Водородный реактор: Водородный генератор своими руками – схема, конструкция установки, чертежи
Самая грандиозная научная стройка современности. Мы закуем Солнце в «бублик»
Управляемый термоядерный синтез — голубая мечта физиков и энергетических компаний, которую они лелеют не одно десятилетие. Заключить искусственное Солнце в клетку — прекрасная идея. «Но проблема в том, что мы не знаем, как создать такую коробку», — говорил нобелевский лауреат Пьер Жиль де Жен в 1991 году. Однако к середине 2018 года мы уже знаем как. И даже строим. Лучшие умы мира трудятся над проектом международного экспериментального термоядерного реактора ITER — самого амбициозного и дорогого эксперимента современной науки.
Такой реактор стоит в пять раз больше, чем Большой адронный коллайдер. Над проектом работают сотни ученых по всему миру. Его финансирование запросто может перевалить за 19 млрд евро, а первую плазму по реактору пустят только в декабре 2025 года. И несмотря на постоянные задержки, технологические трудности, недостаточное финансирование со стороны отдельных стран-участниц, самый большой в мире термоядерный «вечный двигатель» строится. Преимуществ у него куда больше, чем недостатков. Каких? Рассказ о самой грандиозной научной стройке современности начинаем с теории.
Что такое токамак?
Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии.
Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода — дейтерием и тритием. Но для этого важны три условия: высокая температура (порядка 150 млн градусов по Цельсию), высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания.
Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур. Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров (с подачи Олега Лаврентьева) в 1950-е годы предложил использовать тороидальные (в виде пустотелого бублика) камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали — токамак.Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность (кручения турбин, например) в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины.
Небольшие экспериментальные токамаки строились по всему миру. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.
Преимущества и недостатки термоядерных реакторов
Типичные ядерные реакторы работают на десятках тонн радиоактивного топлива (которые со временем превращаются в десятки тонн радиоактивных отходов), тогда как термоядерному реактору необходимы лишь сотни грамм трития и дейтерия. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет. В дейтерии тоже недостатка не будет — его в мире производят десятками тысяч тонн в год.
Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 — это безвредный инертный газ.
К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы.
Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки. Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.
И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации. А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно. Забегая вперед, скажем, что после запуска непосредственным обслуживанием токамака ITER будут заниматься роботы.
К тому же радиоактивный тритий может быть опасен при попадании в организм. Правда, достаточно будет позаботиться о его правильном хранении и создать барьеры безопасности на всех возможных путях его распространения в случае аварии. К тому же период полураспада трития — 12 лет.
Самый амбициозный проект современности
В 1985 году в Женеве состоялась первая за долгие годы личная встреча глав СССР и США. До этого холодная война достигла своего пика: сверхдержавы бойкотировали Олимпиады, наращивали ядерный потенциал и на какие-либо переговоры идти не собирались. Этот саммит двух стран на нейтральной территории примечателен и другим важным обстоятельством. Во время него генсек ЦК КПСС Михаил Горбачев предложил реализовать совместный международный проект по развитию термоядерной энергетики в мирных целях.
Спустя год между американскими, советскими, европейскими и японскими учеными было достигнуто соглашение по проекту, началась проработка концептуального дизайна крупного термоядерного комплекса ITER. Проработка инженерных деталей затянулась, США то выходили, то возвращались в проект, к нему со временем присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Участники разделяли обязанности по финансированию и непосредственным работам, а в 2010 году наконец стартовала подготовка котлована под фундамент будущего комплекса. Его решили строить на юге Франции возле города Экс-ан-Прованс.
Так что же такое ITER? Это огромный научный эксперимент и амбициозный энергетический проект по строительству самого большого токамака в мире. Сооружение должно доказать возможность коммерческого использования термоядерного реактора, а также решить возникающие физические и технологические проблемы на этом пути.
Из чего состоит реактор ITER?
Токамак — это тороидальная вакуумная камера с магнитными катушками и криостатом массой в 23 тыс. тонн. Как уже понятно из определения, у нас есть камера. Глубокая вакуумная камера. В случае с ITER это будет 850 кубометров свободного объема камеры, в котором на старте будет всего 0,1 грамма смеси дейтерия и трития.
На внутренних стенках камеры расположены специальные модули, которые называют бланкетами. Внутри них циркулирует вода. Вырывающиеся из плазмы свободные нейтроны попадают в эти бланкеты и тормозятся водой. Из-за чего она нагревается. Сами бланкеты защищают всю остальную махину от теплового, рентгеновского и уже упомянутого нейтронного излучения плазмы.
Такая система необходима для того, чтобы продлить срок работы реактора. Каждый бланкет весит порядка 4,5 тонны, их будет менять роботизированная рука примерно раз в 5—10 лет, так как этот первый ряд обороны будет подвержен испарению и нейтронному излучению.
Но это далеко не все. К камере присоединяется внутрикамерное оборудование, термопары, акселерометры, уже упомянутые 440 блоков бланкетной системы, системы охлаждения, экранирующий блок, дивертор, магнитная система из 48 элементов, высокочастотные нагреватели плазмы, инжектор нейтральных атомов и т. д. И все это находится внутри огромного криостата высотой 30 метров, имеющего такой же диаметр и объем 16 тыс. кубометров. Криостат гарантирует глубокий вакуум и ультрахолодную температуру для камеры токамака и сверхпроводящих магнитов, которые охлаждаются жидким гелием до температуры –269 градусов по Цельсию.
Производство всего этого оборудования разделено между странами-участницами. Например, над частью бланкетов работают в России, над корпусом криостата — в Индии, над сегментами вакуумной камеры — в Европе и Корее.
Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах (например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор), улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент.
Но одно дело собрать. И совсем другое — все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора (весом под 10 тонн), часть — управляться удаленно для устранения аварий, часть — базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС.
Причем это только часть оборудования самого реактора. Добавьте сюда здание криокомбината, где будут вырабатывать жидкий азот и гелий, здание выпрямителей магнитной системы с трансформаторами, трубопроводы системы охлаждения (диаметром по 2 метра), систему сброса тепла с 10 вентиляторными градирнями и многое-многое другое. На все это и идут миллиарды.
Зачем нужен ITER и кто за него платит?
Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект.
С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии — 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии.
На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора.
Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий.
Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Почему? Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим.
Схема финансирования довольно запутанная. На стадии строительства, создания реактора и прочих систем комплекса примерно 45% расходов несут страны Евросоюза, остальные участники — по 9%. Однако бóльшая часть взносов — это «натура». Большинство компонентов поставляются в ITER напрямую от стран-участниц.
Они прибывают во Францию по морю, а из порта к стройплощадке доставляются по дороге, специально переделанной французским правительством. На 104 км «Пути ITER» страна потратила 110 млн евро и 4 года работы. Трасса была расширена и усилена. Дело в том, что до 2021 года по ней пройдут 250 конвоев с огромными грузами. Самые тяжелые детали достигают 900 тонн, самые высокие — 10 метров, самые длинные — 33 метра.
Пока ITER не ввели в эксплуатацию. Однако уже существует проект электростанции DEMO на термоядерном синтезе, задача которой как раз и продемонстрировать привлекательность коммерческого использования технологии. Этот комплекс должен будет непрерывно (а не импульсно, как ITER) генерировать 2 ГВт энергии.
Сроки реализации нового глобального проекта зависят от успехов ITER, но по плану 2012 года первый пуск DEMO произойдет не раньше 2044 года.
Палки для селфи в каталоге Onliner.by
Читайте также:
Наш канал в Telegram. Присоединяйтесь!
Быстрая связь с редакцией: читайте паблик-чат Onliner и пишите нам в Viber!
Перепечатка текста и фотографий Onliner.by запрещена без разрешения редакции. [email protected]
Разжечь Солнце на Земле. Россия первой запустит полноценный термоядерный реактор
Физики Курчатовского института планируют совершить то, что самые развитые мировые державы не могут сделать на протяжении 60 лет. К 2020 году в России может заработать первый термоядерный реактор — источник чистой и дешёвой энергии, призванный заменить обычные атомные электростанции. Такую технологию пытались «оседлать» и раньше, но серьёзных успехов в этом направлении никто так и не достиг.
Как это работает
Фото © ИТАР-ТАСС/ Виктор Воног
С точки зрения физики высоких энергий, использование отдельных элементов в термоядерной «топке» выглядит крайне просто. Термоядерный синтез предполагает, что вместо радиоактивных элементов, таких как уран и плутоний, в качестве топлива в реактор будут загружаться дейтерий и тритий, после чего с помощью электричества конструкция будет разогреваться до температур, которых нет даже на Солнце. После того как температура внутри реактора становится достаточной для начала реакции, происходит постепенный выброс огромного количества тепловой энергии, с помощью которой вырабатывается электричество. Но просто это звучит только в теории, иначе термоядерный синтез был бы поставлен на поток почти сразу после разработки теории и просчёта всей реакции физиками и математиками.
Главная и пока, к сожалению, нерешённая проблема термоядерных реакторов, предназначенных для разогрева дейтерия и трития до температуры в сотню миллионов градусов, — отсутствие эффективности. Если выражаться проще, то удерживать разогретые до состояния плазмы дейтерий и тритий в реакторе учёные научились, но энергия, выделяющаяся во время процесса синтеза, оказывается меньше той, что потребляет реактор. Впрочем, реакцию продолжительной назвать нельзя — со времён первых опытов советских учёных продолжительность реакции увеличили лишь на сотые доли секунды. Успеха не удалось добиться даже самым пытливым в мире физикам — китайским. Их «реактор будущего» под названием EAST разогрелся до 100 млн градусов лишь на тысячные доли секунды — фантастический результат для китайцев, но совершенно отвратительный для коммерческой эксплуатации.
При этом обычного разогрева трития и дейтерия до плазменной «каши» недостаточно. Главная задача термоядерных реакторов (токамаков), которую учёные никак не могут решить на практике, состоит в том, что разогретые частицы нужно удерживать на месте. Только так они будут пригодны для выработки и преобразования тепловой энергии в электричество. При коротких «прожигах» реакторов этого не требуется, но для промышленной эксплуатации необходимы длительные реакции. Добиться этого пока не получается — контроль над системой теряется почти сразу, и термоядерный реактор приходится экстренно останавливать.
Зачем это нужно
Международный экспериментальный термоядерный реактор (ITER). Фото © AP Photo / Claude Paris
Мощность самой производительной в России Ленинградской АЭС составляет 4200 МВт. Расщепления радиоактивных материалов в четырёх энергоблоках достаточно, чтобы осветить огромную территорию. Средняя мощность Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER), который строят во Франции, должна составить 500 МВт за один импульс, а пиковая мощность этого комплекса должна составить 1100 МВт — четверть мощности Ленинградской АЭС.
Инженер-атомщик Владимир Спиридонов в беседе с Лайфом отметил, что кроме использования нового типа топлива и потенциально огромного количества энергии могут сильно уменьшиться и размеры электростанций.
Реактор ITER — это лишь первый шаг. Его размеры велики, но по мере развития технологии такая станция станет меньше. Возможно, со временем размеры всего комплекса уменьшат до размеров офисного здания
Владимир Спиридонов
Особенность термоядерного синтеза заключается в том, что за сутки таких импульсов может быть десять, а при должном умении — сто и даже более тысячи. После перемножения импульсов на мегаватты выработанной энергии получится, что самая маленькая термоядерная электростанция в разы производительнее атомной. К тому же дейтерий и тритий, используемые в качестве топлива, существенно экологичнее изотопов урана и плутония, да и термоядерный реактор (в теории) почти не надо «перезаряжать».
По сути, термоядерная электроэнергетика — «святой Грааль» человечества. Она способна решить все энергетические проблемы на ближайшие несколько столетий вперёд. Во-первых, после появления термоядерной энергии исчезнет проблема радиационной опасности объектов. Проще говоря, никакого «второго Чернобыля» или «Фукусимы» и близко произойти не сможет. Во-вторых, развитие термоядерного синтеза позволит ликвидировать энергетический голод человечества.
Сейчас все атомные электростанции по всему миру, все ГЭС и ТЭС вырабатывают лишь 2,5 ТВт (тераватт) электроэнергии. Стремительный рост населения спровоцировал и дефицит энергии. Сейчас, по прогнозам специалистов, потребность человечества в электроэнергии оценивается в 10 ТВт — почти в пять раз больше, чем наука и промышленность могут предложить. В-третьих, термоядерный синтез почти сразу станет причиной освоения… Луны.
Дело в том, что, несмотря на достаточное количество дейтерия и трития, идеальным топливом для термоядерных реакторов будущего является гелий-3 — самый лёгкий изотоп гелия. Его практически нет в чистом виде на Земле — для его наработки специальным образом обрабатывают тритий, а процесс этот стоит так дорого, что промышленное производство гелия-3 крайне невыгодно и потому лишено смысла.
Идеальным местом добычи гелия-3 является именно Луна. В лунном грунте гелий-3 лежит в чистом виде, и его даже не нужно обрабатывать: достаточно просто собирать в капсулы специальным комбайном — и можно сразу отправлять на Землю ракетной экспресс-доставкой. Считается, что две тонны гелия-3, разогретые в токамаке или стеллараторе (модернизированный термоядерный реактор), могут дать столько же энергии, сколько 30 млн тонн нефти, сжигаемой в печах ТЭС. Если верить специалистам в области энергетики, лунных запасов гелия-3, необходимого для термоядерного синтеза, будет достаточно для обогрева и освещения Земли в течение следующих шести-семи тысяч лет.
Правда, есть одна проблема. Некоторые физики считают применение гелия-3 в термоядерных реакторах неграмотным и настаивают на том, что все доводы в пользу этого элемента — обычная глупость.
Россия сможет
Фото © ТАСС / Роман Пименов / Интерпресс
Крупных успехов по части управляемого термоядерного синтеза, несмотря на многообещающие заявления, не удалось достичь ни американцам, ни европейцам. К китайскому опыту в этом направлении стоит приглядеться чуть внимательнее, поскольку физики из Поднебесной тестировали свой импульсный термоядерный реактор и повторяли опыты советских физиков. Однако российские учёные тем временем придумали, как из экспериментальной конструкции сделать пригодный к опытно-промышленному применению термоядерный реактор.
На токамаке (реакторе, в котором разогретую плазму удерживают магнитные катушки) Т-15МД российские учёные будут отрабатывать все процессы. Затем их масштабируют на реакторе ITER. Этот термоядерный реактор, строящийся сейчас на территории Франции, без опыта российских исследователей просто не запустится. Это значит, что (без преувеличения) жизни миллионов землян будущего зависят от российских физиков.
Уже известно, что над проектом токамака Т-15МД трудятся лучшие специалисты Курчатовского института и Научно-исследовательского института электрофизической аппаратуры имени Ефремова, и, по сути, российские специалисты — единственные в своём роде: ни в одной другой стране мира попытки совладать с термоядерным синтезом не дошли до строительства реакторов подобного масштаба и типа, как в России. Инженер-атомщик Владимир Спиридонов в беседе с Лайфом отметил, что ни в США, ни в Европе, ни в Китае к разгадке секрета термоядерного синтеза пока не приблизились.
Проблема та же, что и 30, и 40 лет назад. Нормальный источник возбуждения реакции не найден, механизм удержания — тоже. В США этой проблемой занималась компания Lockheed Martin, но и они бросили это дело после нескольких неудач
Владимир Спиридонов
Почти бесплатный свет
Какое дело обычному человеку до того, кто и где проводит эксперименты по удержанию плазмы? Теоретически, у того, кто первым освоит термоядерный синтез, будет монополия на всё, что связано с электричеством. Энергия, выработанная термоядерными реакторами, даже по самым скромным подсчётам, должна стать дешевле атомной минимум в двадцать, а максимум в сто раз. Если всё произойдёт именно так, как это себе представляют учёные, то дорогая электроэнергия исчезнет как таковая, а вслед за ней буквально всё — от производства продуктов питания до лекарств — должно упасть в цене.
Почти сразу после этого станет широко доступным электротранспорт. Здесь важно пояснить, что современная наука и любые, даже самые продвинутые технологии в энергетике не смогут зарядить все электрические машины, если ими начнёт пользоваться сразу один миллиард человек. Атомная энергия, по прогнозам специалистов, тоже может закончиться — запасы радиоактивных материалов конечны, и к моменту наступления «конца света» хорошо бы иметь надёжную и дешёвую технологию по производству энергии.
Если отечественные учёные смогут решить проблему безопасной и стабильной работы термоядерного реактора первыми, то Россия будет монополистом на рынке электроэнергии до тех пор, пока другие страны не доработают собственные решения в этом направлении. Вопрос лишь в том, кто первым сможет понять, как правильно «разжечь Солнце на Земле».
ITER как прекрасный пример недостатков в добыче энергии из термоядерного синтеза
Год назад я критиковал термоядерный синтез как источник энергии в статье «Термоядерные реакторы: не такие, какие должны были быть». Статья вызвала большой интерес, и меня попросили написать продолжение, чтобы продолжить обсуждение темы с читателями журнала Bulletin. Но сначала, небольшое резюме для тех, кто только что к нам присоединился.Я физик, исследователь, 25 лет работавший над экспериментами с ядерным синтезом в Лаборатории физики плазмы в Принстоне, Нью-Джерси. Меня интересовали исследования в области физики плазмы и производстве нейтронов, связанном с исследованиями и разработкой ядерной энергии. Теперь я на пенсии, и могу взглянуть на всю эту область бесстрастно, и мне кажется, что коммерческий термоядерный реактор привнесёт больше проблем, чем сможет решить.
Поэтому я чувствую, что должен развеять всякие сенсации, появившиеся вокруг темы термоядерной энергии, которую часто называют «идеальным» источником энергии, и представляют, как волшебное решение мировых энергетических проблем. В прошлогодней статье доказывалось, что все постоянно рекламируемые возможности этой идеальной энергии (обычно это «нескончаемая, дешёвая, чистая, безопасная, свободная от радиации») разбиваются о жестокую реальность, и что термоядерный реактор на самом деле приближается к противоположности идеи об идеальном источнике энергии. Но в той статье в основном обсуждались недостатки концептуальных термоядерных реакторов, и сторонники этой идеи продолжают настаивать на том, что эти недочёты когда-нибудь как-нибудь будут исправлены.
Однако сейчас мы уже подошли к той точке, в которой мы впервые можем исследовать прототип термоядерной электростанции в реальном мире: Международный экспериментальный термоядерный реактор (Thermonuclear Experimental Reactor, ITER), который сейчас строят в Кадараше на юге Франции. И хотя до его запуска ещё остаются годы, проект ITER достаточно продвинулся для того, чтобы его можно было изучить как проверочный случай бубликовой схемы, известной, как токамак – наиболее многообещающий подход к получению термоядерной энергии на Земле на основе магнитной ловушки. В декабре 2017 года руководство проекта ITER объявило об окончании 50% задач по строительству. Эта важная веха позволяет надеяться на завершение этого проекта, единственной установки на Земле, хотя бы отдалённо напоминающей практический термоядерный реактор. Как писала The New York Times, эта установка «строится, чтобы проверить давнюю мечту: что ядерный синтез, атомную реакцию, проходящую в Солнце и в водородных бомбах, можно контролировать и добывать из неё энергию».
Физики плазмы относятся к ITER как к первой магнитной ловушке, которая в принципе будет способна продемонстрировать «горящую плазму», в которой разогрев альфа-частицами, появляющимися в ядерных реакциях, станет основным способом поддержки температуры плазмы. Такие условия требуют, чтобы термоядерная энергия была как минимум в пять раз больше внешней разогревающей плазму энергии. И хотя эту энергию не будут превращать в электричество, проект ITER в основном считается критическим шагом по дороге к созданию практической термоядерной электростанции – именно этим заявлением мы и займёмся.
Давайте посмотрим, какие выводы можно сделать из неисправимых недостатков термоядерных реакторов, изучив проект ITER, концентрируясь на четырёх областях: потребление электричества, потери тритиевого топлива, активация нейтронов и потребность в охлаждающей воде. Физическая схема этого проекта стоимостью в $20-30 млрд показана на фото ниже.
Ошибочный девиз
На сайте ITER посетителя встречают заявлением «Неограниченная энергия» – боевым кличем энтузиастов термоядерной энергии всего мира. Ирония этого лозунга проходит мимо участников проекта и публики. Но все, кто следил за строительством проекта последние пять лет – а за ним легко следить по фотографиям и описаниям на сайте проекта – были бы удивлены огромным количеством потраченной на него энергии.
Сайт, по сути, похваляется этой вложенной энергией, рекламируя каждую из подсистем ITER как самую большую систему данного вида. К примеру криостат, холодильник на жидком гелии, является самым большим вакуумным контейнером из нержавеющей стали в мире, а сам токамак будет весить как три Эйфелевых башни. Общий вес основной установки ITER составит 400 000 тонн, из которых самыми тяжёлыми будут основание и здания весом 340 000 тонн и сам токамак весом 23 000 тонн.
Но этим надо не восторгаться, а ужасаться, поскольку «самый большой» означает большое вложение капиталов и энергии, которое должно оказаться на стороне «кредит» энергетического гроссбуха. И большая часть этой энергии была получена из ископаемого топлива, что оставило невероятно огромный «углеродный отпечаток» на подготовке для строительства и самом строительстве всех подсобных зданий и непосредственно реактора.
На месте строительства реактора машины, работающие на ископаемом топливе, роют огромные объёмы земли на глубину в 20 м, изготавливают и заливают бесчисленные тонны цемента. Крупнейшие грузовики мира (работающие на ископаемом топливе) перевозят огромные компоненты реактора на место строительства. Ископаемое топливо сжигается при раскопке, перевозке и обработке материалов, необходимых для изготовления компонентов термоядерного реактора.
Можно поинтересоваться, сколько из потраченной на это энергии удастся вернуть – но вернуть её, конечно, не получится. Но материализация этих невероятных трат энергии – лишь первый компонент иронии, связанной с «неограниченной энергией».
Рядом с этими зданиями на площади в 4 гектара находится электростанция с массивными подстанциями, передающими до 600 МВт электричества из местной электрической сети – этого достаточно для питания города средней величины. Эта энергия потребуется для поддержки рабочих нужд ITER; никакая энергия никогда не пойдёт наружу, поскольку конструкция ITER не предусматривает превращения термоядерной энергии в электричество. Вспомните, что ITER – это проверочная аппаратура, она только продемонстрирует работоспособность концепции имитации внутренней части Солнца и соединения атомов под контролем; ITER не предназначается для генерации электричества.
Наличие электрической подстанции говорит об огромных энергетических затратах на работу проекта ITER – и вообще любой установки для синтеза. Термоядерные реакторы – установки экспериментальные, и в них происходит два вида потребления электричества. Первый – необходимые вспомогательные системы, например, криостаты, вакуумные насосы, обогрев, вентиляция и кондиционирование зданий; эта энергия тратится всё время, даже когда плазма неактивна. В случае с ITER этот непрерываемый поток электричества находится в пределах 75-110 МВт, как писал Дж. С. Гаскон с соавторами в статье 2012 года для журнала Fusion Science & Technology, “Design and Key Features for the ITER Electrical Power Distribution”.
Второй вид потребления связан с самой плазмой и работает импульсно. Для ITER потребуется не менее 300 МВт на несколько десятков секунд для разогрева плазмы и установления её необходимых потоков. В 400-секундной рабочей фазе потребуется порядка 200 МВт для поддержки термоядерного горения и контроля за стабильностью плазмы.
Даже во время оставшихся восьми лет строительства электростанции потребление энергии будет находиться в районе 30 МВт – это ещё одна добавка к общей сумме трат, предшествующая будущим непрерываемым тратам энергии.
Однако большая часть информации об энергетических тратах – и особенности того, что ITER будет генерировать не электричество, а тепло – была утеряна, когда проект представляли общественности.
Правда об энергии
На сайте New Energy Times недавно выложили подробную статью «Миф об энергетическом умножении ITER», описывающую, как департамент по связям с общественностью этой установки распространил плохо сформулированную информацию и сбил с толку СМИ. Типичное распространяемое заявление выглядит как «ITER будет выдавать 500 МВт энергии, потребляя 50 МВт», из которого вроде бы следует, что оба числа описывают электрическую энергию.
Сайт чётко описывает, что эти 500 МВт выходной энергии относятся к энергии синтеза, содержащейся в нейтронах и альфа-частицах, и не имеют отношения к электричеству. А упомянутые 50 МВт относятся к энергии, передаваемой в плазму для поддержки её температуры и токов – и это лишь малая часть общего энергетического потребления реактора. Как упомянуто ранее, она варьируется от 300 до 400 МВт.
Критика New Energy Times технически правильна и привлекает внимание к колоссальным запросам электричества, предъявляемым любой термоядерной установкой. Всегда считалось известным, что для запуска любой термоядерной системы требуется огромная энергия. Но токамак-системы также требуют сотен мегаватт электрической энергии просто для работы.
Однако с рекламируемой работой ITER есть и более серьёзные проблемы, чем неправильное описание потребляемой и выделяемой энергии. С тем, что установка будет потреблять 300 МВт или более энергии, никто не спорит – основной вопрос в том, выдаст ли ITER 500 МВт хоть какой-то энергии. А этот вопрос касается жизненно важного тритиевого топлива – его поставок, желания его использовать и необходимых для оптимизации его использования действий. Среди других неверных представлений находится и реальная природа продукта синтеза.
Проблемы с тритием
Самым активным топливом для синтеза будет смесь из изотопов водорода, дейтерия и трития, в пропорции 50-50. Это топливо, которое часто записывают, как D-T, по выходу нейтронов в 100 раз больше превышает чистый дейтерий, но также превышает его и по радиоактивным последствиям.
Дейтерия достаточно много в обычной воде, но естественных залежей трития не бывает – период полураспада этого изотопа составляет всего 12,3 года. На сайте ITER утверждается, что тритиевое топливо проект будет брать из «мировых запасов трития». Эти запасы состоят из трития, извлечённого из тяжёлой воды ядерных реакторов CANDU, которые в основном расположены в Онтарио в Канаде, а ещё встречаются в Южной Корее. Также потенциально топливо можно получить из Румынии. Сегодняшние «мировые запасы» трития – это порядка 25 кг, и увеличиваются они примерно на полкило в год, как писали в статье от 2013 года под названием «Оценка запасов трития для ITER» в журнале Fusion Engineering and Design. Пика запасы трития должны достичь до 2030 года.
Хотя сторонники термояда радостно рассказывают о синтезе из дейтерия и трития, на самом деле они крайне бояться использовать тритий по двум причинам: во-первых, он радиоактивен, поэтому существуют проблемы безопасности, связанные с возможностью его выброса в окружающую среду. Во-вторых, при бомбардировке корпуса реактора нейтронами происходит неизбежное получение радиоактивных материалов, что требует усиления защиты, что, в свою очередь, серьёзно затрудняет доступ к реактору для его обслуживания и порождает проблемы, связанные с хранением радиоактивных отходов.
За 65 лет исследований в сотнях установок тритий использовали только две системы с магнитными ловушками: Tokamak Fusion Test Reactor в моей старой лаборатории плазмы в Принстоне, и Joint European Tokamak в районе деревни Калхэм, Великобритания.
Текущие планы ITER включают приобретение и потребление не менее 1 кг трития в год. Если предположить, что проекту удастся найти подходящий источник трития и набраться смелости для его использования, будет ли достигнута цель в 500 МВт энергии синтеза? Никто не знает.
«Первая плазма» в ITER должна произойти в 2025 году. За ней последуют неторопливые 10 лет продолжения сборки машин и периодических запусков плазмы при помощи водорода и гелия. Эти газы не выдают нейтронов, и потому позволят решить проблемы и провести оптимизацию работы плазмы с минимальной радиационной опасностью. Нестабильность плазмы нужно удерживать в рамках, и её будут разогревать и поддерживать при высокой температуре. Поэтому необходимо будет сократить приток атомов, отличных от водорода.
По графику ITER начнёт использовать дейтерий и тритий в конце 2030-х. Но нет никаких гарантий, что у него получится дойти до цели в 500 МВт; для генерации большого объёма термоядерной энергии, среди прочего, требуется выработать оптимальный рецепт вброса дейтерия и трития в виде замороженных шариков, поддерживать лучи из частиц, накачку газа и переработку отходов. Во время неизбежного метода проб и ошибок в начале 2040-х энергия синтеза на ITER скорее всего достигнет лишь малой доли 500 МВт, а весь использованный тритий будет утерян.
Анализ использования D-T на ITER говорит о том, что лишь 2% введённого трития сгорит, поэтому 98% трития выйдет невредимым. И хотя довольно большая часть трития будет просто выходить через выхлоп плазмы, много трития придётся постоянно собирать с поверхностей ёмкости реактора, лучевых инжекторов, насосных каналов и других устройств. Атомы трития, несколько раз проходя все эти круги ада, через плазму, вакуум, системы переработки и питания, частично окажутся в вечной ловушке в стенках реактора и его компонентов, а также в системе диагностики и разогрева плазмы.
Просачивание трития при высоких температурах во многие материалы до сих пор изучено плохо, как объясняли Р. А. Каузи и его соавторы в статье «Тритиевые барьеры и рассеивание трития в термоядерных реакторах». Возможно, просачивание небольшой части пойманного трития в стенки, а затем в каналы жидкого и газообразного охладителей не удастся избежать. Большая часть этого трития в итоге распадётся, но он неизбежно будет попадать в окружающую среду через циркулирующую воду, охлаждающую реактор.
Разработчики токамаков будущего обычно предполагают, что весь сгоревший тритий будет заменён благодаря поглощению нейтронов литием, окружающим плазму. Но и эта фантазия полностью игнорирует тот тритий, что будет потерян в различных частях подсистем реактора. ITER продемонстрирует, что накопления потерянного трития могут превзойти по объёму сожжённый и их можно будет заменить, только покупая дорогой тритий из ядерных реакторов.
Радиация и радиоактивные отходы термояда
Как было отмечено ранее, в ITER ожидается производство 500 МВт термоядерной, а не электрической, энергии. Но что сторонники термояда не говорят вам, так это что полученная термоядерная энергия будет не каким-нибудь там невинным излучением типа солнечного, а на 80% будет состоять из потоков высокоэнергетических нейтронов, основным итогом наличия которых будет только производство огромного количества радиоактивных отходов при бомбардировке стенок реактора и его компонентов.
Только 2% нейтронов будет перехвачено проверочными модулями, используемыми для изучения появления трития в литии, а 98% потоков нейтронов просто будут сталкиваться со стенками реактора или устройствами, там расположенными.
В ядерных реакторах не более 3% энергии распада переходит в нейтроны. Но ITER будет похож на какую-то бытовую технику, которая преобразует сотни мегаватт электричества в потоки нейтронов. Странная особенность реакторов на D-T состоит в том, что подавляющая часть тепловой энергии производится не в плазме, а внутри толстых стальных стенок реактора, рассеивающих энергию от столкновения с нейтронами. В принципе эту тепловую нейтронную энергию можно как-то превратить обратно в электричество, с очень низкой эффективностью, но при разработке проекта ITER эту проблему решили не решать. Эту задачу отложили до постройки так называемых «демонстрационных реакторов», которые сторонники термояда планируют построить во второй половине столетия.
Давно известной проблемой термоядерной энергии служит повреждение материалов, открытых нейтронному излучению, из-за чего они разбухают, делаются хрупкими и быстро изнашиваются. Но так получилось, что общее время работы ITER с высоким выходом нейтронов будет слишком малым для того, чтобы пострадала структура реактора, однако взаимодействия с нейтронами всё равно приведут к появлению опасной радиоактивности у компонентов реактора, в результате чего появится невообразимое количество радиоактивных отходов – 30 000 тонн.
Токамак в ITER будет окружать чудовищный бетонный цилиндр толщиной в 3,5 м, диаметром в 30 м и высотой в 30 м, называемый биощитом. Он будет защищать внешний мир от рентгеновского излучения, гамма-лучей и случайных нейтронов. Сосуд реактора и неструктурные компоненты как внутри, так и снаружи реактора, находящиеся внутри этого биощита, станут чрезвычайно радиоактивными из-за потоков нейтронов. Времени на обслуживание и ремонт будет требоваться больше, поскольку всё это обслуживание будет идти при помощи оборудования с удалённым управлением.
От гораздо более мелкого экспериментального проекта ДЖЭТ в Британии радиоактивных отходов ожидается порядка 3000 кубических метров, а стоимость вывода его из эксплуатации оценивается в $300 млн, согласно Financial Times. Но эти цифры меркнут перед 30 000 тоннами радиоактивных отходов ITER. К счастью, большая часть этой наведённой радиоактивности пропадёт за несколько десятилетий, но и по прошествии 100 лет порядка 6000 тонн отходов будут всё ещё опасными, и их нужно будет хранить в специальном хранилище, как указано в разделе «Отходы и вывод из эксплуатации» окончательной схемы ITER.
Периодическая транспортировка и хранение радиоактивных компонентов за пределами площадей проекта, а также итоговый вывод из эксплуатации всего реакторного комплекса – это затратные по энергии задачи, которые ещё сильнее повлияют на расходную часть энергетического гроссбуха.
Водный мир
Для отвода тепла от реактора ITER, систем разогрева плазмы, электрических систем токамака, криогенных холодильников и питания магнитов потребуются потоки воды. Если учитывать термоядерную реакцию, общая тепловая энергия может достигать 1000 МВт, но даже и без термоядерной реакции комплекс будет потреблять до 500 МВт энергии, которая в итоге всё равно превратится в тепло, подлежащее отводу. ITER продемонстрирует, что термоядерные энергии потребляют гораздо больше воды, чем любая другая энергетическая установка из-за огромных паразитных потреблений энергии, превращающихся в дополнительное тепло, которое необходимо отводит (под паразитными понимается поглощение той же энергии, которую производит сам реактор).
Вода для охлаждения будет браться из Прованского канала, отведённого от реки Дюранс, а большая часть тепла будет выделяться в атмосферу при помощи охлаждающих башен. Во время работы реактора суммарный поток охлаждающей воды составит 12 кубических метров в минуту – более трети потока в самом канале. Такой поток способен поддерживать функционирование города с миллионным населением (повседневная потребность ITER в воде будет гораздо меньше, поскольку импульсы мощности реактора будут длиться по 400 секунд количеством до 20 импульсов в день, а охлаждающая вода будет использоваться повторно).
И хотя ITER не производит ничего, кроме нейтронов, его максимальный поток охлаждающей жидкости всё равно составит почти половину потока реально работающей станции, сжигающей уголь или ядерное топливо, и выдающей по 1000 МВт электрической энергии. В ITER помпы, перекачивающие воду по 36 километрам труб системы охлаждения, будут потреблять 56 МВт энергии.
Такая крупная термоядерная станция, как ITER, может работать только в таких местах, как французский Кадараш, где существует доступ ко множеству мощных линий электропередач и к системе подачи воды. За прошедшие десятилетия изобилие пресной воды и неограниченная холодная вода из океана сделали возможным реализацию большого количества термоэлектрических станций гигаваттных мощностей. Учитывая уменьшение доступности пресной воды и даже холодной океанской воды, трудности с поставкой охлаждающей жидкости сами по себе сделают широкое применение термоядерных реакторов непрактичным.
Влияние ITER
Хорошо будет работать ITER или плохо, главным его наследием будет впечатляющий пример многолетней международной кооперации разных государств, как политически дружественных, так и настроенных довольно враждебно – совсем как у Международной космической станции. Критики утверждают, что международное сотрудничество сильно увеличило стоимость и длительность постройки проекта, но стоимость в $20-30 млрд не выходит за рамки крупных ядерных проектов – таких, например, как электростанции, строительство которых было разрешено в последние годы в США (Ви-Си Саммер и Вогтль) [новые блоки на Ви-Си Саммер должна была строить компания Westinghouse, но чрезмерное раздутие стоимости и сроков проекта, а также прочие проблемы, привели к банкротству компании; строительство блоков отменено. В декабре 2012 года во время транспортировки по железной дороге в США нового 300 тонного ядерного реактора для АЭС Вогтль, изготовленного в Южной Корее, платформа с ним серьезно накренилась, практически до земли. Тем не менее, реактор поврежден не был. / прим. перев.] и в Западной Европе (Хинкли и Фламанвиль) [чрезмерное удорожание проекта Хинкли поставили под вопрос его завершение; на действующей АЭС Фламанвиль за последние шесть лет произошло две аварии (без последствий для окружающей среды), а стоимость строительства нового блока выросла уже в три раза по сравнению с первоначальной, при этом строительство продолжается / прим. перев.], а также проект ядерного топлива МОХ в регионе США Саванна-Ривер [рядом с ядерным могильником / прим. перев.]. Все эти проекты испытали утроение стоимости постройки, а время возведения увеличивалось на года и даже десятилетия. Основная проблема в том, что все атомные электростанции – будь то синтез или распад – чрезвычайно сложны и непомерно дороги [строительство двух энергоблоков первой очереди Тяньваньской АЭС, которую «Росатом» строила для Китая, обошлось в $3 млрд и заняло 11 лет. Третий энергоблок был построен за 5 лет / прим. перев.].
Вторая неоценимая роль ITER будет заключаться в его влиянии на планирование энергогенерирующих систем. В случае успеха ITER позволит физикам изучать долгоживущую высокотемпературную синтезирующую плазму. Но в качестве прототипа электростанции ITER, очевидно, будет сеющим опустошение и разорение источником нейтронов, питаемым тритием, производимым в ядерных реакторах, потребляющим сотни мегаватт электричества из местной энергосети и требующим беспрецедентные объёмы воды для охлаждения. Повреждения из-за нейтронов усилятся, а остальные характеристики останутся такими же в любом последующем термоядерном реакторе, созданном в попытке генерировать достаточно электричества, чтобы превзойти собственные запросы.
Сталкиваясь с такой реальностью, даже энергетические планировщики с ярче всего горящими глазами могут захотеть отказаться от термоядерной энергии. Вместо провозглашения зари новой энергетической эры, ITER, скорее всего, будет играть роль, аналогичную быстрым реакторам-размножителям, чьи недостатки не дали появиться ещё одному мнимому источнику «безграничной энергии» и обеспечили доминирование реакторов на лёгкой воде [в России работают реакторы-размножители, а через два года будет построен новый уникальный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым охлаждением / прим. перев.]
Термоядерные реакторы, как они работают и есть ли у них будущее
Вторая половина XX века была периодом бурного развития ядерной физики. Стало ясно, что ядерные реакции можно использовать для получения огромной энергии из мизерного количества топлива. От взрыва первой ядерной бомбы до первой АЭС прошло всего девять лет, и когда в 1952 году была испытана водородная бомба, появились прогнозы, что уже в 1960-х вступят в строй термоядерные электростанции. Увы, эти надежды не оправдались.
Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.
Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.
От деления к синтезу
Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.
Критерий Лоусона
Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см3 (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 1014. При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см-3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 1023 и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.
Z-пинч
Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.
Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.
Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.
Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.
Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.
Пробкотрон, стелларатор, токамак
Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.
Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.
Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.
Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.
В руках инерции
Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.
Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.
Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.
Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.
Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.
Магнитные перспективы
Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.
Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.
Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.
Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.
Выбор реакции
На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.
Инерциальные надежды
Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.
Проблемы токамаков
Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.
Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.
Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.
Вперед, к звездам!
Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.
Электростатическое удержание
Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!
По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.
Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.
Термоядерное будущее
Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.
Статья «Звезды на Земле» опубликована в журнале «Популярная механика» (№5, Май 2012).Термоядерный реактор ITER — Мастерок.жж.рф — LiveJournal
Давно trudnopisaka просил сделать пост про строящийся термоядерный реактор. Узнать интересные подробности технологии, выяснить, почему этот проект так долго реализуется. Вот наконец собрал материал. Давайте познакомимся с подробностями проекта.
С чего все это началось. «Энергетический вызов» возник в результате сочетания трех следующих факторов:
1. Человечество сейчас потребляет огромное количество энергии.
В настоящее время потребление энергии в мире составляет около 15,7 тераватт (ТВт). Разделив эту величину на население планеты, мы получим примерно 2400 ватт на человека, что можно легко оценить и представить. Потребляемая каждым жителем Земли (включая детей) энергия соответствует круглосуточной работе 24 стоваттных электрических ламп. Однако потребление этой энергии по планете является очень неравномерным, так как оно очень велико в нескольких странах и ничтожно в других. Потребление (в пересчете на одного человека) равно 10,3 кВт в США (одно из рекордных значений), 6,3 кВт в Российской Федерации, 5,1 кВт в Великобритании и т. д., но, с другой стороны, оно равно лишь 0,21 кВт в Бангладеше (всего 2% от уровня энергопотребления в США!).
По прогнозу Международного агентства по энергетике (2006 год) мировое потребление энергии к 2030 году должно увеличиться на 50%. Развитые страны, конечно, могли бы прекрасно обойтись без дополнительной энергии, однако этот рост необходим для того, чтобы избавить от нищеты население развивающихся стран, где 1,5 миллиарда человек испытывают острую нехватку электрической энергии.
3. В настоящее время 80% потребляемой миром энергии создается за счет сжигания ископаемых природных топлив (нефть, уголь и газ), использование которых:
а) потенциально несет опасность катастрофических экологических изменений;
б) неизбежно должно когда-нибудь закончиться.
Из сказанного ясно, что уже сейчас мы должны готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего
В настоящее время на атомных электростанциях в широких масштабах получают энергию, выделяющуюся при реакциях деления атомных ядер. Следует всячески поощрять создание и развитие таких станций, однако при этом необходимо учитывать, что запасы одного из важнейших для их работы материала (дешевого урана) также могут быть полностью израсходованы в течение ближайших 50 лет. Возможности основанной на делении ядер энергетики могут (и должны) быть существенно расширены за счет использования более эффективных энергетических циклов, позволяющих почти вдвое увеличить количество получаемой энергии. Для развития энергетики в этом направлении требуется создавать реакторы на тории (так называемые ториевые бридерные реакторы или реакторы-размножители), в которых при реакции возникает больше тория, чем исходного урана, в результате чего общее количество получаемой энергии при заданном количестве вещества возрастает в 40 раз. Перспективным представляется также создание плутониевых бридеров на быстрых нейтронах, которые значительно эффективнее урановых реакторов и позволяют получать в 60 раз больше энергии. Возможно, для развития этих направлений понадобится разработать новые, нестандартные методы получения урана (например, из морской воды, что представляется наиболее доступным).
Термоядерные электростанции
На рисунке представлена принципиальная схема (без соблюдения масштаба) устройства и принципа работы термоядерной электростанции. В центральной части располагается тороидальная (в форме бублика) камера объемом ~2000 м3, заполненная тритий-дейтериевой (T–D) плазмой, нагретой до температуры выше 100 M°C. Образующиеся при реакции синтеза (1) нейтроны покидают «магнитную бутылку» и попадают в показанную на рисунке оболочку с толщиной около 1 м.
Внутри оболочки нейтроны сталкиваются с атомами лития, в результате чего происходит реакция с образованием трития:
нейтрон + литий → гелий + тритий
Кроме этого в системе происходят и конкурирующие реакции (без образования трития), а также много реакций с выделением дополнительных нейтронов, которые затем также приводят к образованию трития (при этом выделение дополнительных нейтронов может быть существенно усилено, например, за счет введения в оболочку атомов бериллия и свинца). Общий вывод состоит в том, что в этой установке может (по крайней мере, теоретически) происходить реакция ядерного синтеза, при которой будет образовываться тритий. При этом количество образующегося трития должно не только обеспечивать потребности самой установки, но и быть даже несколько большим, что позволит обеспечивать тритием и новые установки. Именно эта концепция работы должна быть проверена и реализована на описываемом ниже реакторе ITER.
Кроме этого нейтроны должны разогревать оболочку в так называемых пилотных установках (в которых будут использоваться относительно «обычные» конструкционные материалы) примерно до температуры 400°C. В дальнейшем предполагается создать усовершенствованные установки с температурой нагрева оболочки выше 1000°C, что может быть достигнуто за счет использования новейших высокопрочных материалов (типа композитов из карбида кремния). Выделяющееся в оболочке тепло, как и в обычных станциях, отбирается первичным охлаждающим контуром с теплоносителем (содержащим, например, воду или гелий) и передается на вторичный контур, где и производится водяной пар, подающийся на турбины.
1985 год – Советский Союз предложил установку «Токамак» следующего поколения, используя опыт четырех ведущих стран по созданию термоядерных реакторов. Соединенные Штаты Америки совместно с Японией и Европейским сообществом выдвинули предложение по осуществлению проекта.
В настоящее время во Франции идет строительство описываемого ниже международного экспериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), который будет первым токамаком, способным «зажечь» плазму.
В наиболее передовых существующих установках типа токамак давно достигнуты температуры порядка 150 M°C, близкие к значениям, требуемым для работы термоядерной станции, однако реактор ITER должен стать первой крупномасштабной энергетической установкой, рассчитанной на длительную эксплуатацию. В дальнейшем необходимо будет существенно улучшить параметры ее работы, что потребует, в первую очередь, повышения давления в плазме, так как скорость слияния ядер при заданной температуре пропорциональна квадрату давления. Основная научная проблема при этом связана с тем, что при повышении давления в плазме возникают очень сложные и опасные неустойчивости, то есть нестабильные режимы работы.
Зачем нам это надо?
Основное преимущество ядерного синтеза состоит в том, что в качестве топлива для него требуется лишь очень небольшое количество весьма распространенных в природе веществ. Реакция ядерного синтеза в описываемых установках может приводить к выделению огромного количества энергии, в десять миллионов раз превышающего стандартное тепловыделение при обычных химических реакциях (типа сжигания ископаемого топлива). Для сравнения укажем, что количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 гигаВатт (ГВт) составляет 10 000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D+T.
Дейтерий является устойчивым изотопом водорода; примерно в одной из каждых 3350 молекул обычной воды один из атомов водорода замещен дейтерием (наследие, доставшееся нам от Большого Взрыва). Этот факт позволяет легко организовать достаточно дешевое получение необходимого количества дейтерия из воды. Более сложным является получение трития, который является нестабильным (период полураспада около 12 лет, вследствие чего его содержание в природе ничтожно), однако, как было показано выше, тритий будет возникать прямо внутри термоядерной установки в процессе работы, за счет реакции нейтронов с литием.
Таким образом, исходным топливом для термоядерного реактора являются литий и вода. Литий представляет собой обычный металл, широко используемый в бытовых приборах (в батарейках для мобильных телефонов и т. п.). Описанная выше установка, даже с учетом неидеальной эффективности, сможет производить 200 000 кВт/час электрической энергии, что эквивалентно энергии, содержащейся в 70 тоннах угля. Требуемое для этого количество лития содержится в одной батарейке для компьютера, а количество дейтерия — в 45 литрах воды. Указанная выше величина соответствует современному потреблению электроэнергии (в пересчете на одного человека) в странах ЕС за 30 лет. Сам факт, что столь ничтожное количество лития может обеспечить выработку такого количества электроэнергии (без выбросов CO2 и без малейшего загрязнения атмосферы), является достаточно серьезным аргументом для быстрейшего и энергичного развития термоядерной энергетики (несмотря на все сложности и проблемы) и даже без стопроцентой уверенности в успехе таких исследований.
Дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет. Даже если запасы лития в горных породах иссякнут, мы можем добывать его из воды, где он содержится в достаточно высокой концентрации (в 100 раз превосходящей концентрацию урана), чтобы его добыча была экономически целесообразной.
Экспериментальный термоядерный реактор (International thermonuclear experimental reactor) сооружается вблизи города Кадараш во Франции. Главная задача проекта ИТЭР — осуществление управляемой термоядерной реакции синтеза в промышленных масштабах.
На единицу веса термоядерного топлива получается примерно в 10 миллионов раз больше энергии, чем при сгорании такого же количества органического топлива, и примерно в сто раз больше, чем при расщеплении ядер урана в реакторах ныне действующих АЭС. Если расчеты ученых и конструкторов оправдаются, это даст человечеству неисчерпаемый источник энергии.
Поэтому ряд стран (Россия, Индия, Китай, Корея, Казахстан, США, Канада, Япония, страны Евросоюза) объединили свои усилия в создании Международного термоядерного исследовательского реактора – прообраза новых энергетических установок.
ИТЭР представляет из себя установку, создающую условия для синтеза атомов водорода и трития (изотопа водорода), в результате чего образуется новый атом – атом гелия. Этот процесс сопровождается громадным выплеском энергии: температура плазмы, в которой идет термоядерная реакция — около 150 млн градусов по Цельсию (для сравнения – температура ядра Солнца 40 млн градусов). При этом изотопы выгорают, практически не оставляя радиоактивных отходов.
Схема участия в международном проекте предусматривает поставки компонентов реактора и финансирование его строительства. В обмен на это каждая из стран-участниц получает полный доступ ко всем технологиям создания термоядерного реактора и к результатам всех экспериментальных работ на этом реакторе, которые послужат основой для проектирования серийных энергетических термоядерных реакторов.
Реактор, основанный на принципе термоядерного синтеза, не имеет радиоактивного излучения и полностью безопасен для окружающей среды. Он может быть расположен практически в любой точке земного шара, а топливом для него служит обычная вода. Строительство ITER должно продлиться около десяти лет, после чего реактор предполагается использовать в течение 20 лет.
Кликабельно 4000 рх
Интересы России в Совете Международной организации по строительству термоядерного реактора ИТЭР в ближайшие годы будет представлять член-корреспондент РАН Михаил Ковальчук — директор РНЦ «Курчатовский институт», Института кристаллографии РАН и ученый секретарь президентского Совета по науке, технологиям и образованию. Ковальчук временно заменит на этом посту академика Евгения Велихова, который изб
Термоядерный синтез: энергия будущего
Солнце — это раскаленный газовый шар, который каждую секунду выделяет столько энергии — сколько человечеству хватило бы на миллион лет. Такой невероятный объем энергии высвобождается благодаря термоядерному синтезу и ядерным реакциям, которые происходят в его недрах уже около 5 миллиардов лет.
Что такое термоядерный синтез?
Термоядерный синтез — это процесс, в котором ядра легких атомов сливаются друг с другом образуя более тяжелые атомы. Это слияние сопровождается выделением большого количества энергии.
Еще в середине 20 века человечество хотело приручить этот источник энергии, воспроизведя технологию работы нашего Солнца. Говоря простым языком, для этого требовалось нагреть смесь определенных веществ (например, дейтерий и тритий) до температуры в 50 миллионов градусов и выше, тем самым превратив их в плазму. Такая высокая температура способна сильно разогнать легкие атомы, чтобы те преодолели «Кулоновский барьер» и сблизились на расстояние, достаточное для возникновения термоядерной реакции.
Прошло уже более 60 лет, с тех пор как впервые был применен термоядерный синтез, но мы так и не научились контролировать эту реакцию, чтобы получать из нее необходимые нам блага в виде энергии и отказаться от источников, загрязняющих нашу планету. К числу подобных источников можно отнести и современную атомную энергетику, использующую ядерную реакцию деления.
Основные опасения, по поводу современной ядерной энергетики, породили аварии в Чернобыле в 1986 году и на Фукусиме в 2011 году. В частности, катастрофа на Фукусиме разрушила миф об энергетических реакторах с нулевым риском. Но кроме значительных рисков для безопасности, эти реакторы также имеют проблемы с утилизацией отходов и перекачивают огромное количество воды. Другой важный момент заключается в том, что основным источником топлива для современных атомных реакторов служит Уран-235, запасов которого вряд ли хватит на ближайшее столетие. Именно поэтому будущее, с развитой термоядерной энергетикой, выглядит таким привлекательным.
Схема работы АЭС на двухконтурном водо-водяном ядерном реакторе, который использует реакцию распадаОднако, в отличии от ядерной реакции деления, которая используется в современных атомных станциях, ядерный синтез оказался крепким орешком. Много десятилетий ученые со всего мира ломают головы разрабатывая технологии, для получения стабильной и безопасной реакции. Было придумано несколько видов реакторов, но ни один из них не годится для практического применения.
Термоядерный реактор
Дейтерий (2H) и тритий (3H) — это изотопы первого и самого легкого химического элемента — водорода, именно их комбинация зарекомендовала себя на роль источника энергии будущего (рассматриваются и другие типы реакций). При каждом слиянии дейтерия и трития образуется нейтрон и ядро гелия, а также 17,6 МэВ энергии.
Слияние дейтерий — тритий Wikimedia
Если сравнить термоядерный и ядерный реактор, то из одного килограмма исходной смеси в термоядерном реакторе будет производиться в три раза больше энергии, чем в ядерном. Для сравнения с другими источниками энергии, представьте, что 86 грамм дейтерий тритиевой смеси производит такое же количество энергии, как при сжигании 1000 тонн угля.
Но как упоминалось выше, чтобы пользоваться этой энергией, нужно разработать реактор, который бы работал стабильно и безопасно. Однако это не простая задача, потому что для удержания невероятно горячей плазмы, нужно было создать особый сосуд.
Токамак
Первое в мире устройство типа токамак: отечественный Токамак Т1 в Курчатовском институте в Москве. Плазма в диапазоне 0,4 кубометра была получена в медном вакуумном сосудеСоветские ученые предложили идею магнитного удержания плазмы в 1950, а уже в 1958 году была построена первая в мире экспериментальная термоядерная установка — «Токамак Т1». Конструкция подразумевает тороидальную камеру с магнитными катушками, в которой плазма удерживается не стенками камеры, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем — тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающим по плазменному шнуру. Концепция получилась весьма успешной, что привело к постройке порядка 300 токамаков по всему миру.
Французкий токамак Tore Supra во время апргрейда в диверторную конфигурациюОднако из-за того, что полностью контролировать поведение плазмы ученым пока не удается — выход энергии при термоядерном синтезе получается нестабильным и неоднородным. Даже такой тугоплавкий метал, как вольфрам не выдерживает нагрузку, которую создают потоки плазмы в экспериментах, а это приводит к целому ряду дополнительных проблем, одна из них — разрушение первой стенки в токамаках.
Стелларатор
Квазисимметричный стелларатор HSX, СШАСтелларатор отличается от токамака тем, что магнитное поле для изоляции плазмы от внутренних стенок тороидальной камеры полностью создаётся внешними катушками, позволяя использовать его в непрерывном режиме. Его силовые линии подвергаются вращательному преобразованию, в результате которого эти линии многократно обходят вдоль тора и образуют систему замкнутых вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей.
Сама концепция стеллараторов возникла в середине 20 века, но существенный прогресс в их улучшении был достигнут в начале 21 века благодаря развитию компьютерных технологий, а в частности, графических программ.
В то время как токамак работает в импульсном режиме (из-за того, что там происходят срывы плазмы), стелларатор является стационарной машиной (теоретически), при условии, что там удастся реализовать стеллараторную конфигурацию.
Основным недостатком стеллараторов является их малоизученность в действии. Конструкция стелларатора оказалась настолько сложной, что уровень развития техники долгое время не позволял его построить. Не удивительно, что изучение термоядерного синтеза на стеллараторах было заброшено, в то время, как на токамаках оно не останавливалось. Вероятно, по этой причине самый масштабный проект в данной области — ITER (ИТЭР) взял за свою основу токамак, а не стелларатор.
Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER (ИТЭР)
ИТЭР — это международный мегапроект по исследованию термоядерного синтеза, который станет самым гигантским термоядерным реактором за всю историю человечества. В его постройке участвует 35 стран, так как, еще в середине семидесятых стало ясно, что одна страна вряд ли способна решить эту проблему.
Для размещения гигантского реактора предлагались разные площадки, но в итоге «стройку века» было решено начать на юге Франции. Строительство стартовало в 2007 году, но с тех пор ИТЭР столкнулся с техническими задержками, отставанием от графика, сменой руководства и увеличением расходов, которые выросли с первоначальной оценки в пять миллиардов евро до примерно 20 миллиардов евро.
Но это не удивительно, ведь это самый дорогой и масштабный научный проект за который взялось человечество. Согласно расчетам, весить он будет как три Эйфелевых башни — 23 000 тонн, диаметр самого реактора будет достигать 20 метров в ширину и 60 метров в высоту. Объем плазмы, которую ученые планируют получать на этой установке оценивается в 840 кубических метров, что в 10 раз больше, чем на самом большом и современном токамаке, имеющемся сейчас. Термоядерная реакция в недрах токамака ИТЭР будет происходить при немыслимых 150 миллионов градусов Цельсия.
Чтобы удерживать такой объем плазмы, магнитное поле на ИТЭР будет приблизительно в 200 раз больше, чем у Земли. Таких показателей удастся достичь используя несколько сотен тонн сверхпроводников. Как уже можно понять, это ноу-хау будет использовать все передовые технологии и последние наработки достигнутые человечеством в науке.
Однако какие бы усилия не были задействованы для строительства ИТЭР, этот реактор является лишь первым шагом в термоядерное будущее. Основная причина его создания состоит в изучении поведения плазмы на сверхвысоких термоядерных температурах, и только если испытания пройдут успешно, то начнется строительство первого демонстрационного реактора. На текущий момент проект ИТЭР завершен приблизительно на 70%.
Другие разработки
Токамаки и стеллараторы не единственные в своем роде. Кроме них есть еще несколько направлений, в которых ведутся исследования термоядерного синтеза. Коротко опишем некоторые из них.
Инерциальный термоядерный синтез (ICF) — это тип исследований, посвященный изучению термоядерного синтеза, в котором предпринимаются попытки инициировать реакции слияния путем нагревания и сжатия топливной мишени (обычно в форме таблетки), которая чаще всего содержит смесь дейтерия и трития. Типичные топливные таблетки имеют размер булавочной головки и содержат около 10 миллиграммов топлива. Чаще всего, в системах ICF используется один лазер, луч которого разделяется на несколько потоков, которые впоследствии индивидуально усиливаются в триллион раз или более. Одна из последних ICF установок строится во Франции и называется Laser Mégajoule.
Магнитоинерциальное слияние (MIF) описывает класс термоядерных устройств, которые сочетают в себе аспекты термоядерного синтеза и инерциального термоядерного синтеза (ICF) в попытке снизить стоимость термоядерных устройств.
Слияние намагниченных мишеней (MTF) — это концепция термоядерного синтеза, которая сочетает в себе особенности синтеза с магнитным удержанием и синтеза с инерционным удержанием (ICF). Подобно магнитному подходу, термоядерное топливо при более низкой плотности ограничено магнитными полями и нагревается до состояния плазмы. Как и в случае инерционного подхода, плавление инициируется быстрым сжатием цели, что значительно увеличивает плотность топлива и температуру.
Пузырьковый синтез (соносинтез) — это реакция ядерного синтеза, предположительно происходящая внутри чрезвычайно больших коллапсирующих пузырьков газа, созданных в жидкости во время акустической кавитации. Исследования в данной области были окружены противоречиями, включая утверждения, что они являются мошенничеством (это привело к применению санкций в отношении Университета Пердью и некоторых его сотрудников).
В заключение
Как только термоядерные реакторы станут реальностью, они абсолютно изменят глобальный энергетический баланс, который заложит основу для революции в области чистой энергии. Будучи источником неопасной и не нуждающейся в углероде энергии, не производящим долгоживущих радиоактивных отходов, термоядерный синтез в конечном итоге приведет к устареванию электростанций, работающих на ископаемом топливе, и ядерных установок на основе урана. Он станет источником, который сможет дать нам стабильную энергию в почти неограниченных масштабах.
Наука и технологии Newsland – комментарии, дискуссии и обсуждения новости.
Встреча глав США и СССР в 1985 году подарила миру один из самых амбициозных технологических проектов: экспериментальный термоядерный реактор ITER («путь»). В Провансе, на юге Франции, тысячи ученых и строителей готовят комплекс для научных экспериментов, способных открыть человечеству дорогу к термоядерным электростанциям будущего.
Термоядерный синтез давно будоражит умы. В теории, такие электростанции могут быть вчетверо эффективнее современных атомных, при этом гораздо чище и безопаснее. У них нет проблем с неконтролируемыми цепными реакциями и сильно радиоактивными отходами, а топливом может служить морская вода.
Над многомиллиардным проектом работают: ЕС (46% расходов), США, Россия, Индия, Китай, Южная Корея и Япония (каждая – по 9%). Если обойдется без очередных задержек и проблем с финансированием, то ITER заработает уже в конце 2025 – сорок лет спустя переговоров Рональда Рейгана и Михаила Горбачева в Женеве.
Как это работает
Термоядерная энергетика пытается скопировать процессы, которые происходят внутри звезд: там, при сверхвысоких температурах и давлении, сливаются ядра изотопов водорода и выделяют огромную энергию.
Чтобы достичь этого на Земле, необходимы особые условия (например, температура в 10 раз большая, чем в ядре Солнца) – их создают в термоядерном реакторе. В его основе, по крайней мере, по самой распространенной схеме, которую использует ITER – токамак, по форме напоминающая бублик вакуумная камера с магнитными катушками. Первые токамаки появились в СССР еще в 1960-х, для ITER построят самый большой токамак в мире объемом 830 м3.
В токамак запускают дейтерий и тритий, и разогревают до температур свыше 150 миллионов градусов Цельсия. Газ превращается в плазму, а чтобы плазма такой температуры не сожгла все вокруг, ее удерживают на расстоянии от стенок магнитным полем; через саму плазму пропускают ток. Мощное магнитное поле обеспечивают, в свою очередь, сверхпроводящие магниты, которые нужно охладить в вакуумной камере до практически абсолютного нуля – 268°C. Физически же они будут находиться буквально в полуметре от раскаленной до 150 000 000°C плазмы. Обеспечить беспроблемную работу техники в таких условиях — сложнейшая инженерная задача.
Современные токамаки выделяют меньше энергии, чем расходуется на нагрев системы, для генерации их пока приспособить не получается. Лучший результат – у британского JET, который возвращает до 67% затраченной энергии. За счет масштаба конструкции ITER (это будет громадина высотой с девятиэтажный дом, и примерно такого же диаметра), создатели рассчитывают, что реактор сможет выделять энергии в десять раз больше, чем расходуется на нагрев плазмы (отдавать 500 МВт с 50 МВт). Этот момент – принципиальный для построения термоядерных электростанций в будущем.
Но ITER не будет производить электричество: вся выделенная энергия уйдет лишь на нагрев стенок токамака. Хотя если эксперименты с ITER пройдут успешно, следующим этапом (с 2030 года) станет прототип термоядерного реактора для электростанций, DEMO – они должны появиться в 2040-50-х годах. О желании построить такие реакторы заявили Индия, Россия, Южная Корея и Япония.
Важнейшая цель ITER – показать возможность генерации энергии термоядерным реактором. Для этого необходимо будет обеспечить управляемое производство «горящей плазмы» (с ней реакция синтеза будет самоподдерживающейся) и достичь самовоспроизводства трития, достаточно редкого изотопа использующегося в качестве топлива. Кроме того, ITER должен продемонстрировать, насколько готовы современные технологии к строительству коммерческих термоядерных электростанций, а также позволит оценить их надежность и безопасность.
Безопасность – одно из ключевых преимуществ термоядерных реакторов над привычными ядерными. Здесь невозможна цепная реакция с последствиями: в случае проблем плазма мгновенно остынет и затухнет, отмечают в ITER.
Куда лучше обстоят дела и с радиоактивностью топлива: тритий, слабый источник бета-излучения, будет генерироваться прямо в реакторе. Конструкция реактора при этом предполагает несколько барьеров для возникающих в процессе работы радиоактивных веществ. Период полураспада радиоактивных отходов для большинства изотопов в термоядерном реакторе составляет около 10 лет, тогда как для отдельных компонентов отработанного ядерного топлива эти значения могут составлять тысячи и даже миллионы лет.
С нуля до 63%
В ноябре 1985 года на встрече в Женеве лидеры США и СССР договорились о совместном исследовании термоядерной энергии в мирных целях – это и стало началом проекта. Уже через год был Евроатом, СССР, США и Японией подписали договор.
Работа над конструкцией ITER началась в 1988 году и продолжалась до утверждения финальной версии в 2001-м.
В 2003 году к консорциуму для работы над ITER присоединились Китай и Южная Корея, в 2005-м – Индия. Тогда же выбрали и место для строительства: окрестности Сен-Поль-ле-Дюранс в Провансе, Франция, близ научно-исследовательского центра ядерной энергетики Кадараш.
Межгосударственное соглашение о создании ITER подписали министры стран-участниц 21 ноября 2006 года, а в октябре 2007 начала работу организация ITER Organization – юридическое лицо, ответственное за строительство, работу и последующий демонтаж реактора.
Площадку начали готовить еще в 2007-м, строить – в 2010-м. Параллельно страны-участницы стали работать над элементами комплекса ITER: Индия строит для проекта криостат, в США разрабатывают центральную магнитную катушку (ее силы хватит чтобы поднять авианосец ), ЕС и Корея готовят вакуумную камеру, Китай с Россией поставляют сверхпроводники (всего понадобится 100 000 км таких проводников), часть катушек и различные электротехнические компоненты, Япония готовит катушки тороидального поля.
По состоянию на конец июня 2019 года проект был готов «более чем на 63%», отмечали в ITER Organization. Завершены более 70% зданий, началась установка первых компонентов самого реактора. Полноценно фаза монтажа должна начаться в следующем году, по мере постройки и доставки всех необходимых компонентов: например, Китай 23-го сентября построил первую 400-тонную магнитную катушку, ее доставят на место строительства ITER к декабрю.
По сложности и технологичности ITER превосходит многие масштабные научные стройки века, в том числе Большой адронный коллайдер.
«Коллайдер – это всего лишь вакуумная установка, в которой ускоряется пучок протонов, это задача более простого уровня. ITER – это физика плазмы, а плазма – это столько степеней свободы, столько неустойчивостей, со всеми ними надо справиться, – рассказал Радио Свобода глава российского агентства проекта ITER Анатолий Красильников. – С точки зрения большого количества параметров, которые надо одновременно учитывать, ITER, конечно, намного более сложная проблема, чем коллайдер. Ну и ITER подороже».
Столь сложный международный проект на базе передовых технологий действительно дорог. Если на старте бюджет проекта оценивался в €5 млрд, то к 2017-му он уже успел перешагнуть отметку в €20 млрд: общую цифру сложно оценить, так как правительства сами определяют уровень расходов на те или иные компоненты, ими производимые. Участники проекта перечисляют не деньги, а передают построенные компоненты.
Не только ITER
Бублик-токомак – не единственный вариант для термоядерного синтеза, рассматриваемый наукой. Альтернативные способы изучают не только в крупных государственных учреждениях, но и в небольших стартапах. Их сейчас в мире, по оценкам Bloomberg, больше двух десятков. Однако пока о крупных прорывах и контролируемом производстве энергии в коммерческих масштабах пока говорить не приходится.
Ближайший аналог токомака – стелларатор, также торообразная, «бубликоподобная» система, при всем своем сходстве не требующая поддерживать в плазме ток. У подобной установки свои плюсы и минусы, самая крупная и успешная на данный момент – немецкая Wendelstein 7-Х. На ней немецкие исследователи установили ряд рекордов, хотя по характеристикам и масштабу до ITER ей далеко.
Стартап Commonwealth Fusion Systems, основанный выходцами из MIT, обещает построить гораздо меньший, более дешевый, при этом ненамного менее эффективный, чем ITER, реактор на токомаке – SPARC. Как это им удастся? Ученые надеются применить новейшие высокотемпературные сверхпроводники и собираются показать решения уже в ближайшие два года.
Еще один нестандартный вариант – термоядерный синтез с инерционным удержанием. В нем используются лазеры, со всех сторон «обжимающие» и нагревающие миниатюрную топливную капсулу дейтерия импульсами, имитируя процессы, происходящие при взрыве водородной бомбы. Крупнейшая в мире научная организация, применяющая этот подход – Национальный центр зажигания (National Ignition Facility) в США, там для этих целей используют 193 пучка мощных лазеров.
Канадская General Fusion и американская Tri Alpha Energy используют собственные, еще более экзотические способы термоядерного синтеза но увы, до сих пор готовых к коммерческой эксплуатации решений пока никто не представил.
Зачем и когда?
Критики считают, что термоядерный синтез – слишком дорогое и коммерчески неэффективное предприятие, а вкладывать призывают, например, в возобновляемую энергетику. В ITER не отрицают ее важности, но подчеркивают, что создание новых чистых источников энергии с постоянным уровнем генерации (не зависящем, скажем, от числа солнечных дней или силы ветра), остается важной задачей. Термоядерная энергия не заменит возобновляемую, но будет вместе с ней служить еще более удачной альтернативой традиционным «грязным» источникам энергии, считают в ITER.
Вопрос только когда это произойдет. Первый пуск запланирован на декабрь 2025 («лучшая технически достижимая датой»”) с использованием водорода, далее будет добавляться гелий, дейтерий и наконец полноценная работа на дейтерии-тритии планируется в 2035-м: лишь тогда можно будет достичь десятикратной отдачи по мощности. Даты завершения проекта уже сдвигались, и с учетом его сложности навряд ли можно быть уверенным, что не случится новых задержек. К тому же, несмотря на все попытки, на нынешнем этапе развития технологий термоядерный синтез может оказаться чересчур дорогим для промышленного применения.
Скептики ехидничают, что «термояд – источник энергии будущего, и всегда останется таковым». Уже через несколько лет человечество сможет остудить пыл скептиков или вновь подкрепить их позиции.
Учитывая сложность темы, навряд ли кто-то готов гарантировать сроки в подобных проектах. Один из пионеров отрасли, советский академик Лев Арцимович, на вопрос о том, когда же появится термоядерная энергетика, отвечал просто: «Тогда, когда она станет действительно необходима человечеству».
Напомним, что к 2040 году Китай начнет вырабатывать энергию термоядерного синтеза. Пока Китай готовится перезапустить после трехлетнего моратория свою заглохшую ядерную программу, ученые из лаборатории округа Хэфэй вместо грубого расщепления атомов занимаются ядерным синтезом, мечтая «поместить Солнце в коробку».
Ранее ЭлектроВести писали, что исследование Google похоронило мечту о холодном ядерном синтезе. Потратив 10 млн долларов на эксперименты, компания не обнаружила никаких доказательств, что ядерный синтез можно осуществить при комнатной температуре. Тем не менее, инвестиции не пропали даром.
NO. | Изделие | Технические параметры | |
1 | Номинальный объем | 250 мл ~ 50 м3 | корпус: SS304, SS316L, SS321, 904L, титан, хастеллой или другие |
3 | Расчетное давление | -0.1 ~ 45 МПа расчетное давление изменяется в зависимости от объема | |
4 | Расчетная температура | Макс 600 ℃, расчетная температура. изменяется в зависимости от типа нагрева | |
5 | Скорость перемешивания | 0 ~ 1000 об / мин, тип смесителя и скорость перемешивания зависят от характеристик материалов и вязкости | |
6 | Мощность двигателя | 80Вт ~ 55кВт | |
7 | Мощность нагрева | в соответствии с расчетной темп.и теплоноситель | |
8 | Тип подключения двигателя | Вертикальный привод или боковое тяговое усилие | |
9 | Инфракрасный тип | Электрический нагрев, дальний | Нагревание на термомасле, нагрев с циркуляцией пара |
10 | Открывающиеся отверстия на котле реактора | Для оснащения лабораторного реактора клапанами: порт для газовой фазы с игольчатым клапаном, порт для жидкой фазы с игольчатым клапаном и погружная труба, вход твердого материала с заглушкой, измерение и контроль температуры с платиновым сопротивлением, предохранительный взрыв с манометром с манометром и безопасным взрывозащищенным устройством, вход и выход охлаждающего змеевика реактора с краном. Для больших клапанов клапаны обычно устанавливаются пользователем. | |
11 | Тип смешивания | Тип лопасти, тип якоря, тип рабочего колеса, самовсасывающий смеситель или выбирайте другие типы в зависимости от условий реакции. | |
12 | Смесительный вал | Применяются самосмазывающиеся износостойкие втулки, подходящие для перемешивания различных сред. | |
13 | Тип уплотнения | Магнитное уплотнение, механическое уплотнение, набивочное уплотнение | |
14 | Тип нагнетания, нагнетание вниз 9000 нагнетательная труба 9000 | ||
15 | Блок управления PID | Отображение и контроль температуры, точность регулирования ± 1 ℃; отображение скорости смешивания и плавная скорость, контроль мощности нагрева и автоматическая постоянная температура. Для других требований к контролю, пожалуйста, сообщите нам, когда процесс проектирования. | |
16 | Другие конфигурации | Индивидуальный дизайн и производство в соответствии с различными требованиями к крышке котла, корпусу реактора, внутренним лопастям для смешивания или добавлению дополнительных устройств (таких как устройство для отвода конденсата, постоянное давление питающий бак, приемное устройство, конденсатор и др.) |