|
|
Международный экспериментальный термоядерный реактор iter. 1 Понятие о термоядерной энергетике 3 2 Основные термоядерные реакции 5
Содержание
Введение 1
1 Понятие о термоядерной энергетике 3
2 Основные термоядерные реакции 5
3 Условия протекания термоядерного синтеза 7
4 Способы получения стабильной термоядерной реакции. 9
5 История становления направления в науке 13
6 Перспективы развития 18
7 Конструкция 20
8 ITER сегодня 25
9 Финансирование проекта 26
28
Список использованных источников 28
Введение
По современным физическим представлениям, существует только несколько основных источников энергии, которые может освоить и в дальнейшем использовать человечество. Одним из таких источников являются ядерные реакции синтеза. В таких реакциях образование более тяжелых ядер происходит при слиянии ядер легких элементов, таким образом, ядерные силы совершают работу, и выделяется энергия. Такие реакции широко распространены в природе- энергия звезд и, в том числе, Солнца производится посредством цепочки ядерных реакций синтеза, которые превращают четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энергией экологическую систему Земли.
В нынешнем индустриальном обществе более половины энергии используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энергией постоянно, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энергии такие, как солнечная энергия, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энергии. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энергия. В настоящее время, для получения энергии освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциальный кандидат для базовой энергетики.
Энергетика лежит в основе современной цивилизации. При этом добыча большей части вырабатываемой человечеством энергии в большой степени вредит экологии. Сжигание ископаемого топлива усиливает парниковый эффект и способствует глобальному потеплению, а его запасы невозобновляемы и исчерпаемы в обозримом будущем. Альтернативные источники энергии не всегда эффективны, и их широкомасштабное использование может нарушать естественный баланс локальных экосистем. Современная атомная энергетика во многом лишена этих недостатков, но доступные запасы урана ограничены, а последствия имевших место аварий вызывают опасения их повторения даже при нынешнем высочайшем уровне безопасности. Но существует способ получения энергии почти безвредный для окружающей среды и потенциально способный навсегда решить задачу энергообеспечения — управляемый термоядерный синтез.
Проект ITER (англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, буквально – «Интернациональный Термоядерный Экспериментальный Реактор», а также лат. iter – путь) – крупнейший международный научно-технический проект, призванный осуществить важнейший шаг на пути освоения нового рубежа возможностей человечества – использования энергии управляемого термоядерного синтеза в мирных целях. Для этого ИТЭР должен продемонстрировать осуществимость её получения в промышленных масштабах, выполняя контролируемую термоядерную реакцию при Q>10, то есть выходная мощность реактора должна в десять раз превзойти его энергопотребление.
Целью данной работы является изучение понятия термоядерного синтеза, а также ознакомление с особенностями проекта международного экспериментального термоядерного реактора, таких как: его конструкция, технические данные, а также история развития данного проекта и способы его финансирования.
1 Понятие о термоядерной энергетике
Управляемый термоядерный синтез – синтез более тяжелых атомных ядер из более легких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза, использующегося во взрывных устройствах, носит управляемый характер. Он существенно отличается от традиционной ядерной энергетики, в которой используются реакции распада, и из тяжелых ядер получаются более легкие. В отличие от ядерного деления, которое может проходить как самопроизвольно, так и вынужденно, ядерный синтез невозможен без подвода внешней энергии. Для осуществления управляемого термоядерного синтеза будут использовать дейтерий (D или 2H) и тритий (T или 3H), а в будущем гелий-3 и бор-11.
Суть реакции синтеза заключается в следующем: два или более сравнительно легких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает превосходить силы кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, вследствие этого образуются более тяжелые ядра. Система нуклонов потеряет часть своей массы, которая равна энергии связи, по известной формуле E=mc2 во время образования нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия.
Тяжелые изотопы водорода являются лучшим топливом для управляемой реакции синтеза, так как атомные ядра, которые обладают небольшим электрическим зарядом, легче сводятся на нужное расстояние.
Было установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует меньше энергии для реакции синтеза, по сравнению с энергией, которая выделятся во время самой реакции. Смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза. Однако данная смесь 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. Особый интерес вызывают 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, значит успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы оказать положительное влияние 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 необходимым первым шагом. Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.
2 Основные термоядерные реакции
Как было сказано выше, в управляемом термоядерном синтезе могут быть использованы различные виды термоядерных реакций.
Самая легко осуществимая, так как возможна при наиболее низкой температуре – реакция слияния дейтерия с тритием, в которой образуется ядро гелия и высокоэнергетический нейтрон. Такая реакция даёт значительный выход энергии:
 .
Существенно сложнее осуществить реакцию дейтерий + гелий-3:
 18,4 МэВ.
Во-первых, гелий-3 является чрезвычайно дорогим изотопом, он не производится в промышленных масштабах в настоящее время. Однако может быть получен из трития, который, в свою очередь, получается на атомных электростанциях.
Во-вторых, сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция  примерно в 100 раз сложнее, чем  .
Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3 и производят всего около 4 МэВ энергии.
Другие типы реакций, например: «безнейтронные» реакции или реакции на легком водороде.
«Безнейтронные» реакции наиболее перспективны, потому что, как упоминалось ранее, отсутствует так называемый «нейтронный поток», уносящий значительную часть энергии и порождающий наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция является перспективной, в том числе из-за отсутствия нейтронного выхода.
Примерами таких реакций могут служить:
 ;
 ;
 ;
 ;
 ;
 .
Протон-протонные реакции синтеза, в свою очередь, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее, они проходят через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине реактор для заметного выделения энергии. должен быть космических размеров.
3 Условия протекания термоядерного синтеза
Термоядерные реакции протекают при высоких температурах. Настолько высоких, что любоевещество переходит в четвертое состояние – состояние плазмы.
Плазма (от греч. - вылепленное, оформленное), частично или полностью ионизованный газ, в котором плотности положительных и отрицательных зарядов практически одинаковы.
Получение полезной термоядерной энекргии возможно только при одновременном выполнении двух критериев:
- предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении;
- реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).
Из трех ключевых параметров термоядерного синтеза - температуры, плотности и времени удержания плазмы - один, температура, задается выбранной реакцией. Соотношение двух других можно варьировать.
Соответственно есть два основных пути: либо выбрать относительно низкую плотность топлива и продолжительное время удержания, либо, наоборот, максимально возможную плотность при очень небольшой продолжительности реакции.
Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру её объема надо сообщить энергию  , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени τ. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см3) выражается следующим образом:  , где f(T) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности E2>E1 примет вид
или
Последнее неравенство известно под названием «критерий Лоусона».
Оно представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. Число Лоусона для чистого дейтерия составляет , а для равнокомпонентной DT-смеси  с/см3 Поэтому DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом. В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо τ. Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью.
4 Способы получения стабильной термоядерной реакции.
Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой.
Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 108 К выход определяется выражением:
 Вт/см3 .
Если принять Е равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять 1015 ядер/см3 , а соответствующее давление nT – 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 109 К:
В этом случае при Е = 100 Вт/см3 , n = 3*1015 ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.
Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
4.1 Магнитное удержание плазмы.
Принцип магнитного удержания заключается в изоляции горячей плазмы от контакта с холодными стенками реактора с помощью магнитного поля. Технология основана на способности магнитного поля оказывать давление на плазму и снижать ее теплопроводность.
При тех температурах, которые нужны для термоядерных реакций, реагирующая смесь полностью ионизована и состоит из заряженных частиц ионов и электронов, которые движутся независимо друг от друга с относительно редкими столкновениями между собой. Сила Лоренца, действующая на заряженную частицу в магнитном поле, заставляет ее вращаться по так называемой ларморовской окружности. Вдоль постоянного магнитного поля частица может двигаться свободно и, поэтому, ее траектория в магнитном поле представляет собой спираль, навивающуюся на магнитную силовую линию. Увеличивая магнитное поле, можно уменьшить ларморовский радиус частицы и сделать его существенно меньшим размеров системы и, таким образом, воспрепятствовать разлету плазмы поперек магнитного поля. Для того чтобы избежать продольных к магнитному полю потерь, можно либо замкнуть силовые линии, либо поставить на концах силовой линии специальные магнитные или электростатические"пробки" для заряженных частиц.
Для увеличения объемной плотности выделения энергии смеси в реакторе, выгодно увеличивать плотность и температуру плазмы до таких пределов, когда газокинетическое давление плазмы составляет заметную долю от давления магнитного поля.
Для характеристики удержания плазмы в неоднородном магнитном поле обычно вводят параметр:
 .
Чем больше β, тем лучше используется магнитное поле для удержания плазмы в ловушке.
4.2 Инерциальное удержание плазмы.
Второй основной способ-это инерциальное удержание плазмы. Способ основан на использовании инерции вещества для создания и сохранения требуемых условий в плазме (температуры и плотности) в течение некоторого времени, так называемого времени инерциального удержания. В отличие от квазистационарного магнитного удержания, при котором магнитное поле препятствует разлёту плазмы и уменьшает потери энергии, связанные с теплопроводностью и вылетом заряженных частиц, при инерциальном удержании плазма движется беспрепятственно, а условия, необходимые для осуществления термоядерного синтеза (например, слияния дейтерия и трития), создаются и существуют на стадиях сжатия и расширения. Системы, в которых осуществляется инерциальное удержание, являются в принципе нестационарными: время инерциального удержания  складывается из времени сжатия и расширения плазмы.
Для исследования инерциального удержания используют системы с различными источниками энергии: мощные электрические разряды с силой тока, превышающей 10 MA, потоки заряженных частиц от ускорителей, пучки фотонов от сверхмощных лазеров (смотри Лазерный термоядерный синтез).
В импульсных системах с инерционным удержанием плазмы, выполнение критерия Лоусона достигается не за счет длительного удержания плазмы, а за счет увеличения ее плотности в результате сжатия смеси. Если при сжатия удастся достичь требуемой температуры 10 – 50 КэВ, а плотность смеси после ее сжатия будет достаточно велика, то она успеет прореагировать за время инерционного разлета смеси.
Импульсные системы для осуществления управляемого термоядерного синтеза получили свое второе рождение после изобретения в 1960 г. лазеров, которые способны в коротких импульсах генерировать огромные мощности. Идея лазерного термоядерного синтеза заключается в облучении лазерным излучением небольшой сферической оболочки, заполненной газообразным или твердым топливом. Под действием излучения материал оболочки испаряется и создает реактивные силы, которые способны сжимать оболочку и содержащуюся в ней реагирующую смесь.
5 История становления направления в науке
Все началось более 70 лет назад с предположения, что можно сжигать изотопы водорода, получать гелий и соответствующие элементы. Энергия получается большая. На выходе – дешевые нейтроны.Проблема заключалась в том, что требуется гигантская «солнечная» температура в 150 млн. градусов,и было неясно, как удержать продукты горения при этой температуре. Сегодня мы умеем это делать, но в конце 20-х годов об этом ещё не догадывались.
Сама идея возникла в 1928 году, когда аспирант Игорь Тамм был послан в Германию, чтобы закончить диссертацию. Приехав и оглядевшись, он сделал вывод, что ему тут делать нечего: все были заняты созданием современной квантовой механики. Случайно в научном журнале он нашел задачу, связанную с альфа-распадом. Там была обоснована идея, каким образом может вылететь альфа-частица из ядра, если там есть барьер, и высказано предположение, как два электрона, словно два катера, которые буксируют корабль из гавани, вытаскивают альфа-частицу из ядра. Это очень не понравилось Тамму, и, поскольку он немного знал квантовую идею туннельного эффекта, он сразу написал свою знаменитую работу, с которой началась квантовая ядерная физика. Его идею поддержали физики Бори Резерфорд. Были созданы ускорители, и начались экспериментальные исследования реакции протонов, ускоренных на литии. Подобные исследования проводились и в России: на стыке 20-х и 30-х годов этим занимался Игорь Васильевич Курчатов в Ленинграде.
В 1929 году И. Е. Тамм опубликовал первое издание своего учебника «Основы теории электричества». В этой книге он описал теорию магнитного поля, которая заключается в том, что магнитное поле отличается от электрического. У электрического поля силовые линии уходят в бесконечность или кончаются зарядом. А в магнитном поле они могут занимать замкнутое пространство внутри некого объема. Если это замкнутое пространство, то они могут его практически все заполнить. При определенной симметрии получаются ложные поверхности, из которых, собственно говоря, родилась идея магнитных ловушек. В своем издании он нарисовал «магнитную ловушку» – вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности, которые получаются, когда течет ток.
В 1934 году Георгий Гамов высказал мысль, что протекающие при высокой температуре ядерные реакции могут быть источником энергии, способным в течение миллиардов лет поддерживать звезды в горячем состоянии. Детальную теорию ядерных реакций в звездах развил Ханс Бете в 1938 году. В этих реакциях из ядер водорода синтезируются более сложные ядра других элементов – гелия, лития, бора, углерода. А поскольку их образование происходит при высокой температуре, эти реакции с тех пор называют термоядерным синтезом.
Гамов, с целью объяснения вероятности проникновения альфа-частиц через барьеры, описал альфа-распад и обратные реакции, в которых заряженные частицы проникают в ядро. Он сразу же заинтересовался термоядерным синтезом. Параллельно с Гамовым в 1951 году аспирант Андрей Сахаров рассчитал плазменную и термоядерную часть, а Тамм выдвинул идею замкнутых магнитных ловушек. Вот это как раз и был токамак.
Для термоядерной реакции, с одной стороны, нужны температура и «база», а с другой – вложенные друг в друга магнитные поверхности, которые образуют термоизоляцию этой «базы» в 150 млн. градусов. Конечно, идея токамака тогда не возникла, хотя Тамм задумывался над этим. Потом началась война, и идея, которую он обсуждал с Бухариным, Сахаровым, о том, чтобы сделать термоядерную реакцию на Земле, исчезла. Впоследствии о ней вспомнили, но она стала секретной.
Вначале хотели сделать установку для получения плутония, потому что в термоядерной реакции много нейтронов, которые выгоднее всего использовать для преобразования урана в плутоний. Это была первая идея получения ядерного топлива. Позднее плутоний стали получать в обычных реакторах и постепенно поняли, что военным эти исследования не нужны, и в 1956 году эту технологию рассекретили.
Началась история токамака. Он представляет из себя трансформатор, внутри которого один плазменный виток, по которому течет ток. Были и другие схожие идеи. Американцы начали развивать идею стелларатора. Стелларатор, как и токамак, – это магнитная ловушка с замкнутыми магнитными поверхностями, но, в отличие от токамака, полоидальное магнитное поле, образующее магнитные поверхности, создается в стеллараторе с помощью внешних витков, а не током, протекающим по плазме. Эта магнитная ловушка была изобретена в Принстонской лаборатории в США Л. Спитцером. Там же были построены и первые экспериментальные стеллараторы. Стелларатор имеет большое преимущество перед токамаком – это стационарная машина, которая не требует сложных методов поддержания плазменного тока для ее стационарной работы. В то же время, в отличие от токамака, стелларатор – это принципиально аксиально-несимметричная ловушка с магнитной осью, представляющей собой трехмерную кривую, и переменным, в тороидальном направлении, сечением плазмы.
Тогда мощная программа по созданию термоядерного реактора на основе стеллараторов не была воплощена, так как они не смогли получить «базу». В тот период началась длинная дискуссия по поводу узкой диффузии, о том, что эксперименты надо делать на простых установках, об универсальной неустойчивости. Эта дискуссия продолжалась до тех пор, пока группа ученых во главе с Натаном Наумовичем Явлинским не начала трудиться над созданием токамака. В группу вошли 44 человека, которые и до сегодняшнего дня являются главной командой в России.
С тех пор как в Курчатовском институте был создан первый токамак, он стал очень популярным. Сейчас на планете более ста токамаков. Американцы быстро сориентировались и построили программу, по которой были должны в 2000 году создать в США первую демонстрационную термоядерную электростанцию. Был принят закон, выделялись деньги, но в связи со сменой власти финансирование прекратилось, так как правительство посчитало, что нет необходимости в демонстрационной станции, а частный бизнес тоже не был готов к финансированию. Вся эта огромная программа закрылась, несмотря на вложенные средства (900 млн. долларов в год).
После того как программу закрыли, американцы согласились участвовать в программе по созданию международного термоядерного реактора. Началась эра ИТЭР.
В 1975 году был составлен план развития, в 1978 году договорились о совместном проектировании. Международное агентство по атомной энергии согласилось с тем, чтобы начать проект, который назвали ИНТОР.
В связи с началом войны в Афганистане, а также недостатком экспериментальной, физической базы для того, чтобы сразу проектировать по-настоящему термоядерный реактор, проект ИНТОР, объединивший ученых США, Европы, Японии, России, создавший термоядерное сообщество, не привел к созданию реактора. Так продолжалось до тех пор, пока к руководству страной не пришел М. С. Горбачев. Он предложил руководителям других стран превратить проект ИНТОР в реальный проект, в термоядерный реактор. В то время Япония и США очень активно готовили проект развития термоядерной энергетики на базе объединения их собственных усилий, без участия Советского Союза. Но у них не получилось. Советский Союз явился катализатором, который снял существующие между ними барьеры. Идею Горбачева поддержали Жак Ширак и Рональд Рейган. Этот проект был принят в ноябре 1985 года и получил название ITER.
Сперва был сделан проект эскизов, для чего был приглашен японец Гельмут Тавогачи, который проектировал реактор на быстрых нейтронах. Проект эскизов делали в Европе. Все понимали, что надо переходить к следующему этапу – рабочему проектированию, но здесь возникли первые трудности. Все участники, кроме Советского Союза, сказали: «Мы за, но проектирование будет происходить у нас». Об этом заявили Европа, Америка и Япония и не шли на компромисс. Наступил первый кризис, пришлось долго договариваться. Была проделана большая работа в каждой стране. Директор института физики плазмы Декау предложил распределить проектирование между всеми участниками проекта. Интернета тогда не было, поэтому все это было похоже на большую авантюру: связать всех участников электронным образом. Было решено, что базовый центр по проектированию и интеграции будет находиться в Сан-Диего в США, центр по внешней части – в Японии, центр по внутренней части токамака – в Гашенге в Германии, инженерный советский центр был в Москве. Все шло неплохо, хотя не без проблем. Московским центром управлял европейский директор, который так и не смог объединить людей. Его сменил Айвар, который довел этот проект до конца.
В начале 90-х годов в Америке пришли к власти демократы. Председатель комиссии по науке объявил, что он будет поддерживать только те проекты, в которых доминировали США, и они вышли из проекта. С приходом старшего Буша политика вновь поменялась, и американцы опять решили заняться термоядерной энергетикой. Было принято решение войти обратно в ITER. Начался современный этап проекта, на все работы были потрачено около 2 млрд. долларов. Проект до сегодняшнего дня работает на программном обеспечении КАТИА. Эта программа была разработана во Франции и используется во всех сложных проектах. Это не только автоматизированное проектирование, но и шестимерное проектирование бизнес-планов.
В проекте ITER нет разделения на страны, национальность не играет никакой роли, сотрудники проекта – члены одной команды.
6 Перспективы развития
Первые успешные испытания в рамках проекта ITER были проведены летом 2006 года на экспериментальном усовершенствованном сверхпроводниковом токамаке EAST, который Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй провинции Аньхуй. На этом реакторе в 2007 году был проведен 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.
Cобравшиеся в свое время в Москве представители России, США, Евросоюза, Японии, Китая и Южной Кореи заявили, что международный экспериментальный термоядерный реактор соорудят в поселке Кадараш, который находится на юго-востоке Франции вблизи города Экс-ан-Прованс. В 1988 году именно там ввели в эксплуатацию самый большой в мире плазменный реактор на сверхпроводящих магнитах Tore Supra. Это решение положило конец растянувшимся на полтора года публичным спорам и закулисным переговорам о местоположении реактора. Оно было принято без малого через 20 лет после того, как идея создания реактора обрела международный статус. Впервые она обсуждалась на высоком уровне в начале октября 1985года во время встречи Генерального секретаря ЦК КПСС Михаила Горбачева и президента Франции Франсуа Миттерана. Эта идея получила дальнейшее развитие через полтора месяца, когда Горбачев провел переговоры в Женеве с президентом США Рональдом Рейганом. Вскоре определился первоначальный круг партнеров по разработке реактора – СССР, США, Евросоюз и Япония (со временем к ним присоединились КНР и Южная Корея). В 1999 году США вышли из числа участников этой программы, однако через четыре года сочли за благо вновь к ней вернуться. Но, американцы, верны себе. Объявив санкции России, они заблокировали встречу специалистов проекта ITER в Санкт-Петербурге. Но отказаться от участия российских ученых в проекте не возможно. Вполне вероятно, что в скором времени к проекту присоединятся также Индия и Бразилия.
Машина, которую построят в Кадараше, не сможет работать в качестве термоядерной электростанции, но, возможно, приблизит время ее появления. Неслучайно ее назвали ITER. Эта аббревиатура расшифровывается как International Thermonuclear Experimental Reactor, но имеет и символический смысл, по-латыни iter – дорога, путь. По замыслу конструкторов, реактор должен проложить путь к термоядерной энергетике будущего, которая обеспечит выживание человечества и после истощения запасов угля, нефти и газа. Впрочем, она понадобится и по другой причине. Через 40–50 лет человечеству придется резко сократить использование органического топлива в связи с перегревом атмосферы, обусловленным возрастанием концентрации углекислого газа.
7 Конструкция
Токамак, являющийся самой важной частью ITER, и все служебные помещения занимают огромную площадь размерами 1.0×0.4 км. Сам токамак будет представлять собой 60-метровое сооружение массой 23 000 т. Далее опишем составные части токамака.
7.1 Магнитная система
Магнитная система токамака сосотоит из 48 элементов: 18 катушек тороидального поля, 6 катушек полоидального поля, центрального соленоида, который состоит из 6 секций, и 18 корректирующих катушек.
Индукция поля, создаваемого магнитной системой, достигает 13 Тл.Это очень высокое значение, которое превосходит магнитное поле Земли. Для того, чтобы снизить потери на электрическое сопротивление в катушках центрального соленоида и тороидального поля, используется ниобий-титановый сплав. При температуре кипения жидкого гелия, которая равна 4 К, этот сплав находится в сверхпроводящем состоянии.
7.2 Катушки тороидального поля
Катушки тороидального поля расположены снаружи вакуумной камеры токамака, и внутри оболочки криостата. Они состоят из 18-ти одинаковых элементов, которые расположены в вертикальном положении вокруг тороидальной вакуумной камеры. Они создают магнитное поле вокруг плазменного тора, напряженностью 11.8 Тл и запасают энергию. Каждая катушка весит 300 т, имеет высоту 15 м и ширину 9 м. Общий вес всех катушек 6540 т. Катушки намотаны из сверхпроводящего кабеля, который состоит из прядей (стрендов) и каналов для циркуляции охладителя-жидкого гелия. Общая длина прядей составляет 80 тысяч м. Всего будет произведено 19 катушек: 10 в Европе и 9 в Японии.
7.3 Катушки полоидального поля
Катушки полоидального поля расположены поверх катушек тороидального поля, они находятся внутри оболочки криостата и состоят из 6 катушек, расположенных горизонтально. задачей данного поля является отдаление плазменного шнура от стенок камеры и его сжатие. Для наматывания этих катушек построено специальное здание на территории ITER. Они имеют диаметр 24 м, а масса каждой 400 т.
7.4 Центральный соленоид
Центральный соленоид располагается в центре вакуумной камеры вдоль ее оси. Он представляет собой трансформатор, который возбуждает индуктивный ток в плазме. Соленоид состоит из 6 катушек, которые намотаны из специального кабеля из ниобий-оловянного сплава. Этот кабель рассчитан на ток до 46 кА. Кабель был спроектирован таким образом, чтобы выдержать без деформации значительный вес вышележащих слоев. Катушка также имеет стекло-полиамидную изоляцию, пропитанную эпоксидной смолой, которая способна выдержать напряжение до 29 кВ. В каждую катушку укладывается 910 м кабеля
7.5 Корректирующие катушки
Корректирующие катушки расположены внутри вакуумной камеры. Они служат для избавления от «выпучивания» плазменного шнура, которое имеет целый ряд негативных последствий. Во-первых, плазма, касаясь стенок камеры, теряет энергию и охлаждается. Во-вторых, происходит испарении,а следовательно, повышенный износ материала «горячей стенки». И наконец, Испаривнийся бериллий загрязняет внутреннее пространство вакуумной камеры мелкой пылью, которая, при попадании в плазму может еще больше охладить шнур и вызвать ещё больший износ горячей стенки.
7.6 Вакуумная камера
Вакуумная камера представляет собой тор и выполнена из нержавеющей стали. Ее размеры: чуть больше 19 м в большом диаметре, 11 м в высоту, 6 м в малом диаметре, 1400 м3- объем рабочей полости. Этот компонент токамака весит около 5000 т.
Вакуумная камера имеет двойные стенки, между которыми расположена полость для циркуляции дистиллированной воды, являющейся теплоносителем. Внутренняя стенка защищена от разных видов излучения с помощью бланкета.
7.7 Бланкет
Основной задачей бланкета являетсЯ улавливание высокоэнергичных нейтронов, которые образуются при термоядерной реакции. Попадая в бланкет, нейтроны замедляются и выделяют тепло, которое отводится системами охлаждения, таким образом, его горячаю стенка не будет нагреваться вые 240˚С.
Общая площадь данного элемента 700 м2 и он состоит из 440 элементов, каждый из которых представляет собой кассету со съемной передней стенкой из бериллия и медным корпусом.
7.8 Дивертор
Дивертор служит для извлечения из плазмы загрязнений, попадающих туда с «горячей стенки» бланкета, прилипающих к ней в результате адсорбции .
Дивертор выполнен из 54 кассет, сделанных из высокопрочной нержавеющей стали, общим весом 700 т.
7.9 Система нагрева плазмы
Для того, чтобы ядра трития вступили в реакцию слияния с ядрами дейтерия, они должны преодолеть взаимное электростатическое отталкивание — кулоновский барьер. В термоядерном реакторе ITER для этого тритий нагревается до очень высоких температур 1,5·108 К. При такой высокой температуре кинетическая энергия ядер становится достаточной, чтобы кулоновский барьер был преодолён и термоядерная реакция «зажглась».
Для разогрева плазмы токамак ITER использует три системы: два высокочастотных нагревателя (ECRH и ICRH) и инжектор нейтральных атомов.
Система ECRH (Electron Cyclotron Resonance Heating) разогревает электроны плазменного шнура. Она выполняет роль «стартера» плазмы в начале выстрела, разогревая нейтральный газ, заполняющий вакуумную камеру. В качестве источников энергии применены гиротроны, с мощностью 1МВт, рабочей частотой 170 ГГц и длительностью импульса более 500 с. Всего гиротронов 24. Они расположены в Здании радиочастотного нагрева и передают свою энергию по волноводам, длина которых составляет 160 м.
Система ICRH (Ion Cyclotron Resonance Heating) разогревает ионы плазмы. Частицы плазмы под воздействием электромагнитного поля высокой интенсивности с частотой от 40 до 55 МГц начинают колебаться и получать дополнительную кинетическую энергию от поля. При столкновениях ионы передают энергию другим частицам плазмы.
Инжектор «выстреливает» в плазменный шнур мощный пучок из атомов дейтерия, разогнанных до энергии 1 МэВ. Эти атомы, сталкиваясь с частицами плазмы, передают им свою кинетическую энергию и тем самым нагревают плазму.
7.10 Криостат
Криостат является самым большим компонентом токамака. Это оболочка объёмом 16000 м³ из нержавеющей стали, 29,3 м в высоту, 28,6 м в диаметре, массой 3850 т. Криостат должен выполнять две основные функции. Первая- механическая: опора деталей токамака, защита от повреждений. Вторая- роль вакуумного «термоса», для чего на внутренних стенках размещены тепловые экраны, которые охлаждаются азотным контуром.
Криостат будет собираться в здании криостата площадью 5500 м², которое специально было построено для этой цели. Доставить сборку таких размеров целиком очень тяжело и дорого. Поэтому было принято решение конструктивно разбить криостат на четыре крупных фрагмента (поддон, две цилиндрические обечайки и крышка). Каждый из этих фрагментов будет собираться из более мелких сегментов. Всего сегментов 54. Их производством занята Индия.
8 ITER сегодня
Всего несколько лет назад проект ITER был только идеей. Однако сейчас строительство комплекса идет ударными темпами.
Суммарный объем работ по созданию крупнейшего в мире термоядерного реактора ITER выполнен наполовину. Практически полностью завершено конструирование, рассказали в пресс-службе интернационального проекта.
Общий объем работ, необходимых для пуска реактора, подсчитывается по созданной в ITER схеме, в которой в разных пропорциях учитываются конструирование, строительство инфраструктуры и производство деталей реактора. Конструирование к началу декабря выполнено на 95%, строительство и производство деталей выполнены на 53%, пояснили в пресс-службе ITER. Прогнозируемое время пуска реактора не изменилось, в ITER рассчитывают на “первую плазму” в декабре 2025 года. Коммерческое использование термоядерных реакторов, по прогнозам ITER, начнется в 2040-х.
Страны вносят вклад, в основном, выполняя детали будущего токамака. В России, в частности, ведутся работы по созданию полоидальных катушек, массивных шин для подачи электроэнергии к токамаку и вольфрамовых деталей, которые будут находиться во внутренней части термоядерного реактора. В октябре НИИ электрофизической аппаратуры им. Ефремова направил на площадку ITER на юге Франции очередную партию шин из алюминиевых сплавов.
9 Финансирование проекта
Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд долларов. Доли участников распределятся следующим образом:
Китай, Индия, Корея, Россия, США – каждая по 1/11 суммы;
Япония – 2/11; ЕС – 4/11.
В июле 2010 года из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства международного термоядерного реактора (ITER) была скорректирована и увеличилась до 15 млрд. евро. Таким образом, доля ЕС в проекте должна быть увеличена с 4,36 млрд. евро до 5,45 млрд.
Российская сторона за период 2013 –2015 гг. вложила в проект 14,4 млрд. рублей (около $500 млн.): 5,6 миллиарда рублей в 2013 году, 4,8 млрд. – в 2014 году и 3,99 млрд. – в 2015 году.
Следует отметить, что финансирование происходит не перечислением денег, а путём поставок высокотехнологичного оборудования, производство которого поддерживается и развивается каждой страной
Заключение
Сегодня большой интерес в мире вызывает уникальный международный проект ITER, направленный на строительство первого международного экспериментального термоядерного реактора, крупнейшего в мире токамака.
Целью проекта является демонстрация технологической возможности использования термоядерной энергии в промышленных масштабах. Первоначально название ITER было образовано как аббревиатура от английского названия International Thermonuclear Experimental Reactor (международный термоядерный экспериментальный реактор). В настоящее время оно официально не считается сокращением, а связывается с латинским словом iter, которое можно перевести как «путь». Сам проект уникален тем, что в нем ярко выражено сотрудничество всех наиболее развитых стран, а также Мексики и Бразилии. Для проекта стоимостью 10 млрд. евро создана организация, в состав которой входят более 500 профессионалов, руководящая строительством, начатым на юге Франции в Провансе.
Список использованных источников
Карпов В.А. Топливные циклы и физические особенности высокотемпературных реакторов. // В.А. Карпов – Москва: Энергоатомиздат, 1985. – 128 с.
Кесслер Г. Ядерная энергетика. // Г. Кесслер – Москва: Энергоатомиздат, 1986. – 264 с.
Нигматулин И.Н. Ядерные энергетические установки. // И.Н. Нигматулин, Б.И. Нигматулин – Москва: Энергоатомиздат, 1986. – 168 с.
Тамм И.Е. Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, ч. 1. // И.Е. Тамм – Москва, 1958.
http://www.kti.ru/forum/img/usersf/pic_41.doc
http://knowledge.su/i/inertsialnoe-uderzhanie-plazmy
http://www.heuristic.su/effects/catalog/est/byId/description/755/index.htm
http://plasma.mephi.ru/ru/uploads/files/Lecture_reports
|
|
|
Скачать 61.05 Kb.