Термоядерный реактор. Водородный реактор

В России запустят уникальный термоядерный реактор

Россия и Италия заключили соглашение на постройку термоядерного реактора в Подмосковье, который может стать первым в своем роде реактором, достигшем точки возгорания, - этапа, когда реакция синтеза становится самоподдерживающейся, не требующей постоянного поступления энергии извне. Реактор, под названием Ignitor, разработан профессором физики из MIT Бруно Коппи (Bruno Coppi), который возглавит проект.

Ректор будет построен с учетом многодесятилетнего опыта исследовательской программы MIT под названием Alcator, которую также возглавлял Коппи, и которая в своей текущей версии (под названием Alcator C-Mod) достигла самого большого магнитного поля и давления плазмы (а это два самых важных параметра, характеризующих производительность ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы) в мире, и является самым большим термоядерным реактором, построенным университетом.

Самым главным элементом термоядерного реактора является плазма - горячий газ, состоящий из заряженных частиц, таких как ядра атома и электроны. Принцип действия термоядерного реактора, основан на преодолении электростатического отталкивания частиц, - которыми являются чаще всего изотопы водорода, под названием дейтерий и тритий. Под воздействием давления и большой температуры, частицы сталкиваются друг с другом и сливаются (это и называется синтезом), - именно при их синтезе, или сливании вместе, образуется огромное количество энергии.

Ignitor будет вдвое больше Alcator C-Mod, конструкция реактора выполнена в форме пончика, имеет 1.3 метра в поперечном сечении, и сможет поддерживать еще более сильное магнитное поле. Реактор будет намного меньше по размеру и стоимости чем большой интернациональный термоядерный реактор под названием ITER (его поперечное сечение составляет 6.2 метра), который строится во Франции. Хотя первоначально ITER был спроектирован для достижения точки возгорания, реактор был уменьшен и в данный момент ученые не рассчитывают на достижение им этого важного рубежа.

Реактор Ignitor, по словам Коппи, будет "очень компактной, недорогой машиной", и в отличии от более крупного ITER, будет готов к запуску в течении нескольких лет. Его проектируют на основе очень эффективной комбинации факторов, которые ученые неожиданно обнаружили за многие годы эксплуатации реактора Alcator и которые были позднее подтверждены в экспериментах с другими реакторами. Эти факторы, собранные вместе, позволят создать очень качественное сдерживание плазмы и очень высокую степень чистоты (примеси в горячих газах могут значительно снизить эффективность работы реактора). Благодаря новой конструкции, ученые намереваются создать самые высокие плотности потока плазмы (количества электрического тока в заданной части плазмы). Потребуются дополнительные структуры, для производства и удержания горящей плазмы, для того чтобы сделать возможным возгорание, заявил Коппи.

Коппи планирует совершить рабочие встречи с Итальянским министром науки и с Евгением Велиховым, президентом Курчатовского института в Москве. Реактор будет собран в Италии и затем установлен в Троитске, недалеко от Москвы, в том же месте где в данный момент запущен еще один реактор института. Велихов, также является председателем совета ITER. Коппи заявляет об этих двух программах: "между нами нет соперничества, мы дополняем друг друга".

Хотя ожидается, что термоядерный синтез станет важным источником энергии, ведь эта энергия не загрязняет окружающую среду парниковыми газами, большинство ученых в этой области соглашаются, что практическое применение будет возможным не ранее, чем через двадцать лет. Запуск реактора Alcator в 1970х был направлен скорее на благо чистой науки: "Он был спроектирован для моделирования рентгеновских звезд, о которых нам было известно на то время", - рассказал Коппи, который в равной степени работает в областях физики и энергии. Звезды состоят из плазмы и испускают свет благодаря реакции термоядерного синтеза, поэтому единственный возможный путь их детального изучения на атомном уровне - это эксперименты внутри термоядерного реактора.

Роско Вайт (Roscoe White), выдающийся исследователь из Принстонской Лабаратории Физики Плазмы (Princeton Plasma Physics Laboratory), заявил: "цель запуска Ignitor - узнать свойства горящей плазмы. При этом результаты могут быть как положительными, так и не очень. Отрицательный результат - это тоже результат. Никто заранее не знает что произойдет, чтобы узнать об этом, мы и проводим эксперимент". Посетите новостной портал, спорим, рассуждаем, доказываем.

Оригинал (на англ. языке): Sciencedaily.com

globalscience.ru

САМОДЕЛЬНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

САМОДЕЛЬНЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ------------------------------------------------------------------------

Если вы думаете, что я буду описывать "токамак", или прочие БОЛЬШИЕ реакторы (к примеру с лазерным обжатием "шарика" - имплозия), то вы сильно заблуждаетесь. Реакторы типа "токамак" могут работать только в очень больших габаритах и, соответственно, выдавать большую мощность (1 реактор на всю страну), импульсно - лазерные, на мой взгляд, могут служить ТОЛЬКО в "научных" целях, как показатель того, что "это" может быть, уж очень трудно добытую таким способом энергию рационально утилизировать.Я же опишу "модель" помельче, с "массо-габаритным" выходом энергии от сотен ватт, и до нескольких мегават (в зависимости от размеров), габариты которого позволяют собрать его в большом сарае.

ПОЛУЧЕНИЕ ТЕРМОЯДЕРНОГО ТОПЛИВАВ обычной воде содержание дейтеривых молекул примерно = 1 / 6000. Следовательно надо отделить D2O от h3O. Принцип получения тяжёлой воды -> медленно! выпарить не менее 2/3 обьёма обычной, водопроводной, воды (без нагрева, лучше всего поставить стеклянную банку с водой, с обвязанным тряпкой - от пыли, горлом, в ПРОХЛАДНОЕ место, на сквозняк, на долго) - тяжёлая вода испаряется хуже обычной, "лёгкой" (Т кипения = 101,4 град.С) - концентрация тяжёлой воды повыситься. Затем остаток медленно! заморозить - тяжёлая вода быстрее замерзает (при Т= +3,8 град.С). Кстати, попутно лёд очистится и от растворённых в воде ненужных солей. Образующийся сверху воды тонкий ледок - "тяжёлый лёд"! Надо вовремя его снять - для получения Ваших запасов тяжёлой воды. Последний шаг - финальная концентрация дейтеря: "тяжёлый лёд" оставить в тени, НА МОРОЗЕ - произойдёт медленная сублимация оставшихся молекул "лёгкой воды" из кристаллической решётки "тяжёлого льда".В принципе, для нижеописанных реакторов, этой степени очистки достаточно. В противном случае Вам придётся проделать несколько циклов выделения. В общем то можно "доотсеиваться" до практически полного удаления "лёгкой" воды - для этого - в заключении процесса надо слабым током провести электролиз воды - последние остатки "лёгкой" - разложатся.

Всё вышеописанное потребуется проделать Вам в любом случае. Далее можно так: Обогащение тритием - подвергнуть тяжёлую воду облучению - взять шкалу со старых авиационных приборов (светящуюся), и собрать простейщую электрофорную машинку на трении, она даст 100-300.000 вольт. Собрать схемку ускорителя "ионов" от шкалы, и облучить достаточно долго ими тяжёлую воду. Идея не проверена, но - работать может (быть). Конечно, тритевая вода так же "природно" содержится в "обычной", но степень присутствия (концентрации) приблизительно 1 молекула на ~ несколько триллионов "обычных".... Электролизом удалить из тяжёлой воды кислород - получится газообразное топливо (D2) для реактора, отлично (при повышенных давлениях) дифундирующее в металлы (здесь имеется ввиду - в металлическое рабочее тело). Реактор , рабочее тело - ртуть с растворённым в ней "ядерным катализатором" (скорее всего натрием или др. щелочным металлом) - растворять до тех пор, пока ртуть слегка не загустеет - образуется жидкая амальгама. Натрий можно добыть распиливанием старых дизельных клапанов. Насос - плунжерного типа, большого давления - можно подобрать от мощного дизеля. В результате "обычного" кавитационного процесса (к примеру - вода из центробежного насоса, под давлением 10 атм.) в кавитирующих пузырьках образуется плазма с температурой 10-50.000 градусов в зависимости от конфигурации сопла. При использовании рабочего тела - ртути, под давлением (перед кавитатором) в несколько тысяч атмосфер, которое обеспечивает плунжерный насос на рабочем теле - образующаяся "пузырьковая" плазма будет иметь температуру достаточную для термоядерного процесса. Перед началом сужения сопла кавитатора надо осуществить впрыск в рабочее тело дейтерий-тритевой смеси газов. В результате термоядерной реакции рабочее тело - ртуть с растворённым в ней катализатором сильно нагреется получаемыми нейтронами - надо подать её в парогенератор (змеевик). Пар, как обычно, пустить в турбинку электрогенератора. Это была более менее привычная, хоть и ново-НЕ распространённая схема реактора. Имеется в виду не предложенное рабочее тело, а сама конфигурация, состоящая из насоса, сопла и теплоотборного змеевика. Вот только могу предложить ИНОЕ сопло (параболическое), с использованием эффекта Коанда - такой профиль сопла придаст гораздо большую эффективность, да и новое рабочее тело (амальгама, с растворённым в ней дейтерием...)

ПОСЛЕДНЕЕ - надо помнить, что как ртуть, так и водород (дейтерий) легко и довольно быстро диффундируют в металлы, из которых состоит конструкция реактора, что, безусловно, снижает время эксплуатации изделия. Можно надеяться, что комплексное рабочее тело, состоящее из ртути, с растворёнными в ней дейтерием и натрием (амальгама), будет не столь агрессивным.

НО - можно и НЕ ТАК!

Ниже я опишу 2 простых варианта "холодных" термоядерных реакторов, правда уже намного меньшей мощности (единицы - сотни ватт, максимум единицы киловатт). И так, оба этих варианта используют в виде рабочего тела "тяжёлую воду" с добавкой в неё солей лития (это распространённая добавка в электролит щелочных аккумуляторов). Хотя 1й вариант можно запустить и с вышеописанным "амальгамным" рабочим телом. Шанс на работоспособность при этом только возрастёт. И так: 1й вариант - использование дискового кавитатора (с выемками или зубчиками специальной формы, как на роторе, так и на станине), приводимого в движение мотором от пылесоса (им. ввиду - высокооборотным, коллекторным = 10.-15.000 об\мин).Надо предупредить, что я не совсем уверен в "дееспособности" этого устройства. При всей подкупающей простоте, здесь может не хватить "кавитирующей способности" ротора. Есть ещё 2й вариант (наиболее перспективный): используется высоковольтный искровой разряд в замкнутой шаровидной ёмкости с тяжёлой водой, а в качестве "вспомогательного фактора" выбрано движение искровой плазмы во встречном магнитном поле (соответственно: параболически расширяющееся - спиральное; движение, с поворотом "спина" искрообразующих электронов и излучением ими, при этом, сверхвысокочастотной электромагнитной волны, вероятно - близкой к резонансу с нуклонами ядерного ядра). Что даёт эффект максимальной скорости раздутия кавитационного пузыря в единицу времени, приводящий к сильно выраженному звуковому давлению (распространяющейся ударной волне), а также эффект "перегрева", что, в свою очередь выявляет свойства неравновесной плазмы в части создания внутри образующегося пузыря повышенного градиента электростатического поля, что - следовательно, повышает реагентность ионов дейтерия и лития, радиантно направляемых магнитным полем.О!!!, как я тут "накрутил".... в общем пришлось написать вышеприведённую фразу, чтоб как можно правильней описать суть приосходящих явлений. У-вы, проще не получилось....Понятие "необходимая рабочая температура процесса" - это не только скорость движения "частиц", но и мера колебания "облака поля зарядов" злементарных частиц. Обычное тепловое колебание элементарной частицы можно представить сферическим полем векторов

Если разрешить частице колебаться в 1й координате, "остановив" тепловые колебания в других плоскостях, то это выразится в "линейном" векторе

И того температурный градиент станет "одномерный", с соответственно большей амплитудой, что даст ту же "СРЕДНЮЮ температуру реагентов", НО реактоспособность резко возрастёт.Это можно сделать, к примеру, поместив "ядра" в продольное магнитное поле.

Используются (1)"магниты от динамиков" (это я специально выделил кавычками сие словосочетание, любимое народом), (2)выточенные стальные конические втулки, выполняющие функции магнитопровода и защитного прикрытия магнитной системы от ударной волны, (3)центральные электроды от автомобильных свечей звжигания (((добытые методом ударистого расплющития свечей молотоком))) - не забудте заточить острия разрядников. Понадобится и электростатический генератор, подойдёт школьная электрофорная машина. Существуют весьма хорошие самодельные конструкции, описанные в интернете. Попадалось мне и описание в журнале "Техника Молодёжи" N1 за 1974 год "паровой электростатический генератор" - простая и достаточно интересная конструкция.

(4)Изоляционные вставки, особое требование к ним - повышенная стойкость к ударным волнам. (5)высоковольтный провод - подойдёт от автомобильного зажигания или от трубочного монитора (телевизора). (6)заливка магнитно - электродной системы изолятором, к примеру строительной полиуретановой пеной. (7)станина магнитно - электродной системы (сталь), показана весьма условно, т.к. испытывает ударные нагрузки и одновременно является "усреднителем" магнитного поля, соответственно должна быть прочной и не иметь внешних острых углов (концентраторов напряжений и рассеивателей магнитного потока), корпус должен быть (по возможности) овального сечения и ПРОЧНЫЙ, в этом случае ударная волна, вызванная искровым разрядом, отразится от стенок и снова соберётся в центре, произведя нужный эффект.ВНИМАНИЕ: я "случайно" не указал - 1) магнитное поле ВСТРЕЧНОЕ. 2)выточенные стальные конические втулки(2) - могут быть НЕ конические, а ПАРАБОЛИЧЕСКИЕ (это усложняет геометрическую конструкцию корпуса реактора, т.к. потребуется учесть траекторию отражения волны, но несколько повысит эффективность).А теперь описание ПРОЦЕССА: 2е параболические втулки(2) образуют собой кольцевое сопло (аналог верхней картинки, только в виде кольца), в момент разряда образуется кавитационная полость, искровой разряд, взаимодействуя с встречным магнитным полем раскручивается в спираль (а потом "закручивается"), скачёк давления (читаем "ЗВУК"), проходит по расширяющемуся соплу (меж 2х параболоид), доходит до стенок реактора (надо, чтоб ОДНОВРЕМЕННО - для этого и учитывается "путь" скачка давления, и корпус реактора должен иметь в сечении форму овала, вытянутого перпендикулярно "конусам"), отражается и ОДНОВРЕМЕННО "схлопывается" в точке возникновения разряда. Последнее: совместимость функций станины магнитно - электродной системы и стенок реактора - в одной конструкции. Эффект выделения добавочного тепла от реакции ядерного синтеза должен быть, что позволяет (как минимуи) использовать такой реактор для целей отопления. Схема "экспериментального" пуска:

Чем больше ёмкость конденсатора, тем больший ток пройдёт через разряд. Чем шире зазор в разряднике, тем большим напряжением "пробьёт" реактор. И, при всём этом, тем меньше частота разрядов, а ей регулируется выходная мощность реактора.Конденсатор необходим с рабочим напряжением в несколько сотен тысяч вольт, вполне подойдёт так называемая "лейденская банка", в качестве изолятора которой советую использовать не стекло, а прозрачный плексиглас (оргстекло, из которого делают пластиковые бутылки).

* Не забудте - моё авторство защищено законами "об авторстве" * При перепечатке (или упоминании) ссылка на первоисточник обязательна!

PS: Вот, что пишут на эту тему - "Некий Крейг Уоллес, будучи студентом-первокурсником университета штата Айдахо, вместе с отцом изготовил компактный термоядерный реактор. Рыская в интернете, пытливый Уоллес наткнулся на аналитический обзор деяний своего предшественника по увлечению - изобретателя Фила Франсуорта. Еще в 1950-е Франсуорт предложил решение ключевой задачи мирного термоядерного синтеза - удержания раскаленной плазмы в активной зоне. Его решение назвали «инерционным электростатическим», но из-за недоказанности ряда выкладок отвергли. Вчерашний школьник Уоллес задался воплощением идеи Франсуорта. На свалке в Айдахо Фолс юноша со своим папашей обнаружили нейтронный детектор. Из подручных сотен болванок Крейг собрал нейтронный замедлитель. На задворках бывшей фабрики выискал сломанный турбомолекулярный насос. За 20 долларов Уоллесы приобрели контейнер «тяжелой воды». Два года ушло у них на поиск необходимых узлов, методов и реактивов. Еще полгода - на сборку устройства. Наконец, реактор закрасовался на кабинетном столе умельца. При работе аппарата монитор высвечивает активную зону: светящееся облако газа внутри металлической спирали, где ионы дейтерия сталкиваются и время от времени сливаются в гелий. При каждом таком слиянии выделяется нейтрон и энергия. Доза выделения - 36 нейтронов в минуту. Это - абсолютно безопасный мизер, и как источник энергии реактор Уоллеса в таком виде не годится. Зато как прибор научных изысканий он бесценен. В США аналогичных установок не более 3-х десятков и все - в крупнейших лабораториях. Такая вот ручная поделка."

Так же вот ссылка http://nuclearfusion.narod.ru/rrrrr.htm на интересную работу, в ней автор досконально подошёл к рассмотрению реакторов именно "кавитационного" типа.К сожалению здесь присутствуют и технические и "стилистические" ошибки. В частности автор много внимания уделил малоэффективному, в данном устройстве, пьезоэффекту (так же, как и магнитострикционному), совершенно упустив из вида возможность создания СФЕРИЧЕСКИ направленной звуковой волны с помощью обычной искры. И, кстати, в этом случае имеется возможность использовать РЕЗОНАНСНЫЕ явления принудительно схлопывающегося под действием СФЕРИЧЕСКИ направленной звуковой волны, кавитационного пузыря.Вот так я прокомментировал эту работу.

Переход на Содержание:

2008 г.

sinektik.narod.ru

Водородная энергетика

Отрасли промышленности - потребители водородаТехнологическое назначение водородаПерспективные масштабы потребления водорода (типовые диапазоны)Способы снабжения водородом соответствующих установок, оборудования и т.п.

Электроника, производство полупроводников, компьютеров	Очистка материалов от примесей	Малые и сверхмалые, до 2,4 - 2,5 тыс. нм3/сут (до 200 - 220 кг/сут)	Электролиз воды на месте потребления, поставка со специализированных производств в баллонах под давлением или в сжиженном виде, разложение метанола или аммиака на месте, поставки водорода в гидридных аккумуляторах
Связь	Производство оптических волокон
Фармацевтика	Производство большого количества медицинских препаратов, очистка сырья
Научные исследования	Создание сверхнизких температур до 14 - 150К путем испарения жидкого водорода (в т.ч. в вакууме)
Учреждения, офисы, население	Энергоснабжение компьютеров, мобильных телефонов и т.п.
Малая и средняя энергетика	В качестве топлива на водородных топливно - элементных пиковых или маневренных электростанциях	Малые и средние, до 12 тыс.нм3/сут (до 1000 кг/сут)	Электролиз воды на месте потребления (в т.ч. с использованием возобновляемых видов энергии), поставка со специализированных производств в сжатом или сжиженном виде; малые установки риформинга углеводородов
	В качестве топлива в автономных (распределенных системах малой энергетики)
	Охлаждение мощных эл. генераторов в качестве теплоносителя
	Как консервант энергии: генерирование водорода в часы недогрузок с обратным производством эл. энергии для покрытия пиковых нагрузок энергопотребления
	В качестве топлива в газотурбинных установках на водороде
Транспорт (гл. образом автомобили, автобусы)	В качестве топлива на водородных топливно-элементных транспортных средствах
Транспорт (гл. образом автомобили, автобусы)	В качестве моторного топлива в водородных ДВС транспортных средств
Пищевая промышленность	Гидрогенизация жидких пищевых жиров и масел с целью повышения их стойкости к окислительному и термическому воздействию, получение твердых жиров для маргаринов
	Гидрогенизация непищевых жиров для производства мыла, а так же кормов для животноводства
	Производство заменителей сахара
	Создание водородной среды для синтеза пищевых (кормовых) белков (протеинов) микробиологическими организмами
Стекольная промышленность	Создание восстановительной атмосферы при производстве стекла и кварца	Средние, до 70 - 72 тыс.нм3/сут (до 6.0 т/сут)	Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
Металлообработка и машиностроение	Создание восстановительной атмосферы против окисления при термообработке металлов (безокислительный нагрев), а так же при прокате и т.п.
Металлообработка и машиностроение	Качественная резка и сварка металлов благодаря некоптящемуся высокотемпературному (3100oС пламени)
Черная и цветная металлургия	Бездоменное производство губчатого железа	Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 6.0 т/сут)	Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
	Процессы прямого восстановления металлов из окислов (например, из железных руд)
	Технологии порошковой металлургии (получение порошковых Fe, Ti, Ni, Co, Cu)
	Отжиг нержавеющей стали в атмосфере водорода
	Получение редких и цветных металлов из окислов или кислых растворов (молибдена, вольфрама, кобальта, никеля, германия и т.п.)
	Повышение производительности доменных печей заменой части кокса водородосодержащим восстановительным газом (Н2 + СО
Переработка угля и сланцев	Производство синтетических жидких топлив, технологии Фишера - Тропша
Переработка угля и сланцев	Производство газообразных синтетических топлив
Вторичные химические и нефтехимические производства	Производство перекиси водорода	Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 20 т/сут)	Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
	Производство уксусного ангидрида
	Производство этиленгликоля
	Производство изоцианатов (исходных для получения полиуретанов)
	Производство ароматиков
	Производство пластмасс (полиэтилен, полипропилен и т.п.)
	Производство олефинов
	Гидрирование альдегидов в спирты
	Производство капролактама, альдегидов, кетонов, нафталина
Нефтепереработка	Гидроочистка от сернистых соединений нефтепродуктов (газойля, мазута, средних дистиллятов, бензина и т.п.)	Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 20 т/сут)	Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
	Гидрокрекинг газойлей, тяжелых бензинов, мазутов, гудронов и т.п.
	Стабилизация нефтепродуктов путем гидрирования олефинов в бензинах и дизтопливах вторичного происхождения
	Гидродеароматизация газойлей, дизтоплив, нафты
	Гидродеалкилирование толуола, ксилола и др.
	Гидрирование бензола
	Производство масел
Базовая химия, производство удобрений	Производство аммиака
Базовая химия, производство удобрений	Производство метанола

www.okbm.nnov.ru

Термоядерный реактор | Мир невидимого

Несмотря на то, что до настоящего времени коммерчески выгодный термоядерный реактор создать не удавалось, есть основания надеяться, что в ближайшее время произойдет перелом этой ситуации. Россия и Италия заключили договор на постройку термоядерного реактора в Подмосковье, который должен стать первым в мире, достигшем точки возгорания. Речь идет об этапе, когда реакция синтеза становится самоподдерживающейся, уже не требующей постоянного подведения энергии извне. Создаваемый реактор носит название Ignitor и разработан профессором физики из MIT Бруно Коппи, являющимся главой данного проекта. Этот реактор будет построен с учетом многолетнего опыта исследовательской программы MIT. Она именуется Alcator, и ее также возглавлял Копи. Данная программа на современном этапе достигла самого большого магнитного поля и давления плазмы[1] в мире. Построенный университетом реактор Alcator C-Mod показал очень обнадеживающие результаты, которые и планируется развить в совместном российско-итальянском проекте Ignitor.

Основным элементом термоядерного реактора является плазма – раскаленный до сверхвысоких температур газ, состоящий из заряженных частиц (ядра атома и электроны). Принцип действия термоядерного реактора, основан на преодолении электростатического отталкивания частиц (в качестве ближайшей перспективы для реакции синтеза будут использованы изотопы водорода – дейтерий и тритий). Под воздействием давления и высокой температуры, частицы сталкиваются друг с другом и сливаются (синтезом), а при их синтезе, образуется гигантское количество энергии.

Термоядерные реакторы ITER и Ignitor

Ignitor планируется сделать вдвое больше Alcator C-Mod. Конструктивно реактор будет иметь цилиндрическую форму, его размер в поперечном сечении достигнет 1.3 метра, и сможет поддерживать еще более сильное магнитное поле, чем предыдущий. Он будет намного меньше по размеру и стоимости чем большой интернациональный термоядерный реактор ITER (его поперечное сечение составляет 6.2 метра), который строится во Франции. Хотя первоначально предполагалось, что ITER достигнет точки возгорания (он ведь и был спроектирован для этой цели), реактор был уменьшен (?) и в данный момент ученые не рассчитывают на достижение им этой важной границы.

Реактор же Ignitor, по утверждению Коппи, будет "очень компактной, недорогой машиной", и в отличии от гигантского ITER, будет готов к старту в течении нескольких лет. Его проектируют на основе очень эффективной комбинации факторов, которые ученые неожиданно обнаружили за многие годы эксплуатации реактора Alcator и которые были позднее подтверждены экспериментально с другими реакторами. Данные факторы, собранные вместе, были проанализированы и позволяют создать сдерживание плазмы высокого качества, а также очень высокую степень чистоты (примеси в горячих газах могут значительно снизить эффективность работы реактора). Таким образом, в новой конструкции, ученые планируют создать самые высокие плотности потока плазмы.

Коппи предполагает совершить ряд рабочих встреч с Итальянским министром науки, а также с Евгением Велиховым, президентом Курчатовского института в Москве. Термоядерный реактор будет собран в Италии и затем смонтирован в Троитске, недалеко от Москвы, в том же месте где в данный момент запущен еще один реактор института. Велихов, кроме того, является председателем совета ITER. В связи с этим Коппи заявляет по поводу этих двух программ: "между нами нет соперничества, мы дополняем друг друга".

Несмотря на реальные достижения, большинство ученых в этой области считают, что практическое применение термоядерных реакторов станет возможным не ранее, чем через двадцать лет. Роско Вайт, известный исследователь из Принстонской Лабаратории Физики Плазмы, заявил: "цель запуска Ignitor - узнать свойства горящей плазмы. При этом результаты могут быть как положительными, так и не очень. Отрицательный результат - это тоже результат. Никто заранее не знает что произойдет, чтобы узнать об этом, мы и проводим эксперимент". Пока же остается только ждать результатов.

[1] а это два самых важных параметра, характеризующих производительность ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы

Самые интересные места в Страсбурге

Столица Эльзаса притягивает миллионы туристов каждый год. Страсбург находится на границе Германии и Швейцарии, когда-то это был немецкий город, но теперь ...

Армейские автомобили России

По сообщению ИТАР-ТАСС, А. Постников заявил: В 2016 году планируется закупить современные цифровые средства связи и автоматизированные системы управления , включая АСУ ...

Полезные советы для предпринимателей девушек

По статистике девушка-бизнесмен быстрее создает и раскручивается собственный бизнес, чем мужчина. С каждым годом предпринимателей женского пола становится больше, все ...

Город великанов

На огромной высоте в горных высотах Анд находится таинственный город Тиауанако. Безо всякого преувеличения он является тайной для ученых, поскольку ...

Маленькие роботы-шпионы

Компания iRobot разрабатывает известные всем роботы-пылесосы Roomba. Но прежде всего это компания, которая создаёт военных роботов, что знают не все. ...

Природа артефактов

Каким образом в древнейших пластах породы, извлеченной из глубин, появляются предметы, которые принадлежат другим временам. Естественно, что природа артефактов, о которых ...

Первый велосипед

В наше время велосипедом никого не удивить. Каждому, наверное, кажется его конструкция достаточно простой, и лишь небольшая доля всего человечества ни ...

Питер - город рекордов

Вы были в Санкт-Петербурге? Обязательно съездите – там есть на что посмотреть. Ведь не спроста этот город зовут «музей под открытым ...

Поместье булочника Филиппова

Поместье булочника Филиппова расположено на месте древнего русского города Перемышль. Город был основан в 12 веке. Он защищал Москву ...

Бизнес на картинах: сокровище Фрау Мария

Поиски кладов увлекали людей, пожалуй, во все времена. XXI век не является исключением, а учитывая возможности современных технологий по поиску скрытых ...

Открытие своего магазина

У многих возникает идея открытия своего магазина. Но сразу возникает много вопросов и вместо того, чтобы разобрать в них люди отказываются ...

www.objectiv-x.ru

Термоядерный реактор Википедия

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

[источник не указан 377 дней]

История проблемы

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[1][2].

Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм[1][2], а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года[3].

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века.

Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы.

Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.).

Физика процесса

Зависимость энергии связи нуклона от числа нуклонов в ядре

Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растёт, а у тяжёлых падает. Если добавлять нуклоны в лёгкие ядра или удалять нуклоны из тяжёлых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.[источник не указан 377 дней]

Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией. Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом. Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра.[источник не указан 377 дней]

Протоны в ядре имеют электрический заряд, а значит, испытывают кулоновское отталкивание. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, удерживающим нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия гораздо меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно требуется сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание. Известно несколько таких способов. В недрах звёзд это гравитационные силы. В ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или элементарных частиц. В термоядерных реакторах и термоядерном оружии — энергия теплового движения ядер атомов. В наше время гравитационные силы не подконтрольны человеку. Ускорение частиц настолько энергозатратно, что не имеет никаких шансов на положительный энергобаланс. И только тепловой метод выглядит пригодным для управляемого синтеза с положительным выходом энергии.[источник не указан 377 дней]

Типы реакций

Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи, и по известной формуле E=mc² при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжёлые изотопы водорода являются лучшим видом топлива для управляемой реакции синтеза.[источник не указан 377 дней]

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует меньше энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надёжнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому реакция D-T считается только необходимым первым шагом.[источник не указан 377 дней]

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.[источник не указан 377 дней]

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Схема реакции дейтерий-тритий

Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — дейтерий + тритий[5]:

12H+13H→24He+01n+17,6 MeV.{\displaystyle {}_{1}^{2}{\mbox{H}}+{}_{1}^{3}{\mbox{H}}\rightarrow {}_{2}^{4}{\mbox{He}}+{}_{0}^{1}{\mbox{n}}+17,6{\mbox{ MeV}}.}

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

Такая реакция даёт значительный выход энергии. Недостатки — высокая цена трития, выход нежелательной нейтронной радиации.[источник не указан 377 дней]

Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ[5].

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится[уточнить]. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях[6]; или добыт на Луне[7][8].

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

D+D → p+T+4,032MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +\mathrm {T} +4{,}032\;\mathrm {MeV} .}D+D → n+3He+3,268MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +3{,}268\;\mathrm {MeV} .}

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:

p+D → 3He+γ+5,4MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\gamma +5{,}4\;\mathrm {MeV} .} p+T → 4He+γ+19,814MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ {}^{4}\!\,\mathrm {He} +\gamma +19{,}814\;\mathrm {MeV} .} D+T → n+4He+17,589MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}589\;\mathrm {MeV} .} D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .} 3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .} T+T → 2n+4He+11,332MeV.{\displaystyle \mathrm {T} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +11{,}332\;\mathrm {MeV} .}

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием.

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .} D+6Li → 24He+22,4MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +22{,}4\;\mathrm {MeV} .} p+6Li →4He+3He+4,0MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow {}^{4}\!\,\mathrm {He} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +4{,}0\;\mathrm {MeV} .} 3He+6Li → p+24He+16,9MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +16{,}9\;\mathrm {MeV} .} 3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .} p+7Li → 24He+17,2MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{7}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}2\;\mathrm {MeV} .} p+11B → 34He+8,7MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{1}\!^{1}\mathrm {B} \ \rightarrow \ 3\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +8{,}7\;\mathrm {MeV} .}

Реакции на лёгком водороде

Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.

p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:

T > 108 K (для реакции D-T).nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

Управляемый термоядерный синтез пока не осуществлён в промышленных масштабах. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора[9].

Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Конструкции реакторов

Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2017):

Квазистационарные системы (τ≥1c,n≥1014cm−3{\displaystyle \tau \geq 1c,n\geq 10^{14}cm^{-3}}), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
Импульсные системы (τ∼10−8c,n≥1022cm−3{\displaystyle \tau \sim 10^{-8}c,n\geq 10^{22}cm^{-3}}). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов[10].

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяются сверхпроводники.[источник не указан 2885 дней]

Радиационная безопасность

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

радиоактивный изотоп водорода — тритий;
наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции, которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, например ITER, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.

36Li + 01n → 13T + 24He{\displaystyle {}_{3}^{6}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} }.37Li + 01n → 13T + 24He+ 01n{\displaystyle {}_{3}^{7}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} +\ _{0}^{1}\mathrm {n} }.

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[11]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось[источник не указан 3228 дней] разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[12][13].
Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[14].
Использование реакции D-T зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, реакция D-T является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.[источник не указан 2885 дней]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.
Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
Отсутствие продуктов сгорания.
Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.
По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[15].

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[16].

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T- и D-D-реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 2885 дней]:

Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
Отказ от синтеза D-T и D-D в пользу других реакций синтеза (например D-He).
Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.
Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС — термоядерные электростанции). Строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года.[17]

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

СССР и Россия
- Т-3 — первый функциональный аппарат.
- Т-4 — увеличенный вариант Т-3
- Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом[18] на базе сплава ниобий-олово, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
- Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз.
- Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом[18], дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
- Глобус-М — первый сферический токамак в России, созданный в 1999 году.[19]
- Глобус-М2[20] — сферический токамак нового поколения, запущенный в 2018 году.[21]
Казахстан
Ливия
Европа и Великобритания
- Joint European Torus[24] — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
- Tore Supra[25] — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1.8 K)[18], один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
США
- Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[26] — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
- National Spherical Torus Experiment (NSTX)[27] — сферический токамак (сферомак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
- Alcator C-Mod[28] — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
- DIII-D[29] — токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.
Япония
Китай
- EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) — Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён[31] первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.[32]

См. также

Примечания

↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
↑ 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
↑ Арцимович, 1961, с. 458.
↑ 1 2 Арцимович, 1961, с. 6.
↑ The Helium-3 Shortage: Supply, Demand, andOptions for Congress // FAS, December 22, 2010 (англ.): « It is produced as a byproduct ofnuclear weapons maintenance … At present, helium-3 is only produced as a byproduct of the manufacture and purification oftritium for use in nuclear weapons. The supply of helium-3 therefore derives mostly, perhapsentirely, from two sources: the U.S. and Russian governments. … The U.S. weapons program currently produces tritium by irradiating lithium in a light-waternuclear reactor.», также раздел «Potential Additional Sources» (стр 12)
↑ Could the moon fuel Earth for 10,000 years? China says mining helium from our satellite may help solve the world’s energy crisis, 5 August 2014
↑ Why Go Back to the Moon? // NASA, 2008-01-14: «… helium 3, an isotope extremely rare on Earth, exists in quantity in the lunar soil, implanted by the solar wind. If — a very big if — thermonuclear fusion for energy is produced on Earth, helium 3 would be extremely valuable for fusion reactors because it does not make the reactor radioactive.»
↑ Арцимович, 1961, с. 15.
↑ Уэйт Гиббс Ядерный синтез: малые игроки // В мире науки. — 2017. — № 1/2. — С. 36-45.
↑ В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
↑ Remote Handling | EFDA.
↑ http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf 1999
↑ Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
↑ Е. П. Велихов, С. В. Путвинский. Термоядерный реактор. Fornit (22 октября 1999 года). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Проверено 16 января 2011. Архивировано 5 февраля 2012 года.
↑ (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
↑ http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Даёшь термояд к середине века!
↑ 1 2 3 4 http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf
↑ Сферический токамак Глобус-М
↑ V.B. Minaev, V.K. Gusev, N.V. Sakharov, V.I. Varfolomeev, N.N. Bakharev. Spherical tokamak Globus-M2: design, integration, construction // Nuclear Fusion. — 2017-05-09. — Т. 57, вып. 6. — С. 066047. — ISSN 1741-4326 0029-5515, 1741-4326. — DOI:10.1088/1741-4326/aa69e0.
↑ Ольга Закутняя. Пуск УНУ «Глобус-М2». Сообщение для СМИ, Пресс-релиз ФТИ им. А.Ф. Иоффе (07.06.2018).
↑ Токамак КТМ
↑ Токамак КТМ — ktm.nnc.kz
↑ EFDA | European Fusion Development Agreement
↑ Tore Supra
↑ Tokamak Fusion Test Reactor
↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
↑ Home — Fusion Website
↑ Fusion Plasma Research
↑ The Artificial Sun-中安在线-english
↑ Термояд вышел из нуля — Газета. Ru

Литература

wikiredia.ru