Реферат - Управляемый термоядерный синтез

Управляемый термоядерный синтез - процесс слияния лёгких атомных ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях.

Для осуществления реакции синтеза необходимо, чтобы два легких ядра сблизились на очень малые расстояния, при которых начинают действовать ядерные силы. Характерное расстояние между нуклонами, на котором включаются ядерные силы, меньше 1,5 " 10-15 м. Сближению положительно заряженных ядер препятствуют силы кулоновского отталкивания.

Процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера.

Осуществить реакцию синтеза легких ядер возможно ускорив ядра одного типа на ускорителе и бомбардируя ими мишень из изотопа того же или другого элемента. Для получения энергии в промышленных масштабах такой способ неприменим по следующим причинам. Сечения ядерных реакций даже в оптимальных условиях примерно в 10⁶-10⁸ раз меньше сечений атомных столкновений. Поэтому кинетическая энергия ускоренного ядра интенсивно расходуется на ионизацию и возбуждение атомов мишени. Оставшейся энергии ускоренного ядра оказывается недостаточно для осуществления ядерной реакции синтеза. Ее реализация имеет ничтожную вероятность. В результате энергия, затраченная на ускорение ядер, значительно превышает энергию, получаемую в ядерной реакции.

Исключить влияние процессов ионизации и возбуждения атомов возможно, если процесс столкновений осуществлять в веществе, которое находится в состоянии полностью ионизованной плазмы. Такое состояние достигается при очень высокой температуре - порядка 10 кэВ (10⁸ К). Поэтому проблема промышленного получения энергии с помощью ядерных реакций синтеза получила название термоядерной. В настоящее время известны два способа осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции.

1. Медленная реакция, самопроизвольно происходящая в недрах Солнца и других звезд. В этом случае количество реагирующего вещества настолько колоссально, что оно удерживается и сильно уплотняется (до 100 г/см3 в центре Солнца) гравитационными силами.

2. Быстрая реакция неуправляемого характера, происходящая при взрыве водородной бомбы. В качестве ядерного взрывчатого вещества в водородной бомбе используются ядра легких элементов (например, ядра дейтерия и лития). Высокая температура, необходимая для начала термоядерного процесса, достигается в результате взрыва атомной бомбы, которая входит в состав водородной бомбы

Какие же реакции наиболее эффективны? С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием 2H и тритием 3H) с образованием сильно связанных ядер гелия:

D + D => ³He + n + 3,28МэВ

D + D => T + p + 4,03 МэВ

D + T => ⁴He + n + 17,6 МэВ

Именно названные реакции представляют наибольший интерес для проблемы У. т. с. В особенности привлекательна вторая реакция, сопровождающаяся большим энерговыделением и протекающая со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития. С этой целью рабочая зона рассматриваемой системы может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в котором будет идти процесс воспроизводства

⁶Li + n => Т + ⁴He.

Реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

В современной теории УТС сформулированы требования и определены пределы термодинамических параметров, при которых можно надеяться на достижение цели. При достижении высокой температуры дейтерий-тритиевой плазмы (для простоты изложения в дальнейшем речь пойдет только о реакции D + T) некоторые столкновения ядер будут заканчиваться реакциями с выделением термоядерной энергии. Число удачных столкновений будет возрастать с ростом концентрации ядер дейтерия n_D и ядер трития n_T . Если полную концентрацию положительных ионов обозначить через n, тогда число таких столкновений будет пропорционально n², а коэффициент пропорциональности будет зависеть от температуры плазмы Т и вида ионов. Поэтому мощность выделившейся энергии можно представить в виде функции Р = f (T )n².

Критерий Лоусона. Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые предъявляемые к реактору синтеза общие требования, не зависящие от каких-либо особенностей технологического или конструктивного характера рассматриваемой системы. Установка произвольной конструкции содержит чистую водородную плазму с плотностью п при температуре Т. В реактор вводится топливо, например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы время от времени сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие. Это полезный процесс; одновременно, однако, из реактора уходит энергия за счёт электромагнитного излучения плазмы и из рабочей зоны ускользает некоторая доля «горячих» (обладающих высокой энергией) частиц, которые не успели испытать ядерные взаимодействия. Пусть t – среднее время удержания частиц в реакторе; смысл величины t таков: за время в 1 сек из 1 см³ плазмы в среднем уходит n/t частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). Для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц. Эта дополнительная энергия должна компенсироваться за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэффициент преобразования в электрическую энергию продуктов ядерных реакций, электромагнитного излучения и частиц с тепловой энергией одинаков и равен h. Величину (часто называют коэффициент полезного действия (кпд). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

h(Po + Pr + Pt) = Pr + Pt, (1)

где Po – мощность ядерного энерговыделения, Pr – мощность потока излучения и Pt – энергетическая мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть написанного равенства делается больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. При написании равенства (1) предполагается, что вся рекуперированная энергия без потерь возвращается в реактор через инжектор вместе с потоком подводимого нагретого топлива. Величины Ро, Pr и Pt известным образом зависят от температуры плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение

nt = f (T), (2)

где f (T) для заданного значения кпд h и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция температуры. При h = 1/3 энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме отвечает условию («критерии Лоусона»):

реакции (d, d): nt >10¹⁵см^-3·сек;

Т ~ 10⁹ К; (3)

реакции (d, t): nt > 0,5·10¹⁵см^-3·сек,

Т ~ 2·10⁸ К.

Таким образом, для осуществления реакции синтеза в дейтерий-тритиевой плазме необходимо обеспечить высокую температуру (нагреть) и концентрацию ионов (сжать) в течение определенного времени (удержать). Детально рассматриваются два способа решения проблемы УТС:

- длительный (t $ 0,17 с) нагрев дейтерий-тритиевой плазмы низкой плотности (n 10¹⁴ см^{- 3}) в определенном объеме при температуре порядка 108 К;

- высокоскоростной (около 10^{- 9} с) нагрев малых объемов конденсированного термоядерного топлива (n 10²³ см^{- 3}).

Большинство исследований по проблеме УТС проведено с плазмой малой концентрации. Основной задачей этого направления является обеспечение длительного времени удержания плазмы. Для предотвращения соприкосновения со стенками рабочего объема используются магнитные поля различной конфигурации. Из магнитных ловушек в настоящее время специалисты считают наиболее перспективной ловушку, называемую ТОКАМАКом (тороидальная камера с магнитными катушками). Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания (тороидального) магнитного поля. Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития. Затем, с помощью индуктора, в камере создают вихревое электрическое поле. Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора, в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы.

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи:

• Нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник (омический нагрев).

• Создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется полоидальным (т. е. направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя т. н. «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счет увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение.

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля. Они представляют собой кольцевые витки, вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на т. н. резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов, либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Второе направление исследований с плазмой высокой концентрации начало развиваться учеными США и СССР в начале 60-х годов. Альтернативность этого направления выражается в том, что его разработчики предложили не преодолевать огромные трудности по удержанию неустойчивых плазменных сгустков, а создать такие условия, при которых значимая часть термоядерного топлива сгорела бы быстрее, чем оно разлетится. Временные параметры этого процесса определялись инерцией топливной смеси. Это направление получило название инерциального термоядерного синтеза (ИТС).

В самом начале 80-х годов началась совместная работа международной группы ученых (Россия, США, Европа, Япония) по проектированию токамака следующего (четвертого) поколения – реактора ИНТОР. На этой стадии ставилась задача просмотреть «узкие места» будущей установки без создания полного проекта. Однако, к середине 80-х годов стало ясно, что надо ставить более полную задачу, включая создание проекта. С подачи Е.П.Велихова, после длительных переговоров на уровне лидеров государств (М.С.Горбачева и Р.Рейгана) в 1988 году было подписано Соглашение и началась работа над проектом реактора-токамака ИТЭР. Работа проводилась в три этапа с перерывами и, в общей сложности, заняла 13 лет. Сама по себе дипломатическая история проекта ИТЭР драматична, не раз приводила к тупикам и заслуживает отдельного описания (см. например, книгу [2]). Формально проект был закончен в июле 2000-го года, но предстояло еще выбрать площадку для строительства и разработать Соглашение о строительстве и Устав ИТЭР. Все вместе это заняло почти 6 лет, и, наконец, в ноябре 2006-го года Соглашение о строительстве ИТЭР в Южной Франции было подписано. Ожидается, что само строительство займет около 10 лет. Таким образом, от момента начала переговоров до получения первой плазмы в термоядерном реакторе ИТЭР пройдет около 30 лет. Это уже сравнимо со временем активной жизни человека. Таковы реалии прогресса.

По своим линейным размерам ИТЭР примерно в два раза превосходит установку JET . По проекту магнитное поле в нем = 5.8 Тесла, а ток I = 12-14 МА. Предполагается, что термоядерная мощность достигнет значения , введенной в плазму для нагрева, будет порядка 10.