Реферат на тему:
Солнце — природный термоядерный реактор
Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B). Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А.[1][2].
Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией, которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более лёгкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород — самый распространенный элемент во Вселенной — является наилучшим горючим для реакции синтеза.
Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.
Схема реакции дейтерий-тритий
Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.
Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий:
2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт).
Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации.
Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона:Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания полоидального поля, необходимого для равновесия плазмы.
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3
2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ.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.
Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:
В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
Рти реакции медленно протекают параллельно СЃ реакцией дейтерий + гелий-3, Р° образовавшиеся РІ С…РѕРґРµ РЅРёС… тритий Рё гелий-3 СЃ большой вероятностью немедленно реагируют СЃ дейтерием.
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от многих факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.
Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α
Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:
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.
В настоящее время (2011) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.
Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн[источник не указан 168 дней]). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.
В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия 2H и трития 3H с выделением гелия-4 4He и «быстрого» нейтрона n:
2H + 3H в†’ 4He (3,5 РњСЌР’) + n (14,1 РњСЌР’).
Однако при этом бо́льшая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов. В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:
2H + 3He → 4He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p — протон.
Рто позволяет использовать более простые Рё эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор.
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2011):
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 самые мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии.[источник не указан 237 дней]
Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора РІ радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся РІ нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Рнергия, которая может выделиться РІ результате какой-либо аварии, тоже мала Рё РЅРµ может привести Рє разрушению реактора. РџСЂРё этом РІ конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера Рё оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто РЅРµ сможет работать. Тем РЅРµ менее, РїСЂРё проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности, как РїСЂРё нормальной эксплуатации, так Рё РІРѕ время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.
Оценки показывают, что даже в случае аварии, радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.
Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[3]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.
Рто топливо имеет СЂСЏРґ недостатков:
Существуют, РІ теории, альтернативные РІРёРґС‹ топлива, которые лишены указанных недостатков. РќРѕ РёС… использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии РёР· реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму РїСЂРё температуре синтеза (108 K) РЅР° протяжении определенного времени. Ртот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n РЅР° время содержания нагретой плазмы П„, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nП„ зависит РѕС‚ типа горючего Рё является функцией температуры плазмы. РР· всех РІРёРґРѕРІ горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого РЅРёР·РєРѕРіРѕ значения nП„, РїРѕ меньшей мере РЅР° РїРѕСЂСЏРґРѕРє, Рё самую РЅРёР·РєСѓСЋ температуру реакции, РїРѕ меньшей мере РІ 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование РґСЂСѓРіРёС… РІРёРґРѕРІ горючего остается важной целью исследований.[источник не указан 237 дней]
Рнергия синтеза рассматривается РјРЅРѕРіРёРјРё исследователями (РІ частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) РІ качестве «естественного» источника энергии РІ долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии РїСЂРёРІРѕРґСЏС‚ следующие аргументы РІ РёС… пользу:
Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остается открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости декомиссии реактора[6].
Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.[источник не указан 580 дней]
Несмотря РЅР° распространённый оптимизм (СЃ начала первых исследований 1950-С… РіРѕРґРѕРІ), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями Рё практическим использованием ядерного синтеза РґРѕ СЃРёС… РїРѕСЂ РЅРµ преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии СЃ использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс РІ исследованиях, исследователи то Рё дело сталкиваются СЃ новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, СЃРїРѕСЃРѕР±РЅРѕРіРѕ выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть РІ 100 раз интенсивнее, чем РІ традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов СЃ ядрами СЃ ростом энергии перестаёт зависеть РѕС‚ числа протонов Рё нейтронов Рё стремится Рє сечению атомного ядра — Рё для нейтронов энергии 14 РњСЌР’ просто РЅРµ существует изотопа СЃ достаточно малым сечением взаимодействия. Рто обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T Рё D-D реактора Рё снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов РёР· современных материалов для этих РґРІСѓС… типов оказывается больше стоимости произведённой РЅР° РЅРёС… энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 237 дней]:
Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не невозможны на современном технологическом уровне.
Различают следующие фазы исследований:
1.Равновесие или режим «перевала» (Break-even): РєРѕРіРґР° общая энергия, выделяемая РІ процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной РЅР° запуск Рё поддержку реакции. Рто соотношение помечают символом Q.
2.Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2010) не достигнут.
3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.
Макет реактора ITER. Масштаб 1:50
Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.
Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.[источник не указан 580 дней]
Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.
wreferat.baza-referat.ru
Реферат по теме: “Первичные источники питания”.
ТЕРМОЯДЕРНАЯ РНЕРГРРЇ
Предисловие:
РњС‹ привычно РіРѕРІРѕСЂРёРј Рѕ термоядерном синтезе, как Рѕ перспективном источнике энергии. РќРѕ РІРѕС‚ РІРѕРїСЂРѕСЃ: РЅРµ слишком ли долго РѕРЅ останется всего лишь “перспективным”? Ведь сложилась парадоксальная ситуация: РЅР° энергии деления ядер урана уже давно работают атомные электростанции, тогда как управляемый синтез лёгких ядер РЅРµ даёт положительного баланса энергии. Между тем последний процесс открыли РЅР° четыре РіРѕРґР° раньше, чем первый: РІ 1934 РіРѕРґСѓ РІ лаборатории Р. Резерфорда был проведён синтез ядер дейтерия СЃ получением трития. Рђ уже через несколько лет теоретики нашли подходящие ядерные процессы, объясняющие механизм “горения” звёзд, который так долго был неразрешимой загадкой. Значит, роль термоядерной реакции, как возможного источника огромных количеств энергии, была осознана давно. Какие же трудности стояли Рё стоят РЅР° пути Рє овладению этим источником?
Появление новой энергии.
Главная причина устойчивости звёздных термоядерных реакций — громадные размеры реакторов, да и времена циклов реакций исчисляются миллионами лет. Как же в наших ограниченных масштабах сотворить подобное?
Р’ 1945 РіРѕРґСѓ РЅР° далёком Сахалине Сѓ учащегося вечерней средней школы Олега Лаврентьева блеснула дерзновенная идея, которая сулила создание искусственного земного солнца. Как писал сам Олег Александрович, РѕРЅ “сформулировал принцип тепловой изоляции электрическим полем полностью ионизированного газа СЃ целью промышленной утилизации термоядерных реакций” Рё РЅРµ долго думая направил предложение РїСЂСЏРјРѕ РІ адрес Р.Р’.Сталина. РџРёСЃСЊРјРѕ осталось без ответа, РЅРѕ повторное предложение РІ ЦК Р’РљРџ(Р±) сработало мгновенно. Р’ 1954 РіРѕРґСѓ эта идея, оказавшаяся весьма плодотворной, была воплощена РІ Рнституте атомной энергии (РРРђ). Появилась первая исследовательская термоядерная установка токомак. Впоследствии Рђ.Р”.Сахаров, уже академик, засвидетельствовал: “Подтверждаю, что РІ РёСЋРЅРµ или июле 1950 Рі. СЏ рецензировал работу Рћ.Рђ.Лаврентьева… Ознакомление СЃ работой Лаврентьева послужило толчком, способствующим ускорению моей совместной СЃ Р.Р•.Таммом работы РїРѕ магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы”.
Но действительность оказалась сложнее. Выяснилось, что в тороидальном поле частицы за каждый оборот будут смещаться из области более сильной напряжённости (внутренний периметр тороида) в область слабой напряжённости (внешний периметр) и вся плазма “вывалится” на внешнюю стенку, не успев разогреться до термоядерных температур.
Правда, выход быстро нашли: для удержания плазмы в равновесии силовые линии её магнитного поля надо завить по спирали. Двадцать лет спустя эта работа сыграла историческую роль и стала оной из основ теории токамаков.
В 1969 году на международной конференции в Дубне было объявлено, что в плазме токамака Т-3 достигнута фантастическая для того времени температура- 7-10 млн. градусов. Началось всемирное “обращение в токамаки”.
Сейчас РЅР° токамаках, РєСЂРѕРјРµ Р РѕСЃСЃРёРё, работают РІ РЎРЁРђ, Великобритании, Франции, ФРГ, Рталии, РЇРїРѕРЅРёРё, Китае, Австралии, Ливии, Венгрии Рё РґСЂСѓРіРёС… странах.
Оказалось, что в замкнутых магнитных системах положения классической теории парных столкновений частиц плазмы, на которую тогда опирались учёные, не выполняются. А в 1965 году известные советские физики Р.З.Садеев, А.А.Галеев и Л.М.Коврижных создали новую теорию, за что впоследствии были удостоены Ленинской премии.
Условия управляемого ядерного синтеза.
В энергетически выгодных термоядерных реакциях участвуют прежде всего изотопы водорода-дейтерий (Д) и тритий (Т). При этом из двух реакций Д+Д и Д+Т последняя в сто раз эффективнее, и во всех современных установках пытаются осуществить именно её. При слиянии ядер дейтерия и трития образуется нестабильное ядро, которое быстро распадается на альфа-частицу (ядро гелия-4) с энергией 3,5 МэВ и нейрон с энергией 14,1 МэВ (то есть 20% и 80% общей энергии соответственно):
Р”+РўВ® 4 РќРµ++ (3,5 РњСЌР’)+n(14,1 РњСЌР’).
Дело осложняется тем, что “готового” трития в природе почти нет. Но выход найден: этот изотоп производится в самом реакторе из лития.
Таким образом, в термоядерных реакциях, в том числе в токамаках, будет, по существу, “сжигаться” литий, один грамм которого в этом случае соответствует тонне условного топлива. А доступные запасы лития на Земле на три порядка превосходят запасы органического топлива, причём добывать литий сравнительно несложно.
Для получения полезной энергии в реакциях ядерного синтеза надо последовательно достичь двух пороговых условий: “зажигания” реакции, то есть положительного энергобаланса, и самостоятельного, самоподдерживающегося синтеза, уже не требующего внешнего “подогрева”. Кроме того, необходима определённая плотность и время существования плазмы при данной температуре. В 1957 году английский физик Дж.Лоусон вывел соответствующий критерий: произведение плотности плазмы n (число частиц в кубическом метре её объёма) на время существования t (измеряемое в секундах) при температуре Т=108 К должно быть не менее 2*1020 с/м3. В этих условиях энергобаланс термоядерной реакции будет положительным, то есть общий выход энергии превысит энергозатраты на нагрев.
Но достижение первого порогового условия -зажигания- ещё не обеспечивает второго, то есть самоподдержания реакции. Вся надежда лишь на заряженные ядра гелия. Чтобы они удержались в зоне реакции, а их энергии хватило на её самоподдержание, магнитное поле должно иметь определённую напряженность В, а плазма- определённый объём V. Произведение этих двух величин BV называется фактором удержания, который и характеризует степень самообеспеченности реакции.
Токамаки: что достигнуто?
В таблице даны основные параметры токомаков: R и r — большой и малые радиусы плазмы, V — её объём, B — напряжённость магнитного поля, BV — фактор удержания плазмы и W — общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).
РќРђР—Р’РђРќРР• | R, Рњ | r, Рњ | V, Рњ3 | B, РўР» | VB, Рњ3 РўР» | W, РњР’Рў |
Т — 3 Россия | 1 | 0,15 | 0,5 | 3,5 | 1,8 | нет |
Т — 4 Россия | 0,9 | 0,17 | 0,5 | 4,5 | 2,3 | нет |
Т — 7 Россия | 1,2 | 0,35 | 3 | 2,5 | 7,5 | 1 |
Т — 10 Россия | 1,5 | 0,37 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Т — 15 Россия | 2,4 | 0,7 | 24 | 3,5 | 85 | 14 |
РўРЎРџ Р РѕСЃСЃРёСЏ | 1,06 | 0,29 | 1,8 | 2 | 3,6 | 2 |
PLT РЎРЁРђ | 1,3 | 0,4 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Doublett РЎРЁРђ | 2,75 | 0,9 | 44 | 2,6 | 120 | 8 |
JT — 60 Япония | 3 | 0,95 | 54 | 4,5 | 240 | 40 |
TFTR РЎРЁРђ | 2,65 | 1,1 | 64 | 5,2 | 330 | 30 |
JET ЕВРАТОМ | 2,95 | 1,7 | 170 | 3,4 | 580 | 52 |
Т — 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.
Т — 7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т — 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W — 7 со сверхпроводящей системой не удалась.
Т — 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. Рполученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.
JET (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире токомак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
Т — 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.
TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.
Как видно из краткого обзора, нет сомнений, что в ближайшее время можно ожидать “зажигания” термоядерной реакции в земных условиях на смеси газов дейтерия и трития.
Ядерный синтез завтра.
“На завтра” планируется прежде всего создание следующего поколения токамаков, РІ которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. РЎ этой целью РІ РАРимени Р.Р’.Курчатова Рё РќРРэлектрофизической аппаратуры имени Р”.Р’.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (РћРўР ).
Р’ ОТРставится целью самоподдержание реакции РЅР° таком СѓСЂРѕРІРЅРµ, чтобы отношение полезного выхода энергии Рє затраченной (обозначается Q ) было больше или РїРѕ крайней мере равно единице: Q=1. Рто условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы РЅР° пути создания коммерческого реактора СЃ Q=5. РџРѕ имеющимся оценкам, лишь РїСЂРё этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, РєРѕРіРґР° окупаются затраты РЅР° РІСЃРµ обслуживающие процессы, включая Рё социально-бытовые затраты. Рђ РїРѕРєР° что РЅР° американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.
Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТРеё объём примерно 300 м3, а площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без померного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.
Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токомаков после JET и Т-15.
NET предполагается соорудить в течении 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.
Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.
Мы проследили термояд “завтра” до конца XX и даже до начала XXI века. Здесь уже многое запланировано и предопределено. Такое предсказуемое “завтра”, видимо, кончится с пуском “настоящего” реактора. А что дальше — это уже во многом из области фантастики...
Вывод.
Жизнь идёт вперёд, открываются всё новые горизонты. Несомненно лишь одно: термоядерный синтез — реальность XXI века, но на его пути в большую энергетику ещё много перепутий.
www.ronl.ru
Реферат по теме: “Первичные источники питания”.
ТЕРМОЯДЕРНАЯ РНЕРГРРЇ
Предисловие:
РњС‹ привычно РіРѕРІРѕСЂРёРј Рѕ термоядерном синтезе, как Рѕ перспективном источнике энергии. РќРѕ РІРѕС‚ РІРѕРїСЂРѕСЃ: РЅРµ слишком ли долго РѕРЅ останется всего лишь “перспективным”? Ведь сложилась парадоксальная ситуация: РЅР° энергии деления ядер урана уже давно работают атомные электростанции, тогда как управляемый синтез лёгких ядер РЅРµ даёт положительного баланса энергии. Между тем последний процесс открыли РЅР° четыре РіРѕРґР° раньше, чем первый: РІ 1934 РіРѕРґСѓ РІ лаборатории Р. Резерфорда был проведён синтез ядер дейтерия СЃ получением трития. Рђ уже через несколько лет теоретики нашли подходящие ядерные процессы, объясняющие механизм “горения” звёзд, который так долго был неразрешимой загадкой. Значит, роль термоядерной реакции, как возможного источника огромных количеств энергии, была осознана давно. Какие же трудности стояли Рё стоят РЅР° пути Рє овладению этим источником?
Появление новой энергии.
Главная причина устойчивости звёздных термоядерных реакций — громадные размеры реакторов, да и времена циклов реакций исчисляются миллионами лет. Как же в наших ограниченных масштабах сотворить подобное?
Р’ 1945 РіРѕРґСѓ РЅР° далёком Сахалине Сѓ учащегося вечерней средней школы Олега Лаврентьева блеснула дерзновенная идея, которая сулила создание искусственного земного солнца. Как писал сам Олег Александрович, РѕРЅ “сформулировал принцип тепловой изоляции электрическим полем полностью ионизированного газа СЃ целью промышленной утилизации термоядерных реакций” Рё РЅРµ долго думая направил предложение РїСЂСЏРјРѕ РІ адрес Р.Р’.Сталина. РџРёСЃСЊРјРѕ осталось без ответа, РЅРѕ повторное предложение РІ ЦК Р’РљРџ(Р±) сработало мгновенно. Р’ 1954 РіРѕРґСѓ эта идея, оказавшаяся весьма плодотворной, была воплощена РІ Рнституте атомной энергии (РРРђ). Появилась первая исследовательская термоядерная установка токомак. Впоследствии Рђ.Р”.Сахаров, уже академик, засвидетельствовал: “Подтверждаю, что РІ РёСЋРЅРµ или июле 1950 Рі. СЏ рецензировал работу Рћ.Рђ.Лаврентьева… Ознакомление СЃ работой Лаврентьева послужило толчком, способствующим ускорению моей совместной СЃ Р.Р•.Таммом работы РїРѕ магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы”.
Но действительность оказалась сложнее. Выяснилось, что в тороидальном поле частицы за каждый оборот будут смещаться из области более сильной напряжённости (внутренний периметр тороида) в область слабой напряжённости (внешний периметр) и вся плазма “вывалится” на внешнюю стенку, не успев разогреться до термоядерных температур.
Правда, выход быстро нашли: для удержания плазмы в равновесии силовые линии её магнитного поля надо завить по спирали. Двадцать лет спустя эта работа сыграла историческую роль и стала оной из основ теории токамаков.
В 1969 году на международной конференции в Дубне было объявлено, что в плазме токамака Т-3 достигнута фантастическая для того времени температура- 7-10 млн. градусов. Началось всемирное “обращение в токамаки”.
Сейчас РЅР° токамаках, РєСЂРѕРјРµ Р РѕСЃСЃРёРё, работают РІ РЎРЁРђ, Великобритании, Франции, ФРГ, Рталии, РЇРїРѕРЅРёРё, Китае, Австралии, Ливии, Венгрии Рё РґСЂСѓРіРёС… странах.
Оказалось, что в замкнутых магнитных системах положения классической теории парных столкновений частиц плазмы, на которую тогда опирались учёные, не выполняются. А в 1965 году известные советские физики Р.З.Садеев, А.А.Галеев и Л.М.Коврижных создали новую теорию, за что впоследствии были удостоены Ленинской премии.
Условия управляемого ядерного синтеза.
В энергетически выгодных термоядерных реакциях участвуют прежде всего изотопы водорода-дейтерий (Д) и тритий (Т). При этом из двух реакций Д+Д и Д+Т последняя в сто раз эффективнее, и во всех современных установках пытаются осуществить именно её. При слиянии ядер дейтерия и трития образуется нестабильное ядро, которое быстро распадается на альфа-частицу (ядро гелия-4) с энергией 3,5 МэВ и нейрон с энергией 14,1 МэВ (то есть 20% и 80% общей энергии соответственно):
Р”+РўВ® 4 РќРµ++ (3,5 РњСЌР’)+n(14,1 РњСЌР’).
Дело осложняется тем, что “готового” трития в природе почти нет. Но выход найден: этот изотоп производится в самом реакторе из лития.
Таким образом, в термоядерных реакциях, в том числе в токамаках, будет, по существу, “сжигаться” литий, один грамм которого в этом случае соответствует тонне условного топлива. А доступные запасы лития на Земле на три порядка превосходят запасы органического топлива, причём добывать литий сравнительно несложно.
Для получения полезной энергии в реакциях ядерного синтеза надо последовательно достичь двух пороговых условий: “зажигания” реакции, то есть положительного энергобаланса, и самостоятельного, самоподдерживающегося синтеза, уже не требующего внешнего “подогрева”. Кроме того, необходима определённая плотность и время существования плазмы при данной температуре. В 1957 году английский физик Дж.Лоусон вывел соответствующий критерий: произведение плотности плазмы n (число частиц в кубическом метре её объёма) на время существования t (измеряемое в секундах) при температуре Т=108 К должно быть не менее 2*1020 с/м3. В этих условиях энергобаланс термоядерной реакции будет положительным, то есть общий выход энергии превысит энергозатраты на нагрев.
Но достижение первого порогового условия -зажигания- ещё не обеспечивает второго, то есть самоподдержания реакции. Вся надежда лишь на заряженные ядра гелия. Чтобы они удержались в зоне реакции, а их энергии хватило на её самоподдержание, магнитное поле должно иметь определённую напряженность В, а плазма- определённый объём V. Произведение этих двух величин BV называется фактором удержания, который и характеризует степень самообеспеченности реакции.
Токамаки: что достигнуто?
В таблице даны основные параметры токомаков: R и r — большой и малые радиусы плазмы, V — её объём, B — напряжённость магнитного поля, BV — фактор удержания плазмы и W — общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).
РќРђР—Р’РђРќРР• | R, Рњ | r, Рњ | V, Рњ3 | B, РўР» | VB, Рњ3 РўР» | W, РњР’Рў |
Т — 3 Россия | 1 | 0,15 | 0,5 | 3,5 | 1,8 | нет |
Т — 4 Россия | 0,9 | 0,17 | 0,5 | 4,5 | 2,3 | нет |
Т — 7 Россия | 1,2 | 0,35 | 3 | 2,5 | 7,5 | 1 |
Т — 10 Россия | 1,5 | 0,37 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Т — 15 Россия | 2,4 | 0,7 | 24 | 3,5 | 85 | 14 |
РўРЎРџ Р РѕСЃСЃРёСЏ | 1,06 | 0,29 | 1,8 | 2 | 3,6 | 2 |
PLT РЎРЁРђ | 1,3 | 0,4 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Doublett РЎРЁРђ | 2,75 | 0,9 | 44 | 2,6 | 120 | 8 |
JT — 60 Япония | 3 | 0,95 | 54 | 4,5 | 240 | 40 |
TFTR РЎРЁРђ | 2,65 | 1,1 | 64 | 5,2 | 330 | 30 |
JET ЕВРАТОМ | 2,95 | 1,7 | 170 | 3,4 | 580 | 52 |
Т — 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.
Т — 7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т — 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W — 7 со сверхпроводящей системой не удалась.
Т — 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. Рполученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.
JET (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире токомак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
Т — 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.
TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.
Как видно из краткого обзора, нет сомнений, что в ближайшее время можно ожидать “зажигания” термоядерной реакции в земных условиях на смеси газов дейтерия и трития.
Ядерный синтез завтра.
“На завтра” планируется прежде всего создание следующего поколения токамаков, РІ которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. РЎ этой целью РІ РАРимени Р.Р’.Курчатова Рё РќРРэлектрофизической аппаратуры имени Р”.Р’.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (РћРўР ).
Р’ ОТРставится целью самоподдержание реакции РЅР° таком СѓСЂРѕРІРЅРµ, чтобы отношение полезного выхода энергии Рє затраченной (обозначается Q ) было больше или РїРѕ крайней мере равно единице: Q=1. Рто условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы РЅР° пути создания коммерческого реактора СЃ Q=5. РџРѕ имеющимся оценкам, лишь РїСЂРё этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, РєРѕРіРґР° окупаются затраты РЅР° РІСЃРµ обслуживающие процессы, включая Рё социально-бытовые затраты. Рђ РїРѕРєР° что РЅР° американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.
Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТРеё объём примерно 300 м3, а площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без померного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.
Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токомаков после JET и Т-15.
NET предполагается соорудить в течении 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.
Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.
Мы проследили термояд “завтра” до конца XX и даже до начала XXI века. Здесь уже многое запланировано и предопределено. Такое предсказуемое “завтра”, видимо, кончится с пуском “настоящего” реактора. А что дальше — это уже во многом из области фантастики...
Вывод.
Жизнь идёт вперёд, открываются всё новые горизонты. Несомненно лишь одно: термоядерный синтез — реальность XXI века, но на его пути в большую энергетику ещё много перепутий.
www.ronl.ru
Реферат по теме: “Первичные источники питания”.
ТЕРМОЯДЕРНАЯ РНЕРГРРЇ
Предисловие:
РњС‹ привычно РіРѕРІРѕСЂРёРј Рѕ термоядерном синтезе, как Рѕ перспективном источнике энергии. РќРѕ РІРѕС‚ РІРѕРїСЂРѕСЃ: РЅРµ слишком ли долго РѕРЅ останется всего лишь “перспективным”? Ведь сложилась парадоксальная ситуация: РЅР° энергии деления ядер урана уже давно работают атомные электростанции, тогда как управляемый синтез лёгких ядер РЅРµ даёт положительного баланса энергии. Между тем последний процесс открыли РЅР° четыре РіРѕРґР° раньше, чем первый: РІ 1934 РіРѕРґСѓ РІ лаборатории Р. Резерфорда был проведён синтез ядер дейтерия СЃ получением трития. Рђ уже через несколько лет теоретики нашли подходящие ядерные процессы, объясняющие механизм “горения” звёзд, который так долго был неразрешимой загадкой. Значит, роль термоядерной реакции, как возможного источника огромных количеств энергии, была осознана давно. Какие же трудности стояли Рё стоят РЅР° пути Рє овладению этим источником?
Появление новой энергии.
Главная причина устойчивости звёздных термоядерных реакций — громадные размеры реакторов, да и времена циклов реакций исчисляются миллионами лет. Как же в наших ограниченных масштабах сотворить подобное?
Р’ 1945 РіРѕРґСѓ РЅР° далёком Сахалине Сѓ учащегося вечерней средней школы Олега Лаврентьева блеснула дерзновенная идея, которая сулила создание искусственного земного солнца. Как писал сам Олег Александрович, РѕРЅ “сформулировал принцип тепловой изоляции электрическим полем полностью ионизированного газа СЃ целью промышленной утилизации термоядерных реакций” Рё РЅРµ долго думая направил предложение РїСЂСЏРјРѕ РІ адрес Р.Р’.Сталина. РџРёСЃСЊРјРѕ осталось без ответа, РЅРѕ повторное предложение РІ ЦК Р’РљРџ(Р±) сработало мгновенно. Р’ 1954 РіРѕРґСѓ эта идея, оказавшаяся весьма плодотворной, была воплощена РІ Рнституте атомной энергии (РРРђ). Появилась первая исследовательская термоядерная установка токомак. Впоследствии Рђ.Р”.Сахаров, уже академик, засвидетельствовал: “Подтверждаю, что РІ РёСЋРЅРµ или июле 1950 Рі. СЏ рецензировал работу Рћ.Рђ.Лаврентьева… Ознакомление СЃ работой Лаврентьева послужило толчком, способствующим ускорению моей совместной СЃ Р.Р•.Таммом работы РїРѕ магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы”.
Но действительность оказалась сложнее. Выяснилось, что в тороидальном поле частицы за каждый оборот будут смещаться из области более сильной напряжённости (внутренний периметр тороида) в область слабой напряжённости (внешний периметр) и вся плазма “вывалится” на внешнюю стенку, не успев разогреться до термоядерных температур.
Правда, выход быстро нашли: для удержания плазмы в равновесии силовые линии её магнитного поля надо завить по спирали. Двадцать лет спустя эта работа сыграла историческую роль и стала оной из основ теории токамаков.
В 1969 году на международной конференции в Дубне было объявлено, что в плазме токамака Т-3 достигнута фантастическая для того времени температура- 7-10 млн. градусов. Началось всемирное “обращение в токамаки”.
Сейчас РЅР° токамаках, РєСЂРѕРјРµ Р РѕСЃСЃРёРё, работают РІ РЎРЁРђ, Великобритании, Франции, ФРГ, Рталии, РЇРїРѕРЅРёРё, Китае, Австралии, Ливии, Венгрии Рё РґСЂСѓРіРёС… странах.
Оказалось, что в замкнутых магнитных системах положения классической теории парных столкновений частиц плазмы, на которую тогда опирались учёные, не выполняются. А в 1965 году известные советские физики Р.З.Садеев, А.А.Галеев и Л.М.Коврижных создали новую теорию, за что впоследствии были удостоены Ленинской премии.
Условия управляемого ядерного синтеза.
В энергетически выгодных термоядерных реакциях участвуют прежде всего изотопы водорода-дейтерий (Д) и тритий (Т). При этом из двух реакций Д+Д и Д+Т последняя в сто раз эффективнее, и во всех современных установках пытаются осуществить именно её. При слиянии ядер дейтерия и трития образуется нестабильное ядро, которое быстро распадается на альфа-частицу (ядро гелия-4) с энергией 3,5 МэВ и нейрон с энергией 14,1 МэВ (то есть 20% и 80% общей энергии соответственно):
Р”+РўВ® 4 РќРµ++ (3,5 РњСЌР’)+n(14,1 РњСЌР’).
Дело осложняется тем, что “готового” трития в природе почти нет. Но выход найден: этот изотоп производится в самом реакторе из лития.
Таким образом, в термоядерных реакциях, в том числе в токамаках, будет, по существу, “сжигаться” литий, один грамм которого в этом случае соответствует тонне условного топлива. А доступные запасы лития на Земле на три порядка превосходят запасы органического топлива, причём добывать литий сравнительно несложно.
Для получения полезной энергии в реакциях ядерного синтеза надо последовательно достичь двух пороговых условий: “зажигания” реакции, то есть положительного энергобаланса, и самостоятельного, самоподдерживающегося синтеза, уже не требующего внешнего “подогрева”. Кроме того, необходима определённая плотность и время существования плазмы при данной температуре. В 1957 году английский физик Дж.Лоусон вывел соответствующий критерий: произведение плотности плазмы n (число частиц в кубическом метре её объёма) на время существования t (измеряемое в секундах) при температуре Т=108 К должно быть не менее 2*1020 с/м3. В этих условиях энергобаланс термоядерной реакции будет положительным, то есть общий выход энергии превысит энергозатраты на нагрев.
Но достижение первого порогового условия -зажигания- ещё не обеспечивает второго, то есть самоподдержания реакции. Вся надежда лишь на заряженные ядра гелия. Чтобы они удержались в зоне реакции, а их энергии хватило на её самоподдержание, магнитное поле должно иметь определённую напряженность В, а плазма- определённый объём V. Произведение этих двух величин BV называется фактором удержания, который и характеризует степень самообеспеченности реакции.
Токамаки: что достигнуто?
В таблице даны основные параметры токомаков: R и r — большой и малые радиусы плазмы, V — её объём, B — напряжённость магнитного поля, BV — фактор удержания плазмы и W — общая мощность дополнительных источников её нагрева (который можно производить тремя способами: адиабатическим сжатием плазмы, инжекцией быстрых (“горячих”) нейтральных атомов и высокочастотными волнами).
РќРђР—Р’РђРќРР• | R, Рњ | r, Рњ | V, Рњ3 | B, РўР» | VB, Рњ3 РўР» | W, РњР’Рў |
Т — 3 Россия | 1 | 0,15 | 0,5 | 3,5 | 1,8 | нет |
Т — 4 Россия | 0,9 | 0,17 | 0,5 | 4,5 | 2,3 | нет |
Т — 7 Россия | 1,2 | 0,35 | 3 | 2,5 | 7,5 | 1 |
Т — 10 Россия | 1,5 | 0,37 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Т — 15 Россия | 2,4 | 0,7 | 24 | 3,5 | 85 | 14 |
РўРЎРџ Р РѕСЃСЃРёСЏ | 1,06 | 0,29 | 1,8 | 2 | 3,6 | 2 |
PLT РЎРЁРђ | 1,3 | 0,4 | 4 | 4,5 | 19 | 4 |
Doublett РЎРЁРђ | 2,75 | 0,9 | 44 | 2,6 | 120 | 8 |
JT — 60 Япония | 3 | 0,95 | 54 | 4,5 | 240 | 40 |
TFTR РЎРЁРђ | 2,65 | 1,1 | 64 | 5,2 | 330 | 30 |
JET ЕВРАТОМ | 2,95 | 1,7 | 170 | 3,4 | 580 | 52 |
Т — 4 — по сути, увеличенная модель Т-3.
Т — 7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т — 7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики. Чтобы подчеркнуть всю сложность этой задачи, отметим, что попытка наших коллег из ФРГ соорудить плазменную установку W — 7 со сверхпроводящей системой не удалась.
Т — 10 и PLT— следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. Рполученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз. Не надо удивляться этому как будто легкомысленному “всего”: на самом деле в те годы и такой результат был успехом.
JET (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире токомак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
Т — 15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. К сожалению, столь важный для развития наших работ по термояду реактор является самым “младшим” в своём поколении, явно отставая от последних зарубежных. Такое отставание — расплата за негибкость нашей промышленности и проектных организаций, отчего каждая новая установка становиться “долгостроем”.
TFTR (Test Fusion Tokamak Reactor) — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания.
Как видно из краткого обзора, нет сомнений, что в ближайшее время можно ожидать “зажигания” термоядерной реакции в земных условиях на смеси газов дейтерия и трития.
Ядерный синтез завтра.
“На завтра” планируется прежде всего создание следующего поколения токамаков, РІ которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. РЎ этой целью РІ РАРимени Р.Р’.Курчатова Рё РќРРэлектрофизической аппаратуры имени Р”.Р’.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (РћРўР ).
Р’ ОТРставится целью самоподдержание реакции РЅР° таком СѓСЂРѕРІРЅРµ, чтобы отношение полезного выхода энергии Рє затраченной (обозначается Q ) было больше или РїРѕ крайней мере равно единице: Q=1. Рто условие — серьёзный этап отработки всех элементов системы РЅР° пути создания коммерческого реактора СЃ Q=5. РџРѕ имеющимся оценкам, лишь РїСЂРё этом значении Q достигается самоокупаемость термоядерного энергоисточника, РєРѕРіРґР° окупаются затраты РЅР° РІСЃРµ обслуживающие процессы, включая Рё социально-бытовые затраты. Рђ РїРѕРєР° что РЅР° американском TFTR достигнуто значение Q=0,2-0,4.
Существуют также и другие проблемы. Например, первая стенка — то есть оболочка тороидальной вакуумной камеры — самая напряжённая, буквально многострадальная часть всей конструкции. В ОТРеё объём примерно 300 м3, а площадь поверхности около 400 м2. Стенка должна быть достаточно прочной, чтобы противостоять атмосферному давлению и механическим силам, возникающим от магнитного поля, и достаточно тонкой, чтобы без померного перепада температур отводить тепловые потоки от плазмы к воде, циркулирующей на внешней стороне тороида. Её оптимальная толщина 2 мм. В качестве материалов выбраны аустенитные стали либо никелевые и титановые сплавы.
Планируется установка Евратомом NET (Next Europeus Tor), во многом схожим с ОТР, это следующее поколение токомаков после JET и Т-15.
NET предполагается соорудить в течении 1994-1999 годов. Первый этап исследований планируется провести за 3-4 года.
Говорят и о следующем поколении после NET — это уже “настоящий” термоядерный реактор, условно названный DEMO. Впрочем, не всё пока ясно даже и с NET, поскольку есть планы сооружения нескольких международных установок.
Мы проследили термояд “завтра” до конца XX и даже до начала XXI века. Здесь уже многое запланировано и предопределено. Такое предсказуемое “завтра”, видимо, кончится с пуском “настоящего” реактора. А что дальше — это уже во многом из области фантастики...
Вывод.
Жизнь идёт вперёд, открываются всё новые горизонты. Несомненно лишь одно: термоядерный синтез — реальность XXI века, но на его пути в большую энергетику ещё много перепутий.
www.ronl.ru
Когда в пятидесятых годах прошлого века Землю потрясли мощные взрывы термоядерных бомб, казалось, что до мирного использования энергии синтеза ядер осталось совсем немного: одно или два десятилетия. Для подобного оптимизма имелись и основания: с момента применения атомной бомбы до создания реактора, вырабатывающего электричество, прошло всего 10 лет.
Но задача обуздания термоядерного синтеза оказалась необычайно сложной. Десятилетия проходили одно за другим, а доступа к неограниченным запасам энергии так и не удалось получить. За это время человечество, сжигая ископаемые ресурсы, загрязнило выбросами атмосферу и перегрело ее парниковыми газами. Катастрофы в Чернобыле и на Фукусиме-1 дискредитировали ядерную энергетику.
Что же помешало освоить столь перспективный и безопасный процесс термоядерного синтеза, который навсегда мог бы снять проблему обеспечения человечества энергией?
Рзначально было понятно, что для протекания реакции необходимо сблизить СЏРґСЂР° РІРѕРґРѕСЂРѕРґР° настолько плотно, чтоб ядерные силы могли образовать СЏРґСЂРѕ РЅРѕРІРѕРіРѕ элемента – гелия СЃ выделением значительного количества энергии. РќРѕ СЏРґСЂР° РІРѕРґРѕСЂРѕРґР° отталкиваются РґСЂСѓРі РѕС‚ РґСЂСѓРіР° электрическими силами. Оценка температур Рё давлений, РїСЂРё которых начинается управляемая термоядерная реакция показала, что РЅРё РѕРґРёРЅ материал РЅРµ сможет устоять против подобных температур.
По тем же причинам был отвергнут и чистый дейтерий – изотоп водорода. Потратив миллиарды долларов и десятилетия времени, ученые наконец смогли зажечь термоядерное пламя на очень короткое время. Осталось научиться удерживать плазму термоядерного синтеза достаточно долго. От компьютерного моделирования необходимо было переходить к строительству реального реактора.
На этом этапе стало понятно, что усилий и средств отдельного государства не хватит для постройки и эксплуатации опытных и опытно-промышленных установок. В рамках международного сотрудничества было решено реализовать проект экспериментального термоядерного реактора стоимостью больше 14 миллиардов долларов.
Но в 1996 году США прекратила свое участие и, соответственно, финансирование проекта. Некоторое время реализация шла за счет средств Канады, Японии и Европы, но до строительства реактора дело так и не дошло.
Второй проект, тоже международный, реализуется во Франции. Длительное удержание плазмы происходит за счет специальной формы магнитного поля – в виде бутылки. Основу этого способа заложили еще советские физики. Первая установка типа «Токамак» должна дать на выходе больше энергии, чем тратится на поджиг и удержание плазмы.
К 2012 году монтаж реактора должны были закончить, но сведений об успешной эксплуатации пока нет. Возможно, экономические потрясения последних лет внесли свои коррективы и в планы ученых.
Трудности с достижением управляемого термоядерного синтеза породил множество спекуляций и ложных сообщений о так называемой «холодной» термоядерной реакции слияния ядер. При том, что никаких физических возможностей или законов до сих пор не нашли, многие исследователи утверждают о ее существовании. Ведь ставки слишком велики: от Нобелевских премий для ученых до геополитического господства государства, овладевшего подобной технологией и получившего доступ к энергетическому изобилию.
Но каждое такое сообщение оказывается преувеличенным или откровенно ложным. Серьезные ученые относятся к существованию подобной реакции со скептицизмом.
Реальные возможности овладения синтезом и начала промышленной эксплуатации термоядерных реакторов отодвигаются на середину 21 века. К этому времени удастся подобрать необходимые материалы и отработать безопасную его эксплуатацию. Поскольку подобные реакторы будут работать с плазмой очень низкой плотности, безопасность термоядерных электростанций будет гораздо выше, чем атомных станций.
Любое нарушение в зоне реакции сразу «затушит» термоядерное пламя. Но пренебрегать мерами безопасности не стоит: единичная мощность реакторов будет настолько велика, что авария даже в контурах отбора тепла может повлечь и жертвы, и загрязнение окружающей среды. Дело осталось за малым: подождать 30-40 лет и увидеть эпоху энергетического изобилия. Если доживем, конечно.
www.ronl.ru
Р•
.Рџ. Велихов, В РЎ.Р’. Путвинский. Доклад РѕС‚ 22.10.1999, выполненный РІ рамках Energy Center of the World Federation of ScientistsВ
Аннотация
       В настоящей статье приведен краткий обзор современного состояния термоядерных исследований и изложены перспективы термоядерной энергетики в энергетической системе 21 века. Обзор рассчитан на широкий круг читателей, знакомых с основами физики и инженерии.
1. Введение
РџРѕ современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энергии, которые, РІ принципе, РјРѕРіСѓС‚ быть освоены Рё использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это РѕРґРёРЅ РёР· таких источников энергии. Р’ реакциях синтеза энергия производится Р·Р° счет работы ядерных СЃРёР», совершаемых РїСЂРё слиянии ядер легких элементов Рё образовании более тяжелых ядер. Рти реакции широко распространены РІ РїСЂРёСЂРѕРґРµ - считается, что энергия звезд Рё, РІ том числе, Солнца производится РІ результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре СЏРґСЂР° атома РІРѕРґРѕСЂРѕРґР° РІ СЏРґСЂРѕ гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энергией экологическую систему Земли.
Р’ настоящее время, более 85% энергии РїСЂРѕРёР·РІРѕРґРёРјРѕР№ человеком получается РїСЂРё сжигании органических топлив - угля, нефти Рё РїСЂРёСЂРѕРґРЅРѕРіРѕ газа. Ртот дешевый источник энергии, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел Рє быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию Рё, как результат, Рє росту народонаселения Земли. Предполагается, что РёР·-Р·Р° роста народонаселения Рё более равномерного потребления энергии РїРѕ регионам, производство энергии возрастет Рє 2050 Рі примерно РІ три раза РїРѕ сравнению СЃ нынешним уровнем Рё достигнет 1021 Дж РІ РіРѕРґ. РќРµ вызывает сомнения, что РІ РѕР±РѕР·СЂРёРјРѕРј будущем прежний источник энергии - органические топлива - придется заменить РЅР° РґСЂСѓРіРёРµ РІРёРґС‹ производства энергии. Рто произойдет как РїРѕ причине истощения природных ресурсов, так Рё РїРѕ причине загрязнения окружающей среды, которое РїРѕ оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем Р±СѓРґСѓС‚ выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний СЃРїРѕСЃРѕР± производства энергии использует атмосферу РІ качестве РїРѕРјРѕР№РєРё, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого Рё РґСЂСѓРіРёС… газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход РѕС‚ органических топлив Рє широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается РІ середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные Рё, РІ том числе, возобновляемые источники энергии, такие как: солнечная энергия, энергия ветра, гидроэлектроэнергия, выращивание Рё сжигание биомассы Рё ядерная энергия. Доля каждого источника энергии РІ общем производстве энергии будет определяться структурой потребления энергии Рё экономической эффективностью каждого РёР· этих источников энергии.
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 на постоянном или квазипостоянном уровне, 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.
Какие же преимущества имеет термоядерный синтез РїРѕ сравнению СЃ ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться РЅР° широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? РћСЃРЅРѕРІРЅРѕРµ Рё принципиальное отличие заключается РІ отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. Рхотя РІ процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, РІ котором наведенная активность первой стенки будет снижаться РґРѕ полностью безопасного СѓСЂРѕРІРЅСЏ Р·Р° тридцать лет после остановки реактора. Рто означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего РЅР° 30 лет, после чего материалы РјРѕРіСѓС‚ быть переработаны Рё использованы РІ РЅРѕРІРѕРј реакторе синтеза. Рта ситуация принципиально отличается РѕС‚ реакторов деления, которые РїСЂРѕРёР·РІРѕРґСЏС‚ радиоактивные расходы, требующие переработки Рё хранения РІ течение десятков тысяч лет. РљСЂРѕРјРµ РЅРёР·РєРѕР№ радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива Рё РґСЂСѓРіРёС… необходимых материалов, достаточных для производства энергии РІ течении РјРЅРѕРіРёС… сотен, если РЅРµ тысяч лет.
Рменно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать РІ середине 50 РіРѕРґРѕРІ широкомасштабные исследования РїРѕ управляемому термоядерному синтезу. Р’ Советском РЎРѕСЋР·Рµ Рё РЎРЁРђ Рє этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных Р±РѕРјР±, которые подтвердили принципиальную возможность использования энергии ядерного синтеза РІ земных условиях. РЎ самого начала стало СЏСЃРЅРѕ, что управляемый термоядерный синтез РЅРµ имеет военного применения. Р’ 1956 Рі исследования были рассекречены Рё СЃ тех РїРѕСЂ проводятся РІ рамках широкого международного сотрудничества. Водородная Р±РѕРјР±Р° была создана всего Р·Р° несколько лет, Рё РІ то время казалось, что цель близка, Рё что первые крупные экспериментальные установки, построенные РІ конце 50 РіРѕРґРѕРІ, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, РїСЂРё которых выделение термоядерной мощности сравнимо СЃ мощностью нагрева реагирующей смеси. Р’ 1997 Рі самая крупная термоядерная установка - Европейский РўРћРљРђРњРђРљ (JET) получила 16 РњР’С‚ термоядерной мощности Рё вплотную подошла Рє этому РїРѕСЂРѕРіСѓ.
Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам Рё инженерам пришлось решить массу проблем, Рѕ которых Рё РЅРµ догадывались РІ начале пути. Р’ течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять Рё описать сложные физические процессы, происходящие РІ реагирующей смеси. Рнженерам потребовалось решить РЅРµ менее сложные проблемы, РІ том числе, научиться создавать глубокий вакуум РІ больших объемах, подобрать Рё испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры Рё источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси Рё РјРЅРѕРіРѕРµ РґСЂСѓРіРѕРµ.
§4 посвящен обзору исследований в области магнитного управляемого синтеза, который включает в себя системы с магнитным удержанием и импульсные системы. Большая часть этого обзора посвящена наиболее продвинутым системам для магнитного удержания плазмы, установкам типа ТОКАМАК.
Объём настоящего обзора позволяет обсудить только наиболее существенные стороны исследований по управляемому термоядерному синтезу. Читателю, интересующемуся более глубоким изучением различных аспектов этой проблемы, можно рекомендовать обратиться к обзорной литературе. Существует обширная литература, посвященная управляемому термоядерному синтезу. В том числе, следует упомянуть как ставшие уже классическими книги [1-3], написанные основоположниками управляемых термоядерных исследований, так и совсем недавние издания, как, например, [4], в которых изложено современное состояние термоядерных исследований.
2. Физические основы управляемого термоядерного синтеза.
Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энергии довольно много, для практических целей использования ядерной энергии, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада он превращается в Не3, излучая низкоэнергичный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.
Таблица 1. Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза
| В | Реакция | Рнергетический выход, q, (РњСЌР’) |
| 1 | D + T = He4 + n | 17.6 |
| 2 | D + D = He3 + n | 3.27 |
| 3 | D + D = T + p | 4.03 |
| 4 | D + He3 = He4 + p | 18.4 |
| 5 | p + B11 = 3He4 | 8.7 |
| 6 | Li6 + n = He4 + T | 4.8 |
| 7 | Li7 + n = He4 + Рў + n | - 2.47 |
Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ. Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энергии сталкивающихся частиц в системе центра масс.
| Пѓ [cm2 ] | Р•, [keV] |
РР·-Р·Р° наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций РїСЂРё РЅРёР·РєРѕР№ энергии частиц ничтожно малы, Рё, поэтому, РїСЂРё обычной температуре смесь изотопов РІРѕРґРѕСЂРѕРґР° Рё РґСЂСѓРіРёС… легких атомов, практически, РЅРµ реагирует. Для того, чтобы любая РёР· этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энергию. РўРѕРіРґР° частицы СЃРјРѕРіСѓС‚ преодолеть кулоновский барьер, сблизиться РЅР° расстояние РїРѕСЂСЏРґРєР° ядерных Рё прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия СЃ тритием достигается РїСЂРё энергии частиц около 80 РљСЌР’, Р° для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Рў = 108°К.
Самый простой способ получения энергии ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энергии 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энергию достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной ( порядка 100 КэВ ) и произведенной в реакции энергии ( порядка 10 МэВ ). Другими словами, при таком “способе” производства энергии коэффициент воспроизводства энергии, Qfus = Рсинтез/Рзатрат будет меньше 1.
Для того, чтобы увеличить Qfus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Qfus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энергичных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.
Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т), которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n1 n2 К(Т), и, следовательно, объемную плотность выделения энергии в реагирующей смеси,
PfusВ =В qВ n1В n2В K(T)В В В В В В В В В В В В В В В В В
(1)
В последней формуле n1 n2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.
РџСЂРё высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится РІ состоянии плазмы, С‚.Рµ. состоит РёР· свободных электронов Рё положительно заряженных РёРѕРЅРѕРІ, которые взаимодействуют РґСЂСѓРі СЃ РґСЂСѓРіРѕРј Р·Р° счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные СЃ движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы Рё, РІ частности, поддерживают ее квазинейтральность. РЎ очень большой точностью, плотность зарядов РёРѕРЅРѕРІ Рё электронов РІ плазме равны между СЃРѕР±РѕР№, ne = Znz, РіРґРµ Z - заряд РёРѕРЅР° (для изотопов РІРѕРґРѕСЂРѕРґР° Z = 1). Ронная Рё электронная компоненты обмениваются энергией, Р·Р° счет кулоновских столкновений Рё РїСЂРё параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, РёС… температуры примерно равны.
За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, испускаемое электронами при столкновении с ионами [3]:
В В В В В В В (2)
Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение Pfus/Pb зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, Pfus/Pb = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энергии, и поэтому в холодной смеси положительный выход энергии невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 107 °К). Пороговые температуры для DD и DHe3-реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции [5], и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки [6], в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.
Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энергии из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энергии можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы tE, определенным таким образом, что отношение 3nТ / tE дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, Pfus > 3nТ / tE, что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, ntE. Например, для DT-реакции необходимо, чтобы
ntE > 5В В·1019 s/m3 В В В В В В В В В В В (3)
Рто условие принято называть критерием Лоусона (cтрого РіРѕРІРѕСЂСЏ, РІ оригинальной работе [7] критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора Рё, РІ отличие РѕС‚ (3), включает РІ себя Рє.Рї.Рґ. преобразования тепловой энергии РІ электрическую). Р’ том РІРёРґРµ, РІ каком РѕРЅ записан выше, критерий, практически, РЅРµ зависит РѕС‚ термоядерной системы Рё является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для РґСЂСѓРіРёС… реакций РЅР° РѕРґРёРЅ-РґРІР° РїРѕСЂСЏРґРєР° выше, чем для DT-реакции, выше Рё пороговая температура. Близость устройства Рє достижению положительного выхода принято изображать РЅР° плоскости Рў - ntE, которая показана РЅР° Р РёСЃ.2.
ntE [s/m3 ]
Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - ntE. Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.
Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.
Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энергии.
Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса: 1) стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы; 2) импульсные системы. В первом случае, плотность плазмы невелика и критерий Лоусона достигается за счет хорошего удержания энергии в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 1020 м-3 (это примерно в 105 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).
В импульсных системах критерий Лоусона достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энергии взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.
Оба типа систем, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энергии Qfus > 1, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов. Однако, прежде, чем перейти к обсуждению термоядерных устройств, мы рассмотрим топливный цикл будущего термоядерного реактора, который в большой степени не зависит от конкретного устройства системы.
3. Топливный цикл термоядерного реактора.
Представим себе, что дешевое и экономически конкурентоспособное устройство для удержания реагирующей смеси разработано. Какие же природные ресурсы потребуются для термоядерной энергетики? Для того, чтобы ответить на этот вопрос нужно понять, как будет работать термоядерный реактор.
Мы начнем с DT-реакторов, как наиболее легко осуществимых, и, затем, рассмотрим альтернативные виды топлива. Принципиальная схема термоядерного реактора, работающего на смеси дейтерия с тритием показана на Рис.3.
Р РёСЃ.3. Схема основных технологических контуров термоядерного реактора, работающего РЅР° смеси дейтерия (D) Рё трития (Рў). Рнергия термоядерных реакций, происходящих РІ плазме, выносится РІ РѕСЃРЅРѕРІРЅРѕРј нейтронами, которые поглощаются РІ бланкете. Выделяемое РІ бланкете тепло снимается теплоносителем первого контура охлаждения Рё используется для получения электроэнергии. Реактор требует снабжения дейтерием Рё литием. Тритий нарабатывается РёР· лития РІ процессе работы реактора. Рнергия термоядерных реакций выделяется РІ РІРёРґРµ энергичных нейтронов (14.1 РњСЌР’) Рё энергичных РёРѕРЅРѕРІ гелия - альфа-частиц (3.5 РњСЌР’), поглощается специальным устройством окружающим плазму - бланкетом Рё снимается теплоносителем первого контура охлаждения.
Первый из двух компонентов участвующих в DT-реакции, дейтерий - это стабильный, широко распространенный изотоп водорода. Например в обычной воде содержится, примерно, 0.015% тяжелой воды D2O. В отличие от дейтерия, тритий не существует в природе. Поэтому, тритий будет нарабатываться в самом реакторе из изотопов лития, Li6 и Li7 (реакции 6, 7 в Таблице 1), которые будут облучаться нейтронами в бланкете. Оба изотопа лития широко распространены в природе в процентном отношении Li6 : Li7 = 7.5 % : 92.5% [8] и, как видно из Таблицы 1, оба способны производить тритий. В случае использования Li6, в бланкете будет выделяться дополнительная энергия в количестве 4.8 МэВ на каждый произведенный атом трития. На практике в бланкете будет содержаться смесь изотопов лития и бериллий, который будет использоваться для размножения нейтронов в реакции
Р’Рµ9 + n = 2РќРµ4 + 2 n
Содержание материалов в бланкете будет подобрано таким образом, чтобы оптимизировать выход трития.
Возможны разные схемы использования лития РІ бланкете. РћРґРёРЅ РёР· вариантов [9] использует окислы лития. Тритий удаляется РёР· бланкета РїСЂРё его нагреве потоком горячего гелия, Р° потом извлекается РёР· гелия РІ цехе РїРѕ очистке топлива. Рнженерные проработки бланкета показывают [9], что можно получить коэффициент воспроизводства трития РЅР° СѓСЂРѕРІРЅРµ 1.1, что представляется достаточным для снабжения реактора. Прорабатывались Рё РґСЂСѓРіРёРµ схемы, которые используют жидкометаллический литий. Р’ этом случае, литий, РїРѕРјРёРјРѕ наработки трития, может выполнять роль теплоносителя первого контура. РќР° схеме, представленной РЅР° Р РёСЃ.3, литиевый цикл показан условно, РІ РІРёРґРµ отдельного литиевого контура. Объединяя DT-реакцию СЃ реакцией 6 РёР· Таблицы 1 можно записать:
Li6 + D = 2РќРµ4 + 22.4В MeVВ В В В В В В В (4)
Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться зола - инертный газ гелий.
Термоядерный реактор будет потреблять очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт будет сжигать около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 5 ·1020 Дж в год, т.е. половину будущих потребностей электроэнергии, то общее годовое потребление дейтерия и лития составят, всего, 1500 и 4500 тонн. При таком потреблении, содержащегося в воде дейтерия (0.015%) хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет. Если бы удалось освоить DD-реакцию, то термоядерная энергетика имела бы фактически неограниченные энергетические ресурсы. Для DT-цикла энергетические ресурсы ограничены имеющимися запасами лития. По оценкам [3,10], разведанные рудные запасы лития составляют 8-10 ·106 тонн. Только этих запасов хватит на многие сотни лет. Кроме того, литий, хотя и в меньшем количестве, чем дейтерий, содержится в морской воде со средней концентрацией 1.7 ·10-7 и общим количеством, превышающим примерно в 103 раз разведанные рудные запасы. Оценки показывают, что затраты на производство топлива для термоядерной энергетики дают малый вклад в стоимость производимой энергии.
Как уже отмечалось выше, термоядерная энергетика, по-видимому, начнет использовать DT-цикл, а затем перейдет к другим перспективным топливам таким, как DD, DHe3 или рВ. Каждое из этих перспективных топлив имеет свои преимущества по отношению к DT–реакции.
Основные преимущества DD-реакции заключаются в наличии огромных природных ресурсов дейтерия на Земле и отсутствии необходимости воспроизводства трития. Хотя в DD-реакции меньшая доля энергии выносится в виде нейтронов, тем не менее, в DD-реакторе, также как и в DT-реакторе, будет происходить активация первой стенки.
Еще меньше нейтронов РїСЂРѕРёР·РІРѕРґРёС‚ DHe3 смесь, РІ которой нейтроны рождаются РІ результате DD-реакций. Оптимизация состава смеси Рё ее температуры позволяет уменьшить нейтронный поток РЅР° РїРѕСЂСЏРґРѕРє величины РїРѕ сравнению СЃ DT-реакцией, что существенно снижает требования Рє стойкости материалов первой стенки. DHe3-реакция имеет относительно высокое сечение, РЅРѕ РІ то же время требует больших температур смеси. Недостатком этой реакции является практическое отсутствие РќРµ3 РЅР° Земле, что делает освоение этой реакции РІ Земных условиях практически безнадежным делом. Р’ то же время, этого изотопа РјРЅРѕРіРѕ РЅР° поверхности Луны, Рё некоторые проекты, пользуясь тем, что потребление РЅРµ велико, предлагают добывать это топливо РЅР° Луне Рё доставлять его РЅР° Землю. Ртот цикл можно замкнуть энергетически даже СЃ учетом энергии затрачиваемой РЅР° доставку топлива, хотя сомнительно, что эта схема будет осуществлена РІ ближайшем РѕР±РѕР·СЂРёРјРѕРј будущем.
Активация материалов реактора принципиально отсутствует в безнейтронной реакции 5 из Таблицы 1, происходящей в смеси водорода с бором. Все продукты этой реакции являются заряженными частицами, которые имеют очень малый пробег в твердом теле и могут удерживаться магнитными и электрическими полями. Последнее открывает принципиальную возможность создания низкоактивируемых реакторов и устранения низкоэффективного теплового цикла из производства электроэнергии. В случае рВ-реакций электроэнергия, в принципе, может получаться с помощью прямого преобразования энергии заряженных частиц в электрическую энергию с к.п.д. гораздо большим, чем в тепловом цикле. К сожалению, эти реакции имеют еще меньшие сечения, чем DD или DHe3 реакции и требуют специальных условий для получения положительного выхода [5,6]. Поэтому, освоение полностью безнейтронных топлив дело далекого будущего.
Таким образом, будущие термоядерные реакторы имеют достаточные запасы топлива для обеспечения потребностей человечества РІ энергии РІ течении РјРЅРѕРіРёС… сотен лет, Р° РІ случае некоторых реакций Рё РјРЅРѕРіРёС… десятков тысяч лет. Термоядерная энергетика будет потреблять очень небольшое количество исходных материалов Рё РЅРµ потребует развития широкомасштабного производства топлив. Сам топливный цикл будет использовать лишь малую часть РїСЂРѕРёР·РІРѕРґРёРјРѕР№ энергии Рё соответственно топливная составляющая РІ цене электроэнергии будет незначительна. Как исходные составляющие рабочей смеси, так Рё конечные продукты реакций РЅРµ являются радиоактивными веществами Рё РЅРµ требуют долговременного хранения. Рти обстоятельства выгодно отличают термоядерную энергетику как РѕС‚ обычных ядерных реакторов деления, так Рё электростанций, сжигающих органические топлива. Основная проблема осуществления управляемого термоядерного синтеза заключается РІ создании практичного устройства, СЃРїРѕСЃРѕР±РЅРѕРіРѕ обеспечить выполнения условия Лоусона РїСЂРё достаточно высокой температуре смеси.
4. Системы для удержания плазмы
4.1. Магнитное удержание
Принцип магнитного удержания заключается в использовании сильного магнитного поля для изоляции горячей смеси от первой стенки реактора. Ниже мы рассмотрим лишь общие принципы, лежащие в основе магнитного удержания. Более детальный обзор этого направления термоядерных исследований можно найти в работе [11].
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 с радиусом
Здесь m - масса частицы, е - заряд частицы. В - индукция магнитного поля, v^ - проекция скорости частицы на направление поперек магнитного поля. 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 (p) составляет заметную долю от давления магнитного поля B 2/ 8p. Отношение давления плазмы p к давлению внешнего магнитного поля принято характеризовать параметром  β
В В В В В В В (5)
который играет важную роль в определении стоимости и экономической эффективности ловушки. Чем больше β, тем лучше используется магнитное поле для удержания плазмы в ловушке. Очевидно, что β не может быть больше 1. В противном случае, давления магнитного поля не хватит для того, чтобы удержать давление плазмы и обеспечить ее равновесие. Однако, как показали теоретические и экспериментальные исследования различных магнитных ловушек, давление плазмы, как правило, ограничивается не условием равновесия плазмы, а плазменными неустойчивостями, которые приводят к более жестким ограничениям на максимальную величину  β.
Вместе СЃ частицами плазмы магнитное поле будет удерживать РІ ловушке Рё заряженные продукты реакций. Р’ случае DT-реакций, это альфа-частицы, которые рождаются СЃ энергией 3.5 РњСЌР’. Охлаждаясь РїСЂРё кулоновских столкновениях СЃ частицами РѕСЃРЅРѕРІРЅРѕР№ плазмы, быстрые заряженные частицы Р±СѓРґСѓС‚ передавать СЃРІРѕСЋ энергию плазме. Рто открывает возможность получать режимы СЃ самоподдерживающимся термоядерным горением, РїСЂРё котором потери энергии РёР· ловушки компенсируются термоядерным нагревом плазмы. Р’ этом случае, дополнительный нагрев плазмы РЅРµ требуется Рё Qfus ® ¥
За прошедшие годы напряженных термоядерных исследований было изобретено и проверено в эксперименте большое количество различных устройств для удержания горячей плазмы. Некоторые системы показали себя неработоспособными с самых первых экспериментов. Многие из систем потребовали многих лет исследований прежде, чем стало ясно, что они проигрывают своим более успешным конкурентам. Среди "выживших" систем для магнитного удержания плазмы, в настоящее время, лидируют ТОКАМАКи и СТЕЛЛАРАТОРы.
4.1.1. РўРћРљРђРњРђРљ
Слово "ТОКАМАК" - это сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д. Сахаровым в 1950 г. Схема ТОКАМАКа показана на Рис.4.
Рис.4. Схема принципиальных узлов ТОКАМАКа
Основное магнитное поле в тороидальной камере, содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками. Существенную роль в равновесии плазмы играет плазменный ток, который протекает вдоль тороидального плазменного шнура и создает полоидальное магнитное поле, Вр, направленное вдоль малого обхода тора. Результирующее магнитное поле имеет силовые линии в виде бесконечных спиралей, охватывающих центральную линию плазменного тора - магнитную ось. Таким образом, силовые линии магнитного поля образуют в ТОКАМАКе замкнутые, вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом, плазменный виток играет роль вторичной обмотки. Очевидно, что индукционное поддержание тока в ТОКАМАКе ограничено запасом потока магнитного поля в первичной обмотке и возможно лишь в течении конечного времени. Кроме тороидальных катушек и первичной обмотки индуктора в ТОКАМАКе должны быть полоидальные обмотки, которые нужны для поддержания равновесия плазмы и контроля ее положения в камере. Токи, текущие в полоидальных катушках создают электромагнитные силы действующие на плазменный ток и таким образом могут изменить ее положение в камере и форму сечения плазменного шнура.
Первый РўРћРљРђРњРђРљ был построен РІ Р РѕСЃСЃРёРё РІ Рнституте Атомной Рнергии РёРј Р.Р’. Курчатова РІ 1956 Рі. Десять лет напряженных исследований Рё усовершенствований этого устройства привели Рє существенному прогрессу РІ плазменных параметрах РўРћРљРђРњРђРљРѕРІ. РўРћРљРђРњРђРљ Рў-Р— получил Рє 1968 Рі температуру плазмы 0.5 РљСЌР’ Рё достиг ntEВ =В 5В В·1017, что существенно превосходило параметры, достигнутые РЅР° РґСЂСѓРіРёС… магнитных ловушках [1]. РЎ этого момента началось активное развитие этого направления Рё РІ РґСЂСѓРіРёС… странах. Р’ семидесятые РіРѕРґР° были построены РўРћРљРђРњРђРљРё следующего Р·Р° Рў-Р— поколения: Рў-7, Рў-10, Рў-11 РІ РЎРЎРЎР , PLT Рё DIII-D РІ РЎРЁРђ, ASDEX РІ Германии, TFR РІРѕ Франции, JFT-2 РІ РЇРїРѕРЅРёРё Рё РґСЂ. РќР° ТОКАМАКах этого поколения были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, такие как инжекция нейтральных атомов, электронный Рё ионный циклотронный нагрев, различные плазменные диагностики Рё разработаны системы управления плазмой. Р’ результате РЅР° ТОКАМАКах второго поколения были получены внушительные параметры плазмы: температура РІ несколько РљСЌР’, плотности плазмы превышающие 1020 Рј-3. Параметр ntE достиг величины 5В В·1018. РљСЂРѕРјРµ того, РўРћРљРђРњРђРљ получил дополнительный, принципиально важный для реактора элемент - дивертор. РЎ помощью токов РІ системе полоидальных витков силовые линии магнитного поля выводятся РІ современном РўРћРљРђРњРђРљРµ РІ специальную часть камеры. Диверторная конфигурация плазмы показана РЅР° Р РёСЃ.5 РЅР° примере РўРћРљРђРњРђРљР° DIII-D.
Рис.5. Сечение современного ТОКАМАКа DIII-D с вытянутой по вертикали плазмой и диверторной магнитной конфигурацией.
Дивертор позволяет лучше контролировать потоки энергии из плазмы и уменьшать поступление примесей в плазму. Важным достижением этого поколения ТОКАМАКов было открытие режимов с улучшенным удержанием плазмы - Н-моды.
В начале 80-х годов в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов - машин с большим радиусом тора 2-3 м и плазменным током в несколько МА. Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе, JT60-U в Японии, TFTR - в США и Т-15 в СССР. Параметры больших ТОКАМАКов приведены в Таблице 2. Две из этих машин, JET и TFTR, предусматривали работу с тритием и получение термоядерного выхода на уровне Qfus = Рсинтез/Рзатрат = 1. ТОКАМАКи Т- 15 и TORUS-SUPRA имеют сверхпроводящие магнитные катушки, подобные тем, которые будут нужны в ТОКАМАКе-реакторе. Основная физическая задача машин этого поколения заключалась в исследовании удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнении предельных плазменных параметров, получение опыта работы с дивертором и др. Технологические задачи включали в себя: разработку сверхпроводящих магнитных систем, способных создавать поле с индукцией до 5 Тл в больших объемах, разработку систем для работы с тритием, приобретение опыта снятия высоких потоков тепла в диверторе, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.
Таблица 2. Основные параметры больших экспериментальных ТОКАМАКов. ТОКАМАК TFTR, уже, выполнил свою программу и был остановлен в 1997 г. Остальные машины продолжают работать.
|  | Большой радиус, R (m) | Малый радиус, а (m) | Ток в плазме, Ip (МА) | Мощность нагрева плазмы, (МВт) | В, (Тл) | Qfus | Особенности машины |
| JET | 3 | 1 | 7 | 30 | 3.5 | 0.9 | DT плазма, дивертор |
| JT60-U | 3.3 | 1 | 3 | 30 | 4 | 1.06 2) | Дивертор, пучки энергичных нейтральных атомов |
| Т-15 | 2.4 | 0.7 | 2.5 | 20 1) | 3.5 | - | Сверхпроводящая магнитная система (Nb3Sn) |
| TFTR | 2.6 | 0.9 | 3 | 50 | 6 | 0.3 | DT плазма |
| TORUS SUPRA | 2.4 | 0.8 | 2 | 15 | 4 | - | Сверхпроводящая магнитная система (NbTi) |
2) Приведенное Qfus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.
Рхотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.
Рис.6. Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.
Рто поколение РўРћРљРђРњРђРљРѕРІ достигло РїРѕСЂРѕРіРѕРІРѕР№ величины Qfus = 1 Рё получило ntE всего РІ несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора. Р’ ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток СЃ помощью Р’Р§ полей Рё нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами Рё, РІ том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора Рё разработаны режимы его работы СЃ РЅРёР·РєРёРјРё тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические РѕСЃРЅРѕРІС‹, необходимые для следующего шага - первого РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора, который будет работать РІ режиме горения.
Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?
Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона [11],
В В В В В В В В В В (5)
где β выражено в  %, Ip – ток, протекающий в плазме и  βN - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в (5) имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона βN  =  3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теоретическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β, полученные в различных ТОКАМАКах.
Рис.7. Сравнение предельных значений  β, достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона [11].
РџСЂРё превышении предельного значения В ОІ, РІ плазме РўРћРљРђРњРђРљР° развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается Рё гибнет РЅР° стенке. Рто явление называется срывом плазмы.
Как видно из Рис.7 для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теория предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START [12], построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.
Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энергии и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. Рхотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теоретическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстраполяции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирические закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока Iр, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:
tE ~ R2В k0.9В IСЂ0.9 / P0.66
Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.
Р РёСЃ.8. Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни РѕС‚ предсказанного скейлингом ITER-97(y). Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек РѕС‚ скейлинга 15%. Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам Рё проектируемому РўРћРљРђРњРђРљСѓ-реактору РРўРР [40].
Ртот скейлинг предсказывает, что РўРћРљРђРњРђРљ, РІ котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 Рј Рё плазменный ток РЅР° СѓСЂРѕРІРЅРµ 20 РњРђ. Р’ таком РўРћРљРђРњРђРљРµ энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, Р° мощность термоядерных реакций будет РЅР° СѓСЂРѕРІРЅРµ 1-1.5 ГВт.
Р’ 1998 Рі был закончен инженерный проект РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора РРўРР [40]. Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, Р РѕСЃСЃРёРё, РЎРЁРђ Рё РЇРїРѕРЅРёРё СЃ целью создания первого экспериментального РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора, рассчитанного РЅР° достижение термоядерного горения смеси дейтерия СЃ тритием. Основные физические Рё инженерные параметры установки приведены РІ Таблице 3, Р° его сечение показано РЅР° Р РёСЃ.9.
Р РёСЃ.9. Общий РІРёРґ проектируемого РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора РРўРР [40].
РРўРРбудет обладать, уже, всеми основными чертами РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора. РћРЅ будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет Рё защиту РѕС‚ нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что РЅР° первой стенке Р±СѓРґСѓС‚ получены потоки нейтронов СЃ плотностью мощности 1 РњР’С‚/Рј2 Рё полным флюенсом 0.3 МВт×лет/Рј2, что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов Рё модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.
Таблица 3. Основные параметры первого экспериментального термоядерного РўРћРљРђРњРђРљР°-реактора, РРўРР [40].
| Параметр | Значение |
| Большой / малый радиусы тора  (A / a) | 8.14 м / 2.80 м |
| Конфигурация плазмы | С одним тороидальным дивертором |
| Плазменный объем | 2000 м3 |
| Ток в плазме | 21 МА |
| Тороидальное магнитное поле | 5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м) |
| В В В ОІ | 3 % |
| Полная мощность термоядерных реакций | 1.5 ГВт |
| Нейтронный поток на первой стенке | 1 МВт/м2 |
| Длительность горения | 1000 с |
| Мощность дополнительного нагрева плазмы | 100 МВт |
Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом.
bukvasha.ru
