Термоядерный синтез

Размещено на http://www.allbest.ru/

Термоядерный синтез

К термоядерному горючему относят дейтерий ²D₁, тритий ³Т₁ и ⁶Li₃. Первичным ядерным горючим этого типа является дейтерий. ⁶Li₃ служит сырьем для получения вторичного термоядерного горючего - трития.

Тритий ³Т₁ - сверхтяжёлый водород ³Н₁ - получают при облучении природного Li (7,52% ⁶Li₃) нейтронами и альфа-частицами (⁴б _{2 -}ядра атома гелия ⁴Не₂). В качестве термоядерного горючего используют дейтерий в смеси с тритием и ⁶Li₃ (в форме LiD и LiТ). При осуществлении ядерных реакций синтеза в горючем протекают реакции синтеза ядер гелия (при температуре десятки-сотни миллионов градусов). Выделяющиеся нейтроны поглощаются ядрами ⁶Li₃, при этом образуется дополнительное количество трития по реакции: ⁶Li₃ + ¹п₀ = ³Т₁ + ⁴Не₂ (в реакции суммы массовых числе 6+1=3+4 и суммы зарядов 3+0=1+2 должны быть одинаковыми в обеих частях уравнения). Два ядра дейтерия (тяжёлый водород) дают в результате реакции синтеза одно ядро трития (сверхтяжёлый водород) и протон (ядро атома нормального водорода): ²D₁ + ²D₁ = ³Т₁ + ¹Р_1; Реакции может идти и по другому пути, с образованием ядра изотопа гелия ³Не₂ и нейтрона ¹п₀: ²D₁ + ²D₁ = ³Не₂+ ¹п₀. Тритий вступает в реакцию с дейтерием, вновь возникают нейтроны, способные взаимодействовать с ⁶Li_3: ²D₁ + ³Т₁ = ⁴Не₂ +¹п₀ и т.д. Теплотворная способность термоядерного горючего в 5-6 раз выше, чем у делящихся материалов. Запасы дейтерия в гидросфере составляют порядка 10¹³ т. Однако в настоящее время практически осуществляются только неуправляемые реакции (взрыв), широко ведется поиск методов осуществления управляемой термоядерной реакции, позволяющей в принципе обеспечить человечество энергией практически на неограниченный срок.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энергии в течение многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энергии ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г. исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

Самый простой способ получения энергии ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энергии 10⁵ эВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энергию достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной (порядка 10⁵ эВ) и произведенной в реакции энергии (порядка 10⁷ эВ). Другими словами, при таком «способе» производства энергии коэффициент воспроизводства энергии, Q = Эсинтез / Эзатрат будет меньше 1.

Мы начнем с DT-реакторов, как наиболее легко осуществимых. Принципиальная схема термоядерного реактора, работающего на смеси дейтерия с тритием показана на Рис. 1. Энергия термоядерных реакций, происходящих в плазме, выносится в основном нейтронами, которые поглощаются в бланкете. Выделяемое в бланкете тепло снимается теплоносителем первого контура охлаждения и используется для получения электроэнергии. Реактор требует снабжения дейтерием и литием. Тритий нарабатывается из лития в процессе работы реактора. Энергия термоядерных реакций выделяется в виде энергичных нейтронов (14.1 МэВ) и энергичных ионов гелия - альфа-частиц (3.5 МэВ), поглощается специальным устройством окружающим плазму - бланкетом и снимается теплоносителем первого контура охлаждения. Первый из двух компонентов участвующих в DT-реакции, дейтерий - это стабильный, широко распространенный изотоп водорода. Например в обычной воде содержится, примерно, 0.015% тяжелой воды D₂O. В отличие от дейтерия, тритий не существует в природе. Поэтому, тритий будет нарабатываться в самом реакторе из изотопов лития, ⁶Li₃ и ⁷Li₃, которые будут облучаться нейтронами в бланкете. Оба изотопа лития широко распространены в природе в процентном отношении ⁶Li₃: ⁷Li₃ = 7.5%: 92.5% и оба способны производить тритий. В случае использования ⁶Li₃, в бланкете будет выделяться дополнительная энергия в количестве 4.8 МэВ на каждый произведенный атом трития. На практике в бланкете будет содержаться смесь изотопов лития и бериллий, который будет использоваться для размножения нейтронов в реакции: ⁹Ве₄ + ¹n₀ = 2?⁴Не₂ + 2? ¹n₀ Содержание материалов в бланкете будет подобрано таким образом, чтобы оптимизировать выход трития. Возможны разные схемы использования лития в бланкете. Один из вариантов использует окислы лития. Тритий удаляется из бланкета при его нагреве потоком горячего гелия, а потом извлекается из гелия в цехе по очистке топлива. Инженерные проработки бланкета показывают, что можно получить коэффициент воспроизводства трития на уровне 1.1, что представляется достаточным для снабжения реактора. Прорабатывались и другие схемы, которые используют жидкометаллический литий. В этом случае, литий, помимо наработки трития, может выполнять роль теплоносителя первого контура. На схеме, представленной на Рис. 1, литиевый цикл показан условно, в виде отдельного литиевого контура. Прорабатывается и вариант синтеза дейтерия с литием: ⁶Li₃ + ²D₁ = 22.4 MeВ. Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться зола - инертный газ гелий. Термоядерный реактор будет потреблять очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт (Гига= 10⁹⁾ будет сжигать около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 5 ·10²⁰ Дж в год, т.е. половину будущих потребностей электроэнергии, то общее годовое потребление дейтерия и лития составят, всего, 1500 и 4500 тонн. При таком потреблении, содержащегося в воде дейтерия (0.015%) хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет. Если бы удалось освоить DD-реакцию, то термоядерная энергетика имела бы фактически неограниченные энергетические ресурсы. Для DT-цикла энергетические ресурсы ограничены имеющимися запасами лития. По оценкам, разведанные рудные запасы лития составляют (8-10) ·10⁶ тонн. Только этих запасов хватит на многие сотни лет.

Рис. 1. Схема основных технологических контуров термоядерного реактора, работающего на смеси дейтерия (D) и трития (Т)

Кроме того, литий, хотя и в меньшем количестве, чем дейтерий, содержится в морской воде со средней концентрацией 1.7 ·10^-7 и общим количеством, превышающим примерно в 10³ раз разведанные рудные запасы. Оценки показывают, что затраты на производство топлива для термоядерной энергетики дают малый вклад в стоимость производимой энергии. Как уже отмечалось выше, термоядерная энергетика, по-видимому, начнет использовать DT-цикл, а затем перейдет к другим перспективным топливам таким, как ²D₁ ²D₁, ²D₁ ³Hе₂ или ¹Н₁ ¹¹В₅ (водород-бор). Каждое из этих перспективных топлив имеет свои преимущества по отношению к DT-реакции. Основные преимущества DD-реакции заключаются в наличии огромных природных ресурсов дейтерия на Земле и отсутствии необходимости воспроизводства трития. Хотя в DD-реакции меньшая доля энергии выносится в виде нейтронов, тем не менее, в DD-реакторе, также как и в DT-реакторе, будет происходить активация первой стенки. Еще меньше нейтронов производит ²D₁ ³He₂ смесь, в которой нейтроны рождаются в результате DD-реакций. Оптимизация состава смеси и ее температуры позволяет уменьшить нейтронный поток на порядок величины по сравнению с DT-реакцией, что существенно снижает требования к стойкости материалов первой стенки. Недостатком этой реакции является практическое отсутствие ³Не₂ на Земле, что делает освоение этой реакции в Земных условиях практически безнадежным делом. В то же время, этого изотопа много на поверхности Луны, и некоторые проекты, пользуясь тем, что потребление не велико, предлагают добывать это топливо на Луне и доставлять его на Землю. Этот цикл можно замкнуть энергетически даже с учетом энергии затрачиваемой на доставку топлива, хотя сомнительно, что эта схема будет доставлять его на Землю. Этот цикл можно замкнуть энергетически даже с учётом энергии, затрачиваемой на доставку топлива, хотя сомнительно, что эта схема будет осуществлена в ближайшем обозримом будущем. В случае реакций водород-бор электроэнергия, в принципе, может получаться с помощью прямого преобразования энергии заряженных частиц в электрическую энергию с КПД гораздо большим, чем в тепловом цикле, без выделения нейтронов. К сожалению, эти реакции требуют специальных условий для получения положительного выхода энергии. Поэтому, освоение полностью безнейтронных топлив дело далекого будущего. Таким образом, будущие термоядерные реакторы имеют достаточные запасы топлива для обеспечения потребностей человечества в энергии в течении многих сотен лет, а в случае некоторых реакций и многих десятков тысяч лет. Термоядерная энергетика будет потреблять очень небольшое количество исходных материалов и не потребует развития широкомасштабного производства топлив. Сам топливный цикл будет использовать лишь малую часть производимой энергии и соответственно топливная составляющая в цене электроэнергии будет незначительна. Как исходные составляющие рабочей смеси, так и конечные продукты реакций не являются радиоактивными веществами и не требуют долговременного хранения. Эти обстоятельства выгодно отличают термоядерную энергетику как от обычных ядерных реакторов деления, так и электростанций, сжигающих органические топлива. Основная проблема осуществления управляемого термоядерного синтеза заключается в создании практичного устройства, способного обеспечить выполнения условия положительного выхода энергии при достаточно высокой температуре смеси.

Первые термоядерные реакторы получили название «ТОКАМАК». Слово «ТОКАМАК» - это сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д. Сахаровым в 1950 г. Схема ТОКАМАКа показана на рис. 2. Основное магнитное поле в тороидальной камере, содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками. Существенную роль в равновесии плазмы играет плазменный ток, который протекает вдоль тороидального плазменного шнура и создает полоидальное магнитное поле, Вр, направленное вдоль малого обхода тора. Результирующее магнитное поле имеет силовые линии в виде бесконечных спиралей, охватывающих центральную линию плазменного тора - магнитную ось. Таким образом, силовые линии магнитного поля образуют в ТОКАМАКе замкнутые, вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом, плазменный виток играет роль вторичной обмотки. Очевидно, что индукционное поддержание тока в ТОКАМАКе ограничено запасом потока магнитного поля в первичной обмотке и возможно лишь в течении конечного времени. Кроме тороидальных катушек и первичной обмотки индуктора в ТОКАМАКе должны быть полоидальные обмотки, которые нужны для поддержания равновесия плазмы и контроля ее положения в камере. Токи, текущие в полоидальных катушках создают электромагнитные силы, действующие на плазменный ток и таким образом могут изменить ее положение в камере и форму сечения плазменного шнура.

Рис. 2. Схема принципиальных узлов ТОКАМАКа

термоядерный тритий синтез токамак

Первый ТОКАМАК был построен в России в Институте Атомной Энергии им И.В. Курчатова в 1956 г. Десять лет напряженных исследований и усовершенствований этого устройства привели к существенному прогрессу в плазменных параметрах ТОКАМАКов. В семидесятые года были построены ТОКАМАКи следующих поколений: Т-7, Т-10, Т-11 в СССР, PLT и DIII-D в США, ASDEX в Германии, TFR во Франции, JFT-2 в Японии и др. На ТОКАМАКах этого поколения были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, такие как инжекция нейтральных атомов, электронный и ионный циклотронный нагрев, различные плазменные диагностики и разработаны системы управления плазмой. В результате на ТОКАМАКах второго поколения были получены внушительные параметры плазмы и температуры по сравнению с первыми вариантами. В начале 80-х годов в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов - машин с большим радиусом тора 2-3 м и плазменным током в несколько МА (мегампер). Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR - в США и Т-15 в СССР. Две из этих машин, JET и TFTR, предусматривали работу с тритием и получение термоядерного выхода на уровне Q =Эсинтез / Эзатрат = 1. В 1998 г. был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР. Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Его сечение показано на рис. 3. ИТЭР уже будет обладать всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м², что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Рис. 3. Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г. первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнергию. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнергии. Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом

Литература

1. Теплотехника - Баскаков А.П. 1991 г.

2. Теплотехника - Крутов В.И. 1986 г.

3. Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция - Тихомиров К.В. 1981 г. 57.

4. Теплотехнические измерения и приборы - Преображенский В.П. 1978 г.

Размещено на Allbest.ru