Термоядерный реактор

Размещено на http://www.allbest.ru/

Федеральное агентство по образованию Южно-Уральский государственный университет

Миасский электротехнический факультет

РЕФЕРАТ

на тему: «Термоядерный реактор»

Выполнил: Дубровин Ю.Б.

Группа №145 МиЭТ

Миасс 2015



Содержание

Введение

1. Термоядерный процесс

2. Токамак

3. ИТЭР

4. Результат исследований

Заключение

Список литературы



Введение

Источники энергии на Земле известны, об этом пишут все. Рассуждают о том, на сколько лет хватит нефти и сколько будет стоить киловатт-час при возврате к углю. Прогнозами эти рассуждения назвать нельзя: футурологический прогноз -- это ответ на вопрос, как будут жить люди. Перейдут на энергосберегающие технологии, поставят в окна тройные стеклопакеты, сделают гибридный автомобиль с уменьшенным в несколько раз потреблением бензина? Или будут сидеть в подземельях, общаться по Сети, видеть мир на экране монитора, есть хлореллу? На дефицит энергии можно реагировать по-разному.

Но откуда брать тогда энергию? Недостатки и ограничения атомной энергетики и «возобновляемых источников» известны. Иногда эти источники настолько просты и, кажется, близки... вот он, под ногами, неисчерпаемый источник энергии -- глубины Земли. Вот второй -- висит над головой, Солнце. «Много ли человеку земли надо?» -- вопрошает классик. И физик немедленно отвечает -- один квадратный метр. На него бесплатно падает сверху, через него бесплатно прёт снизу энергия, потребляемая в среднем одним человеком. Но поди ж возьми ее... Так что все эти методы развиваются и совершенствуются, и не будь у человечества других возможностей, может, и заменили бы нефтяные скважины гидротермальными, а угольные шахты ветряками. Но пока как решение энергетической проблемы в целом актуально другое направление

Атомную энергию, что в реакторе, что в бомбе, человек получает, разделяя ядра тяжелых элементов на более легкие. Однако мир устроен так, что энергия, приходящаяся на нуклон, максимальна для железа (в учебниках это так и называется -- железный максимум). А раз максимум посередине, то энергия будет выделяться не только при распаде тяжелых, но и соединении легких элементов. Этот процесс называется термоядерным синтезом, именно он идет в водородной бомбе и термоядерном реакторе.

Термоядерных реакций, реакций синтеза, известно много. Источником энергии могут быть те, для которых есть недорогое топливо. Причем возможны два принципиально разных пути запуска реакции синтеза.

Первый путь -- «взрывной»: некоторая энергия тратится на приведение очень небольшого количества вещества в необходимое исходное состояние, происходит реакция синтеза, выделившаяся энергия преобразуется в удобную форму. Собственно, это будет водородная бомба, только весом в миллиграмм. В качестве источника исходной энергии использовать атомную бомбу нельзя -- она не бывает «маленькой». Поэтому предполагалось, что миллиметровая таблетка из дейтерий-тритиевого льда (или стеклянная сфера со сжатой смесью дейтерия и трития) будет облучаться со всех сторон лазерными импульсами. Плотность энергии на поверхности должна быть при этом достаточно высокой. А достаточно высокая -- это такая, при которой давление внешнего слоя на внутреннюю часть таблетки запускает реакцию синтеза. Кроме того, импульс должен быть настолько коротким, чтобы вещество, превратившееся за наносекунду в плазму с температурой в десять миллионов градусов, не успевало бы разлететься, а давило бы на внутреннюю часть таблетки. Внутренняя часть сжимается до плотности, в сто раз большей, чем плотность твердых тел, и нагревается до ста миллионов градусов. Для реакции синтеза -- самое оно.

Второй путь. Исходные вещества можно нагреть относительно медленно, они превратятся в плазму, а потом в нее можно любым способом вводить энергию, вплоть до достижения условий начала реакции. Для протекания термоядерной реакции на смеси дейтерия с тритием и получения положительного выхода энергии (когда энергия, выделившаяся в результате реакции, будет больше энергии, затраченной на ее осуществление) необходимо создать плазму с плотностью 1014 частиц/см3 (10-5 атм.), нагреть примерно до 100 млн градусов (чтобы ядра могли сблизиться, несмотря на кулоновское отталкивание) и поддерживать это состояние не менее секунды (критерий Лоусона). В этом втором способе главная проблема -- устойчивость плазмы. За секунду она много раз успеет расшириться, коснуться стенок камеры и охладиться.

По ситуации на сегодня плазма выиграла у лазера -- международное сообщество приступает к строительству демонстрационного реактора. Этот реактор не будет настоящим источником энергии, но он спроектирован так, что после него -- если все нормально заработает -- можно приступить к строительству «энергетических», то есть предназначенных для включения в энергосеть, термоядерных реакторов. Самые крупные физические проекты (ускорители, радиотелескопы, космические проекты) становятся такими дорогими, что двое игроков оказываются не по карману даже объединившему свои усилия человечеству.

Какое-то время казалось, что у обоих направлений есть шансы. Почему победила плазма? Научные и технические проблемы имелись в избытке и на том направлении, и на другом. Но лазерное требовало хорошего взаимодействия специалистов из множества несвязанных областей. И на лазерном же направлении было менее эффективно международное взаимодействие, потому что... как бы это помягче сказать... сверхмощные лазеры некоторое время рассматривались как возможное оружие.



1. Термоядерный процесс

термоядерный реактор тороидальный энергетика

16 июля 1945 года состоялся первый испытательный взрыв плутониевой атомной бомбы на полигоне в Нью-Мексико (США). Спустя несколько недель американцы уничтожили японские города Хиросиму (6 августа) и Нагасаки (9 августа), сбросив на них урановую и плутониевую бомбы с взрывными эквивалентами 15 тыс. т тринитротолуола.

1 ноября 1952 года произведен взрыв специального устройства типа водородной бомбы под кодовым названием «Майк», представлявшего собой более чем 50-тонный куб высотой с 2-этажный дом и длиной ребра 7,5 м. Мощность взрыва, в результате которого был уничтожен остров на атолле Эниветок в Тихом океане, в 1 000 раз больше, чем у атомной бомбы, сброшенной на Хиросиму.

12 августа 1953 года произведено первое испытание транспортабельной термоядерной бомбы на Семипалатинском полигоне. Мощность заряда соответствовала примерно 30 «хиросимам».

27 июня 1954 года первая атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом Мирный) мощностью 5 МВт дала промышленный ток в подмосковном поселке Обнинске, на территории так называемой «Лаборатории В» (ныне Государственный научный центр РФ «Физико-энергетический институт»).

1954 год -- в Институте атомной энергии был построен первый токамак. Данная ТОроидальнаяКАмера с МАгнитной Катушкой стала прототипом современных управляемых термоядерных реакторов.

30 октября 1961 года в Советском Союзе, на Новой Земле, была испытана самая мощная в мире водородная бомба с тротиловым эквивалентом 50 млн. т. Взрывная волна оказалась столь сильной, что выбила стекла в поселке Диксон, расположенном в 800 км от Новой Земли. Всего в мире к сегодняшнему дню взорвано более 2 000 ядерных и термоядерных зарядов, из них около 500 -- в воздухе.

1991 год -- впервые достигнута мощность термоядерной реакции в 1 МВт на современном токамаке -- JET (JointEuropeanTorus) в городе Абингдоне, недалеко от Оксфорда, в научном центре Culhamlab. Сегодня на JET достигнут рубеж в 300 млн. градусов и 16 МВт мощности при секундной длительности импульса.

1998 год -- закончен инженерный проект токамак-реактора ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии -- с целью создания первого экспериментального реактора, рассчитанного на достижение долговременного термоядерного горения смеси дейтерия с тритием.

2010--2015 годы -- планируется завершить строительство токамак-реактора ITER с полной мощностью термоядерных реакций не менее 1 ГВт при времени непрерывного горения плазмы десятки минут. Происходить оно будет с участием Канады, но без США, вышедших из консорциума. Стоимость данного проекта оценивается в 5 млрд. долларов.

2030--2035 годы -- планируется закончить строительство первого демонстрационного термоядерного реактора, способного производить электроэнергию.

Топливный цикл разрабатываемых термоядерных реакторов в точности повторяет последовательность ядерных реакций, происходящих при взрыве водородной бомбы. Взрывчатым веществом термоядерной бомбы является дейтерид лития-6 -- соединение тяжелого изотопа водорода (дейтерия) и изотопа лития с массовым числом 6. Дейтерид лития-6 -- твердое вещество, и это позволяет хранить «сконцентрированный» дейтерий при плюсовых температурах. Второй компонент соединения, литий-6, -- это сырье для получения самого дефицитного изотопа водорода -- трития. При облучении его нейтронами он распадается на необходимый для термоядерной реакции тритий и неиспользуемый гелий. В термоядерной бомбе нейтроны, необходимые для термоядерной реакции, «обеспечивает» взрыв атомного «капсуля», и тот же взрыв создает условия, необходимые для начала реакции термоядерного синтеза, -- температуру до 100 миллионов градусов и давление в миллионы атмосфер.

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.

Для работы необходимо очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт сжигает около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 10 трлн. кВт*ч электроэнергии в год, то есть столько же, сколько сегодня производят все электростанции земли, то потребление дейтерия и лития составят всего 1 500 и 4 500 тонн в год. При таком расходе содержащегося в воде дейтерия (0,015%) хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет. Но поскольку для производства трития необходим литий, энергетические ресурсы такого типа реакторов ограничены запасами лития. Разведанные рудные запасы лития составляют 10 млн. тонн, и этих запасов должно хватить на многие сотни лет. Кроме того, литий содержится в морской воде в концентрации менее 0,0000002% и количестве, превышающем в тысячи раз разведанные запасы.

Кроме термоядерной энергетики на литий претендует современная радиоэлектронная промышленность. Всем хорошо известны литий-ионные аккумуляторы для сотовых телефонов, видеокамер и фотоаппаратов, в которых используется тот же самый литий. Это самый легкий металл, и поэтому в 30-граммовом Li-ion-аккумуляторе находится существенно больше атомов, способных к электрохимической реакции, чем в 100-граммовом никель-кадмиевом, а следовательно, и запасенная в аккумуляторе энергия оказывается существенно выше.

В природной смеси изотопов на долю лития-6 приходится только 7,5%, поэтому рачительные хозяева уже сегодня отделяют его от основного изотопа литий-7 и складируют в качестве стратегических запасов. Правда, тритий можно получать и из лития-7, но данный способ пока не планируется к промышленному применению. В свете предстоящего энергетического кризиса особенно актуальны и понятны требования производителей аккумуляторов не выбрасывать отслужившие свой век батареи на свалку, а сдавать для повторного использования находящихся в них ценных и редких металлов. Хотя возможно, что именно городские свалки и будут теми самыми месторождениями полезных ископаемых, которые придется «разрабатывать» нашим потомкам...

Кроме слияния трития и дейтерия возможен чисто солнечный термояд, когда соединяются два атома дейтерия. В случае освоения данной реакции энергетические проблемы будут решены сразу и навсегда. Однако осуществить слияние двух ядер дейтерия -- дело весьма непростое. В любом из известных вариантов управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакций. Таким образом, термоядерным реакторам присуща внутренняя безопасность.

Исходное топливо, потребляемое термоядерным реактором (дейтерий и литий), как и конечный продукт реакций (гелий), не радиоактивны. Радиоактивными являются промежуточные продукты реакций. В реакторе, использующем реакцию слияния дейтерия и трития, существуют два принципиальных источника радиоактивности. Первый -- тритий, который участвует в топливном цикле реактора. Тритий радиоактивен и превращается в гелий-3 с испусканием бета-излучения с периодом полураспада 12,3 года. Второй источник радиоактивности -- это активация нейтронами конструкционных материалов внутренней стенки и теплоносителя. В результате облучения нейтронами в них могут образовываться и накапливаться радиоактивные продукты ядерных реакций.

Специалисты утверждают, что термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 ГВт в плане радиационной опасности эквивалентна урановому реактору деления мощностью 1 КВт (типичный университетский исследовательский реактор). И это обстоятельство во многом является решающим фактором, вызывающим пристальное внимание правительств многих стран к термоядерной энергетике. Почти полное отсутствие радиоактивных отходов и минимальность радиоактивной опасности даже в случае катастрофического разрушения термоядерного реактора в сочетании с огромными запасами топлива для таких электростанций делает термоядерную энергетику крайне перспективной в плане преодоления грядущего энергетического голода.

2. Токамак

ТОКАМАК - тороидальная камера магнитная. Это один из вариантов устройства, способного формировать долгоживущую горячую плазму высокой плотности. При достижении определенных параметров плазмы в ней начинается термоядерная реакция синтеза ядер гелия из исходного сырья --изотопов водорода (дейтерия и трития). При этом в токамак-реакторе должно вырабатываться существенно больше энергии, чем затрачивается на формирование плазмы.

Впервые схема магнитного термоядерного реактора была предложена в 1950 году Андреем Дмитриевичем Сахаровым и Игорем Евгеньевичем Таммом. Токамак представляет по сути полый бублик (тор), на который намотан проводник, образующий магнитное поле. Основное магнитное поле в камере-ловушке, содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками. Существенную роль в удержании плазмы играет плазменный ток, который протекает вдоль кругового плазменного шнура и создает полоидальное магнитное поле. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом плазменный виток играет роль вторичной обмотки.

УНУ Глобус-М представляет собой сферический токамак нового поколения, предназначенный для исследования физических процессов в плазме сферической конфигурации и отработки инженерных рекомендаций для сферических токамаков мегаамперного диапазона. Основные параметры сферического токамака Глобус-М приведены в таблице 1. Электромагнитная система (ЭМС) токамака спроектирована по классической схеме, когда все обмотки расположены вне вакуумной камеры. Полоидальная система токамака ориентирована на создание плазменного шнура различных конфигураций (Рисунок 3).



Магнитные конфигурации плазменного шнура Глобус-М, слева - лимитерная, справа - диверторная

Вакуумная камера токамака Глобус-М объемом около 1,1 м3 представляет собой цельносварную конструкцию из нержавеющей стали. Она имеет 38 диагностических патрубков общей площадью 0,8 м2, что обеспечивает хороший доступ к плазме для диагностического комплекса и источников дополнительного нагрева. Основная часть обращенной к плазме поверхности, наиболее подверженная воздействию плазменных потоков, защищена плитками, изготовленными из специального типа графита РГ-Ti91, который обладает малыми коэффициентами распыления и имеет высокую теплопроводность.

Фотография внутренней поверхности вакуумной камеры с установленным графитовым покрытием. В середине фотографии хорошо виден центральный столб

В качестве дополнительного нагрева плазмы, на УНУ Глобус-М применяются два основных метода. Хорошо изученный метод инжекции пучка высокоэнергичных атомов характеризуется мощностью пучка до 1 МВт и энергией инжектируемого водорода/дейтерия до 30 кэВ. Инжектор высокоэнергичных атомов внешне выглядящий как крупная цистерна серого цвета видна на заднем плане рисунка 2. Благодаря наличию в конструкции вакуумной камеры люков большого сечения, удалось без потерь ввести пучок атомов сечением 150 Ч 80 мм2. Вторым методом является высокочастотный нагрев плазмы на частотах ионно-циклотронного резонанса с частотой 7,5 МГц и мощностью до 0,3 МВт.

Основные характеристики УНУ Глобус-М приведены в Таблице 1.

Таблица 1 Основные характеристики УНУ Глобус-М

Большой радиус плазмы, R (м)	0,36
Малый радиус плазмы,а (м)	0,24
Аспектное отношение, R/a	1,5
Вытянутость плазменного шнура	< 2,0
Треугольность плазменного шнура	< 0,5
Тороидальное магнитное поле (Tл)	0,4
Ток плазмы (MA)	0,3
Температура электронов (кэВ)	< 0,7
Температура ионов (кэВ)	< 1,0
Дополнительный нагрев NBI (кэВ/МВт)	30 / 1
Дополнительный нагрев ICRH (МГц/МВт)	7,5 / 0,3
Энергетическое время жизни (мс)	5 - 10
Длительность импульса (с)	< 0,15

Диагностический комплекс УНУ Глобус-М состоит из большого числа мониторных диагностик, работающих постоянно: датчики токов и напряжений в обмотках магнитной системы токамака, набор петель и зондов магнитной диагностики, СВЧ-интерферометр, детекторы оптического (коллимированные и обзорные датчики светимости линий водорода и дейтерия, датчики излучения легких примесей, обзорные спектрометры) и рентгеновского (мягкого и жесткого) излучения, болометры, зонды Ленгмюра и др.

В зависимости от задач, стоящих перед экспериментом, могут подключаться сложные диагностические системы, требующие участия оператора или передающие большой объем дополнительной информации в базу данных установки, такие как диагностика томсоновского рассеяния, диагностика потоков атомов перезарядки, быстрая видеокамера оптического диапазона.

С помощью диагностики томсоновского рассеяния, профиль температуры и плотности электронов измеряется по пяти пространственным точкам вдоль малого радиуса с внутренней стороны плазменного шнура. Диагностика позволяет производить до 20 измерений за разряд в заранее заданных временных точках. Минимальный интервал между соседними измерениями не превышает 500 мкс. Ионная температура определяется по потокам атомов перезарядки с помощью анализатора АКОРД-12, линия наблюдения которого направлена вдоль большого радиуса токамака. Анализатор позволяет одновременно производить измерения потоков атомов водорода и дейтерия по шести энергетическим каналам для каждого изотопа. Минимальное временное разрешение прибора составляет 1 мс. Второй аналогичный анализатор имеет линию наблюдения, направленную в тороидальном направлении.

Для сбора информации на установке имеется более 500 цифровых каналов записи. Получаемая во время импульса информация (более 150 Мб за импульс) хранится в базе данных разрядов и доступна для удаленного доступа через сеть Internet.

Легче всего происходит слияние ядер изотопов водорода -- дейтерия D и трития T. Ядро дейтерия содержит один протон и один нейтрон. Дейтерий есть в воде -- примерно один атом на 6500 атомов водорода. Ядро трития состоит из протона и двух нейтронов. При синтезе ядер дейтерия и трития образуются гелий He с атомной массой, равной четырем, нейтрон n, и выделяется энергия -- 17,6 МэВ:



D + T = 4He + n + 17,6 МэВ.

Другой вариант -- слияние двух ядер дейтерия. Оно происходит по двум каналам примерно с одинаковой вероятностью: в первом образуются тритий, протон p и выделяется 4 МэВ, во втором -- гелий с атомной массой 3, нейтрон и 3,25 МэВ:

D + D = T + p + 4,0 МэВ,

D + D = 3He + n + 3,25 МэВ.

Скорость реакции D + T в сотни раз выше, чем для реакции D + D. Поэтому, используя реакцию D + T, значительно легче достичь условий, когда выделившаяся термоядерная энергия превзойдет затраты на организацию процессов слияния. Возможны и реакции синтеза с участием других элементов -- лития, бора и др. Однако эти реакции протекают с нужной скоростью при таких температурах, которые мы даже не будем называть, чтобы не пугать читателей.

Как сказано выше, тритий нестабилен (период полураспада 12,4 года), но его предполагается получать на месте, из изотопа лития и получающихся в реакторе же нейтронов:

6Li + n = Т + 4He + 4,8 МэВ.



Одновременно этот же литий (система, его содержащая, называется бланкетом) нагревается и может служить теплоносителем в первом, радиоактивном контуре. Далее он передает тепло второму контуру, в котором водичка испаряется, далее как обычно -- турбина, генератор, провода, ласковый свет настольной лампы и читатель с химией и всей этой жизнью в руках.

Проблема заключается в том, что слиянию ядер препятствуют электрические силы расталкивания. Поэтому для синтеза необходимо преодолеть кулоновский барьер, то есть совершить работу против сил расталкивания, сообщая ядрам необходимую энергию. Существуют три возможности. Первая -- разогнать в ускорителе пучок ионов и бомбардировать ими твердую мишень. Этот путь неэффективен -- энергия расходуется на ионизацию атомов мишени, а не на сближение ядер. Второй путь -- направить навстречу друг другу два ускоренных пучка ионов. Этот путь неэффективен из-за низкой концентрации ядер в пучках и малого времени их взаимодействия. Другой путь, по которому и направились физики, нагрев вещества до высоких температур (порядка 100 млн градусов). Чем выше температура, тем выше средняя кинетическая энергия частиц и тем большее их количество может преодолеть кулоновский барьер.

Плазма живет в магнитном поле. Постоянное поле можно было бы создать постоянным магнитом, хотя здесь есть ограничения. Но в данном случае вопрос о постоянном магните не возникает, потому что поля нужны переменные. Значит -- электромагнит. В нем есть обмотка, у обмотки есть сопротивление, а при протекании по ней тока выделяется тепло. Когда это происходит в плазме, тепло идет в дело, а в обмотке -- все наоборот. И тепло надо отводить (сгоревшая изоляция неэкологична...), и энергию на пропихивание тока по обмоткам приходится тратить. Причем с токамаком ситуация такова, что на работу электромагнитов тратилась бы заметная доля полученной энергии. Причем эта ситуация в новой энергетике возникает не первый раз. Когда собирались делать магнитогидродинамический генератор, тоже возникла проблема питания магнита. Решение известно: сверхпроводимость.

Сечение сверхпроводящих проводов

«В качестве прототипа конструкции провода S-12 использован композит Sn--P. В сверхпроводнике S-12 семь многоволоконных модулей с периферийным источником олова размещены в танталовом диффузионном барьере с внешней стабилизирующей медью. Волокна сверхпроводящего провода S-12 содержали 2 ат. % титана, введенного в них усовершенствованным методом «искусственного легирования». Термическая обработка провода S-12 с целью формирования соединения Nb3Sn проводилась в вакууме по многоступенчатому режиму. Поперечное сечение провода S-12 после окончательной термической обработки представлено на рисунке... В результате различных улучшений, реализованных в конструкции сверхпроводника S-12, по сравнению с проводом Sn-P, была получена высокая плотность критического тока... Повышение токонесущей способности объясняется формированием особо мелкозернистой структуры слоев соединения Nb3Sn в сверхпроводнике S-12 с размером зерен порядка 50-60 нм.

3. ИТЭР

В обмотках полоидального поля магнитной системы ИТЭР предполагается использовать «кабели в кондуите» крупного сечения, выполненные с применением NbTi сверхпроводников. Они выполняются из многостадийно ствистированных сверхпроводящих стрендов, помещенных в кондуит из нержавеющей стали... Из высокочистых гомогенных NbTi сплавов с применением режимов выдавливания при низких температурах и скорости, изготовлены образцы проводов с диаметром волочения 10 мкм... В процессе данной работы должны быть опробованы различные конструкции проводов диаметром 0,75 мм с диаметром волокон 6-7 мкм, в том числе и с низким коэффициентом заполнения по NbTi сплаву -- менее 20%, а с целью уменьшения уровня потерь в конструкцию провода вводятся резистивные барьеры из медно-никелевых сплавов. Для уменьшения потерь на спаривание стрендов в кондуите отрабатывается технология нанесения на поверхность стрендов никелевого покрытия...»

Стационарное количество грязи зависит от соотношения скоростей данных процессов. Но при ограниченной скорости подметания -- а она всегда ограниченна -- действительно имеет смысл уменьшить скорость загрязнения. Для токамака чистота плазмы -- вопрос ее, плазмы, жизни и смерти: примеси прекращают реакцию горения. Попадают они в плазму со стенок тора (запускаемые в объем рабочие вещества можно очистить). А стенка камеры работает в таких хороших условиях, что проблема ее изготовления получила собственное имя: «проблема первой стенки». Ибо все, что лезет из плазмы, -- нейтроны, протоны, ионы и излучение от инфракрасного до гамма-излучения -- все достается ей. В результате стенка разрушается, то есть просто перестает существовать, а по ходу дела все продукты разрушения попадают в плазму. Решения проблем стойкости и «невредности» находятся, увы, в противоположных направлениях. Ибо чем тяжелее ион, тем он вреднее (допустимые концентрации тантала и вольфрама в сто раз меньше, чем углерода), а большинство стойких материалов создано именно на основе тяжелых металлов. Одно время большие надежды возлагались на углеродные материалы и композиты на основе карбидов, боридов и нитридов. Рассматривались пористые и профилированные (с ребрами или иглами) стенки. И вообще, трудно сказать, что не рассматривалось, но в итоге сейчас выбран бериллий.

В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно или хотя бы в течение длительных промежутков времени (с краткими остановками). Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является устройство, очищающее плазму от «золы» DT-реакции - гелия и других примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от водорода, образующегося в реакциях DD или D He. Накопление в рабочей камере этих продуктов значительно сокращает время «горения» термоядерной реакции.

Существует несколько физических и конструктивных решений такого устройства, именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмы использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей камеры займут отверстия каналов откачки, что совершенно не приемлемо.) Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и холодную периферийную области. В горячей области, где протекают термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и протоны диффундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнитного поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираются" в стенки специальной полости дивертора. Следовательно, заряженные частицы, попавшие из центральной области плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых линий сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой полости или на расположенных в ней коллекторных пластинах. Ионы превращаются в нейтральные атомы, откачиваемые из полости вакуумными насосами.

Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в нашей стране на установке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при омическом нагреве плазмы. В последнее время получены новые результаты на токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном полоидальным дивертором. При нагреве плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода параметры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые необходимы для реактора. Продемонстрирована возможность работы токамака при наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в полости дивертора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффективность работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.

Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе, поддерживающем ток в плазме. Недавно в ряде стран получены первые результаты по безындукционному возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные волны определенной частоты, которые вызывают упорядоченное движение электронов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT- II (Япония) свидетельствуют о перспективности такого способа возбуждения тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем будущем определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе в течение длительного времени.

Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и обслуживания.

Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура. Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий -- титан и ниобий -- олово. Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике и плотностью тока около 2 кА -- одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом -- жидкий азот, температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами. Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и предназначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком разрежении.

Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необходимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

Система энергопитания существенно зависит от режима работы реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт. Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превращения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет -- это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструкторские разработки литиевого и уранового бланкетов. Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нормальной работы магнитной системы при минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s--106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см. Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 -- 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от излучения.

Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реактора. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжектор, что неудобно для расположения оборудования в реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы могут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследования на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

Система управления -- неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанционно -- как во время работы, так и в периоды остановок.

В АО «ВНИИНМ» начался очередной цикл верификационных измерений Nb3Sn стрендов, изготовленных на АО «ЧМЗ» для создания магнитной системы Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER).

В его рамках измеряют следующие свойства NbTi и Nb3Sn стрендов: критический ток, параметр n, параметр RRR, диаметр, толщину хромового и никелевого покрытия, шаг и направление скрутки, отношение медь/(не медь). Работа ведется квалифицированными специалистами на современном оборудовании по методикам, прошедшим аттестацию для использования в атомной отрасли.

Начиная с 2010 года специалисты АО «ВНИИНМ» на регулярной основе проводят верификационные измерения свойств стрендов, изготовленных на АО «ЧМЗ». Несмотря на то, что производство сверхпроводящих стрендов для ITER завершилось в конце 2014 года, специалисты АО «ВНИИНМ» будут проводить их верификационные испытания в течение всего 2015 года.



4. Результаты исследований

За многие годы исследований, за период существования этого международного проекта накоплен огромный теоретический научный багаж, созданы основы принципиально новых технологий для реализации нового направления мировой энергетики. Желание осмыслить этот опыт, наметить новые шаги, поделиться перспективными идеями с международным сообществом обусловили решение объявить в России 2014 год годом управляемого термоядерного синтеза. В январе 2014 г. заместитель генерального директора Госкорпорации «Росатом» Вячеслав Першуков и заместитель генерального директора Организации ИТЭР Пол Томас объявили об открытии года УТС в России. На пресс-конференции в агентстве «Россия сегодня» были подведены итоги этого уходящего года. Российская атомная отрасль всегда поддерживала оба направления -- и ядерную, и термоядерную энергетику, подчеркнул в своем выступлении Вячеслав Першуков - первый заместитель директора Дирекции по научно-техническому комплексу Госкорпорации «Росатом», представитель России в Международном проекте ИТЭР. В части ядерной энергетики она сформировала свою инвестиционную политику и стратегию развития, но стратегия развития в области термояда нуждалась в разработке и осмыслении. За прошедший год российские и иностранные специалисты провели огромную плодотворную работу в этой области. Важнейшим событием стала проведенная Госкорпорацией «Росатом» юбилейная 25-я Конференция МАГАТЭ по энергии термоядерного синтеза (Санкт-Петербург, 13-18 октября 2014 г.) -- мировой форум, на который приехали более 850 участников. Даже в условиях санкций, в условиях того, что ряд видных специалистов из США и Западной Европы не приехали на форум, его работа удалась, отметил Вячеслав Першуков. На территории России планировалось провести Совет ИТЭР, но по ряду причин, в большинстве своем не имеющих отношения к политике, местом его проведения стал французский Кадараш -- место, где строится установка термоядерного реактора. Были зафиксированы очень интересные результаты по итогам реализации проекта ИТЭР. Как оказалось, только 2 страны из всех стран-участников проекта выполняют свои обязательства в срок и в рамках заданного объема -- это Россия и Китай.

Помимо международных, в России инициированы и идут целый ряд перспективных проектов, причем финансирование их не только не сокращается, но даже наращивается. Это проекты реакторов-токамаков Т-10 и Т-15. В частности, реактор Т-15 проходит сейчас стадию технологической модернизации и планируется к запуску в 2018 году. Бюджет этого проекта составляет около 2,5 миллиарда рублей. Существует и российско-итальянский проект ИГНИТОР (IGNITOR) по созданию исследовательского термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы. Огромную реакторную установку этого типа «Байкал» планируется разместить на площадке токамака ТРИНИТИ в городе Троицк. Кроме того, Курчатовский институт и Росатом участвуют в проекте казахстанских ученых по намеченному на 2015 г. физическому пуску казахстанского материаловедческого токамака в г.Курчатов (КТМ) -- термоядерной установки для проведения широкого спектра изучения свойств разных материалов и плазмофизических исследований.

В России также успешно провели Международную конференцию по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу РАН (г. Звенигород, 10-14 февраля 2014 года), Всероссийский семинар по физическим и техническим аспектам объемного источника нейтронов для материаловедческих, технологических исследований и решения задач ядерной энергетики (г. Звенигород, 16-20 июня 2014 г.), в Москве прошла конференция по техническим и физическим аспектам термоядерного синтеза, собравшая в первую очередь, физиков, инженеров и рассматривавшая, в частности, прогноз использования термоядерной энергии для промышленного комплекса, и ряд других важных мероприятий. Все это наглядно демонстрирует, что Российская термоядерная программа активно развивается, специалисты успешно работают, что в эти проекты приходят молодые специалисты. В дальнейшем корпорация «Росатом» планирует еще большую консолидацию с НИЦ «Курчатовский институт» и формирование совместной федеральной программы в области термоядерной энергетики, -- заявил Вячеслав Першуков.

В России изготавливаются и должны быть поставлены в проект в течение ближайших 9 лет 25 систем будущей установки. Это огромная доля участия. В проекте работают 20 крупнейших российских предприятий -- изготовителей высокотехнологичного оборудования. Если считать вместе с субподрядчиками -- общее число российских участников проекта достигает 150. Это наукоемкие рабочие места, это создание и поддержание научных школ, это работа целых кафедр в университетах. Это очень серьезный шаг к созданию в России целой новой отрасли промышленности. Мы успешно выдерживаем тот график, который был намечен в этой огромной международной кооперации.

О перспективах создания в России принципиально новой установки -- гибридного реактора, рассказал президент НИЦ «Курчатовский институт», академик Евгений Велихов. Одно из наиболее традиционных обвинений в адрес термоядерной энергетики -- это то, что ее практическое осуществление сравнимо с достижением горизонта -- сколько ни приближайся, он все равно отдаляется, -- пошутил академик Велихов. -- Доля истины тут, безусловно, есть. Еще И.В.Курчатов писал, что только комбинация термоядерной и ядерной энергетики -- так называемая гибридная энергетика -- является самым успешным решением. Существует проект гибридного реактора, сочетающего обе технологии -- расщепление тяжелых ядер и синтез легких. Он обладает огромным спектром преимуществ -- не требует сверхвысоких температур и давлений, очень эффективен в энергоотдаче, его работа оставляет намного меньше долгоживущих высокорадиоактивных отходов, требующих надежного захоронения на десятки и сотни тысяч лет. Кроме того, гибридный реактор мог бы работать не на уране, а на тории. Торий не только дешевле урана, его запасы на нашей планете в 5 раз больше. И, наконец, гибридный реактор был бы значительно безопаснее в эксплуатации, чем любая из традиционных конструкций.

Евгений Велихов отметил, что с его точки зрения, российские специалисты во многом пришли к пониманию конструктивной концепции гибридного реактора, преодоления многих технических проблем. В частности, есть интересная идея использования в системе его охлаждения не воду, а жидкую соль. По словам академика Велихова, модернизированная российская термоядерная установка Т-15 -- это первая термоядерная установка, на базе которой Российская Федерация собирается получить первый действующий гибридный реактор. Этот технологический прорыв возможен уже к 2030 году.

Токамак Т-15 является одной из крупнейших в мире экспериментальных термоядерных установок. Уникальность установке придает наличие крупнейшего в мире сверхпроводникового ниобий-оловянного тороидального магнита.

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 с проводниками из сплава (интерметаллида) ниобий-олово, 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 температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона -- в 200 раз.

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

· Глобус-М -- сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.

Казахстан

· Казахстанский Токамак материаловедческий (КТМ) -- это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к ITER и будущих энергетических термоядерных реакторов. Место строительства КТМ -- г. Курчатов.

Китай

· EAST -- расположен в городе Хэфэй, провинция Аньхой. На токамаке превышен критерий Лоусона по уровню зажигания, коэффициент выхода энергии -- 1,25[5]

Европа

· TM1-MH (англ.) (с 1977 -- Castor, с 2007 -- Golem) С начала 60-х до 1976-го года действовал в институте Курчатова, затем был передан институту физики плазмы академии наук Чехословакии.

· JET (англ.) (JointEuropeanTorus) -- созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт -- нейтральная инжекция, 32 МВт -- ионно-циклотронный резонанс. Критерий Лоусона в 4--5 раз ниже уровня зажигания.

· ToreSupra (англ.) -- токамак со сверхпроводящими катушками. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).

США

· TFTR (англ.) (TestFusionTokamakReactor) -- самый большой токамак в США (Принстонский университет) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Критерий Лоусона в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.

· NSTX (англ.) (NationalSphericalTorusExperiment) -- 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 (англ.) -- Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 г.

· DIII-D (англ.) -- токамак США, созданный и работающий в компании GeneralAtomic в SanDiego.

Япония

JT-60 (англ.) -- работает в Институте ядерных исследований с 1985 г.



Заключение

«На завтра» планируется, прежде всего создание следующего поколения токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР). В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие -- серьёзный этап отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что на американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4. Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка -- то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры -- самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТР её объём примерно 300 м3, а площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без значительного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы. Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токамаков после JET и Т-15. NET предполагалось соорудить в течение 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года. Говорят и о следующем поколении после NET -- это уже «настоящий» термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.



Список литературы

1. Ядерная энергетика; Б.Б. Кадомцев, В.И. Пистунович; 1994 г. Москва

2. На пути к термоядерному реактору; И.В. Ефремов; 1993 г. Москва

Размещено на Allbest.ru

...