термояд. Термоядерная энергетика реальность и надежды

• Название: Термоядерная энергетика реальность и надежды
• Дата: 24.08.2019
• Размер: 345.77 Kb.
• Имя файла: термояд.docx
• Тип: Документы; #85343
• страница: 2 из 2

ТОроидальная КАмера с МАгнитной Катушкой». Принципы, лежащие в ос­нове работы этого устройства, относительно про­сты, рис. 2



Рис 2 – Три системы магнитов токамака

Сначала плазму получают в вакуумной камере, имеющей форму тора или бублика. Система элек­тромагнитов, расположенных снаружи камеры, создает тороидальное магнитное поле, направлен­ное вдоль оси тора. Поле действует как шланг, ко­торый поддерживает давление внутри плазмы и препятствует ее контакту со стенками камеры.

Другая система электромагнитов, расположен­ных в центре тора, индуцирует в плазме электриче­ский ток, который протекает в тороидальном на­правлении. Этот ток нагревает плазму до темпера­туры около 1 кэВ. Плазменный ток создает свое магнитное поле, охватывающее тороид. Это поле предотвращает дрейф плазменных частиц за преде­лы основной области магнитного удержания. На­конец, внешние проводники генерируют верти­кальное магнитное поле, удерживающее плазмен­ный шнур от движений вверх и вниз, влево и впра­во внутри камеры.

К середине 60-х годов прошлого века советские физики во главе с академиком Л.А. Арцимовичем в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова сумели получить такие результаты, которые убедили физиков других стран в перспективности метода удержания плазмы в токамаках для реализации УТС. После того как они были доведены до сведения международной научной общественности, исследования по управляемому термоядерному синтезу приобрели международный характер. Оказалось, что, работая независимо друг от друга в условиях строгой секретности, ученые разных стран пришли к одинаковым идеям осуществления УТС, хотя на начальных этапах рассматривались и другие идеи и схемы: идея так называемого стеллатора, предложенная Я. Спитцером в 1951 г. (удержание плазменного шнура внешним винтовым магнитным полем), концепция открытой магнитной ловушки, предложенная академиком Г.И. Будкером и Р. Постом (1953 г.). Стало очевидным, что реализация в металле этой, казалось бы простой, идеи сопряжена с огромными трудностями, требующими объединения усилий. Скоординированные действия физиков ведущих стран мира позволили разработать различные модификации конструкции токамака, которые представляют собой огромные сложные сооружения, рис. 3.



Рис 3 – Основные узлы токамака

На сегодня в наиболее мощных эксперимен­тальных установках этого типа - токамак JET (Joint European Torus), токамак JT-60 в Японии, экспери­ментальный термоядерный реактор-токамак TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) и установка D111-D в США - достигнуты температура плазмы 30 кэВ и параметр качества удержания 2*10¹⁹с/м³. Произве­дение п, , Т в течение 1970-1990 гг. удалось увеличить более, чем в 100 раз, рис. 4 [1]. Эта величина удваивалась в среднем за каждые 1,8 года. Начиная с 1970 г., мощность, выделяемая в термоядерных реакциях на различных токамаках, выросла на 12 порядков, рис. 5.

Основным результатом работ по проблеме УТС за первые 30 лет является экспериментальное подтверждение осуществимости удержания плазмы с высокими термоядерными параметрами, наиболее эффективное в замкнутых магнитных ловушках типа токамак


Рис 4 – темпы роста тройного произведения


Рис 5 – рост мощности термоядерных реакторов по годам
В последующем на токамаках разных конструк­ций были получены отдельные рекордные параме­тры: на токамаке JET - ионная температура (4*10⁸К), и мощность, превышающая 16 МВт, на TORE-SUPRA - время удержания 4,5 мин, на JT-60U - термоядерный выход Q=1,24.

Для того, чтобы сделать решающий шаг к до­стижению конечной цели потребовалось вывести международное сотрудничество на качественно новый уровень. В ответ на этот призыв инженеры и ученые, участвующие в четы­рех ведущих программах исследований по термоя­дерному синтезу, проводимых в странах ЕС, Япо­нии, СССР и США, пришли к соглашению начать в 1987 г. совместное проектирование эксперимен­тальной термоядерной установки. Они назвали ее ITER (International Thermonuclear Experimental Re­actor); в русском обозначении - ИТЭР Позднее к ним присоединились Китай и Южная Корея. Же­лание принять участие в проекте изъявили также Индия и Бразилия. Основными целями проекта ИТЭР являются достижение условий зажигания и длительного термоядерного горения, которые бу­дут типичны для реального термоядерного реакто­ра, а также испытание и демонстрация технологий для практического использования управляемого синтеза.

Реактор ИТЭР будет самым большим из когда - либо построенных токамаков - его высота 30 м, диаметр 30 м. Объем плазмы в установке - 850 м³, ток в плазме - 15 МА, напряженность тороидаль­ного магнитного поля - 5,3 Тл. Термоядерная мощ­ность установки в разных режимах 500...900 МВт будет поддерживаться в течение 400 с. В дальней­шем это время предполагается довести до 3000 с, что даст возможность проводить на реакторе пер­вые реальные исследования физики термоядерного горения в плазме. На рис. 3 в разрезе показаны от­дельные узлы этой установки.

Проект ИТЭР рассчитан более чем на 20 лет и включает три стадии: строительство (9-10 лет), ра­бота с водородной плазмой (5 лет), работа с трити­ем (7 лет).

На первой физической стадии исследователи попытаются достичь условий зажигания и стацио­нарного поддержания плазмы и условий для дейтерий-тритиевого синтеза, будут изучать эффекты нагрева плазмы альфа-частицами, динамику и кон­троль горения плазмы, а также диффузию и удале­ние гелия после того как ядра гелия отдали всю энергию плазме. На этой стадии будут также отра­батываться и многие технологии: эксплуатация сверхпроводящих магнитов, системы нагрева плаз­мы и поддержания тока, устройств для введения топлива и удаления «золы», систем дистанционно­го обслуживания и внешних обеспечивающих си­стем. На многолетней технологической стадии бу­дут решаться технические и инженерные пробле­мы, определяться интегральные характеристики и надежность оборудования, а также испытываться альтернативные материалы и конструкции.

Конструирование и инженерные разработки должны привести к созданию реактора, который благодаря синтезу дейтерия и трития сможет гене­рировать мощность 1000 МВт при термоядерном выходе на три порядка величины больше, чем до­стигнут на установке JT-60U. ИТЭР - предпослед­ний этап на пути к практическому использованию УТС. Научные и инженерные знания, полученные в экспериментах на ИТЭР, должны привести к со­оружению в Японии демонстрационной термоя­дерной электростанции, по-видимому, к 2050 г. (проект ДЕМО). Ее мощность составит примерно 1,5 ГВт; стоимость 1 кВт-ч - примерно в 2 раза вы­ше, чем сейчас. В перспективе мощность таких станций будет возрастать, а стои­мость вырабатываемой ими энергии снизится до уровня стоимости энергии АЭС.

Разработка технического проекта ИТЭР завер­шена в 2001 г., а в 2005 г. после длительных перего­воров официальные представители стран-участниц объявили о достижении согласия относительно ме­ста строительства первого демонстрационного ре­актора и переходе к практической реализации про­екта. Выбор сделан в пользу французской площад­ки Кадараш вблизи г. Марселя, на которой с 1988 г. располагается сверхпроводящий токамак TORE- SUPRA. Официальное подписание соглашения о его запуске состоялось в г. Париже 21 ноября 2006 г.

Для того чтобы обеспечить гарантированно бе­зопасную доставку крупнотоннажного и крупнога­баритного оборудования в Кадараш, (например, блоки канала для удержания плазмы имеют габари­ты 12x8x8 м, вес - до 600 т), Франция взяла обяза­тельства реконструировать и укрепить 96 км пути, которые отделяют стройплощадку от Марселя - ближайшего морского порта. Предстоит расши­рить и укрепить 26 мостов и обустроить новые пути в объезд существующих тоннелей. Только сооруже­ние ИТЭР потребует около 4,6 млрд €, а общая стоимость проекта - 10 млрд €. Доли стран - участниц распределяются следующим образом: Ев­росоюз - 50 %, США, Япония, Китай, Республика Корея и Россия - по 10 %. Доля Индии в 500 млн € составит резервный фонд.

По оптимистическим прогнозам проекты ИТЭР и ДЕМО будут успешно выполнены, и во второй половине нынешнего столетия вклад тер­моядерной энергетики в общемировую станет вполне ощутимым, а к 2100 г. мощность термоядер­ных электростанций достигнет 100 ГВт.
2. Реакторы с инерционным удержанием плазмы

Инерционное удержание плазмы и, соответствен­но, инерционный термоядерный синтез (ИТС) был предложен в СССР в середине 60-х гг прошедшего столетия. Эго направление, во многом альтернатив­ное первому, ориентировано на то, чтобы, не затра­чивая усилий на удержание плазменных сгустков, создать такие условия (плотность), при которых ос­новная часть термоядерного топлива «сгорала» бы до того, как оно разлетится. При этом трудности, кото­рые в токамаке заключаются в удержании плазмы, трансформировались в задачу нагрева ее за очень ма­лое время. Временные параметры этого процесса определяются инерцией топливной смеси, поэтому нагрев должен осуществляться за время порядка 10^-9 с. В настоящее время создание импульсных реак­торов находится на стадии физических исследований и обоснования концептуальных проектов [3]. Усилия ученых привели к тому, что в настоящее время по ря­ду параметров импульсный «термояд» начинает кон­курировать с магнитным удержанием плазмы.

Возможность создания термоядерных реакторов, работающих короткими импульсами при воздей­ствии лазерных лучей или ионных пучков, в значи­тельной мере зависит от успехов в разработке лазе­ров и сильноточных ускорителей с высоким КПД [4]. Необходимо увеличить КПД разогревающих ла­зеров до 10... 15 % вместо существующих 0,3 %, уве­личить частоту импульсов до 10-100 вспышек в се­кунду. В полной мере эти проблемы относятся и к пучковому варианту ИТС. В обоих вариантах весьма сложной проблемой является механическая и тер­мическая устойчивость реактора, способного дли­тельное время выдерживать повторяющиеся с такой частотой взрывы дейтерий-тритиевых мишеней. При взрыве только одной мишени (таблетки) выде­ляется энергия в десятки кВт-ч. Актуальной пробле­мой остается чрезвычайно высокая цена энергии, которую будут вырабатывать ИТС-реакторы [3]. Но, тем не менее, сейчас это - одно из важнейших на­правлений, оно продолжает развиваться в Велико­британии, Франции, Америке, Японии, России.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. 
   Кругляков Э.П. Перспективы термоядерной энергетики // В кн.: Проблемв1 развития российской энергетики: Матер, науч­ной сессии Президиума СО РАН, г. Новосибирск, 24 февраля 2005. - Новосибирск: Изд-во СО РАН, 2005. - С. 118-134.
   
2. 
   Конн Р.У., Чуянов В.А., Иное Н., Свитлин Д.Р. Международ­ный термоядерный экспериментальный реактор //В мире нау­ки. - 1992. - № 6. - С. 43-49.
   
3. 
   Смирнов В.П. Путь к свету // Поиск. - 2005. - № 50(864). - С. 12.
   
4. 
   Месяц Г.А. Импульсная энергетика и электроника. - М.: Нау­ка, 2004. - 704 с.