Энергопроизводящие установки на основе реакторов термоядерного синтеза реферат

Обновлено: 02.07.2024

1. Ядерная энергетика - это область науки и промышленной технологии, в которой разрабатываются и используются на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основы ядерной энергетики составляют атомные электростанции(АЭС). Источником энергии на АЭС служат ядерные реакторы, в которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в основном U-235 и Pu-239.

Ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Большинство АЭС в мире построены на основе реакторов на медленных нейтронах. Первые реакторы, построенные в США (1942г.), в СССР (1946г.) и в других развитых странах, предназначались для наработки оружейного плутония Pu-239. Выделяющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Механизм выделения тепла в реакторе состоит в следующем. Возникающие при делении ядра урана два осколка уносят огромную кинетическую энергию около 200 МэВ. Их начальная скорость достигает 5000 км/с. Двигаясь среди урана, замедлителя или элементов конструкции, эти осколки, сталкиваясь с атомами, передают им свою энергию и постепенно замедляются до тепловых скоростей. Активная зона реактора разогревается. Увеличивая интенсивность ядерной реакции, можно достигнуть больших тепловых мощностей.

На рис.144 показана схема АЭС, в реакторе 1 которой имеется один контур 2 теплоносителя. Циркулирующая в контуре под действием насоса 3 жидкость нагревается в реакторе, а в теплообменнике 4 охлаждается, превращая в пар воду. Образующийся пар вращает турбины 5, охлаждается, конденсируется и снова поступает в теплообменник. Число контуров теплоносителя может быть два. Они располагаются последовательно. Контур, пронизывающий реактор, называют первым. Плотность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10 14 частиц через 1 см 2 в секунду. Поэтому теплоноситель в первом контуре становится высокорадиоактивным. Это предъявляет высокие требования к герметичности контура.

Различают тепловую и электрическую мощность реактора. Электрическая мощность составляет не более 30 % от тепловой.

Первая в мире АЭС была построена в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Ее тепловая мощность 30 МВт, электрическая 5 МВт. Активная зона уран-графитового реактора на медленных нейтронах имеет форму цилиндра диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м. Теплоноситель – вода. Температура воды на входе в реактор + 190°С, на выходе + 280°С, давление 100 атм.

Загрузка реактора составляет 550 кг обогащенного до 5 % урана. Продолжительность работы на номинальной мощности 100 суток. Проектная глубина выгорания U-235 – 15%. Реактор содержит 128 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Обнинская АЭС была построена с целью отработки технологических решений ядерной энергетики. В более поздних серийных АЭС загрузка и мощность реакторов увеличиваются в сотни раз.

2. Ядерный реактор на медленных нейтронах. Как уже говорилось в §21, основная задача при разработке ядерных реакторов заключалась в том, чтобы реактор мог работать на природном уране, т.е. добываемом химическим способом из руд и содержащем естественную смесь изотопов: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%), или на сравнительно дешевом низкообогощенном уране, в котором содержание изотопа U-235 или Рu-239 увеличено до 2-5 %.

Для этого надо выполнить три условия: во-первых, масса делящегося вещества в реакторе (U-235 или Pu-239) должна быть при данной его конфигурации не меньше критической. Это значит, что в среднем один нейтрон из числа получающихся в каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления. Во-вторых, нейтроны нужно замедлять до тепловых скоростей, и делать это так, чтобы свести к минимуму их потери на радиационный захват ядрами неделящихся материалов. В-третьих, разработать принципы и создать средства управления цепной ядерной реакцией. Хотя все эти условия взаимосвязаны, по каждому из них можно выделить основные пути их реализации.

а. Достижение критической массы делящегося вещества возможно двумя путями: простым увеличением массы урана и обогащением урана. Из-за низкой концентрации делящегося вещества его критическая масса в реакторе много больше, чем в атомной бомбе. Например, в Обнинской АЭС m_кр U-235 составляет около 25 кг. В более современных мощных реакторах m_кр достигает нескольких тонн. Для сокращения потерь на утечку нейтронов из реактора его активная зона окружается отражателем нейтронов. Это вещество с лёгкими ядрами, слабо поглощающие нейтроны (графит, бериллий).

б. Замедление нейтронов. На рис.145 показан энергетический спектр нейтронов, испускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат – относительная частота DNçN повторения такой энергии в условных единицах. Кривая имеет максимум при Е = 0,645 МэВ. Из рисунка видно, что при делении ядер U-235 образуются преимущественно быстрые нейтроны с энергией E > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное сечение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия E 2 = N₀(1,006) 2 = 1,012N₀. В десятом поколении через 130 с их число составит N₀K 10 = 1,062N₀, что ещё далеко от аварийной ситуации. Поэтому автоматическая система управления, основанная на контроле за плотностью потока нейтронов в активной зоне, вполне успевает отслеживать малейшие нюансы в работе реактора и отвечать на них перемещением регулирующих стержней.

3. Отравление реактора – это накопление в нем радиоактивных продуктов. Накопление в нем стабильных продуктов называют зашлаковыванием реактора. В обоих случаях накапливаются ядра, интенсивно поглощающие нейтроны. Сечение захвата у наиболее сильного отравителя ксенона-135 достигает 2,6 10 6 барн.

Механизм образования Хе-135 следующий. При делении U-235 или Pu-239 медленными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок – ядро теллура . С периодом 0,5 мин Те-135 испытывает b – -распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже b – активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона . С периодом T = 9,2 ч Хе-135 испытывает b – распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия . (T = 3×10 6 лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например самарий . Особенно быстро отравление идёт в начальный период работы реактора. С течением времени устанавливается радиоактивное равновесие между продуктами распада. С этого момента начинается рост зашлаковывания реактора.

Реактор, в котором делящееся вещество (уран), замедлитель (графит) и поглотитель (кадмий) представляют собой отдельные фазы и имеют границы раздела, называется гетерогенным. Если все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исключительно гетерогенные реакторы.

4. В таблице 22.1 в качестве примера приведены некоторые данные серийного отечественного реактора РБМК-1000 (Реактор большой мощности канальный с электрической мощностью 1000МВт). Такие реакторы работают на Ленинградской, Курской, Смоленской и других АЭС.

Реактор РБМК-1000Таблица 22.1
Параметр	Значение	Параметр	Значение
Тепловая мощность, Мвт Электрическая мощность, МВт Горючее Загрузка урана, т Обогащение урана, % Высота активной зоны, м Диаметр активной зоны, м Замедлитель Паропроизводительность, т/час Время аварийной остановки, с	UO₂ 7,0 11,8 Графит	Параметры пара перед турбинами: Давление, ат Температура, 0 С Число топливных каналов Число кассет в канале Число ТВЭЛов в кассете Активная длина ТВЭЛов, м Диаметр ТВЭЛов, мм Толщина стенки ТВЭЛов, мм.	3,5 13,5 0,9

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Pu-239 и U-233 делятся на всех нейтронах. Поэтому если увеличить обогащение урана, например, изотопом U-235, то из-за увеличения концентрации делящихся ядер всё большая часть нейтронов будет делить ядра U-235, не выходя из массы урана. При некоторой концентрации делящихся ядер и при достаточной массе урана в активной зоне коэффициент размножения нейтронов достигает единицы и без их замедления. Реактор будет работать на быстрых нейтронах (Сокращенно – быстрая реакция).

Преимущество быстрой реакции перед медленной (то есть перед реакцией на медленных нейтронах) в том, что более эффективно используются нейтроны. В результате увеличивается воспроизводство ядерного горючего.

В медленной реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт в ядро U-235, поддерживая реакцию, примерно 1 – в ядро U-238, образуя затем Pu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона теряется. На одно ядро “сгоревшего” U-235 получается примерно 1 ядро Pu-239.

В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт на поддержание реакции. Но теряется нейтронов меньше 0,5. Поэтому в ядра U-238 попадает больше нейтронов. В результате. На одно ядро “сгоревшего” U-235 образуется больше 1 ядра Pu-239. Происходит расширенное воспроизводство ядерного горючего.

Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медленных. Во-первых, резко уменьшается объём активной зоны. Это увеличивает плотность энерговыделения, что приводит к росту температуры и ужесточает требования к конструкционным материалам и теплоносителю. Во-вторых, повышаются требования к системе управления реакторами, то есть к скорости выполнения операций управляющей системой.

В таблице 22.2 приведены для сравнения некоторые данные опытного отечественного реактора на быстрых нейтронах БОР-60, построенного в 1968 г. в Димитровограде.

Реактор БОР-60 Таблица 22.2
Параметр	Значение	Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт Электрическая мощность, МВт Горючее Загрузка по U-235, кг Высота активной зоны, мм Диаметр активной зоны, мм Теплоноситель 1-го контура Теплоноситель 2-го контура Температура Na в 1-м контуре на входе в реактор на выходе	UO₂ натрий натрий 360-480 до 600	Температура Na во 2-м контуре на входе в парогенератор на выходе из парогенератора Плотность нейтронного потока, нейтрон/см 2 с Длительность компании, сут Отражатель нейтронов Толщина, мм Состав отражателя Глубина выгорания, % Обогащение, %	3 10 15 238 UO₂

Мощность реакторов, поостренных позднее, достигает 1000 МВт.

6. Перспективы ядерной энергетики. На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют CO₂ и SO₂, как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учётом возможности переработки U-238 в Pu-239 и Th-232 в U-233, запасов легко доступного ядерного горючего хватит на сотни лет. Использование АЭС позволит сохранит нефть, газ и уголь для химической промышленности.

Трудностей с расширением парка АЭС две. Одна объективная, суть её в том, что не до конца решены проблемы, связанные с утилизацией и захоронением отходов ядерного горючего и элементов конструкции, отработавших ресурс реакторов.

Вторая трудность носит субъективный характер. По сравнению с тепловыми и гидростанциями обслуживание АЭС требует более высокой технической культуры и накладывает на человека огромную ответственность. Малейшее отступления от технологической дисциплины может обернуться трагедией для тысяч людей. Так было, например, в случае аварии 26.04.1986 на Чернобыльской АЭС. Поэтому многим людям кажется более предпочтительным вообще не использовать АЭС, чем предъявлять к человеку столь напряжённые требования. Можно думать, что психология людей будет меняться, когда обнаружиться дефицит органического топлива.

7. Термоядерный синтез. Из кривой распределения удельной энергии связи, показанной на рис.135, следует, что слияние легких ядер в одно ядро, как и деление тяжелых ядер, должно сопровождаться выделением огромного количества энергии.

Все ядра несут одноимённый положительный заряд. Чтобы их сблизить на расстояние, на котором начинается синтез, два взаимодействующих ядра нужно разогнать навстречу друг другу. Это можно сделать двумя путями. Во-первых, с помощью ускорителей. Этот путь громоздок и малоэффективен. Во-вторых, просто нагревая газ до необходимой температуры. Поэтому реакции слияния легких ядер, инициированные нагреванием газа, называют термоядерными реакциями.

Оценим температуру дейтериевого газа, при которой начинается термоядерный синтез дейтерий + дейтерий. . (22.1)

Для слияния ядер их нужно сблизить на расстояние r = 2×10 –15 м. Потенциальная энергия при таком сближении должна быть равной кинетической энергии обоих ядер в системе центра масс. (22.2)

Кроме реакции (22.1) особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. . (22.3)

В последней реакции на единицу массы выделяется примерно в 5 раз больше энергии, чем при делении U-235. Эта энергия представляет собой кинетическую энергию движения нейтронов и образующихся ядер гелия. В земных условиях удалось реализовать реакцию ядерного синтеза в виде неуправляемого взрыва термоядерной водородной бомбы.

8. Водородная бомба представляет собой обычную атомную бомбу, ядерный заряд которой (U-235 или Pu-239) окружен бланкетом из вещества, содержащего легкие атомы. Например, дейтерида лития LiD. Возникающая при подрыве атомного заряда высокая температура инициирует термоядерный синтез легких атомов. Благодаря этому выделяется дополнительная энергия, увеличивающая мощность бомбы.

Помимо реакций (22.1) и (22.3) в бомбе с бланкетом из дейтерида лития может идти ещё одна: (22.5)

Гидрид лития (соединение лития с водородом) представляют собой белое кристаллическое вещество, легко разлагающееся при нагревании. Поэтому водородные бомбы хранятся при пониженной температуре.

Если в состав бланкета кроме LiH и LiD входит гидрид на основе трития LiT, то мощность бомбы ещё более увеличивается. К перечисленным добавляется ещё высокоэнергетическая реакция (22.4). Но тритий - b – - активный элемент. С периодом 12 лет он превращается в He-3. Поэтому водородные заряды с тритием имеют ограниченный срок хранения и должны регулярно испытываться.

Из веществ, участвующих в термоядерном синтезе, не образуется радиоактивных продуктов. Но благодаря интенсивному нейтронному потоку радиоактивность наводится в ядрах конструкционных материалов и окружающих тел. Поэтому реализовать “чистую” реакцию синтеза без радиоактивных отходов нельзя.

9. Проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС) не решена до сих пор. Её решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержиться примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10 20 кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6 10 18 тонн каменного угля, это гигантская величина (примерно 0,001 массы Земли), Поэтому дейтерий морей и океанов представляет собой практически неисчерпаемый источник энергии.

Проблема УТС сводится к двум задачам. Во-первых, нужно научиться создавать в ограниченном объёме высокую температуру Т > 10 7 К. Во-вторых, удерживать объём разогретой до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звёздах. По современным представлениям, звезда рождается из протяжённых газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разогреваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10 7 К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза лёгких элементов, в основном, водорода. Гравитационное сжатие приостанавливается возросшим газокинетическим и оптическим давлением. Протозвезда превращается в звезду.

Возможны два цикла превращения водорода в гелий. Ниже перечислены основные реакции, составляющие каждый цикл. В скобках рядом с уравнениями реакций указано среднее время реакции t, вычисленное по эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.

а. Протон – протонный цикл.

(t = 1,4 10 9 лет) (22.6)

(t = 5,7 лет) (22.8)

(t = 10 6 лет) (22.9)

В результате этого цикла 4 протона превращаются в одно ядро гелия.

Первая реакция синтеза протонов в дейтрон (22.6) самая трудная. Она имеет чрезвычайно малое эффективное сечение (s = 10 –23 барн), поэтому среднее время её реализации почти полтора миллиарда лет. Благодаря этой реакции горение молодых звёзд носит относительно спокойный характер.

б. Углеродный цикл. Его предложил и исследовал в 1939 г. Ганс Бёте. Для его протекания необходимо, чтобы в реакторном коктейле наряду с протонами присутствовали и более тяжелые ядра, в частности углерод . Для этого нужны бóльший возраст звезды и более высокая температура.

(t = 1,3 10 7 лет) (22.11)

(t = 7 мин) (22.12)

(t = 2,7 10 6 лет) (22.13)

(t = 3,3 10 8 лет) (22.14)

(t = 82 с) (22.15)

(t = 1,1 10 5 лет) (22.16)

В итоге 4 протона синтезируются в одно ядро гелия.

Как видно из приведённых реакций, из недр звёзд должен идти интенсивный нейтринный поток. Его интенсивность можно оценить. Из закона Вина λ_max·T = b температура видимойповерхности Солнца (фотосферы) оценивается в 6000 К. По закону Стефана-Больцмана R=σT 4 получаем светимость (энергию, излучаемую с единицы поверхности) R=7·10 7 Вт/м 2 .Умножив её на площадь поверхности Солнца (полная светимость Солнца 4·10 26 Вт), затем разделив на энергию связи 26,7 МэВ и умножив на 2 (см. ф. 22.17), находим, что полный нейтринный поток от Солнца равен 2·10 23 нейтрино/с. На 1 м 2 земной поверхности должно падать 7·10 14 нейтрино в секунду. Однако измерение нейтринного потока от Солнца показало, что его интенсивность много ниже расчётной. Это ставит под вопрос реальность рассмотренных выше схем синтеза.

ОЦЕНКА ПЕРСПЕКТИВЫ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ УПРАВЛЯЕМОГО ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА В ЭНЕРГЕТИКЕ

Текст работы размещён без изображений и формул.
Полная версия работы доступна во вкладке "Файлы работы" в формате PDF

Гораздо более безопасным с точки зрения охраны окружающей среды является использование энергии синтеза легких ядер - управляемый термоядерный синтез. По такому же принципу работают и реакторы, созданные природой - звезды.

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии. 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).

В центре Солнца из ядер обычного водорода сначала образуется его тяжелый изотоп дейтерий, из которого в ходе серии дальнейших реакций рождается гелий. Масса ядра гелия на 0,7% меньше массы ядер водорода, из которых оно образовалось. По формуле Эйнштейна Е = mc 2 эта разница в массе превращается в энергию. Эта энергия получается от Солнца в виде света и тепла.

Но процесс синтеза идет очень медленно. Особенно первый его этап, когда два ядра водорода сливаются в ядро дейтерия. Характерное время этой реакции исчисляется миллиардами лет. Поэтому удельная мощность термоядерных реакций в центре Солнца, как ни странно, совсем невелика — около 200 Вт/м 3 . Примерно в таком же темпе выделяется энергия в теле человека. Лишь за счет гигантских размеров солнечный термоядерный реактор производит поток энергии, достаточный для поддержания жизни на нашей планете.

Для земной энергетики мощности 200 Вт/м 3 , конечно, абсолютно недостаточно. К счастью, можно обойтись без самой медленной реакции — синтеза дейтерия, поскольку он существует на Земле в готовом виде. По одному его ядру приходится на 6700 ядер водорода. В каждом кубометре воды содержится 110 кг водорода и 33 г дейтерия. Казалось бы, немного, но, если этот дейтерий сжечь в термоядерных реакциях, выделится столько же энергии, как при сгорании 200 т бензина. Так что запасы термоядерного топлива на Земле легко доступны и неисчерпаемы.

Основные проблемы.Для получения энергии на основе управляемого термоядерного синтеза нужно выполнить три условия. Во-первых, требуется чрезвычайно высокая температура. В центре Солнца она составляет около 15 миллионов градусов. На Земле, чтобы увеличить мощность термоядерных реакций до практически полезного уровня — хотя бы до 1000 Вт/м3 — температуру нужно поднять до сотен миллионов градусов. Это и есть первое и главное условие управляемого термоядерного синтеза.

Во-вторых, в реакции должно участвовать достаточно много частиц — выход энергии растет как квадрат плотности топлива. Но вместе с температурой и плотностью увеличивается давление, и удерживать горячую плазму от расширения становится все труднее. Отсюда третье основное условие: время ее удержания должно быть достаточным, чтобы выделившаяся в ходе реакции энергия превысила затраты на нагрев и удержание плазмы.

История УТС. Реакции термоядерного синтеза были открыты более 70 лет назад. 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 называют термоядерным синтезом.

Физика процесса. 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.

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.

Рис 1. Удельная энергия связи ядер

Рис 2. Сравнение конструкции токамака (слева) и стелларатора (справа)

Стелларатор — тип реактора для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Название происходит от лат. stella — звезда, что должно указывать на схожесть процессов, происходящих в стеллараторе и внутри звёзд. Изобретён Л. Спитцером в 1950 году, первый образец построен под его руководством в следующем году.

Токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза. Плазма в токамаке удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать необходимую для термоядерных реакций температуру, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем — тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающего по плазменному шнуру. По сравнению с другими установками, использующими магнитное поле для удержания плазмы, использование электрического тока является главной особенностью токамака. Ток в плазме обеспечивает разогрев плазмы и удержание равновесия плазменного шнура в вакуумной камере. Этим токамак, в частности, отличается от стелларатора, являющегося одной из альтернативных схем удержания, в котором и тороидальное, и полоидальное поля создаются с помощью внешних магнитных катушек.

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.

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий. Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — дейтерий + тритий. 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.

Рис 3. Реакция дейтерия и трития с образованием гелия и свободного нейтрона.

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. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне.

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

Реакция на легком 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.

Условия термоядерной реакции. Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:

T > 108 K (для реакции D-T).

Соблюдение критерия Лоусона:

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. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора.

Конструкция реакторов. Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время:

Квазистационарные системы, 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. 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.

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.

Опасность термоядерного реактора. 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.

Выводы и дальнейшие перспективы. Несмотря на все трудности и проблемы, лежавшие на пути к управляемой термоядерной реакции, эта история уже приближается к своему финалу. В энергетике принято использовать показатель EROEI – energy return on energy investment (соотношение затраченной энергии при производстве топлива к тому объёму энергии, который мы из него получаем в итоге) для расчёта эффективности топлива. И в то время как EROEI угля продолжает расти, то этот показатель у нефти и газа достиг своего пика в середине прошлого века и теперь неуклонно падает за счёт того, что новые месторождения этих топлив находятся во всё в более труднодоступных местах и на всё больших глубинах.

Список литературы:

1. В.А. Рожанский. Теория плазмы. – СПб.: Лань, 2012. – 320 с .

2. Д.Дж. Роуз, М.Кларк. Физика плазмы и управляемые термоядерные реакции. 2012. – 490 с.

3. Михаил Патров. МГД устойчивость плазмы сферического токамака Глобус-М. – М.: LAP Lambert Academic Publishing, 2013. – 148 с.

4. С.В. Рыжков, А.Ю. Чирков. Системы альтернативной термоядерной энергетики. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2018. – 200 с

5. Кенро Миямото. Основы физики плазмы и управляемого синтеза. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2007. – 424 с.

6. Марк Кристиансен , М. Хеглер. Введение в управляемый термоядерный синтез. 1980. – 232с

Краткая история проекта.
Технические, экологические и медицинские проблемы.
Экономические проблемы.
Экологические проблемы.
Трюки применяемые учеными и работниками Минатома.
Вечный электрогенератор и поп – наука.
Что будет, когда нефть закончиться, а Токамака не будет.
Что было бы, если бы Токамак заработал.

Гор-Лесси Я. Ядерное электричество

формат doc
размер 1.7 МБ
добавлен 11 февраля 2011 г.

Монография, перев. с англ., Ростов-на-Дону, ОАО "Ростиздат", 2002 -112 с. илл. Книга знакомит читателей с положением дел в энергопотреблении и развитии энергетики в мире. Приводятся прогнозы, перспективы и тенденции в производстве и потреблении электроэнергии. Дается сравнительная характеристика различных способов производства электроэнергии и ресурсов энергоисточников. Подробно рассматриваются проблемы безопасности атомной электроэнергетики, яде.

Зигфрид Ауст. Атомная энергия

формат djvu
размер 7.95 МБ
добавлен 11 апреля 2010 г.

Пер. с нем. С.Б. Гутника. - Слово, 1994. - 49 с. Настоящая книга - скромное введение в мир атомных ядер и ядерной техники, в мир расщепления ядра, ядерного синтеза, реакторов, атомной бомбы, солнечного излучения и физики элементарных частиц. Возможности применения ядерной энергии как в мирных, так и в военных целях практически неограниченны, поэтому при обсуждении этой темы очень трудно оставаться объективным: легко впасть в технические грезы ли.

Киллин Дж.(ред.) Управляемый термоядерный синтез

формат djvu
размер 4.48 МБ
добавлен 15 ноября 2009 г.

Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров

формат pdf
размер 41.68 МБ
добавлен 26 марта 2011 г.

Рассматриваются прогнозы развития атомной энергетики, определяющие и ограничивающие факторы ее развития, ее доли в общем производстве электроэнергии. Показывается, что эволюционный путь развития водоохлаждаемых энергетических реакторов (ВВЭР) это переход к использованию воды сверхкритических параметров (СКП). Раскрываются основные преимущества, достигаемые в энергетике при внедрении ВВЭР на воде СКП. Анализируются основные этапы программы разрабо.

Кузнецов В.М. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации

формат pdf
размер 2.71 МБ
добавлен 14 января 2012 г.

Курсовая работа - Принципы обеспечения безопасности Атомных Электростанций на этапах, предшествующих эксплуатации

формат doc
размер 42.5 КБ
добавлен 26 декабря 2009 г.

Государственная Академия имени С. Орджоникидзе, Руководитель проекта - проф. В. Я. Афанасьев. Москва 1997 год, 18стр. Содержание курсовой работы: Введение Цели и задачи Нормативная документация Основные принципы безопасности: Принцип защиты в глубину Фундаментальные принципы безопасности: Контроль и управление реактивностью Охлаждение активной зоны реактора Локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов Принцип единичного отказа Заключе.

Разработки и технологии РНЦ Курчатовский институт

формат pdf
размер 4.87 МБ
добавлен 04 апреля 2011 г.

Автор неизвестен. М. : 2010г. , 144с. Приведены технологии и разработки в областях: Атомная энгергетика и перспективные энергетические технологиии. Термоядерный синтез. Нанотехнологии и наноматериалы. Информационные системы и технологии. Биомедицинские технологии и ядерная медицина. Реабилитация територий.

Реферат - Состояние атомной энергетики в России

формат doc
размер 145 КБ
добавлен 22 сентября 2010 г.

Введение. Месторасположение АЭС России. Доля АЭС в выработке электроэнергии. Показатели безопасности АЭС и экология. Проблемы безопасности и развития атомной энергетики России. Финансово-экономическое состояние атомной энергетики. Конкурентоспособность и основные финансово-экономические показатели работы АЭС России. Стратегические задачи и перспективы развития атомной энергетики России. Организационные мероприятия. Заключение. Содержание.

Стратегия развития атомной энергетики России 2001-2050 - Иллюстрация основных положений

формат pdf
размер 1.81 МБ
добавлен 12 июня 2011 г.

Нерешенных проблем много. Во-первых, нужно разработать сплавы с конкретными свойствами, совмещающие прочность и пластичность. (Пока основной кандидат в конструкционные материалы — вольфрам.) Во-вторых, есть вопросы по физике плазмы, ее контролю, безопасному охлаждению, а главное — стабильному удержанию.

Бум токамаков
Идея создания термоядерного реактора была основана на теплоизоляции высокотемпературной плазмы с использованием электрического поля высокого напряжения. Токамак — тороидальная камера с магнитными катушками, прототип реактора для поддержания контролируемой термоядерной реакции в горячей плазме.

Первый токамак, ТМП (СССР), был сконструирован в 1958 году в Курчатовском институте; впоследствии было построено и испытано как минимум еще 200 токамаков в СССР, США, Европе и Японии, из которых более 40 находятся в рабочем состоянии и по сей день.

Сегодня самый большой и мощный действующий токамак — JET (Joint European Torus); он находится в Великобритании, в Culham Center for Fusion Energy (CCFE), недалеко от Оксфорда. Главной задачей JET было подготовить сценарий технических характеристик, близкий к запланированному для постройки международного термоядерного экспериментального реактора ИТЭР. В 30 раз более мощный, чем JET, ИТЭР также будет иметь в 10 раз больший объем плазмы (840 м3). На реакторе JET было достигнуто первое в мире контролируемое выделение мощности синтеза на дейтерий-тритиевой реакции (1991 год), этому же реактору принадлежит мировой рекорд мощности управляемого термоядерного синтеза — 16 МВт (1997 год).

Концептуальный термоядерный синтез
Термоядерный реактор работает на топливе, состоящем из смеси дейтерия и трития, которое необходимо нагреть до температуры свыше 150 млн °C. При таких колоссальных температурах ядра изотопов водорода сталкиваются и, преодолевая кулоновский барьер, сливаются, образуя ядра атомов гелия. В результате каждого акта такого синтеза должно выделиться 17,6 МэВ энергии. При нагревании топливная смесь приходит в состояние полностью ионизированной плазмы, словно в солнечном ядре, где каждую секунду сгорают тонны водорода, также превращаясь в гелий. Сверхпроводящие тороидальная и полоидальная катушки совместно с центральным соленоидом удерживают плазму внутри вакуумного сосуда (реактора). Эти катушки генерируют магнитное поле, которое формирует плазму в тор.

Развитие теории магнитного удержания плазмы (Magnetic Fusion Confinement, или MFE) в реакторе прошло три этапа. В 1950-х годах считалось, что MFE можно достичь относительно легко. Шла настоящая гонка: кто первым создаст подходящую установку. К концу 1950-х годов стало ясно, что турбулентность и нестабильность в плазме — серьезные проблемы. В 1968 году советская команда изобрела токамак, который показал производительность в 10 раз выше, чем альтернативные способы. Значение температуры плазмы в 10 млн К было зафиксировано на токамаке T‑3, созданном в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова под руководством академика Льва Арцимовича. С тех пор считается наиболее перспективной идея токамаков с магнитным плазменным удержанием.

Однако есть и другая концепция термоядерного синтеза — инициирование цепных реакций внутри реактора путем нагревания и сжатия топливной мишени с помощью мощного лазерного излучения (так называемый инерционный синтез). Применяются мощные лазеры для того, чтобы зажечь небольшую мишень — ампулу, содержащую топливо, и быстро (менее чем за одну миллиардную долю секунды) достичь условий термоядерного синтеза. Лазер используется для генерации импульса инфракрасного света, который длится несколько миллиардных долей секунды с миллиардными долями джоуля энергии.

У этой технологии есть свои подводные камни. Лазеры с высоким КПД должны интенсивно, а главное — однородно облучать мишени; при этом важны сверхточная фокусировка лазеров, скрупулезное соблюдение размеров мишеней, их строго сферическая форма. Несколько ампул за секунду должны быть загружены в реактор с фиксированным положением по центру — это особенно сложно осуществить, учитывая масштабы реактора.

Самая крупная экспериментальная установка, работающая по принципу инерционного синтеза, — это Национальный центр зажигания (National Ignition Facility), расположенный в США, в Ливерморской национальной лаборатории им. Э. Лоуренса. NIF — самая мощная лазерная система в мире, насчитывающая 192 лазерных пучка. Laser Megajoule (LMJ), исследовательская установка, работающая также на базе лазера, построенная около Бордо, Франция, — аналог NIF. Принцип работы тот же, но в LMJ 176 лазерных луча.

В марте специалисты отдела оптики низкотемпературной плазмы ФИАН представили систему контроля концентрации водяного пара в плазме, которая обеспечит безопасность водяной системы охлаждения термоядерного реактора.
В апреле ученые Института ядерной физики им. Г. И. Будкера представили технологию, позволяющую в реальном времени наблюдать поведение конструкционных материалов при термоядерном синтезе.
В июле американская Lockheed Martin запатентовала дизайн компактного реактора CFR, прототипы которого были представлены еще в 2017 году.
В августе в Оксфордском университете запущена импульсная установка FLF.
В сентябре специалисты Токийского университета представили устройство для создания магнитного поля с полностью контролируемыми параметрами, причем магнитное поле экспериментально удается продержать 100 мкс — это абсолютный рекорд.
В ноябре в китайском экспериментальном сверхпроводящем токамаке (EAST) разогрели плазму до 100 млн °C (это в шесть раз выше, чем в центре Солнца).
В декабре исследователи из Управления по атомной энергии Великобритании сообщили о создании уникальной системы для охлаждения плазмы в токамаке (охлаждение — одна из ключевых проблем в токамаках).

Международный проект ИТЭР
International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) — самый крупный в мире токамак, сложнейшая термоядерная экспериментальная машина, призванная продемонстрировать осуществимость технологий термоядерного синтеза и доказать, что термоядерная реакция может быть управляемой. Идея ИТЭР состоит в том, чтобы на выходе вырабатывать в 10 раз больше энергии, чем на входе. Результаты экспериментов с плазмой, полученные на ИТЭР, помогут в дизайне демонстрационного коммерческого реактора DEMO (DEMOnstration Power Station), строительство которого планируется завершить в 2050 году. Основан проект ИТЭР на российской концепции токамака с магнитным удержанием плазмы.

Строительные работы ИТЭР официально начались в октябре 2007 года, после ратификации cоглашения о проекте всеми сторонами. Стройка развернулась в Кадараше, на юге Франции. Семь партнеров (Китай, Корея, Индия, Россия, Япония, США и Европейский союз) согласились инвестировать в проект свои интеллектуальные и финансовые ресурсы. При этом 45,5% финансирования осуществляет Европейский союз, поскольку ИТЭР строится на территории Франции; остальные участники вносят чуть больше 9%. Львиная доля вложений приходит не в денежном выражении, а в виде компонентов и оборудования для реактора.

Изначальная стоимость ИТЭР оценивалась в € 5 млрд, но возросла уже в четыре раза — и эта цифра еще не окончательная. А поскольку центральная организация ИТЭР не контролирует расходы семи партнеров, определить фактическую стоимость проекта крайне сложно.

Изготовление компонентов, производство оборудования и разработка диагностик для ИТЭР распределены между всеми участниками консорциума. В США, в штате Сан-Диего, разрабатывают центральный соленоид.

Над дизайном основного элемента реактора, криостата, работала Индия, присоединившаяся к консорциуму в 2005 году. Именно криостат будет обеспечивать охлаждение сверхпроводников магнитной системы до 5K (268 °C). Основа криостата, весом 1250 тонн, будет одной из самых тяжелых одиночных нагрузок при сборке машины весом 23 тыс. тонн.

Европейский союз ответственен за вакуумную камеру, однако для оптимизации проекта и минимизации задержек часть работ была поручена Корее, которая продемонстрировала высочайший уровень собственных технологий, запустив токамак со сверхпроводящей магнитной системой KSTAR (Korean Superconducting Tokamak Advanced Research), получивший первую плазму в 2008 году, и продемонстрировав рекордную 70-секундную высокопроизводительную плазму в 2016 году.

Китай вместе с Россией работают над созданием сверхпроводников, первая поставка которых была осуществлена в июне 2014 года.

В России над проектом ИТЭР работают около 30 институтов и организаций. Шесть кольцеобразных полоидальных магнитов с полевой катушкой будут окружать машину ИТЭР для формирования плазмы и обеспечения ее стабильности путем отстранения от стенок вакуумного реактора. Полоидальная полевая катушка № 1 (PF1) строится на Средне-Невском судостроительном заводе в Санкт-Петербурге. Россия отвечает за широкий спектр электротехнических компонентов, из которых состоят коммутационные сети, блоки быстрого разряда, комплекты поставки измерительной аппаратуры. Налажено производство сборных шин и переключающих сетевых резисторов, завершается программа НИОКР для компонентов блока быстрой разгрузки.

Японские инженеры и ученые также работают над магнитной системой, в частности, над дизайн-проектом катушек тороидального поля и над получением сверхпроводящих ниобий-оловянных стрендов. Получение первой плазмы на установке ИТЭР запланировано на 2025 год, выход на полную мощность — на 2035 год. Недавно о желании присоединиться к проекту заявили Австралия и Иран.

Источник топлива для термоядерного реактора практически неисчерпаем, поскольку дейтерий присутствует в морской воде, а тритий получают в процессе работы реактора: он образовывается в токамаке, когда выходящие из плазмы нейтроны взаимодействуют с изотопом ⁶Li, содержащимся в бланкете. Это еще одна из важнейших задач, которую должен решить ИТЭР. Кстати, бланкет и дивертор — основные плазменные компоненты. Следует отметить, что первая стенка реактора, та, что ближе всего к плазме, всего в трех метрах от нее, — неотъемлемая часть бланкета. Идея разделения этих двух компонентов была отброшена в 1980-х годах; ученые пришли к их унификации для удобного и безопасного обслуживания.

Читайте также: