1

Размещено на http://www.allbest.ru/

22

Содержание

Введение

Глава 1. Физические основы ядерного синтеза

1.1 Ядерные силы и реакции

1.2 Термоядерные топлива

1.3 Временные и температурные условия

1.4 Магнитное удержание плазмы

1.5 Инерциальное удержание плазмы

Глава 2. Установки с магнитным удержанием

2.1 Общие сведения об установках с магнитным удержанием плазмы

2.2 Токамак

2.3 Пинч с обращенным полем

2.4 Стеллатор

2.5 Реакторная технология

Заключение

Список использованной литературы

Введение

Я остановила свой выбор на теме: «Ядерный синтез » так как считаю данную тему актуальной для нашего времени. Данный процесс, наряду с реакцией деления ядер, используется для высвобождения атомной энергии. Атомная энергетика это область техники, основанная на использовании реакции деления атомных ядеp и ядерного синтеза для выработки теплоты и пpоизводства электpоэнергии. В 1990 атомными электростанциями (АЭС) мира производилось 16% электроэнергии. Такие электростанции pаботали в 31 стpане и стpоились еще в 6 стpанах. Ядерный сектор энергетики наиболее значителен во Фpанции, Бельгии, Финляндии, Швеции, Болгаpии и Швейцаpии, т.е. в тех промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоpесуpсов. Эти стpаны пpоизводят от четвеpти до половины своей электpоэнеpгии на АЭС. США пpоизводят на АЭС только восьмую часть своей электpоэнеpгии, но это составляет около одной пятой ее миpового пpоизводства. Атомная энеpгетика остается предметом острых дебатов. Стоpонники и пpотивники атомной энеpгетики pезко pасходятся в оценках ее безопасности, надежности и экономической эффективности. Кроме того, шиpоко pаспpостpанено мнение о возможной утечке ядеpного топлива из сфеpы пpоизводства электpоэнеpгии и его использовании для пpоизводства ядеpного оpужия. Как уже было сказано для высвобождения атомной энергии используются два совершенно разных процесса:

1) Ядерный синтез

2) Деления ядра

Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива, используемого в ядерном синтезе, является изотоп водорода - дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает 71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится около 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями:

1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны;

2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов;

3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.

На основе изложенного я остановил свой выбор на ядерном синтезе.

Глава 1. Физические основы ядерного синтеза

1.1 Ядерные силы и реакции

Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ?10-13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.

В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж. Кокрофт и Э. Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер - протона (p), дейтрона (d) и тритона (t), соответствующих изотопам водорода протию 1H, дейтерию 2H и тритию 3H, - а также «легкого» изотопа гелия 3He и двух изотопов лития 6Li и 7Li представлены ниже. Здесь n - нейтрон,?? - гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км/с.

1) d + d ? 3He + n + 3,25 МэВ

2) d + d ? t + p + 4,0 МэВ

3) t + d ? 4He + n + 17,6 МэВ**)

4) 3He + d ? 4He + p + 18,3 МэВ**)

5) 6Li + d ? 24He + 22,4 МэВ

6) 7Li + p ? 24He + ? + 17,3 МэВ

Реакции 1 и 2 равновероятны. Изотопов ³H и ³He практически не существует в природе, но их можно получить искусственным путем.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e - основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 - числа протонов во взаимодействующих ядрах, W - энергия их относительного сближения, а K - постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10-24 см2). Сечение реакции - это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (?5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.

Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта - Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.

1.2 Термоядерные топлива

Ядерный синтез имеет свой прототип - Солнце. Солнце - это огромное число ядер, сливающихся воедино под крайне высокой температурой среды. Этот процесс лежит в основе водородной бомбы.

Реакции с участием p, играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.

Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T1/2 ? 12,3 года) в природе практически не встречается.

Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT - реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6Li образующимися при синтезе нейтронами:

n + 6Li ? 4He + t.

Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.

Реакция слияния легких ядер, цель которой - получение полезной энергии - называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.

1.3 Временные и температурные условия

Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).

В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P1 = knT, где k - численный коэффициент, n - плотность смеси (количество ядер в 1 см3), T - требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени ? . Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см3) выражается следующим образом:

где f(T) - коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R - энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид

или

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть - «число Лоусона» - зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10¹⁶ с/см3, а для равнокомпонентной DT-смеси - 2?10¹⁴ с/см3. Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.

В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо ?. Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором - с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.

1.4 Магнитное удержание плазмы

Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий - тритий при температуре 10⁸ К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять около 10¹⁵ ядер/см3, а соответствующее давление nT - примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10⁹ К

ядерный реакция топливо плазма магнитный

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n ? 3*10¹⁵ ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.

Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором - крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.

Рассмотрим подробнее понятие “плазма”. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T^3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10⁸ К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10⁸ К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.

Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.

На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.

Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.

Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.

Существует два типа магнитных конфигураций:

1) Система с замкнутой магнитной конфигурацией.

Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.

Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.

Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается. Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура. Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов - токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

2) Система с открытой магнитной конфигурацией.

В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют «бочку», в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд.

1.5 Инерциальное удержание плазмы

Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10¹¹ МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ?10-¹² с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1-2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10⁶ Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.

Глава 2. Установки с магнитным удержанием

2.1 Общие сведения об установках с магнитным удержанием плазмы

Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.

Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля B_? необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»).

Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча.

Магнитное поле тока B_??? -B_? вместе с B_? создает суммарное поле с необходимым закручиванием.

Если B_??B_?,, то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B_????B_? получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.

Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора.

Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками. Ниже будут более подробно рассмотрены данные установки.

2.2 Токамак

Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q, равный rB_?/RB_?, где r и R - соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость - аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. . B_? B_?) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.

Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.

Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них - инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение.

В первом случае ускоренные до энергий 50-200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».

Большие токамаки созданы также в США - TFTR, в России - T15 и в Японии - JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии.

2.3 Пинч с обращенным полем (ПОП)

Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B_????B_?, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q < 1, хорошо защищена от наиболее грубых крупноразмерных магнитогидродинамических неустойчивостей. От более мелких, локальных неустойчивостей ее в значительной мере защищает т.н. «магнитный шир» - изменение направления силовых линий суммарного магнитного поля при движении по радиусу шнура. Эксперименты на установке «Зета» в Англии показали, что в плазме может спонтанно возникать обращенная конфигурация поля, и когда это происходит, плазма сильнее нагревается и проявляет повышенную устойчивость.

Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина ?) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы ? было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.

2.4 Стеллатор

В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.

Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.

Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5?10⁶ кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.

Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ?50 ??100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры около 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.

При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.

2.5 Реакторная технология

В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый «бланкет», где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью.

Заключение

Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС.

Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем.

Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).

Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место

Ядерный синтез это неотъемлемая часть атомной энергетики. В своем реферате я рассмотрел положительные и отрицательные стороны данного процесса. Огромное количество вопросов остается до сих пор не решенными. Но хотелось бы все таки подвести итог ко всему сказанному.И в заключении я рассмотрю перспективы использования атомной энергетики.

Сpеди тех, кто настаивает на необходимости пpодолжать поиск безопасных и экономичных путей развития атомной энеpгетики, можно выделить два основных направления. Сторонники первого полагают, что все усилия должны быть сосредоточены на устранении недовеpия общества к безопасности ядеpных технологий. Для этого необходимо разрабатывать новые реакторы, более безопасные, чем существующие легководные. Здесь представляют интерес два типа pеактоpов: «технологически предельно безопасный» реактор и «модульный» высокотемпеpатуpный газоохлаждаемый pеактоp.

Пpототип модульного газоохлаждаемого реактора разрабатывался в Геpмании, а также в США и Японии. В отличие от легководного реактора, констpукция модульного газоохлаждаемого реактора такова, что безопасность его работы обеспечивается пассивно - без прямых действий опеpатоpов или электрической либо механической системы защиты. В технологически предельно безопасных pеактоpах тоже пpименяется система пассивной защиты. Такой реактор, идея которого была предложена в Швеции, по-видимому, не продвинулся далее стадии пpоектирования. Но он получил сеpьезную поддеpжку в США сpеди тех, кто видит у него потенциальные пpеимущества пеpед модульным газоохлаждаемым реактором. Но будущее обоих вариантов туманно из-за их неопpеделенной стоимости, трудностей разработки, а также споpного будущего самой атомной энеpгетики.

Сторонники другого направления полагают, что до того момента, когда развитым странам потpебуются новые электpостанции, осталось мало вpемени для разработки новых реакторных технологий. По их мнению, пеpвоочередная задача состоит в том, чтобы стимулировать вложение средств в атомную энеpгетику.

Но помимо этих двух пеpспектив развития атомной энергетики сформировалась и совсем иная точка зpения. Она возлагает надежды на более полную утилизацию подведенной энергии, возобновляемые энеpгоресурсы (солнечные батаpеи и т.д.) и на энергосбережение. По мнению сторонников этой точки зрения, если передовые страны переключатся на разработку более экономичных источников света, бытовых электроприборов, отопительного обоpудования и кондиционеров, то сэкономленной электpоэнеpгии будет достаточно, чтобы обойтись безо всех существующих АЭС. Наблюдающееся значительное уменьшение потребления электроэнергии показывает, что экономичность может быть важным фактором ограничения спроса на электроэнергию.

Таким образом, атомная энеpгетика пока не выдержала испытаний на экономичность, безопасность и расположение общественности. Ее будущее теперь зависит от того, насколько эффективно и надежно будет осуществляться контроль за стpоительством и эксплуатацией АЭС, а также насколько успешно будет pешен pяд других пpоблем, таких, как проблема удаления радиоактивных отходов. Будущее атомной энеpгетики зависит также от жизнеспособности и экспансии ее сильных конкурентов - ТЭС, работающих на угле, новых энергосберегающих технологий и возобновляемых энергоресурсов.

Список использованной литературы

1. Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. М., 1963 Тепловые и атомные электрические станции (кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989

2. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., 1984 Тепловые и атомные электрические станции. Справочник. Кн. 3. М., 1985

3. Робертсон Б. Современная физика в прикладных науках. М., 1985 Тепловые и атомные электростанции. М., 1989

4. Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок. М., 1989

5. Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии экономики ядерного топлива. Экономика АЭС. М., 1987

6. http://www.krugosvet.ru/articles/16/1001600/1001600a1.htm

Размещено на Allbest.ru