Проблемы управляемого термоядерного синтеза

 

 

Содержание: 

 

 

1. -   введение;

 

 

2. -   основная часть;

 

 

3. -   заключение;

 

 

4. -   литература;

 

  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

По мере роста численности  населения Земли и выравнивания качества жизни в различных ее регионах растет потребление энергии. Согласно прогнозам, ожидается, что население Земли к середине XXI века возрастет с нынешних 6 миллиардов человек до 9–10 миллиардов. Оценки показывают, что к этому времени мировое потребление энергии увеличится в несколько раз. Такой рост энергопотребления на планете нужно обеспечить источниками энергетического сырья, и решение этой проблемы следует начинать уже сегодня, так как широкое внедрение новой технологии в производство энергии займет не один десяток лет.

Идея неисчерпаемого энергетического источника подсказана звездами. Решая проблему «за счет чего светят звезды», астрофизик А.Эддингтон предположил, что в их центральной зоне, где температура достигает миллионов градусов, происходят ядерные реакции, в которых масса ядер уменьшается на величину Dm и, в соответствии с формулой А.Эйнштейна, выделяется энергия Е=Dm c², где c – скорость света. Множество физиков двадцатого века развили идею Эддингтона в теорию термоядерного горения, ныне подтвержденную экспериментами.

В общем случае реакция синтеза заключается в том, что два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, что силы притяжения начинают преобладать над силами кулоновского отталкивания, возникающими между ядрами атомов, 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.

Первым практическим применением  реакции термоядерного синтеза  стала водородная бомба, при взрыве которой протекала неуправляемая  реакция между тяжелыми изотопами водорода (дейтерия и трития), с образованием гелия и нейтрона.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Основная часть

Впервые о возможности  создания сверхмощного оружия на основе термоядерной реакции заявили выдающийся физик-теоретик Ю.Б. Харитон и профессора И.И.Гуревич, Я.Б. Зельдович и И.Я. Померанчук в докладной записке, направленной в 1946 г. правительству СССР. Уже в начале 50-х гг. была реализована водородная бомба, что стало поводом для надежд на быстрый успех в изучении управляемого термоядерного синтеза с целью получения энергии.

Управляемый термоядерный синтез это 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. Традиционная ядерная энергетика отличается от управляемого ядерного синтеза тем, что использует реакции распада, в ходе которых из тяжёлых ядер получаются более лёгкие.

Чтобы не доводить дело до взрыва, реакция должна протекать в малых дозах – в разреженной и очень нагретой дейтерий-тритиевой плазме. Высокая температура (в десять раз выше температуры центра Солнца) нужна для того, чтобы ядра дейтерия и трития сближались на расстояние действия ядерных сил (приблизительно 10^–13см), преодолевая кулоновское отталкивание. Плотность плазмы ограничена возможностью магнитного поля, препятствующего тепловому разлету.

В настоящее время существуют две принципиальные схемы осуществления  управляемого термоядерного синтеза:

1.Квазистационарные системы,  в которых нагрев и удержание  плазмы осуществляется магнитным  полем при относительно низком  давлении и высокой температуре. 

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.

Квазистационарные системы.

Первым задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал физик Лаврентьев О.А., предложив конструктивное решение проблемы. Опередив отечественных и зарубежных ядерщиков, Олег Лаврентьев решил главный вопрос - как изолировать разогретую до сотен миллионов градусов плазму от стенок реактора. Он предложил на тот момент революционное решение - в качестве оболочки для плазмы использовать силовое поле.

Направление развития управляемого ядерного синтеза в условиях магнитного удержании плазмы было предложено И.Е.Таммом и А.Д.Сахаровым в 1952г. Плазма – сгусток заряженных частиц (ядер и электронов) – должна быть заключена в магнитную ловушку, где она может нагреваться до нужной температуры, будучи изолированной от стенок реактора. Еще одно условие - это сохранение высокой температуры дейтерия и трития достаточно долго (не меньше 1 с), чтобы энерговыделение за счет реакций синтеза превысило затраты энергии на создание и разогрев плазмы. На этом пути были разработаны десятки экспериментальных установок, получивших название токамак (токовая камера с магнитными катушками).

Требуемые условия оказались технически сложными и энергетически затратными. Температура – не ниже 100 млн градусов, напряженность удерживающего магнитного поля – десятки тысяч эрстед, требуемый объем горячей плазмы – сотни кубических метров. Столь высокие требования и непредсказуемость поведения плазмы привели к тому, что создание реактора с положительным выходом энергии стало возможным только сейчас.

В современности используется три различных метода нагрева плазмы:

1. Омический нагрев протекающим по плазме током. Омический нагрев плазмы в токамаке присутствует всегда, но он недостаточен для нагрева до термоядерных температур порядка 10 – 15 кэВ (100 – 150 млн. градусов). Дело в том, что с нагревом электронов быстро падает сопротивление плазмы, поэтому при фиксированном токе падает и вложенная мощность.
2. Нагрев пучками горячих нейтральных частиц дейтерия или трития.
3. Нагрев электромагнитными волнами в разных диапазонах частот.

Самые высокие параметры плазмы получены на крупных установках «Токамак-15» (Россия), TFTR (США), JET (Европа), JT-60 (Япония), которые были чисто исследовательскими и не использовали дейтерий-тритиевую  смесь (по причине радиоактивности  трития). Их цель – проверка теории, описывающей поведение высокотемпературной  плазмы, на основе которой делаются расчеты более крупных промышленных установок. Можно считать, что плазма сейчас ведет себя вполне предсказуемым  образом и исследования уже достигли границы энергетически выгодного  управляемого ядерного синтеза.

Наиболее перспективным среди квазистационарных систем, доведенных до инженерного решения, является крупный проект ИТЭР который на протяжении многих лет разрабатывала «большая четверка» (США, Европа, Россия и Япония). Первоначально название «ITER» было образовано как сокращение англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, но в настоящее время оно официально не считается аббревиатурой, а связывается со словом лат. iter — путь. ИТЭР это чрезвычайно дорогой и несомненно очень важный шаг в развитии метода токамака. Стоимость ИТЭР первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, но постепенно предполагаемая сумма расходов значительно выросла.Доли участников распределяются следующим образом:

• Китай, Индия, Корея, Россия, США — каждая по 1/11 суммы;
• Япония — 2/11;
• ЕС — 4/11;

В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость ИТЭР увеличилась до 15 млрд евро. Российская сторона за период 2013—2015 гг. вложит в проект 14,4 млрд рублей.

Все физические задачи, связанные  с поведением плазмы в магнитном  поле (ее разогрев, подавление неустойчивостей, приводящих к охлаждению), – считаются  решенными на предыдущих установках, но множество инженерно-технических  вопросов (радиационная стойкость материалов, выбор оптимальных режимов, переход  к непрерывному горению) еще ждут своего решения. Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш на юге Франции, в 60 км от Марселя. В настоящее время (по состоянию на май 2013г.) завершены работы по созданию железобетонного фундамента под реактор. Возводятся стены котлована. В декабре 2012 года руководством ИТЕР был подписан гражданско-правовой договор с французско-испанским консорциумом VFR на строительство комплекса зданий токамака.

Стройку первоначально планировалось  закончить в 2016 году, однако с ростом предполагаемых расходов на 2020 год сместился и срок начала экспериментов.

Безусловным преимуществом, помимо колоссального количества энергии  выделяющейся в результате ядерного синтеза, является то, что термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Количество находящихся в нем  радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Это вакуумная камера и оболочка криостата, которые должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать.

При строительстве реактора будут применяться материалы  уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой.

Оценки показывают, что  даже в случае аварии, радиоактивные  выбросы не будут представлять опасности  для населения и не вызовут  необходимости эвакуации.

20 июня 2012 организация получила официальную  справку о соответствии установки  нормам безопасности.

 

На рисунке показана схема ИТЭР.

Главные параметры ИТЭР: мощность 500 МВт, отношение энергии синтеза к энергии дополнительного нагрева не менее 10, время горения плазмы 400 с (с переходом на непрерывный режим), большой и малый радиусы тора 6,2 м и 2 м соответственно, объем плазмы 840 м³, ток плазмы 15 МА.

Интересные факты и цифры об ИТЕР:

80000 километров ниобий-олова (Nb₃Sn) сверхпроводящих нитей будет необходимо для тороидального магнита ИТЭР. Изготовителями  выступают: Китай, Европа, Япония, Корея, Россия и США.Производство нитей началось в 2009 году и будет продолжаться до 2013 года. Необходимо произвести 80 000 километров (более 400 тонн).

Токамак ИТЭР будет весить 23000 тонн, что в три раза превышает вес Эйфелевой башни 7300 тонн. Около одного миллиона деталей будут включены в эту сложную машину.

Токамак ИТЭР станет крупнейшим из когда-либо построенных.Объем плазмы ИТЕР 840 кубических метров. В настоящее время максимальный объем плазмы действующих токамаков в Европе (JET)  и Японии (JT-60) составляет всего 100 кубических метров.

Температура на поверхности Солнца составляет 6000°С, а в центре звезды - 15 000 000°С. В токамаке ИТЭР, температура будет достигать 150 000 000°C или в десять раз больше температуры в центре Солнца.При такой температуре никакой измерительный прибор вставить внутрь плазмы не получится. Он испарится, не успев передать разумной информации. Поэтому все измерения являются косвенными. Измеряются токи, поля и частицы вне плазмы, а затем, с помощью математических моделей, производится интерпретация зарегистрированных сигналов.

В строительстве ИТЭР в 2011 году задействовано порядка 1400 человек, а в 2014-2015 годах планируется привлечь более 5000 человек.

Один килограмм трития стоил в 2010 году около 30 млн долларов. Для запуска ИТЭР потребуется как минимум около 3 кг трития.

Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается  в природе. Следовательно, для обеспечения  работы термоядерного реактора, должна быть предусмотрена возможность  воспроизводства трития. Одним из теоретических предположений, проверка которого предполагается на ITER, является то, что во время основной реакции также будет происходить реакция деления ядер лития, при которой будет образовываться тритий. Литий, используемый для реакции, входит в состав оболочки камеры токамака. При этом количество образующегося трития должно не только обеспечивать потребности самой установки, но и быть даже несколько большим, что теоретически позволит обеспечивать тритием и новые установки.

Импульсные системы. Сверхбыстродействующие системы с инерциальным удержанием.