Термоядерный синтез и условия его осуществления. Баланс энергии при термоядерном синтезе
Все звёзды, и наше Солнце в том числе, производят энергию с помощью термоядерного синтеза. Научный мир находится в затруднении. Ученые знают не все способы, которыми можно получить подобный синтез (термоядерный). Слияние лёгких атомных ядер и превращение их в более тяжёлые говорит о том, что получилась энергия, которая может носить либо управляемый характер, либо взрывной. Последний используется в термоядерных взрывных конструкциях. Управляемый же термоядерный процесс имеет отличие от остальной ядерной энергетики тем, что она использует реакцию распада, когда тяжёлые ядра расщепляются на более лёгкие, а вот ядерные реакции с применением дейтерия (2 Н) и трития (3 Н) - слияние, то есть именно управляемый синтез термоядерный. В будущем планируется применение гелия-3 (3 Не) и бора-11 (11 В).
Мечта
Нельзя путать традиционный и всем известный синтез термоядерный с тем, что представляет собой мечта сегодняшних физиков, в воплощение которой пока не верит никто. Имеется в виду ядерная реакция при любой, даже комнатной температуре. Также это отсутствие радиации и холодный термоядерный синтез. Энциклопедии говорят нам, что ядерная реакция синтеза в атомно-молекулярных (химических) системах - это процесс, где не требуется значительного нагрева вещества, но подобную энергию человечество пока не добывает. Это при том, что абсолютно все ядерные реакции, при которых происходит синтез, находятся в состоянии плазмы, а температура её составляет миллионы градусов.
На данный момент это мечта даже не физиков, а фантастов, но тем не менее разработки ведутся давно и упорно. Синтез термоядерный без постоянно сопутствующей опасности уровня Чернобыля и Фукусимы - это ли не великая цель для блага человечества? Зарубежная научная литература дала разные названия этому явлению. Например, LENR - обозначение низкоэнергетических ядерных реакций (low-energy nuclear reactions), и CANR - химически индуцируемых (ассистируемых) ядерных реакций. Удачные осуществления подобных экспериментов декларировались достаточно часто, представляя обширнейшие базы данных. Но либо СМИ выдавали очередную "утку", либо результаты говорили о некорректно поставленных опытах. Холодный термоядерный синтез не снискал пока по-настоящему убедительных доказательств своего существования.
Звёздный элемент
Самым распространённым элементом в космосе является водород. Примерно половина массы Солнца и большей части остальных звёзд приходится на его долю. Водород есть не только в их составе - его много и в межзвёздном газе, и в газовых туманностях. А в недрах звёзд, в том числе и Солнца, созданы условия термоядерного синтеза: там превращаются ядра атомов водорода в атомы гелия, посредством чего образуется огромная энергия. Водород - главный её источник. Ежесекундно наше Солнце излучает в пространство космоса энергию, эквивалентную четырем миллионам тонн вещества.
Вот что даёт слияние в одно ядро гелия четырёх ядер водорода. Когда сгорает один грамм протонов, энергия термоядерного синтеза выделяется в двадцать миллионов раз больше, чем при сгорании такого же количества каменного угля. В земных условиях сила термоядерного синтеза невозможна, поскольку пока не освоены человеком такие температуры и давления, какие существуют в недрах звёзд. Расчёты показывают: как минимум ещё тридцать миллиардов лет наше Солнце не угаснет и не ослабнет за счёт присутствия водорода. А на Земле люди только начинают понимать, что такое водородная энергетика и какова реакция термоядерного синтеза, поскольку работа с этим газом весьма рискованная, а хранить его чрезвычайно трудно. Пока что человечество умеет только расщеплять атом. И на этом принципе построен каждый реактор (ядерный).
Термоядерный синтез
Ядерная энергия - продукт расщепления атомов. Синтез же получает энергию другим путём - методом соединения их друг с другом, когда не образуются смертоносные радиоактивные отходы, а небольшого количества морской воды хватило бы на производство такого же количества энергии, сколько получается от сжигания двух тонн угля. В лабораториях мира уже было доказано, что вполне возможен управляемый термоядерный синтез. Однако электростанции, которые использовали бы эту энергию, пока не возведены, даже строительство их не предвидится. Но двести пятьдесят миллионов долларов были потрачены только Соединёнными Штатами, чтобы исследовать такое явление, как управляемый термоядерный синтез.
Затем эти исследования были буквально дискредитированы. В 1989 году химики С. Понс (США) и М. Флешман (Великобритания) заявили на весь мир, что им удалось достичь положительного результата и запустить термоядерный синтез. Проблемы заключались в том, что учёные слишком поторопились, не подвергнув своё открытие рецензированию со стороны научного мира. СМИ мгновенно схватили сенсацию и подали это заявление как открытие века. Проверка была проведена позже, и обнаружились не просто ошибки в проведении эксперимента - это был провал. И разочарованию тогда поддались не только журналисты, но и многие весьма уважаемые физики мировой величины. Солидные лаборатории Принстонского университета потратили на проверку эксперимента более пятидесяти миллионов долларов. Таким образом, холодный термоядерный синтез, принцип его получения были объявлены лженаукой. Лишь маленькие и разобщённые группы энтузиастов продолжили эти исследования.
Суть
Теперь термин предлагают заменить, и вместо холодного ядерного синтеза будет звучать следующее определение: ядерный процесс, индуцированный кристаллической решёткой. Под этим явлением понимают аномальные низкотемпературные процессы, с точки зрения ядерных столкновений в вакууме просто невозможные - выделение нейтронов посредством слияния ядер. Эти процессы могут существовать в неравновесных твёрдых телах, стимулирующихся трансформациями упругой энергии в кристаллической решётке при механических воздействиях, фазовых переходах, сорбции или десорбции дейтерия (водорода). Это аналог уже известной горячей термоядерной реакции, когда сливаются ядра водорода и превращаются в ядра гелия, выделяя колоссальную энергию, но происходит это при комнатной температуре.
Холодный термоядерный синтез точнее определяется как фотоядерные реакции, химически индуцированные. Прямого холодного термоядерного синтеза так и не удалось достичь, но поисками были подсказаны совершенно другие стратегии. Термоядерная реакция запускается генерацией нейтронов. Механическое стимулирование химическими реакциями приводит к возбуждению глубоких электронных оболочек, рождая гамма- или рентгеновское излучение, которое перехватывается ядрами. То есть происходит фотоядерная реакция. Ядра распадаются, и генерируют таким образом нейтроны и, вполне возможно, гамма-кванты. Что же может возбудить внутренние электроны? Вероятно, ударная волна. От взрыва обычной взрывчатки.
Реактор
Более сорока лет мировое термоядерное лобби тратит около миллиона долларов ежегодно на исследования термоядерного синтеза, который предполагается получить с помощью ТОКАМАКа. Однако практически все прогрессивные учёные против таких исследований, поскольку положительный результат, скорее всего, невозможен. Западная Европа и США разочарованно приступили к демонтажу всех своих ТОКАМАКов. И только в России ещё верят в чудо. Хотя многие учёные считают эту идею идеальным тормозом альтернативы ядерному синтезу. Что же такое ТОКАМАК? Это один из двух проектов термоядерного реактора, представляющий собой тороидальную камеру с магнитными катушками. А ещё существует стелларатор, в котором плазма удерживается в магнитном поле, но катушки, наводящие магнитное поле, - внешние, в отличие от ТОКАМАКа.
Это очень непростая конструкция. ТОКАМАК по сложности вполне достоен Большого адронного коллайдера: более десяти миллионов элементов, а общие затраты вместе со строительством и стоимостью проектов значительно превышают двадцать миллиардов евро. Коллайдер намного дешевле обошёлся, а поддержка работоспособности МКС также стоит не дороже. Тороидальные магниты требуют восьмидесяти тысяч километров сверхпроводящей нити, их общий вес превосходит четыреста тонн, а полностью реактор весит примерно двадцать три тысячи тонн. Эйфелева башня, например, весит всего семь тысяч с небольшим. Плазма ТОКАМАКа состаляет восемьсот сорок кубометров. Высота - семьдесят три метра, шестьдесят из них - под землёй. Для сравнения: Спасская башня имеет высоту всего семьдесят один метр. Площадь платформы реактора - сорок два гектара, как шестьдесят футбольных полей. Температура плазмы - сто пятьдесят миллионов градусов по Цельсию. В центре Солнца она в десять раз ниже. И всё это ради управляемого термоядерного синтеза (горячего).
Физики и химики
Но вернёмся к "забракованному" открытию Флешмана и Понса. Все их коллеги заявляют, что всё-таки удалось создать условия, где атомы дейтерия подчиняются волновым эффектам, ядерная энергия высвобождается в виде тепла в соответствии с теорией квантовых полей. Последняя, кстати, прекрасно разработана, но адски сложна и к описанию каких-то конкретных явлений физики с трудом приложима. Именно поэтому, наверное, люди не хотят её доказывать. Флешман демонстрирует выемку в бетонном полу лаборатории от взрыва, случившегося, как он утверждает, от холодного термояда. Однако физики химикам не верят. Интересно, почему?
Ведь сколько возможностей для человечества закрываются с прекращением исследований в этом направлении! Проблемы же просто глобальные, и их много. И все они требуют решения. Это экологически чистый источник энергии, посредством которого можно было бы дезактивировать громадные объёмы радиоактивных отходов после работы атомных электростанций, опреснять морскую воду и много чего ещё. Если бы освоить выработку энергии способом превращения одних элементов таблицы Менделеева в совершенно другие без использования для этой цели потоков нейтронов, которые создают наведённую радиоактивность. Но наука официально и сейчас считает невозможным превращение каких-либо химических элементов в совершенно другие.
Росси-Пархомов
В 2009 году изобретатель А. Росси запатентовал аппаратуру, названную катализатором энергии Росси, которая реализует холодный термоядерный синтез. Устройство это было неоднократно продемонстрировано на публике, но независимой проверке не подвергалось. Физик Марк Гиббс на страницах журнала морально уничтожил и автора, и его открытие: без объективного анализа, дескать, подтверждающего совпадение полученных результатов с заявленными, это не может быть новостью науки.
Но в 2015 году Александр Пархомов успешно повторил эксперимент Росси с его низкоэнергетическим (холодным) ядерным реактором (LENR) и доказал, что у последнего огромные перспективы, хотя и под вопросом коммерческая значимость. Эксперименты, результаты которых были представлены на семинаре во Всероссийском НИИ эксплуатации атомных электростанций, показывают, что самая примитивная копия детища Росси - его ядерного реактора, может вырабатывать в два с половиной раза больше энергии, чем потребляет.
"Энергонива"
Легендарный учёный из Магнитогорска А. В. Вачаев создал установку "Энергонива", с помощью которой им был обнаружен некий эффект трансмутации элементов и выработка электроэнергии в этом процессе. Верилось с трудом. Попытки обратить внимание фундаментальной науки на это открытие оказались тщетными. Критика раздавалась отовсюду. Наверное, авторам не нужно было самостоятельно выстраивать теоретические выкладки относительно наблюдаемых явлений, или физикам высшей классической школы стоило быть повнимательнее к экспериментам с высоковольтным электролизом.
Но зато была отмечена такая взаимосвязь: ни один детектор не зарегистрировал ни одного излучения, однако рядом с работающей установкой находиться было нельзя. В группе исследователей трудились шесть человек. Пять из них вскоре умерли в возрасте от сорока пяти до пятидесяти пяти лет, а шестой получил инвалидность. Смерть наступила по совершенно разным причинам через некоторе время (в течение примерно семи-восьми лет). И тем не менее на установке "Энергонива" последователями уже третьего поколения и учеником Вачаева были проделаны опыты и сделано предположение, что низкоэнергетическая ядерная реакция имела место в экспериментах погибшего учёного.
И. С. Филимоненко
Холодный термоядерный синтез исследовался в СССР уже в конце пятидесятых годов прошлого века. Реактор был сконструирован Иваном Степановичем Филимоненко. Однако в принципах действия этого агрегата никто не сумел разобраться. Именно поэтому вместо позиции безусловного лидера в области ядерно-энергетических технологий, наша страна заняла место сырьевого придатка, распродающего собственные природные богатства, лишающего целые поколения будущего. А ведь опытная установка уже была создана, и она производила реакцию тёплого синтеза. Автором самых прорывных энергетических конструкций, подавляющих радиацию, был уроженец Иркутской области, прошедший разведчиком всю войну от своих шестнадцати до двадцати лет, орденоносец, энергичный и талантливый физик И. С. Филимоненко.
Термоядерный синтез холодного типа был, как никогда, близок. Тёплый синтез проходил при температуре всего 1150 градусов по Цельсию, а основой была тяжёлая вода. Филимоненко отказали в патенте: якобы ядерная реакция невозможна при такой низкой температуре. Но синтез шёл! Тяжёлая вода разлагалась посредством электролиза на дейтерий и кислород, дейтерий растворялся в палладии катода, где и происходила реакция ядерного синтеза. Производство безотходное, то есть без радиации, а нейтронное излучение тоже осутствовало. Только в 1957 году, заручившись поддержкой академиков Келдыша, Курчатова и Королёва, чей автортет был непререкаем, Филимоненко сумел сдвинуть дело с мёртвой точки.
Распад
В 1960-м году, в связи с секретным постановлением Совета министров СССР и ЦК КПСС, начались работы по изобретению Филимоненко под контролем Министерства обороны. В ходе экспериментов исследователь обнаружил, что при работе реактора появляется некое излучение, сокращающее период полураспада изотопов очень быстро. Чтобы понять природу этого излучения, потребовалось полвека. Теперь мы знаем, что это такое - нейтроний с динейтронием. А тогда, в 1968-м, работа практически остановилась. Филимоненко был обвинён в политической нелояльности.
В 1989 году учёного реабилитировали. Его установки начали было воссоздаваться в НПО "Луч". Но дальше опытов дело не пошло - не успели. Страна погибла, а новым русским было не до фундаментальной науки. Один из лучших инженеров двадцатого века умер в 2013 году, так и не увидев счастья человечества. Мир запомнит Ивана Степановича Филимоненко. Холодный термоядерный синтез когда-нибудь наладят его последователи.
Фактически обстоятельства сложились так, и в этом был элемент исторической необходимости, что форсирование работ по исследованию термоядерного синтеза оказалось связанным, в первую очередь, с разработкой атомных и водородных бомб. Тому причиной Вторая мировая война и последовавшая за ней "гонка вооружений". Создание мощного ядерного оружия явилось главным фактором в атомной проблеме.
При этом оказалось, что концентрация энергии в атомной бомбе в результате развития быстротечной цепной реакции деления такова, что там создаются "звездные" температуры (сотни миллионов градусов), достаточные для поджига термоядерных реакций. Таким образом, атомная бомба может стать детонатором для термоядерного горючего – тяжелых изотопов водорода. Первоначально усилия ученых и конструкторов были сосредоточены главным образом на развитии этого направления.
Предпосылкой изучения ядерных реакций синтеза легких элементов и возможно начала исследовательских работ по УТС можно считать открытия Резерфордом, Олифантом и Хартеком в 1934 г. элементарной реакции ядерного синтеза, в которой два атома тяжелого водорода D образуют атом гелия с попутным выделением энергии. С помощью ускорителя частиц разгоняли ионы дейтерия и направляли их на дейтериевую мишень. Далее в 1938 г. в журнале "Physical Review" появилась знаменита статья Г. Бете "Генерация энергии в звездах", в которой приведены реакции и сделаны расчеты по термоядерным реакциям, протекающим внутри звезд. Согласно этим расчетам для достижения заметной интенсивности протекания термоядерных реакций, например в дейтериевой плазме, необходимо нагреть ее до температуры сто миллионов градусов. Теперь оставалось найти технически приемлемый способ нагрева плазмы до столь высокой температур и осуществит ее термоизоляцию от стенок реактора.
Но прошло более десяти лет, а такие предложения не появились. Не было высказано какой-либо идеи о возможной конструкции реактора УТС.
Впервые в СССР (и возможно, в мире) подобную задачу поставил и предложил ее конструктивное решение в 1950 г. младший сержант советской армии О.А. Лаврентьев, который проходил тогда воинскую службу на острове Сахалин. В середине 1950 г. он написал письмо в ЦК ВКП(б), в котором изложил две основные идеи. Первая – представляла описание принципа действия водородной бомбы с дейтеридом лития (D6Li) в качестве основного взрывчатого вещества и урановым детонатором, основанным на принципе пушечного сближения двух подкритических масс урана-235. Урановый детонатор располагался в центре сферы, заполненной дейтеридом лития. Вторая - содержала предложение по созданию термоядерного реактора для промышленной цели, первый прообраз управляемой энергетической установки на водородном ТЯ-топливе.
Олег Лаврентьев был первым в мире человеком, который задумался о реальном проекте термоядерного реактора, опередив всех крупнейших отечественных и зарубежных ученых, профессионально занятых этой проблемой.
А.Д. Сахаров высоко оценил предложения Лаврентьева. В результате обсуждения этих предложений со своим руководителем И.Е. Таммом, ими были сформулированы принципы термоизоляции плазмы магнитным полем и рассчитаны первые модели магнитного термоядерного реактора (МТР) тороидальной формы, трансформировавшегося впоследствии в ТОКАМАК (тороидальная камера с магнитными катушками). Токамаки стали главным и наиболее перспективным направлением развития работ по УТС сначала в нашей стране, а затем и во всем мире.
Опыты с тороидальными лабораторными установками МТР начались в ЛИПАНе в 1951 г. и проходили с переменным успехом. Сперва было достаточно много неудач.
Выяснилось, что в поведении высокотемпературной плазмы в магнитном поле возникает много неустойчивостей, способствующих попаданию ионов плазмы на стенки реактора. Пришлось потратить несколько десятилетий на теоретические и экспериментальные работы, позволившие подавить эти неустойчивости и найти технически осуществимые способы разогрева плазмы до температур близких к 10 8 К.
Постановление СМ СССР, подписанное И.В. Сталиным, вышло 05.05.1951 г. и положило начало государственной, видимо первой в мире, программе термоядерных исследований. Был создан научный совет по МТР под председательством И.В. Курчатова.
В начале пятидесятых годов работы по УТС как в СССР, так и в других странах были строго засекречены, поскольку они могли иметь отношение к решению определенных военных задач. Рассекречивание этих работ произошло позднее по инициативе СССР, после доклада И.В. Курчатова в Английском ядерном центре в Харуэлле в 1956 г. о работах по УТС, ведущихся в ЛИПАНе.
В 1968 году на токамаке Т-3А (Курчатовский институт) получены рекордные температуры электронов (Те~20 млн.град.) и ионов (Тi~4 млн.град.)
После 1969 года в мире построено ~ 100 токамаков.
Из четырёх основных источников ядерной энергии в настоящее время удалось довести до промышленной реализации только два: энергия радиоактивного распада утилизируется в источниках тока, а цепная реакция деления - в атомных реакторах. Третий источник ядерной энергии - аннигиляция элементарных частиц пока не вышел из области фантастики. Четвертый же источник - управляемый термоядерный синтез, УТС, находится на повестке дня. Этот источник по своему потенциалу хотя и меньше третьего, но существенно превышает второй.
Термоядерный синтез в лабораторных условиях осуществить достаточно просто, но добиться воспроизводства энергии до сих пор не удалось. Однако работы в этом направлении ведутся, отрабатываются и радиохимические методики, в первую очередь - технологии получения тритиевого топлива для установок УТС.
В данной главе рассмотрены некоторые радиохимические аспекты термоядерного синтеза и обсуждены перспективы использования установок для УТС в атомной энергетике.
Управляемый термоядерный синтез - реакция слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. В отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородной бомбе) носит управляемый характер. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться -Н и 3 Н, а в более отдалённой перспективе 3 Не и “В.
Надежды на управляемый термоядерный синтез связаны с двумя обстоятельствами: i) полагают, что звезды существует за счёт стационарной термоядерной реакции, и 2) неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза. Однако интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТС с получением энергетического выигрыша окончились полным провалом.
Тем не менее, сейчас УТС рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая увеличения производства электроэнергии и исчерпаемость невобновляемого сырья стимулирует поиск новых решений.
В термоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии лёгких атомных ядео. Напоимео:
Реакция слияния ядер трития и дейтерия является перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико. Эта реакция обеспечивает удельную теплотворную способность 3,5-ю 11 Дж/г. Основная реакция D+T=n+a имеет наибольшее сечение о т ах =5 барн в резонансе при энергии дейтронов Е пШ х= 0,108 МэВ, по сравнению с реакциями D+D=n+3He a,„ a *=0,i05 барн; Е тах = 1,9 МэВ, D+D=p+T о тах = 0,09 барн; Е тах = 2,0 Мэв, а также с реакцией 3He+D=p+a a m ах=0,7 барн; Еотах= 0,4 МэВ. В последней реакции выделяется 18,4 МэВ. В реакции (3) сумма энергий п+а равна 17,6 МэВ, энергия образующихся нейтронов?„=14,1 МэВ; а энергия возникших а-частиц 3,5 МэВ. Если в реакциях T(d,n)a и:} He(d,p)a резонансы довольно узкие, то в реакциях D(d,n)3He и D(d,p)T имеют место очень широкие резонансы с большими значениями сечений в области от 1 до ю МэВ и линейным ростом от 0,1 МэВ до 1 МэВ.
Замечание. Проблемы легко зажигаемого DT топлива заключаются в том, что тритий не встречается в природе и его надо получать из лития в бридерном бланкете термоядерного реактора; тритий радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 лет), в системе DT - реактора содержится от ю до юо кг трития; 8о% энергии в реакции DT выделяется с 14-МэВ-ными нейтронами, которые наводят искусственную радиоактивность в конструкциях реактора и производят радиационные разрушения.
На рис. 1 представлены энергетические зависимости сечений реакций (1 - з). Графики для сечений реакций (1) и (2) практически одинаковые - при росте энергии сечение возрастает и при больших энергиях вероятность реакции стремится к постоянному значению. Сечение реакции (3) сначала возрастает, достигает максимума ю барн при энергиях порядка 90 МэВ, а затем с ростом энергии уменьшается.
Рис. 1. Сечения некоторых термоядерных реакций как функция энергии частиц в системе центра масс: 1 - ядерная реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).
Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтронами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D - Т реакции может быть отрицательным, т.к. на ускорение дейтронов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме, в которой атомы или молекулы находятся в полностью ионизированном состоянии. Например, D-T - реакция начинает протекать только при температурах выше ю 8 К. Лишь при таких температурах выделяется больше энергии на единицу объёма и в единицу" времени, чем затрачивается. Поскольку на одну реакцию синтеза D-Т приходится ~Ю5 обычных столкновений ядер, проблема УТС состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для «сжигания» заметной части термоядерного топлива.
Считается, что управляемый термоядерный синтез может быть реализован при выполнении критерия Лоусона (лт>10‘4 с см-з, где п - плотность высокотемпературной плазмы, т - время удержания её в системе).
При выполнении этого критерия энергия, выделяющаяся при УТС, превышает энергию, вводимую в систему.
Плазму необходимо удерживать внутри заданного объёма, т. к. в свободном пространстве плазма моментально расширяется. Вследствие высоких температур плазму нельзя поместить в резервуар из какого-либо
материала. Для удержания плазмы приходится использовать магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов.
Рис. 2. Принципиальная схема токамака.
Если не ставить целью получения энергетического выигрыша, то в лабораторных условиях УТС осуществить достаточно просто. Для этого достаточно опустить в канал любого медленного реактора, работающего на реакции деления урана, ампулу с дейтеридом лития (можно использовать литий с природным изотопным составом (7% 6 Li), но лучше, если он обогащён стабильным изотопом 6 Li). Под действием тепловых нейтронов идёт следующая ядерная реакция:
В результате этой реакции, возникают «горячие» атомы трития. Энергии атома отдачи трития (~з МэВ) достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в LiD дейтерием:
Для энергетических целей этот метод не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Поэтому" приходится искать друтие варианты осуществления УТС, варианты, обеспечивающие большой энергетический выигрыш.
УТС с энергетическим выигрышем пытаются реализовать или в квазистационарных (т>1 с, тг >юи см "О, или в импульсных системах (t*io -8 с, п>ю 22 см*з). В первых (токамак, стелларатор, зеркальная ловутпка и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создаётся при облучении твёрдой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твёрдотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.
Среди различных камер для удержания плазмы перспективной является камера с тороидальной конфигурацией. При этом плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. В токамаке ток, индуцированный в плазме, является как бы вторичной обмоткой трансформатора. Магнитное поле, удерживая плазму, создаётся как за счёт тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счёт тока, индуцированного в плазме. Для получения устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.
Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>ю 8 К). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате
термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.
Рис. з. Основные компоненты реактора для управляемого термоядерного синтеза.
Термоядерный реактор типа ТО- КАМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры, образующей канал, где циркулирует плазма, магнитов, создающих поле и систем нагрева плазмы. К этому прилагаются вакуумные насосы, постоянно откачивающие газы из канала, система доставки топлива по мере его выгорания и дивертор - система, через которую полученная в результате термоядерной реакции энергия выводится из реактора. Тороидальная плазма находится в вакуумной оболочке. а-Частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают её температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону бланкета, содержащего жидкий литий, или соединение лития, обогащённое по 6 Li. При взаимодействии с литием кинетическая энергия нейтронов превращается в тепло, одновременно генерируется тритий. Бланкет помещён в специальную оболочку, которая защищает магнит от вылетающих нейтронов, у- излучения и потоков тепла.
В установках типа токамак плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. С этой целью в плазменном сгустке создают электрический ток, и при этом у него появляется собственное магнитное поле - сгусток плазмы сам становится магнитом. Теперь с помощью внешнего магнитного поля определенной конфигурации можно подвесить плазменное облако в центре камеры, не позволяя ему соприкасаться со стенками.
Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы. Служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. Очищает плазму от загрязняющих примесей, мешающих протеканию реакции синтеза.
Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается:
- - из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме;
- - из мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или стационарного тока в плазме;
- - из мощности, выделяющейся в бланкете - оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой магнитных катушек от радиационных воздествий. Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора, специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.
Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при D-Т синтезе основные носители энергии - 14-МэВ-ные нейтроны - отдают её бланкет}", нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. При работе токамака в составе электростанции пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора.
Основная задача бланкета - съём энергии, трансформация её в тепло и передача его на электрогенераторные системы, а также защита операторов и окружающей среды от ионизирующего излучения, создаваемого термоядерным реактором. За бланкетом в термоядерном реакторе располагается слой радиационной защиты, функции которого заключаются в дальнейшем ослаблении потока нейтронов и образующихся при реакциях с веществом у-квантов для обеспечения работоспособности электромагнитной системы. Затем следует биологическая защита, за которой может работать персонал станции.
«Активный» бланкет - бридер, предназначен для наработки одного из компонентов термоядерного топлива. В реакторах, расходующих тритий, в бланкет включают бридерные материалы (соединения лития), призванные обеспечить эффективную наработку трития.
При работе термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе необходимо пополнять количество топлива (D+T) в реакторе и удалять 4Не из плазмы. В результате реакций в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам, для которых плазма прозрачна. Это приводит к необходимости размещения между плазмой и электромагнитной системой специальной зоны, в которой воспроизводится выгорающий тритий и происходит поглощение основной части энергий нейтронов. Такая зона и называется бридерным бланкетом. В нём воспроизводится сгоревший в плазме тритий.
Тритий в бланкете можно нарабатывать, облучая литий потоками нейтронов по ядерным реакциям: 6 Li(n,a)T+4,8 МэВ и 7 Li(n,n’a) - 2,4 МэВ.
При наработке трития из лития следует учитывать, что природный литий состоит из двух изотопов: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Сечение поглощения тепловых нейтронов чистым 6 Li 0=945 барн, а сечение активации по реакции (п,р) - 0,028 барн. У природного лития сечение выведения нейтронов, образующихся при делении урана, равно 1,01 барн, а сечение поглощения тепловых нейтронов о а =70,4 барн.
Спектры энергии у-излучения при радиационном захвате тепловых нейтронов 6 Li характеризуются величинами: средняя энергия у-квантов, испускаемых на один поглощённый нейтрон, в диапазоне энергий 6^-7 МэВ =0,51 МэВ, в диапазоне энергий 7-г8 МэВ - 0,94 МэВ. Полная энергия
В термоядерном реакторе, работающем на D-Т топливе, в результате реакции:
у-излучения на один захват нейтрона равна 1,45 МэВ. У 7 Li сечение поглощения равно 0,047 барн, а сечение активации - 0,033 барна (при энергиях нейтронов выше 2,8 МэВ). Сечение выведения нейтронов деления LiH природного состава =1,34 барн, металлического Li - 1,57 барн, LiF - 2,43 барна.
образуются термоядерные нейтроны, которые, покидая объём плазмы, попадают в область бланкета, содержащую литий и бериллий, где протекают следующие реакции:
Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.
При D-Т реакции в плазме происходит выгорание трития и образуется нейтрон с энергией 14,1 МэВ. В бланкете необходимо, чтобы этот нейтрон породил не менее одного атома трития для покрытия его потерь в плазме. Коэффициент воспроизводства трития к ("количество образующегося в бланкете трития в расчёте на один падающий термоядерный нейтрон) зависит от спектра нейтронов в бланкете, величины поглощения и утечки нейтронов. При юо% покрытии плазмы бланкетом необходимо значение к> 1,05.
Рис. 4. Зависимости сечения ядерных реакций образования трития от энергии нейтронов: 1 - реакция 6 Li(n,t)‘»He, 2 - реакция 7 Li(n,n’,0 4 He.
У ядра 6 Li сечение поглощения тепловых нейтронов с образованием трития очень велико (953 барн при 0,025 эВ). При низких энергиях сечение поглощения нейтронов в Li идёт по закону (l/u) и в случае природного лития достигает значения 71 барн для тепловых нейтронов. У 7 Li сечение взаимодействия с нейтронами равно всего 0,045 барн. Поэтому для повышения производительности бридера природный литий следует обогащать по изотопу 6 Li. Однако увеличение содержания 6 Li в смеси изотопов мало влияет на коэффициент воспроизводства трития: имеет место возрастание на 5% при увеличении обогащения изотопом 6 Li до 50% в смеси. В реакции 6 Li(n, Т)»Не поглотятся все замедлившиеся нейтроны. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение (
Зависимость сечения реакции 6 Li(n,T) 4 He от энергии нейтронов приведена на рис. 7. Как это характерно для многих других ядерных реакций, сечение реакции 6 Li(n,f) 4 He уменьшается по мере увеличения энергии нейтронов (за исключением резонанса при энергии 0,25 МэВ).
Реакция с образованием трития на изотопе?Li идёт на быстрых нейтронах при энергии?„>2.8 МэВ. В этой реакции
производится тритий и нет потери нейтрона.
Ядерная реакция на 6 Li не может дать расширенного воспроизводства трития и только компенсирует выгоревший тритий
Реакция на?1л приводит к появлению одного ядра трития на каждый поглощённый нейтрон и регенерации этого нейтрона, который затем поглощается при замедлении и даёт ещё одно ядро трития.
Замечание. В природном Li коэффициент воспроизводства трития к «2. Для Li, LiFBeF 2 , Li 2 0, LiF, У^РЬвз k= 2,0; 0,95; 1,1; 1,05 и i,6, соответственно. Расплавленная соль LiF (66%) + BeF 2 (34%) носит название флайб (FLiBe ), её использование предпочтительно по условиям безопасности и уменьшения потерь трития.
Поскольку не каждый нейтрон D-T-реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (п, 2н) или (п, зп)-реакции, на элементах, имеющих достаточно большое сечение при взаимодействии быстрых нейтронов, например, на у Ве, Pb, Mo, Nb и многих других материалах с Z> 25. Для бериллия порог (п, 2п) реакции 2,5 МэВ; при 14 МэВ 0=0,45 барн. В результате, в вариантах бланкета с жидким или керамическим литием (LiA10 2) возможно достижение к* 1.1+1.2. В случае окружения камеры реактора урановым бланкетом размножение нейтронов может быть существенно увеличено за счёт реакций деления и (п,2п), (п,зл) реакций.
Замечание 1. Наведённая активность лития при облучении нейтронами практически отсутствует, так как образующийся радиоактивный изотоп 8 Li (cr-излучение с энергией 12,7 МэВ и /?-излучение с энергией ~6 МэВ) обладает весьма малым периодом полураспада - 0,875 с. Низкая активация лития и короткий период полураспада облегчают биологическую защиту установки.
Замечание 2. Активность трития, содержащегося в бланкете термоядерного DT- реактора ~*ю 6 Ки, поэтому использование DT-топлива не исключает теоретической возможности аварии масштаба нескольких процентов от Чернобыльской (выброс составил 510 7 Ки). Выброс трития с образованием Т 2 0 может приводить к радиоактивным осадкам, попаданию трития в грунтовые воды, водоёмы, живые организмы, растения с накоплением, в конечном счёте, в продуктах питания.
Выбор материала и агрегатного состояния бридера представляет собой серьёзную проблему. Материал бридера должен обеспечить высокий процент превращения лития в тритий и лёгкое извлечение последнего для последующей передачи в систему подготовки топлива.
К основные функциям бридерного бланкета относятся: формирование плазменной камеры; производство трития с коэффициентом k>i; превращение кинетической энергии нейтрона в тепло; утилизация тепла, образующегося в бланкете в процессе работы термоядерного реактора; радиационная защита электромагнитной системы; биологическая защита от радиации.
Термоядерный реактор на D-T-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нём под действием нейтронов получается тритий и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4
МэВ. В бланкете гибридного («активного») термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный 2 з 8 и для получения 2 39Ри. При этом в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один нейтрон. Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше, чем чистого. Одновременно достигается лучшее поглощение термоядерных нейтронов, что повышает безопасность установки. Однако наличие делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, аналогичную существующей в ядерных реакторах деления.
Рис. 5.
Существуют две концепции чистого бридерного бланкета, основанные на применении жидких тритий-воспроизводящих материалов, или на применении твёрдых литий содержащих материалов. Варианты конструкций бланкетов связаны с типом выбранных теплоносителей (жидкометаллические, жидкосолевые, газовые, органические, вода) и классом возможных конструкционных материалов.
В жидкостном варианте бланкета литий является теплоносителем, а тритий - воспроизводящим материалом. Секция бланкета состоит из первой стенки, бридерной зоны (расплавленная соль лития, рефлектора (сталь или вольфрам) и лёгкой компоненты защиты (например, гидрид титана). Основная особенность литиевого самоохлаждаемого бланкета - отсутствие дополнительного замедлителя и размножителя нейтронов. В бланкете с жидким бридером можно использовать следующие соли: Li 2 BeF 4 (Т пл = 459°), LiBeF 3 {T wx . =380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Среди приведённых солей Li 2 BeF 4 обладает наименьшей вязкостью, но наибольшей T wl . Перспек- тина эвтектика Pb-Li и расплав FLiNaBe, который выступает ещё и в качестве самоохладителя. Размножителями нейтронов в таком бридере служат сферические гранулы Be диаметром 2 мм.
В бланкете с твёрдым бридером в качестве бридерного материала используется литийсодержащая керамика, а размножителем нейтронов служит бериллий. В состав такого бланкета входят такие элементы, как первая стенка с коллекторами теплоносителя; зона размножения нейтронов; зона воспроизводства трития; каналы охлаждения зон размножения и воспроизводства трития; железоводная защита; элементы крепления бланкета; магистрали подвода и отвода теплоносителя и газа-носителя трития. Конструкционные материалы - ванадиевые сплавы и сталь ферритного или ферритно-мартенситного класса. Радиационная защита изготовлена из стальных листов. В качестве теплоносителя используется газообразный гелий под давлением юМПа с температурой входа 300 0 , выходная температура теплоносителя 650 0 .
Радиохимическая задача заключается в выделении, очистке и возвращении в топливный цикл трития. При этом важным является выбор функциональных материалов для систем регенерации компонентов топлива (бридерных материалов). Материал размножителя (бридера) должен обеспечить съём энергии термоядерного синтеза, генерацию трития и эффективное его извлечение для последующей очистки и трансформации в реакторное топливо. Для этой цели требуется материал с высокой температурной, радиационной и механической стойкостью. Не менее важны и диффузионные характеристики материала, обеспечивающие высокую подвижность трития и, как следствие, хорошую эффективность извлечения трития из бридерного материала при сравнительно низких температурах.
Рабочими веществами бланкета могут служить: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - воспроизводящий материал и бериллий - размножитель нейтронов. И бридер и бериллий используются в форме слоя монодисперс- ных пэбблов (гранул с формой, близкой к сферической). Диаметры гранул Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варьируются в диапазонах 0.2-Ю.6 мм и о.8-м мм, соответственно, а гранулы бериллия имеют диаметр 1 мм. Доля эффективного объёма слоя гранул - 63%. Для воспроизводства трития, керамический бридер обогащают изотопом 6 Li. Типичный уровень обогащения по 6 Li: 40% для Li 4 Si0 4 и 70% для Li 2 Ti0 3 .
В настоящее время наиболее перспективным считается метатитанат лития 1л 2 ТЮ 3 из-за сравнительно большой скорости высвобождения трития при сравнительно низких температурах (от 200 до 400 0), радиационной и химической стойкости. Было продемонстрировано, что гранулы из тита- ната лития, обогащённого до 96% 6 Li в условиях интенсивного нейтронного облучения и термических воздействий, позволяют в течение двух лет генерировать литий практически с постоянной скоростью. Извлечение трития из облучённой нейтронами керамики проводят программированным нагревом бридерного материала в режиме непрерывной откачки.
Предполагается, что в ядерной индустрии установки термоядерного синтеза могут быть использованы по трём направлениям:
- - гибридные реакторы, в которых бланкет содержит делящиеся нуклиды (уран, плутоний), деление которых управляется мощным потоком высокоэнергетических (14 МэВ) нейтронов;
- - инициаторы горения в электроядерных подкритических реакторах;
- - трансмутация долгоживущих экологически опасных радионуклидов с целью обезвреживания РАО.
Высокая энергия термоядерных нейтронов предоставляет большие возможности выделения энергетических групп нейтронов для сжигания конкретного радионуклида в резонансной области сечений.
термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ; АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
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 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 ок. 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.
Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции
. М., 1963
Тепловые и атомные электрические станции
(кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989
Найти "ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ " на
Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А. . Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм , а также Л. А. Арцимович , возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года.
Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что И. В. Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ. ) .
Типы реакций
Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях , преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро . При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия . По известной формуле E=mc² , высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза.
Установлено, что смесь двух изотопов , дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов . Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.
Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.
Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)
Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :
2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт).
Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток - выход нежелательной нейтронной радиации .
Два ядра : дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона :
Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем . Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.
Реакция дейтерий + гелий-3
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3
2 H + 3 He = 4 He + при энергетическом выходе 18,4 МэВ.Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3 , кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне .
Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nT τ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D- 3 He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.
Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)
В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3 , а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием .
Другие типы реакций
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов - его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.
«Безнейтронные» реакции
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.
Реакции на лёгком водороде
D + T → 4 He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ).
Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую . Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов . В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:
D + 3 He → 4 He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p - протон .
Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор .
Конструкции реакторов
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):
Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.
Радиационная безопасность
Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
- радиоактивный изотоп водорода - тритий ;
- наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами ;
- радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
- радиоактивные продукты коррозии , которые могут образовываться в системе охлаждения.
Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление . Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.
Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.
Цикл топлива
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны , которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .
. .Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии
Энергия синтеза рассматривается многими исследователями (в частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками
Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остается открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора .
Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.
Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза
Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра - и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов:
- Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
- Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).
- Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.
Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не невозможны на современном технологическом уровне.
Различают следующие фазы исследований:
1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q .
2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q . До сих пор не достигнуто.
Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.
Окончательной фазой исследований станет DEMO : прототип промышленного реактора , на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.
Существующие токамаки
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 на базе ниобата олова , 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 заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.
- Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
- Ливия
- ТМ-4А
Ссылки
- Е.П. Велихов; С.В. Мирнов Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую (PDF). Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт». . ac.ru. - Популярное изложение проблемы.. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012. Проверено 8 августа 2007.
- К. Ллуэллин-Смит. На пути к термоядерной энергетике. Материалы лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в ФИАНе .
- Грандиозный эксперимент по термоядерному синтезу проведут в США.
См. также
Примечания
- Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР » // УФН 171 , 886 (2001).
- Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171 , 902 (2001), стр. 908.
- Научное сообщество физиков СССР. 1950-е-1960-е годы. Документы, воспоминания, исследования / Составители и редакторы П. В. Визгин и А. В. Кессених. - СПб. : РГХА, 2005. - Т. I. - С. 23. - 720 с. - 1000 экз.
- В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
- Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3 He → p + 4 He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
- Е. П. Велихов , С. В. Путвинский Термоядерный реактор . Fornit (22 октября 1999 года). - Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012. Проверено 16 января 2011.
- (англ.) Postnote: Nuclear Fusion , 2003
- EFDA | European Fusion Development Agreement
- Tore Supra
- Tokamak Fusion Test Reactor
- Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
- MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
- Home - Fusion Website
- Fusion Plasma Research
- The Artificial Sun-中安在线-english
- Термояд вышел из нуля - Газета. Ru
- Информация о фильме «Человек-паук 2» («Spider-Man 2») - Кинотеатр «Космос»
| Ядерные технологии | |
|---|---|
| Инженерия | |
| Материалы | |
| Ядерная энергия | |
| Ядерная медицина | |
| Ядерное оружие | |
| Энергетика
структура по продуктам и отраслям |
||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Электроэнергетика : электроэнергия |
| |||||||||||||||||||||||||
