|
Реферат: Термоядерный реактор (Физика)
Санкт-петербургский Государственный Морской Технический Университет
По теме: Термоядерный реактор.
Выполнил:
Студент:
Группа №
Проверил: Исаков Н.Я.
Санкт-Петербург
2000 г.
План:
1.Введение.
2.Плазма и топливный цикл термоядерного реактора.
3. Физические основы реактора-токамака.
3.1 Условия термоядерного «горения».
3.2 Нагрев плазмы.
3.3 Магнитное удержание.
3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.
3.5 Переход к непрерывному режиму.
4. Инженерные аспекты термоядерного реактора.
1. Магнитная система.
2. Криогенная система.
3. Вакуумная система.
4. Система энергопитания.
5. Бланкет реактора.
6. Тритиевый контур.
7. Защита реактора.
8. Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом.
9. Система управления.
5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики.
6. Термоядерный синтез «завтра».
7. Вывод.
1. Введение:
Сегодня человечество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным
образом сжигая нефть, газ и уголь. Однако запасы нефти и газа ограничены: с
учётом роста потребления энергии они могут быть в значительной мере
исчерпаны за какие-нибудь 30-50 лет. Кроме того, нефть и газ – это не
только топливо, но и ценное сырьё для получения ряда химических продуктов,
производства белка и других важных веществ.
Как же развиваться энергетике? Путь оптимального её развития был намечен
нашей страной, построившей более 40 лет назад первую АЭС. Именно
ускоренное развитие атомной энергетики и является перспективой на будущее.
АЭС сегодняшнего дня используют реакцию деления тяжёлых ядер. Но имеются
ещё огромные потенциальные резервы развития в лёгких ядрах, которые могут
быть реализованы в реакциях синтеза. Водородная бомба – это демонстрация
возможности освобождения такой энергии в форме взрыва чудовищной силы. Но в
скором времени физики осуществят управляемый термоядерный синтез (УТС).
Не исключено, что необходимые темпы роста производства энергии в
перспективе будет трудно поддерживать, даже «сжигая» во все больших
масштабах дешёвый уран и вырабатываемый в реакторах на быстрых нейтронах
плутоний. Кроме того, с развитием ядерной энергетики придётся иметь дело с
большими массами радиоактивных отходов и ужесточения требования к
радиационной безопасности. Сегодня неясно, как это скажется на экономике
ядерной энергетики. УТС же, использующий в качестве на начальном этапе
дейтерий и литий, а затем только дейтерий. Может стать поистине не
иссекаемым источником энергии, позволяющим резко снизить радиационную
опасность.
Последние 40 лет работы по УТС ведутся широким фронтом в различных
направлениях. В итоге одним из наиболее перспективных путей решения этой
проблемы признана разработка систем с магнитным удержанием плазмы, среди
которых токамаки занимают передовые позиции.
Термин «токамак» был предложен И.Н. Головиным и Н.Я. Явлинским, которые,
начав в 50-х годах исследования по управляемым термоядерным реакциям,
избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика и внутри её с
помощью мощного газового разряда создали нагретый до очень большой
температуры газ – высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы
использовалось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий
основных компонентов установки – ТОроидальная КАмера с МАГнитным полем –
и было образованно слово «токамак» (при этом звонкая согласная Г была
заменена на глухую К)
2. Плазма и топливный цикл термоядерного реактора:
Цель УТС – обеспечить протекание реакции слияния лёгких ядер. Наибольший
интерес с этой точки зрения представляют реакции с участием изотопов
водорода; дейтерия и трития (DT-цикл) либо одного дейтерия (DD-цикл).
В первом случае рождаются (-частица с энергией 3,5МэВ и нейтрон с энергией
14,1МэВ
Во втором – с равной вероятностью образуется ядро [pic] и нейтрон или
тритон (ядро трития) и протон.
Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько
раз, тогда как их сечения, или вероятности (зависящие от энергии
взаимодействующих частиц), различаются более существенно. Так, максимальное
сечение DT-реакции превышает соответствующую величину для DD-реакции более
чем в 50 раз.
Кроме того, энергия сталкивающихся частиц (температура плазмы), при
которой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз
ниже, чем для второй. С этой точки зрения DT-реакция более предпочтительна
и реализуется легче (при меньших значениях температуры и плотности
плазмы), так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования
DT-смеси.
Однако третий – нестабильный (отсутствующий в природных условиях) и
весьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе.
Поэтому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным
топливом для реактора станет неизмеримо более дешёвый и доступный дейтерий.
Интенсивность ядерной реакции, т.е. число актов взаимодействия в единице
объёма за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии
сталкивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT-
смесь до очень высокой температуры, порядка 100 млн. градусов. Любое
вещество при таких температурах представляет собой плазму. Однако даже
столь огромная сама по себе не гарантирует успеха, ибо интенсивность
термоядерного синтеза определяется не только температурой плазмы, но и её
плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакции плотность плазмы в
термоядерном реакторе при указанной температуре должна быть не менее [pic]
см[pic].
Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в
процессе работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка,
окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реактора.
Бланкет изготавливают из материала содержащего литий, т.к. тритий
образуется в реакции [pic]([pic]. Сгорающий при синтезе тритий пополняется
в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу на дейтерии и
литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько велики, что при
прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на многие сотни лет.
Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем не
только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтезе
1 г. DT-смеси выделяется примерно в 20 млн. раз больше энергии, чем при
сгорании 1 г. угля, и в 8 раз больше, чем при полном делении 1 г. урана.
По составу бланкета термоядерные реакторы делятся на «чистые» и
гибридные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В
гибридном же реакторе Бланкет наряду с литием содержит исходные материалы
для получения делящихся нуклидов - [pic] или [pic]. Образующиеся при их
облучении нейтронами [pic] или [pic] служат топливом для реакторов деления.
В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагрев
теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В
чистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» - это
электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.
3. Физические основы реактора-токамака:
3.1 Условия термоядерного «горения».
В наиболее «горючей» смеси, содержащей равные количества дейтерия и
трития, термоядерное пламя «вспыхивает» при температуре свыше 50 млн.
градусов. Нагрев плазмы до такой температуры представляет собой хотя и
трудную, но вполне разрешимую задачу: ведь плотность плазмы в реакторе
примерно в 100 тыс. раз меньше плотности газа при атмосферном давлении.
Для интенсивного протекания реакции синтеза в токамаке нужно, чтобы
плазма занимала достаточно большой объём. Лишь в этом случае частицы и
излучения не успеют выйти из плазмы раньше, чем произойдёт необходимое для
поддержания управляемой реакции число единичных актов синтеза.
Математически это можно выразить следующим образом: произведение плотности
плазмы n на характерное время [pic] удержания энергии в плазме должно
превосходить некоторое критическое значение (зависящее от температуры). Для
DT-цикла n[pic] [pic] см[pic]. Это соотношение называют условием зажигания
термоядерной реакции. Как указывалось выше, в термоядерном реакторе
плотность DT-плазмы должна превышать [pic], поэтому [pic] составляет
примерно 1 с. Величина [pic] характеризует скорость отвода энергии от
плазмы к стенкам реактора.
В настоящее время получены вполне надёжные экспериментальные и
теоретические результаты по удержанию и нагреву плазмы в токамаках. Они
позволяют уверено экстраполировать достигнутые значения её параметров к
тем, которые требуются для реактора.
3.2 Нагрев плазмы.
Для получения термоядерной температуры джоулев нагрев оказывается
недостаточным. С ростом температуры сопротивления плазмы уменьшается, и
эффективность такого способа падает. Для дальнейшего увеличения температуры
требуется дополнительный нагрев плазмы.
Наиболее перспективными представляются два метода нагрева: пучками
быстрых атомов и токами высокой частоты.
Пучки быстрых атомов формируются с помощью инжекторов – ускорителей
заряженных частиц, например ядер дейтерия – дейтронов. Ускоренные дейтроны
проходят через специальный слой нейтрального газа и превращаются в быстрые
атомы дейтерия, которые беспрепятственно проникают в плазменный шнур
токамака под любым углом к магнитному полю. Уже существуют инжекторы с
мощностью пучка свыше 2 МВт при энергии атомов 20-40 кэВ. Использование
инжекторов привело к значительному повышению температуры плазмы. Так на
токамаке PLT (США) этим способом удалось нагреть плазму до 70 млн.
градусов.
Наряду с инжекцией атомов широко изучается нагрев плазмы высокочастотным
магнитным полем. Поместив вблизи рабочей камеры петлю с током высокой
частоты, можно возбудить в плазме электромагнитные волны. При
соответствующем подборе частоты эти волны будут эффективно поглощаться в
плазме, нагревая её. Ввод около 3МВт мощности в области ионной циклотронной
частоты (с которой ионы вращаются в магнитном поле) на той же установке PLT
позволил нагреть плазму до 40 млн. градусов. Если частота возбуждаемых в
плазме колебаний близка к циклотронной частоте электронов (которая в 3680
раз выше частоты вращения дейтронов), то происходит интенсивный нагрев
электронов плазмы. Высокая эффективность нагрева плазмы таким методом была
впервые продемонстрирована в Институте атомной энергии им. И.В.
Курчатова и в последствии подтверждена на других установках.
3.3 Магнитное удержание.
Как отмечалось выше, удержание и стабилизация плазмы в токамаке
осуществляется магнитным полем. Поэтому важным параметром реактора-токамака
является ( - отношение давления плазмы Р, связанного с её плотностью n и
температурой Т простой формулой Р=2nТ, к давлению магнитного поля [pic] (В
– магнитная индукция). Из теоретических расчётов следует, что значение ( не
может быть велико, т.к. при этом плазма становится неустойчивой. Для
экономически оправданного энергетического реактора ( должно составлять не
мене 5%. К примеру, на токамаке Т-11 с круглым поперечным сечением плазмы
получено значение (=3% при сохранение устойчивости плазмы. В экспериментах
на токамаке Doublet-3 (США), где поперечное сечение плазменного шнура имеет
форму эллипса, достигнуто значение (=4,5%.
Чтобы свести к минимуму затраты на создание сильного (5-6 Тл) магнитного
поля, в реакторе предполагается использовать сверхпроводящими обмотки.
Однако в магнитных полях большой напряжённости сверхпроводимость исчезает.
Поэтому один из основных аспектов разработки магнитной системы реактора для
УТС – поиск сверх проводящих материалов, характеризуемых высоким значением
напряжённости критического (разрушающего сверхпроводимость) магнитного
поля. В этом смысле особенно ценен опыт эксплуатации установки Т-7 (СССР) –
первого в мире токамака со сверхпроводящими обмотками на основе ниобий-
титанового сплава. В центральной части рабочей камеры этой установки
поддерживается поле с В=2,5 Тл. Естественно желание повысить это значение
(что позволит удерживать плазму с большей плотностью n) заставляет
стремится к увеличению поля на сверхпроводящих обмотках. Сооружённая в
нашей стране установка Т-15 с этой целью снабжена сверхпроводящими
магнитными обмотками из сплава ниобия с оловом. Максимальное значение
магнитной индукции в реакторе с учётом конструкционных особенностей обмоток
из этого сплава достигает примерно 12 Тл. Поскольку магнитное поле в
токамаке неоднородно, значение В в центральной части рабочей камеры
составляет при этом 5-6 Тл.
3.4 Удаление продуктов реакции из плазмы.
В отличие от существующих токамаков, реактор должен работать непрерывно
или хотя бы в течение длительных промежутков времени (с краткими
остановками). Поэтому неотъемлемой частью термоядерного реактора является
устройство, очищающее плазму от «золы» DT-реакции – гелия и других
примесей, которые попадают со стенки внутрь рабочей камеры, а также от
водорода, образующегося в реакциях DD или D[pic]He. Накопление в рабочей
камере этих продуктов значительно сокращает время «горения» термоядерной
реакции.
Существует несколько физических и конструктивных решений такого
устройства, именуемого дивертором. (Если для удаления примесей из плазмы
использовать обычные средства откачки, то большую часть стенки рабочей
камеры займут отверстия каналов откачки, что совершенно не приемлемо.)
Наиболее эффективным из них признан так называемый полоидальный магнитный
дивертор. Это устройство делит плазму в токамаке на горячую центральную и
холодную периферийную области. В горячей области, где протекают
термоядерные реакции, силовые линии магнитного поля замкнуты. Ионы гелия и
протоны диффундируют вместе с дейтронами и тритонами поперек магнитного
поля от средней линии тора к периферии, где магнитные силовые линии не
замыкаются, а выходят из рабочей камеры и "упираются" в стенки специальной
полости дивертора. Следовательно, заряженные частицы, попавшие из
центральной области плазмы в периферийную, вдоль магнитных силовых линий
сравнительно быстро покидают рабочую камеру и оседают на стенках этой
полости или на расположенных в ней коллекторных пластинах. Ионы
превращаются в нейтральные атомы, откачиваемые из полости вакуумными
насосами.
Первые эксперименты на токамаке с полоидальным дивертором были проведены в
нашей стране на установке Т-12. Поведение плазмы в магнитном поле
полоидальной конфигурации подтвердило осуществимость требуемых режимов при
омическом нагреве плазмы. В последнее время получены новые результаты на
токамаке ASDEX (ФРГ), также оснащенном полоидальным дивертором. При нагреве
плазмы в центральной части рабочей камеры пучком быстрых атомов водорода
параметры плазмы в периферийной области оказались близки к тем, которые
необходимы для реактора. Продемонстрирована возможность работы токамака при
наличии плотной холодной плазмы и повышенного давления нейтрального газа в
полости дивертора. Дальнейшие эксперименты должны показать эффективность
работы дивертора в условиях длительного "горения" термоядерной реакции.
3.5 Переход к непрерывному режиму.
Установки токамак пока работают в импульсном режиме. Длительность
импульсов определяется энергией, которая запасена в индукторе,
поддерживающем ток в плазме.
Недавно в ряде стран получены первые результаты по безындукционному
возбуждению тока в токамаках. С этой целью в плазму вводят электромагнитные
волны определенной частоты, которые вызывают упорядоченное движение
электронов вдоль магнитного поля. Эксперименты на установках Т-7, PLT и JFT-
II (Япония) свидетельствуют о перспективности такого способа возбуждения
тока. Исследования в этом направлении позволят в ближайшем будущем
определить возможности системы безындукционного поддержания тока в реакторе
в течение длительного времени.
4. Инженерные аспекты термоядерного реактора:
Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей:
магнитной, криогенной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета,
тритиевого контура и защиты, системы дополнительного нагрева плазмы и
подпитки ее топливом, а также системы дистанционного управления и
обслуживания.
4.1 Магнитная система содержит катушки тороидального магнитного поля,
индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки,
формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы
дивертора и поддержания равновесия плазменного шнура.
Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось
ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для обмоток магнитной системы
предполагается использовать сплавы ниобий — титан и ниобий — олово.
Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В [pic]12 Тл и
плотностью тока около 2 кА[pic] — одна из основных инженерных проблем
разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее
время.
4.2 Криогенная система включает в себя криостат магнитной системы и
криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид
вакуумной камеры, в которой заключены все охлаждаемые конструкции. Каждая
катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаждают
специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых
потоков с поверхностей, находящихся при температуре жидкого гелия. В
криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых
циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы
сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот,
температура которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для
охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной
температурами.
Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и предназначены для
поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки
при относительно высоком разрежении.
4.3 Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из
полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы
реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы
откачиваемый тритий не выбрасывался в окружающую среду, в системе
необходимо предусмотреть замкнутый контур с минимальным количеством
циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами,
производительность которых должна несколько превышать достигнутую на
сегодняшний день. Длительность паузы для подготовки рабочей камеры к
следующему импульсу при этом не превышает 30 с.
4.4 Система энергопитания существенно зависит от режима работы реактора.
Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При
работе в импульсном режиме целесообразно использовать комбинированную
систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется
импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.
4.5 Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и
предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции,
воспроизводства "сгоревшего" трития и превращения энергии нейтронов в
тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также
для получения делящихся веществ. Бланкет — это, по существу, то новое, что
отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по
конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются
инженерно-конструкторские разработки литиевого и уранового бланкетов.
4.6 Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов,
обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его
хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и
возврат его в систему питания, а также очистку от него отработанных газов и
воздуха.
4.7 Защита реактора делится на радиационную и биологическую. Радиационная
защита ослабляет поток нейтронов и снижает энерговыделение в
сверхпроводящих катушках. Для нормальной работы магнитной системы при
минимальных энергозатратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s—106
раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушками
тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за
исключением каналов дивертора и вводов инжекторов. В зависимости от состава
толщина защиты составляет 80- 130см.
Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из
бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохраняет окружающее пространство от
излучения.
4.8 Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают
значительное пространство вокруг реактора. Если нагрев плазмы
осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна
окружать весь инжектор, что неудобно для расположения оборудования в
реакторном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой
частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода
(антенны) более компактны, а генераторы могут быть установлены за пределами
реакторного зала. Исследования на токамаках и разработка конструкции антенн
позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.
4.9 Система управления — неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и
в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в
пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем
осуществляются дистанционно — как во время работы, так и в периоды
остановок.
Источником радиоактивности в термоядерном реакторе являются, во-первых,
тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-
квантов (период его полураспада составляет около 13 лет), а во-вторых,
радиоактивные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с
конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее
распространенных из них (стали, сплавов молибдена и ниобия) активность
достаточно велика, но все же примерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерных
реакторах аналогичной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе
предполагается использовать материалы, обладающие малой наведенной
активностью, например алюминий и ванадий. Пока же термоядерный реактор-
токамак проектируется с учетом дистанционного обслуживания, что предъявляет
дополнительные требования к его конструкции. В частности, он будет состоять
из соединяемых между собой одинаковых секций, которые заполнят различными
стандартными блоками (модулями). Это позволит в случае необходимости
сравнительно просто заменять отдельные узлы с помощью специальных
манипуляторов.
5. Термоядерные реакторы-токамаки и их характеристики:
В таблице даны основные параметры токамаков: 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).
|НАЗВАНИЕ |R , М |r , М |V , М3 |B , Тл |VB,М3Тл |W, МВТ |
|Т - 3 Россия | 1 | | 0,5| 3,5 | 1,8| нет |
| | |0,15 | | | | |
|Т - 4 Россия | 0,9 | | 0,5| 4,5 | 2,3| нет |
| | |0,17 | | | | |
|Т - 7 Россия | 1,2 | | 3| 2,5 | 7,5| 1 |
| | |0,35 | | | | |
|Т - 10 Россия | 1,5 | | 4 | 4,5 | 19| 4 |
| | |0,37 | | | | |
|Т - 15 Россия | 2,4 | 0,7| 24 | 3,5 | 85| 14 |
|ТСП Россия | 1,06| | 1,8| 2 | 3,6| 2 |
| | |0,29 | | | | |
|PLT США | 1,3| 0,4| 4 | 4,5| 19 | 4 |
|Doublett США | | 0,9| 44 | 2,6| 120| 8 |
| |2,75 | | | | | |
|JT - 60 | 3| | 54 | 4,5| 240| 40 |
|Япония | |0,95 | | | | |
|TFTR США | 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. И полученные 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 токамак, созданный
организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный
нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный
резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
[pic]
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.
[pic]
6. Ядерный синтез завтра.
“На завтра” планируется, прежде всего создание следующего поколения
токамаков, в которых можно достичь самоподдерживающегося синтеза. С этой
целью в ИАЭ имени И.В.Курчатова и НИИ электрофизической аппаратуры имени
Д.В.Ефремова разрабатывается Опытный термоядерный реактор (ОТР).
В ОТР ставится целью само поддержание реакции на таком уровне, чтобы
отношение полезного выхода энергии к затраченной (обозначается Q) было
больше или по крайней мере равно единице: Q=1. Это условие — серьёзный этап
отработки всех элементов системы на пути создания коммерческого реактора с
Q=5. По имеющимся оценкам, лишь при этом значении Q достигается
самоокупаемость термоядерного энергоисточника, когда окупаются затраты на
все обслуживающие процессы, включая и социально-бытовые затраты. А пока что
на 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 ОТР её 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 значительного 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 токамаков после JET и Т-15.
NET предполагалось соорудить в течение 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.
7. Вывод:
Проследив все этапы развития термоядерной энергетики от начала и до конца
можно сделать вывод, что всё должно кончиться пуском «настоящего»
термоядерного реактора, хотя ещё предстоит пройти долгий путь.
Список литературы:
1. Ядерная энергетика; Б.Б. Кадомцев, В.И. Пистунович; 1994 г.
Москва
2. На пути к термоядерному реактору; И.В. Ефремов; 1993
г. Москва
Реферат на тему: Термоядерный синтез для производства электроэнергии в России и проблемы этого проекта для общества
Реферат
"Термоядерного синтез для производства электроэнергии в России и
проблемы этого проекта для общества."
Горскин Дмитрий
кафедра научного военного коммунизма и экономной экономики.
Московский государственный университет имени Н.Э.
Баумана
2002 год
Вступление
В России много средств тратилось, тратится и будет тратиться на
развитие системы производства электроэнергии с помощью управляемой
термоядерной
реакции. Этой проблемой занимались в CCCР И.В.Курчатов, А.Д.Сахаров,
И.Е.Тамм,Л.А.Арцимовичь,М.А. Леонтовичь, Е.П. Велихов. К сожалению мы не
имеем право знать, сколько денег истрачено и тратиться на этот проект, но я
могу изложить проблемы, которые возникали и возникнут у общества при
использовании термоядерных реакторов. Все материалы взяты из открытых
источников, поэтому автор надеется, что он не будет посажет в тюрьму
работниками ФСБ, как многие российские экологи ( например Пасько или как
заведующий моей кафедры Э1 Бабкин А.И.
Главная цель проекта - создать дешевый источник электоэнергии. По
международному проекту под названием ИТЭР предполагается создать
неавтоматизированную станцию, стоимостью более миллиарда долларов только
для поверки возможности осуществления процесса.
Предполагается , что одна установка будет вырабатывать около 800 Мегаватт
электроэнергии.
В противовес этому в США создается сеть небольших автоматов -
ветроэлектростанций, каждая из которых будет вырабатывать 1,5 Мегаватт
электроэнергии по цене 4 цента за киловатт. Стоимость каждой станции 1,2
миллиона долларов. Шумовое загрязнение - их отходы. Выработку
электроэнергии планируется довести до 20 процентов от общей , что будет
равно количеству электроэнергии добываемой на всех АЭС в США.
1. Краткая история проекта.
В 1951 году А.Д. Сахаровым предложен термоядерный бридер (реактор), в
котором нейтроны термоядерной реакции D+T (дейтерий и тритий) используются
для накопления плутония или урана 233 и трития." Плутоний и уран 233
сжигаются в относительно простых (не бридерных) реакторах производством
энергии,трития и делящихся веществ. По видимому, именно на этом пути
управляемая термоядерная реакция раньше всего сможет приобрести
практическое значение.Работы были
доложены И.В.Курчатовым при посещении им Харуэллской лаборатории в
1956 г.(во время визита Хрущева и Булганина в Великобританию)и затем
опубликованы в трудах Женевской конференции по мирному использованию
атомной энергии.В докладе 1960 г обсуждалась возможность осуществления
управляемой термоядерной реакции помощью лазера.
В связи предложенной раяом авторов идеей "взрывного бридинга"
Сахаров в нескольких докладах внес ряд дополнительных предложений.В
частности, он предложил использование подземной "гофрированной"камеры.
Роль прочных стенок,удерживающих давление продуктов взрыва,в этом ва
рианте получает грунт,а герметизацию осуществляет тонкостенная камера.
В е же этот проект может вызывать опасения в смысле радиоактивного за
ражения, и, быть может, его следует осуществлять на Луне, доставляя про
изведенное горючее на Землю грузовыми ракетами".(1)
Интересно. что часть ученых в МГУ им. Ломоносова считают реальной идею
отправлять радиоактивные отходы в Космос.При этом они не знают сколько
стоит стоимость выведения 1 кг полезного гуза на орбиту ( не говоря уже о
далеком космосе.)
Эти проекты УТС были сделаны с целью использования их в военных проектах.
После кончины академика Л.А. Арцимовича в 1975 году руководителем
государственной
программы в СССР по управляемому термоядерному синтезу становиться
Е.П.Велихов.
СССР распался, но программа в урезанном виде продолжается. Сейчас этот
проект стал международным. Совет ИТЭР по проекту международного
экспериментального термоядерного реактора возглавляет Е.П.Велихов. США
потратив 15 миллиардов долларов вышли из этого проекта, остальные 15
миллиардов уже потрачена международными научными организациями.
2. Технические , экологические и медицинские проблемы.
При работе установок управляемого термоядерного синтеза (УТС).
возникают нейтронные пучки и гамма излучение, а так же возникают
радиоактивные ядра (атомы) - радионуклиды.
Источники монохроматических пучков нейтронов будут иметь энергию 14
Mэв. Нейтрон - элементарная частица с нулевым электрическим зарядом.Чуть
больше массы протона. В свободном состоянии нестабилен и испытывает ветта
распад."Из-за отсутствия у нейтонов электрического заряда они глубоко
проникают внутрь большинства материалов, что позволяет их рассматривать как
доcтаточно прозрачные среды для распространения нейтронных волн". (2)
Топливом для УТС будет являться тритий - малотоксичный элемент. Период
полураспала 12,43 лет.
Проблему диффузии водорода через многие металлы, в частности через сталь
опускаем.
Лучшим из известных замедлителей нейтронов является тяжелая вода (D2О).
При облучении нейтронами металлов наблюдается распухание металлов.
Происходит изменение их формы и размеров.Этот процесс для стали называется
вакансионное распухание стали. Этот процесс будет приводить к деформации
при длительном возднйствии интенсивных потоков быстрых нейтронов.
При облучении потоками частиц, образуются радиационные дефекты.Энергия
переданная твердому телу, приводит к разрыву межатомных связей и смещению
атомов.
Можно предполагать, что на оборудование УТС будут оказывать коррозионное
воздействие накапливающихся продуктов деления. Например ТВЭЛы могут
работать, всего около 1.5 лет при гораздо меньшем уровне энергий нейтронов
на АЭС.
Пока не известны материалы, которые можно было бы использовать длительно
на УТС. Величина тепловых потоков и ионизирующего облучения настолько
велика, что ни одно из известных материалов не может длительно работать при
них.А так как их величина определяется самим рабочим процессом, то и
невозможно точно рассчитать, когда конструкция не выдержит. Приборы должно
контролировать постоянно состояние конструкции, как например сейчас
контролируется угол раскрытия трещин на трубопроводах на АЭС.Т.е.
конструкция еще может работать до разрушения, если угол раскрытия трещины
становится не более определенной величины градусов. Но если есть трещины,
значит есть и утечки.
К вредным воздействиям УТС является выработка мутантов вирусов и
бактерий, вырабатывающих вредные вещества.Особенно это касается вирусов и
бактерий, находящихся в теле человека. Появление злокачественных опухолей и
заболевания раком, будет скорее всего распространенным заболеванием жителей
поселков, живущих рядом с УТС. Жители всегда больше страдают, так как у них
нет никаких средств защиты. Дозиметры дороги, а лекарства недоступны.
Отходы от УТС будут тайно сбрасывать в реки, стравливать в воздух или
закачивать в подземные пласты, что происходит сейчас на АЭС. "Какое
счастье, что я не доживу до того времени, когда вы его сделаете " - это
слова о создании УТС академика Александрова своим друзьям.
Помимо повреждений, проявляющихся вскоре после облучения в больших
дозах, ионизирующее излучение вызывает отдаленные последствия.В основном
канцерогенез и генетические нарушения, которые могут возникнуть при любых
дозах и характере облучения( разовом, хроническом, локальном).
Достоверного определений отдаленных последствий от радиационного
облучения препятствует отсутствие достаточного статистического материала и
адекватных контрольных групп животных, а главное огромный фон аналогичных
заболеваний у человека, вызванных иными канцерогенными и мутагенными
факторами факторами окружающей среды. Поэтому при нормировании допустимых
доз облучения вероятность отдаленных последствий рассчитывают, используя
линейную экстраполяцию эффекта больших доз в область малых и при допущениях
о тождественности возникаюзих повреждений и возможномти переноса данных с
животных на человека (3).
По сообщениям от врачей, кто регистрировал заболевания работников
АЭС, сначала идут сердечно сосудистые заболевания( инфаркты), затем рак.
Сердечная мышца истончается под действием радиации, становиться
дряблой,менее прочной. Встречаются совсем непонятные заболевания. Например
отказ работы печени. Но почему это происходит, никто из врачей до сих пор
не знает. При попадании радиоактивных веществ при аварии в дыхательные
пути врачи вырезают поврежденные ткани легкого и трахеи и инвалид ходит с
переносным устройством, для дыхания. Поэтому когда инвалид говорит, то
голос его прерывается и слышен шипяший звук (личное наблюдение в городе
Обнинске).
3. Экономические проблемы.
При создании УТС предполагается, что это будет крупная установка,
оснащенная
мощными компьютерами. Это будет целый маленький город. Но в случае аварии
или поломки оборудования или распада государства, работа станции будет
нарушена.
Это не предусмотрено например в современных проектах АЭС.Считается. что
главное их построить, а что будет потом не важно.
Но в случае отказа 1 станции много городов останется без электроэнергии.
Это можно наблюдать на примере АЭС в Армении. Вывоз радиоактивных отходов
стал очень дорог. По требованию зеленых АЭС была закрыта. Население
осталось без электроэнергии, оборудование электростанции износилось, а
деньги выделенные международными организациями на восстановление
расстрачены правительством Армении на личные цели.
Электроэнергию стали поставлять из Турции бесплатно как гуманитарную
посощь. Свет бывает только с 12 ночи до 4 утра. Жители больших городов в
ночное время начинают стирать. Для отопления зимой там вырубают леса, даже
из заповедников. Люди без тепла болеют.
Серьезной экогомической проблемой является дезактивация заброшенных
производств, где производилась переработка урана. Например "в городе Актау
- собственный маленький "чернобыль". Он расположен на территории химико-
гидрометаллургического завода. Излучение гамма-фона в цехе по переработке
урана (ГМЦ) местами достигает 11000 микрорентген в час, средний уровень
фона - 200 микрорентген(Обычный естественный фон от 10 до 25 микрорентген
в час). После остановки завода здесь вообще не проводилась дезактивация.
Значительная часть оборудования, около пятнадцати тысяч тонн, имеет уже
неснимаемую радиоактивность. При этом столь опасные предметы хранятся под
открытым небом, плохо охраняются и постоянно растаскиваются с территории
ХГМЗ. Причем масштабы краж радиоактивного металла имеют, если так можно
выразиться, промышленные объемы.
- Грузовиком сносят секцию забора, въезжают на зараженную территорию,
загружаются, и куда потом этот металл исчезает, совершенно непонятно, -
делится переживаниями инспектор Ю. Чопоров.
Оборудование, так привлекающее мародеров, сделано из высоколегированной
нержавеющей стали с двадцати- и девяностопроцентным (в некоторых деталях)
содержанием никеля. Существует версия, что актауский высокорадиоактивный
лом переправляют в Иран, якобы каспийских соседей очень интересует
зараженный металл. Версия выглядит весьма правдоподобно, так как местные
пункты сбора металлолома уже год как минимум не принимают "фонящие" детали.
Теперь санврачи столкнулись с другой проблемой. Мелкие воришки, притащившие
"грязное" железо в пункт приема, не относят его туда, откуда взяли, когда
им отказывают в приеме, а выбрасывают детали за ближайшим углом, где-нибудь
посреди микрорайона. Нетрудно представить, что сулит ребенку, играющему
поблизости, железка, излучающая тысячи микрорентген (норма - 10-12
микрорентген в час).
Иногда "фонящие" емкости с водой находят у дачников, которые поливают из
них свои огороды. А резиновыми лентами от транспортеров с урановых рудников
предприимчивые дачники выстилают на своих огородах дорожки, излучающие по
сорок микрорентген в час. Радиоактивных материалов очень много, и они
дешевы. Из них можно строить дачные домики и песочницы для детей. В общем,
никто здесь, в Актау, на плохую экологию не жалуется."(5)
Поэтому раз не существует вечных производств, в связи с появлением новых
технологийц УТС может быть закрыта и тогда предметы, металлы c предприятия
попадут на рынок и пострадает местное население.
В системе охлаждения УТС будет использоваться вода. Но по данным экологов,
если брать статистику по АЭС, вода из этих водоемов не пригодна для питья.
Например за тридцать лет в Казахстане появилось озеро Кошкар-Ата. "Жители
города Актау называют его "мертвым озером" и демонстрируют как
достопримечательность гостям, проезжая по дороге из аэропорта в город. Над
водой не летают птицы, в озере не водится ничего живого. Только верблюды
способны пить эту воду без видимых последствий. Однако влияние такого
водопоя на животных и людей, потребляющих их мясо, учеными не
исследовалось.
Серый, с оттенками зеленого грунт, словно панцирь, сковывает здесь берега.
На нем не оставалось следов, а звук шагов создавал иллюзию ходьбы по
твердому картону.
По данным экспертов, водоем полон тяжелых металлов (в частности, тория-
232), и в некоторых местах уровень гамма-излучения достигает 50 - 60
микрорентген в час. В Казахстане нет никакой информации о том, что кто-то
занимается здесь исследованиями воздействия всего этого на людей.
Возможно, жителей Актау спасает фосфогипс - вещество, образующееся в
результате производства фосфорных удобрений.
Благодаря этому веществу, жесткой коркой покрывшему берега, пыль со дна
мертвого озера сейчас не активна. И значит, опасность не так велика.
Какова же дальнейшая судьба озера Кошкар-Ата, сейчас неизвестно. Возможно,
оно полностью высохнет, и тогда потребуется, как в Чернобыле, срезать
полуметровый слой земли для захоронения. Возможно, ученые придумают другой
способ обезвредить дно. А можно использовать уже проверенный метод:
запустить цех по производству фосфорных удобрений, говорят, это сейчас
очень прибыльное дело. Тогда в Кошкар-Ата снова станут сливать фосфогипс, и
уровень воды поднимется до безопасного."
То есть сейчас, при строительстве АЭС не предусматриваются средства,
которые бы возвращали местность в первоначальное состояние.И после
закрытия предприятия никто не знает как захоронить накопившиечя отходы и
очистить бывшее предприятие. Принцип экономии средств на экологию на УТС
позволит производителям эдектроэнергии жить за счет окружающей среды и не
думать о местном населении. Оно же не будет знать имён проектантов, и
имени управляющих УТС. Все они будут невидимы и не будут подчиняться
местным властям. Доступ населения на территорию УТС будет запрещен. УТС
будет разсещаться в закрытом для посторонних городом.
Основной необходимостью строительства УТС внушается мысль, что через
много лет, не появятся новые технологии производства электроэнергии,
которые бы смогли заменить существующие. Например, сечас стоимость
производства электроэнергии вырабатываемая солнечными электростанцией в 2
раза превышает стоимость, вырабатываемую на АЭС в США. Стоимость
ветроэлектроэнергии в 2 раза дешевле, чес вырабатываемая на АЭС. Но еще 60
лет не было ни АЭС, ни солнечных элементов.Так почему же отрицается
обществом появление принципиально новых технологий через 50 лет, которые
заменят УТС?
Не решена и проблема переработки отходов.
Например, Российский научный центр "Курчатовский институт" совместно с
МосНПО "Радон". Как сообщили в информационном центре "Радон-пресс",
радиологам предстоит утилизировать около двух тысяч тонн радиоактивных
отходов, общая активность которых оценивается в 100 тысяч кюри. Они были
захоронены в период с начала 50-х до середины 70-х годов на специально
выделенной площадке Курчатовского центра.То есть их захоронят, но уже в
меньшем обьеме в другом месте.
Но сами отходы остануться и постоянно будут выделять радиоактивные газы.
В Москве в 2002 году прошла конференция ученых по проблемам
ресурсов. Газ должен закончиться через восемьдесят лет, а нефть - через
шестьдесят. Если через полвека иссякнут запасы урана, то искать новые
источники ресурсов придется даже атомщикам. Вот почему отработанное ядерное
топливо сегодня становится стратегическим сырьем. Оно на девяносто пять
процентов может быть использовано вновь.
С другой стороны те же самые сроки о скором окончании нефти и газа,
говорили 50 леит назад, но были освоены новые технологии добычи нефти и
газа в морях. И цифры опять изменились. Поэтому не стоит доверять
российским ученым, когда они говорят о сроках конца месторождений газа и
нефти.
Но если атомная энергетика производит сейчас только 10 процентов
электроэнергии, потребляемой в стране, то она никогда не сможет увеличить
выработку в 9 раз, по сравнению с сегодняшним годом, когда закончится нефть
и газ и уголь. Значит, нужно искать способы экономии электроэнергии и
использовать возобновляемые источники энергии, а так же отказываться от
энергоемких производств. Необходимо повышать цену электроэнергии. Так и
делают в других странах.
Приведу пример США. На поиск новых высокотемпературных сверхпроводников
тратят около 300 миллионов долларов в год. В России 1 миллион. Выработку
электроэнергии ветровыми электростанциями планируется довести до 20
процентов в год, то есть до производства электроэнергии атомными
станциями.В России их вообще не строят.
Интересно, что стоимость 1 киловат часа выработанной на ветровой АЭС 4
цента одна ветроустановка по мощности 1.5 Мегавата и их строят группами по
несколько
сотен. Так дешевле. Интересно, что российский ученый (4) почти в 500 раз
занижает данные по мощности единичной ветроэлектростанции в статье
написанной 10 лет назад.
Интересно, как он лихо сразу называет УТС чистой.
"Из всех термоядерных и ускорительных источников нейтронов явно
редпочтительным является импульсивно периодический источник на основе
лазерного термоядерного синтеза (ЛТС).Причина предпочтения
заключается,помимо прочего,в компоновочно конструктивной схеме, только для
ЛТС камера мишени - зона термоядерного горения -отделена от энергопитания
(собственно лазеров) на десятки метров. Сама по себе камера сгорания с
соответствующими каналами для излучения лазера (лучше всего с одним каналом
-односторонней под светкой) компактна и достаточно просто размешается в
активной зоне реактора. Вообразить подобное для токамака или ускорителя
практически невозможно.
Но коль скоро необходимый лазер создан и реакция возбуждена,то зачем уран,
деления,- не проще ли ограничиться одной термоядерной энергией? Как
"чистой"!
Слово "чистой" взято в кавычки не случайно.Реактор АЭС содержит огромную
радиоактивность, и, даже уменьшенная в 100 раз, она по прежнему
огромна. Термоядерные реакции производят высокоэнергетические
нейтроны,которые, даже если нет в окружении урана, взаимодействуют со всеми
кон
структивными материалами, при том как надпороговые по разным каналам:(n,2n)
(n,р)(n - нейтрон и p-протон) Вследствие этих реакций возникает своя,так
называемая наведенная, радиоактивность, в сущности, ничем не отличающаяся
от осколочной. Подбором материалов, возможно, удастся избежать
длиннопериодной
радиоактивности - в этом основное преимущество термоядерного способа
производства энергии по сравнению с делительными, в которых характер ра
диоактивности диктуется природой явления и не регулируется.
Такой лазер, способный выстреливать один или несколько раз в секунду в
продолжении десяти лет, стоит, по оценкам, не менее 1 млрд.долларов." (4)
Не правда ли есть разница с ветроустановкой стоящей 1,3 миллиона долларов,
которая вырабатывает 1,5 Мегавата электроэнергии и входящая в систему
нескольких тысяч подобных установок. И никаких проблем с отходами, с
последствиями аварий.
Ущерб от Чернобыльской аварии превысил доход от электроэнергии,
полученной всеми АЭС в СССР(4).Но тем не менее они продолжают строиться в
России.Значит решение о строительстве АЭС не зависит от прибыли, которую
они приносят. Решение о их строительства принимается без референдумов,
неизвестными людьми. То же самое будет происходить при строительстве УТС.
Общество не будет знать стоимость аварии на УТС.
Интересно, что не удалось даже осуществить проект МГД
электростанции.Температура в 2000 градусов и щелочные продукты сгорания не
позволили реализовать данный проект на промышленной основе. А при
термоядерном синтезе температура должна достигать 100 миллионов градусов.
Выводы:
1. Исходя из вышесказанного, можно сделать вывод, что энергетика на
основе УТС не нужна, опасна и необходимо искать другие источники
электроэнергии и улучшать способы уменьшения потерь при ее транспортировке
(используя высокотемпературные сверхпроводники уже удается в 3 раза
повысить передаваемую мощность по кабелю), как это делается в США и Европе.
2. Учитывая власть и контроль руководителей атомной промышленности в
России, обществу будет навязано строительство очень сложного и ненадежного
гибридного атомного реактора и УТС.
3. Поскольку зарождение проекта УТС было начато военными и учеными
коммунистами, работниками атомной прсышленности, работающими в неизвестных
военных организациях, то остановить этот проект может только общество.
Доводы об опасности и неэкономичности данного проекта, для них не аргумент.
Они на этом проекте зарабатывают деньги.
Библиография
(1) Б.Л.Альтшуллер."О научных трудах А.Д.Сахарова" Успези Физических Наук,
1991, т.161, стр.3-27
(2) -Физическая энциклопедия т.3. стр.273 (4 обзац), Москва, 1992
(3) -Физическая энциклопедия т.4. стр.200 (3 обзац), Москва, 1994
(4) Успехи Физических Наук "Безопасность - ключевой момент возрождения
ядерной энергетики" Л.П.Феоктистов , 1993 г. Том 163,№ 8
(5) Газета Московские новости ????????? ???????? 6 декабря 2001 год
| |
