Термоядерная энергетика

Размещено на http://www.allbest.ru/

Введение

термоядерный реактор синтез

Современные ядерные энергоустановки на реакторах деления в условиях нормальной эксплуатации вполне приемлемы с экологической и экономической точек зрения. Потенциальная опасность, связанная с возможностью выброса при авариях больших масс активированных материалов и продуктов деления в окружающую среду, может быть сведена к определяемому социальными требованиями минимуму. Разработаны проекты реакторов нового поколения с внутренней безопасностью. Серьезной проблемой остается однако переработка и долгосрочное хранение радиоактивных отходов, а также проблема обеспечения нераспространения ядерного оружия

В качестве возможного направления развития ядерной энергетики в настоящее время рассматривается освоение энергии, выделяющейся при реакциях синтеза легких элементов - управляемый термоядерный синтез (УТС).

Потенциальные преимущества термоядерного реактора (ТЯР):

ь отсутствие крупномасштабных горных разработок и химического засорения окружающей среды;

ь большая безопасность и минимальное воздействие на окружающую среду по сравнению с ядерным реактором: пассивная безопасность; отсутствие продуктов деления; меньшая остаточная активность

ь перспектива дальнейшего улучшения характеристик безопасности за счет применения малоактивируемых конструкционных материалов и в отдаленной перспективе - переход на реакции синтеза с малым числом испускаемых нейтронов - решающее улучшение радиационной безопасности

1. Стимулирующее воздействие ТЯР

o поддержание и развитие научно-инженерного и производственно-технологического потенциала страны, в том числе:

1) развитие новых направлений науки и технологии,

2) подготовка высококлассных специалистов

o окупаемость затрат через развитие и внедрение сопутствующих технологий.

В отличие от ядерного реактора деления (ядерно-опасные установки), термоядерный реактор не относится к категории радиационно-опасных установок. В них исключена возможность неконтролируемого разгона реактора, отсутствуют проблемы, связанные с наличием делящегося ядерного топлива, приводящего к ядерным авариям, и с возможностью распространения ядерного оружия, нет сильно радиоактивных актинидов и продуктов деления.

Термоядерный реактор (ТЯР) обладает свойством внутренней самозащищенности, которое проявляется в следующем:

1) непреднамеренное увеличение мощности реактора ограничивается внутренними физическими процессами;

2) термоядерная реакция самопроизвольно (без участия активных систем) прекращается при прекращении подачи в реактор топлива, при попадании в камеру реактора при аварийных ситуациях теплоносителя (воды, газа), воздуха или других веществ, при отключении от внешнего источника энергии;

3) большие теплопередающие поверхности и массы реакторных систем обеспечивают пассивный отвод остаточного тепловыделения в реакторе (за счет теплоемкости, теплопроводности, естественной конвекции и излучения).

Из многих возможных реакций синтеза наиболее доступными являются:

D + D => 3He + n + 3,27 МэВ D + D => T + p + 4,05 МэВ D + T => n + 4He + 17,6 МэВ D + 3He => p + 4He + 18,34 МэВ

Легче всех может быть реализована реакция D+T.

Физические требования к реактору, использующему смесь дейтерия и трития.

Баланс мощности нагрева плазмы ?-частицами (4Не) и полных потерь энергии из плазмы (за счет теплопроводности, диффузии частиц, излучений), т.е. условие осуществления самоподдерживающейся реакции, выполняется при значениях параметра n?2*1020 м-3с где -средняя по объему концентрация заряженных частиц в плазме и - энергетическое время удержания. Энергетический выход D+T реакции при минимальном значении параметра n максимален при температурах плазмы Т=7-20 килоэлектроновольт (кэВ), что эквивалентно 70-200 миллионов градусов.

Разновидности термоядерного реактора - реакторы на основе магнитного удержания плазмы и реакторы с инерционным удержанием.

В реакторах на основе магнитного удержания предполагается использовать способность магнитного поля ограничивать движение заряженных частиц поперек магнитного поля, обеспечивая таким образом необходимое время удержания энергии. Концентрация заряженных частиц в плазме систем с магнитным удержанием n ~1020 м-3. Предложено около двух десятков схем реакторов с магнитным удержанием.

В реакторах с инерционным удержанием D-T смесь кратковременно сжимается до сверхвысокой плотности пучками лазерного излучения, заряженных частиц или импульсным магнитным полем. Дейтериево-тритиевая смесь при сжатии нагревается, а время удержания определяется временем свободного разлета плазмы. Концентрация заряженных частиц в плазме систем с инерционным удержанием n ~1029 м-3.

2. Состояние работ по УТС

В настоящее время наиболее продвинуты исследования на установках с магнитным удержанием типа токамаков. Если для термоядерного реактора необходимо обеспечить величину так называемого "термоядерного параметра" < n>*?* ~50-60 кэВ.*с*м-3 (здесь средняя концентрация заряженных частиц в плазме < n> выражена в 1020 м-3, энергетическое время удержания ?- в секундах и -усредненная температура плазмы в кэВ), то на крупнейших современных токамаках JET (Объединенная Европа) и TFTR (США) уже в середине 90-х гг. прошлого века были достигнуты значения "термоядерного параметра" ~ 8-9 кВ *с*м-3, и в экспериментах с D-T смесью достигнута мощность термоядерной реакции свыше 10 МВт.

Примерно в тот же период были начаты работы по проектированию реактора ИТЭР - международного экспериментального термоядерного реактора.

Цели сооружения и эксплуатации ИТЭР:

- демонстрация научной и технической возможности получения термоядерной энергии

- демонстрация привлекательности термоядерной энергетики с точки зрения безопасности (возможности безопасной эксплуатации термоядерного реактора).

Основные параметры реактора ИТЭР:

§ термоядерная мощность - 0,5 ГВт

§ время горения - 400 с,

§ ток в плазме - 15 МА,

§ радиусы плазменного шнура: большой - 6,2 м, малый - 2,0 м,

§ тороидальное магнитное поле в плазме - 5,3 Тл; максимальное поле -11,8 Тл

§ интеграл потока нейтронов: -0,3 МВт.лет/м2,

Общий вид реактора ИТЭР приведен на рис. 1. Размеры установки весьма внушительны: высота вакуумной камеры свыше 11м, масса более 2500 т; высота криостата более 25м, общий вес магнитной системы более 10000т.

Рис. 1. Общий вид экспериментального термоядерного реактора ИТЭР

Работы над проектом ведутся созданной на основе межправительственного соглашения кооперацией стран Объединенной Европы, Российской Федерации, США, Японии, Республики Корея и Китайской народной республики при участии Канады и Казахстана

В результате работы над проектом (по состоянию на 2002 г.) показана возможность сооружения реактора на основе современных технологий и обеспечения требований безопасности по отношению к персоналу, населению и окружающей среде.

Решен ряд технических проблем, включая создание крупномасштабных элементов вакуумной камеры, сверхпроводящих обмоток магнитного поля, мощных источников нагрева плазмы (генераторов ВЧ- и СВЧ-диапазонов, инжекторов нейтральных частиц) и ряда других. В настоящее время выбирается площадка под строительство ИТЭР из предлагаемых, Францией и Японией.

В России работы по проекту ведутся в соответствии с постановлением Правительства Российской Федерации "Об утверждении Федеральной целевой программы "Международный термоядерный реактор ИТЭР" на 2002 - 2006 годы".

Итак, в энергетике строится ядерный мост ХХI века. Опоры моста -это развитые и отработанные технологии ядерного комплекса ХХ века.

Но нет ли вероятности, что ядерный мост не будет достроен, как мост в Авиньоне? Чтобы это произошло, должна быть открыта новая технология производства энергии и развиваться с невероятными для прежних эпох темпами. Или уже известная технология должна предъявить новые аргументы. Развитие любой технологии - это инерционный процесс и поэтому, проводя постоянный поиск нового, необходимо уверенно развивать ядерную энергетику ХХI века .

3. Энергия ядерного синтеза

Как известно, ядерные превращения могут сопровождаться значительным выделением энергии. Так, в ядерных реакциях синтеза гелия и трития из ядер - изотопов водорода имеем

d + t 4He + n + 17,6 МэВ,

d + d 3He + n + 3,3 МэВ,

d + d t + p + 4,0 МэВ,

p + d 3He + g + 5,5 МэВ.

Символы p, n, d, t, He, g отвечают соответственно протону, нейтрону, ядрам дейтерия, трития, гелия и g-кванту.

Напомним, что 1 МэВ = 10⁶ эВ. Ядерный синтез является источником излучения Солнца (и других звезд).

Выделение энергии в ядерных реакциях в миллионы раз превышает энерговыделение при обычном горении. Ввиду быстрого истощения ресурсов естественных источников энергии на Земле (нефть, газ, уголь) актуальной является проблема овладения ядерной энергией. Уже существующая ядерная энергетика основана на использовании реакций деления.

Необходимым условием протекания таких реакций является сближение ядер водорода на малые расстояния, сравнимые с размерами ядер. Для этого водород нагревают до сотен миллионов градусов. Этот способ называется термоядерным. До высокой температуры вещество может быть нагрето двумя способами: путём удержания вещества в магнитных ловушках либо взрывным способом, где вещество удерживается за счёт инерционных сил.

Поэтому проблема промышленного получения энергии с помощью ядерных реакций синтеза получила название термоядерной. В настоящее время известны два способа осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции.

1. Медленная реакция, самопроизвольно происходящая в недрах Солнца и других звезд. В этом случае количество реагирующего вещества настолько колоссально, что оно удерживается и сильно уплотняется (до 100 г/см3 в центре Солнца) гравитационными силами.

2. Быстрая реакция неуправляемого характера, происходящая при взрыве водородной бомбы. В качестве ядерного взрывчатого вещества в водородной бомбе используются ядра легких элементов (например, ядра дейтерия и лития). Высокая температура, необходимая для начала термоядерного процесса, достигается в результате взрыва атомной бомбы, которая входит в состав водородной бомбы (рис. 1).

Условие существования реакции синтеза состоит в том, чтобы выделившаяся энергия превышала энергию, уносимую из плазмы электромагнитным и корпускулярным излучением. При равенстве этих величин реакция синтеза будет протекать, но генерации избытка энергии для полезного использования происходить не будет. Это равенство называется условием зажигания термоядерной реакции. В оценочном аналитическом виде оно впервые было получено американским физиком Дж.Д. Лоусоном в 1957 году и называется критерием Лоусона:

nt ~ L(T ),

где t - среднее время удержания плазмы в активной зоне реактора; L(T ) - коэффициент Лоусона, зависящий от температуры, типа легких ядер и потерь на излучение.

Исследования показали, что критерий Лоусона должен быть nt ~ 10¹⁴ с/см³.

Таким образом, для осуществления реакции синтеза в дейтерий-тритиевой плазме необходимо обеспечить высокую температуру (нагреть) и концентрацию ионов (сжать) в течение определенного времени (удержать). Детально рассматриваются два способа решения проблемы УТС:

- длительный (t ~ 0,17 с) нагрев дейтерий-тритиевой плазмы низкой плотности (n ї 10¹⁴ см^{- 3}) в определенном объеме при температуре порядка 10⁸ К;

- высокоскоростной (около 10^{- 9} с) нагрев малых объемов конденсированного термоядерного топлива (n ї 10²³ см^{- 3}).

Большинство исследований по проблеме УТС проведено с плазмой малой концентрации. Основной задачей этого направления является обеспечение длительного времени удержания плазмы. Для предотвращения соприкосновения со стенками рабочего объема используются магнитные поля различной конфигурации. Из магнитных ловушек в настоящее время специалисты считают наиболее перспективной ловушку, называемую ТОКАМАКом (тороидальная камера с магнитными катушками). Не останавливаясь подробно на достижениях и проблемах ТОКАМАКов, отметим, что в конце 70-х годов страны, развивающие это направление, объединили свои усилия по разработке проекта интернационального термоядерного экспериментального реактора. Цель реализации этого проекта - техническая демонстрация УТС.

Второе направление исследований с плазмой высокой концентрации начало развиваться учеными США и СССР в начале 60-х годов. Альтернативность этого направления выражается в том, что его разработчики предложили не преодолевать огромные трудности по удержанию неустойчивых плазменных сгустков, а создать такие условия, при которых значимая часть термоядерного топлива сгорела бы быстрее, чем оно разлетится. Временные параметры этого процесса определялись инерцией топливной смеси. Это направление получило название инерциального термоядерного синтеза (ИТС). Идея заключалась в том, что дейтерий-тритиевая смесь в конденсированном (замороженном) состоянии сверхбыстро нагревается до температуры порядка 10⁸ К. Длительность сохранения объема топлива определяется временем разлета плазмы, которое имеет порядок d / u, где d - линейный размер объема, u - средняя скорость частиц нагретой плазмы. Это время можно принять за время удержания плазмы, которое входит в критерий Лоусона . Тогда можно оценить размер d: n * d / u ~ L, откуда d ~ L " u / n. Используя для дейтерий-тритиевой плазмы значения L = 10¹⁴ c/см³, u = 10⁸ см/с и n = 5 * 10²² см³, получим значение d = 2 мм, а время удержания t = 2 * 10^{- 9} с.

На этих двух путях физики добились примерно одинакового уровня- физика процессов ясна, но впереди большие инженерно-технические трудности. Помимо описанных способов существует принципиально другой способ получения ядерной энергии синтеза - мезонный катализ, позволяющий обойтись без использования высоких температур. Основная идея m-катализа состоит в следующем. Находящийся в водородной среде, содержащей ядра-изотопы d и t, свободный мюон образует сначала мюонный атом (dm , tm), а затем и мезомолекулярный ион. В таком ионе благодаря его малым размерам достаточно быстро протекает соответствующая ядерная реакция синтеза. При этом происходит высвобождение мюона (если его не подхватит образующееся в реакции заряженное ядро) и цепочка описанных превращений повторяется до момента распада мюона.

В бомбах выполнения условия термоядерного горения достигли за пятилетку. В УТС несмотря на десятилетия интенсивных исследований, практически результат до сих пор не получен. Поэтому учёные Всероссийского научно-исследовательского института технической физики (РФЯЦ-ВНИИТФ) города Снежинска (ранее Челябинск-70) предлагают взрывать небольшие термоядерные заряды в КВС (Котлы Взрывного Сгорания).

Рис. 2 Котел взрывного сгорания

Так может выглядеть котел взрывного сгорания. В стальной емкости (1) содержится несколько десятков тысяч тонн теплоносителя - жидкого натрия (2). Заряд (3) собирают из отдельных компонентов и опускают в емкость по каналу доставки (4). После взрыва горячий жидкий натрий поступает в теплообменник (5), где производится водяной пар высокого давления. Пар вращает турбину (6), соединенную с электрическим генератором. Для осколков деления (порядка тонны в год) оборудован могильник (7); "недогоревшее" топливо (уран, плутоний) и продукты реакции (гелий-3, тритий) направляют в переработку.

В ее осуществлении нет принципиальных проблем. Большая часть того, что нужно для создания экспериментального КВС, уже сделана. Производить термоядерные взрывы дейтерия мощностью в десятки тонн и даже одну килотонну научились давно. Проблема создания сверхвысоких температур и давлений, необходимых для "управляемых" взрывов мощностью в тонны тротилового эквивалента, при этом снимается, поскольку горение дейтерия инициируется небольшим взрывом заряда, состоящего из урана-233. В природе он не встречается; его получают из достаточно распространенного в природе тория. Причем тория и урана для взрывной энергетики требуется в тысячи раз меньше, чем для работы АЭС той же мощности. Соответственно в сотни раз уменьшается количество радиоактивных отходов, а химические загрязнения практически отсутствуют.

Размещено на Allbest.ru