоядерного реактора ДЕМО, будут получены в 20-ых годах XXI века.

Параллельно с ИТЭР будут проводиться физические исследования на других экспериментальных термоядерных установках, равно как внереакторные эксперименты.

Стадия II. Прототипный термоядерный реактор ДЕМО для:

развития и проверки технологической и индустриальной базы;

проверки надёжности, безопасности и влияния на экологию планируемой термоядерной электростанции (ТЯЭС);

оценки экономических характеристик ТЯЭС.

Начало строительства ДЕМО без прохождения первого этапа вряд ли имеет смысл, если только по каким-то обстоятельствам не возникнет необходимость форсировать термоядерную программу (с увеличением риска ее реализации).

Строительство ДЕМО возможно в 20-ых или 30-ых годах следующего века в зависимости от успехов программы ИТЭР и сопутствующих программ.

Стадия III. Увеличение мощности термоядерных электро - или теплостанций до ~100 ГВт в отдельной стране или в регионе.

Темп роста термоядерной энергетики (как и других крупных энергосистем) в отдельной стране или регионе ограничивается вкладом в полную энергетику 10¸20% на начальном периоде продолжительностью около 30- 40 лет.

Период удвоения мощности термоядерной энергетики на третьей стадии, скорее всего, будет ограничен 7-10 годами, необходимыми для налаживания промышленной инфраструктуры (производство сверхпроводников и бериллия, рефабрикация материалов, переработка и захоронение отходов и т. д.).

10. Основные тенденции мировой энергетики

Мировая экономика в течение нескольких последних лет находится в фазе роста экономического цикла, демонстрируя достаточно высокие темпы роста.

Рост мирового потребления энергии является следствием роста мировой экономики, возросшей транспортной и промышленной активности.

Основным источником энергии на планете остается нефть, из которой вырабатывается 36.8% потребляемой энергии.

Резервные мощности добычи нефти в настоящее время составляют порядка 3 % от мирового потребления. Фактически это означает отсутствие в мире резервов добычи нефти в случае форс-мажора у какого-нибудь крупного производителя нефти.

Замещение нефти другими традиционными источниками энергии сопряжено со значительными трудностями и возможно не во всех странах. Замещение природным газом требует существенных инвестиций в инфраструктуру транспортировки. Схожая ситуация и с атомными и гидроэлектростанциями. Увеличение потребления угля возможно в странах, где есть существенные его запасы.

Существенное увеличение добычи нефти в ближайшее время также невозможно.

Так называемые альтернативные источники энергии еще долгое время не будут занимать в мировом энергетическом балансе места, достойного упоминания. Тем не менее, в их развитие, так же как и в развитие энергосберегающих технологий, несомненно, будут вкладываться значительные средства.

Заключение

Таким образом, термоядерная энергетика - это потенциальный кандидат для базовой энергетики будущего. Термояд имеет практически неограниченные запасы топлива и других материалов, используемых при производстве энергии. Существует принципиальная возможность создания низкоактивируемых конструкционных материалов, которые будут "остывать" за время нескольких десятков лет и затем смогут быть переработаны и использованы вновь. Безопасность термоядерного реактора на много порядков превосходит безопасность ядерных электростанций деления.

Основным недостатком термоядерных реакторов является технологическая сложность осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции. Системы с магнитным удержанием требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек, глубокого вакуума и чистоты стенок реактора, умения утилизировать высокие тепловые и нейтронные потоки, дистанционного обслуживания реактора. Импульсные системы требуют развития эффективных драйверов, способных сконцентрировать мощности свыше 10¹⁴ Вт/см² и равномерно облучать миллиметровые мишени, изготовленные с большой точностью.

Почти во всех направлениях происходит непрерывный и уверенный прогресс. Токамаки достигли термоядерного выхода Q ~ 1 и показали принципиальную возможность стать прототипом магнитного термоядерного реактора. Не вызывает сомнений, что установка следующего поколения достигнет условий зажигания и будет производить термоядерную мощность на уровне 1 ГВт. Проект международного реактора -Токамака ИТЭР показал, что такая машина может быть построена при современном уровне развития технологии и будет способна провести физические и ядерно-технологические испытания, необходимые для создания первой опытной термоядерной электростанции. Проект ИТЭР закончит свою программу к 2030-2031 г. К этому времени может быть построена и первая опытная термоядерная электростанция на основе Токамака.

Очень важно сохранять устойчивость и широту исследований в области освоения ядерных реакций синтеза и создавать условия, позволяющие непрерывный технологический прогресс в этом направлении. Это является совершенно необходимым условием готовности термоядерной энергетики к середине следующего века.

Литература

1. Б.Л. Альтшуллер. «О научных трудах А.Д. Сахарова». Успехи Физических Наук, 1991, т.161

2. Арцимович Л. А. Управляемые термоядерные реакции, 2 изд., М., 1963

3. П.Т. Асташенков «Подвиг академика Курчатова».- М: «Знание», 1979. (Творцы науки и техники).

4. Капица П. Л. Свободный плазменный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении, «Журнал экспериментальной и теоретической физики», 1969, т. 57, в. 6(12)

5. Лукьянов С. Ю. Горячая плазма и управляемый ядерный синтез.- М: «Знание»,1975

6. Макаров А.А. ИЭИ РАН. «Новые тенденции и интеграционные эффекты в развитии мировой энергетики», 2008

7. Роуз Д. Управляемый термоядерный синтез. (Результаты и общие перспективы), «Успехи физических наук», 1972, т. 107, в. 1, с. 99

8. Сахаров А. Д. Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2

9. Тамм И. Е. Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958

10. Феоктистов Л.П. Успехи Физических Наук «Безопасность - ключевой момент возрождения ядерной энергетики», 2003 г. Том 163, № 8.

11. Франк - Каменецкий Д. А. Физические процессы внутри звезд, М., 1999

12. Лазеры и термоядерная проблема. Под ред. Б. Б. Кадомцева, М., 2004

13. Энциклопедия для детей. Том16. ФИЗИКА. Ч. 2. Электричество и магнетизм. Термодинамика и квантовая механика. Физика ядра и элементарных частиц / Глав. ред. В. А. Володин.- М.:Аванта+,2001.- 432 с.:ил.

15. Furth H. P., Tokamak Research, «Nuclear Fusion», 1975, v. 15, № 3

16. Ashby D. Е., Laser fusion, «Journal of the British Nuclear Energy Society», 1995, № 4

17. Интернет - ресурсы

Адрес публикации: https://www.prodlenka.org/metodicheskie-razrabotki/85954-termojadernaja-jenergetikareshenie-problemy-