یک راکتور حرارتی چگونه کار می کند و چرا هنوز ساخته نشده است. راکتور فیوژن E.P. ولیخوف، اس.و. واکنش های هسته ای کم انرژی پوتوینسکی

ITER - راکتور بین المللی حرارتی (ITER)

مصرف انرژی انسانی هر سال در حال رشد است که بخش انرژی را به سمت توسعه فعال سوق می دهد. بنابراین، با ظهور نیروگاه های هسته ای، میزان انرژی تولید شده در سراسر جهان به میزان قابل توجهی افزایش یافت که امکان استفاده ایمن از انرژی برای تمام نیازهای بشر را فراهم کرد. به عنوان مثال، 72.3٪ از برق تولید شده در فرانسه از نیروگاه های هسته ای، در اوکراین - 52.3٪، در سوئد - 40.0٪، در بریتانیا - 20.4٪، در روسیه - 17.1٪ تامین می شود. با این حال، فناوری ثابت نمی‌ماند و برای برآوردن نیازهای انرژی بیشتر کشورهای آینده، دانشمندان در حال کار بر روی تعدادی از پروژه‌های نوآورانه هستند که یکی از آنها ITER (رآکتور تجربی حرارتی هسته‌ای بین‌المللی) است.

اگرچه سودآوری این تاسیسات هنوز مورد سوال است، اما با توجه به کار بسیاری از محققان، ایجاد و توسعه بعدی فناوری همجوشی گرما هسته‌ای کنترل‌شده می‌تواند منجر به یک منبع انرژی قدرتمند و ایمن شود. بیایید به برخی از جنبه های مثبت چنین نصبی نگاه کنیم:

• سوخت اصلی یک راکتور گرما هسته ای هیدروژن است که به معنای ذخایر عملاً پایان ناپذیر سوخت هسته ای است.
• هیدروژن را می توان با فرآوری آب دریا تولید کرد که در اکثر کشورها وجود دارد. از این نتیجه می شود که انحصار منابع سوخت نمی تواند بوجود آید.
• احتمال انفجار اضطراری در حین کار یک راکتور حرارتی بسیار کمتر از هنگام کار یک راکتور هسته ای است. به گفته محققان، حتی در صورت وقوع حادثه، انتشار تشعشعات خطری برای جمعیت نخواهد داشت و این بدان معناست که نیازی به تخلیه نیست.
• برخلاف راکتورهای هسته ای، راکتورهای همجوشی زباله های رادیواکتیو تولید می کنند که نیمه عمر کوتاهی دارند، به این معنی که سریعتر تجزیه می شوند. همچنین هیچ محصول احتراق در راکتورهای حرارتی وجود ندارد.
• یک راکتور همجوشی به موادی که برای تسلیحات هسته ای نیز استفاده می شود نیاز ندارد. این امر امکان سرپوش گذاشتن بر تولید تسلیحات هسته ای با فرآوری مواد برای نیازهای یک راکتور هسته ای را از بین می برد.

راکتور حرارتی - نمای داخلی

با این حال، تعدادی از کاستی های فنی نیز وجود دارد که محققان به طور مداوم با آن مواجه می شوند.

به عنوان مثال، نسخه فعلی سوخت که به شکل مخلوطی از دوتریوم و تریتیوم ارائه شده است، نیازمند توسعه فناوری های جدید است. به عنوان مثال، در پایان اولین سری از آزمایش‌ها در راکتور گرما هسته‌ای JET، که بزرگترین راکتور تا به امروز بود، راکتور آنقدر رادیواکتیو شد که توسعه یک سیستم تعمیر و نگهداری رباتیک ویژه برای تکمیل آزمایش بیشتر مورد نیاز بود. یکی دیگر از عوامل ناامید کننده در عملکرد یک راکتور حرارتی، راندمان آن است - 20٪، در حالی که راندمان یک نیروگاه هسته ای 33-34٪ است و یک نیروگاه حرارتی 40٪ است.

ایجاد پروژه ITER و راه اندازی راکتور

پروژه ITER به سال 1985 برمی گردد، زمانی که اتحاد جماهیر شوروی ایجاد مشترک یک توکامک - یک محفظه حلقوی با سیم پیچ های مغناطیسی که می تواند پلاسما را با استفاده از آهنربا نگه دارد، پیشنهاد کرد، در نتیجه شرایط لازم برای انجام یک واکنش همجوشی حرارتی هسته ای را ایجاد کرد. در سال 1992، یک توافقنامه چهارجانبه در مورد توسعه ITER امضا شد که طرفین آن اتحادیه اروپا، ایالات متحده آمریکا، روسیه و ژاپن بودند. در سال 1994، جمهوری قزاقستان، در سال 2001 - کانادا، در سال 2003 - کره جنوبی و چین، در سال 2005 - هند به پروژه پیوست. در سال 2005، محل ساخت راکتور تعیین شد - مرکز تحقیقات انرژی هسته ای Cadarache، فرانسه.

ساخت رآکتور با آماده سازی یک گودال برای فونداسیون آغاز شد. بنابراین پارامترهای گودال 130*90*17 متر بود. وزن کل مجموعه توکامک 360000 تن خواهد بود که 23000 تن آن خود توکامک است.

عناصر مختلفی از مجموعه ITER توسعه یافته و از سراسر جهان به محل ساخت و ساز تحویل داده خواهد شد. بنابراین در سال 2016، بخشی از هادی های سیم پیچ های پولوئیدی در روسیه توسعه یافت که سپس به چین فرستاده شد، که خود کویل ها را تولید می کند.

بدیهی است که سازماندهی چنین کار بزرگی به هیچ وجه آسان نیست؛ تعدادی از کشورها بارها و بارها نتوانسته‌اند از برنامه زمان‌بندی پروژه پیروی کنند و در نتیجه راه‌اندازی راکتور دائماً به تعویق می‌افتد. بنابراین، طبق پیام ژوئن سال گذشته (2016): "دریافت اولین پلاسما برای دسامبر 2025 برنامه ریزی شده است."

مکانیسم عملکرد ITER tokamak

اصطلاح "توکامک" از یک مخفف روسی به معنای "محفظه حلقوی با سیم پیچ های مغناطیسی" گرفته شده است.

قلب توکامک محفظه خلاء چنبره شکل آن است. در داخل، تحت دما و فشار شدید، گاز سوخت هیدروژن به پلاسما تبدیل می شود – گازی گرم و دارای بار الکتریکی. همانطور که مشخص است، ماده ستاره ای با پلاسما نشان داده می شود و واکنش های گرما هسته ای در هسته خورشید دقیقاً تحت شرایط دما و فشار بالا رخ می دهد. شرایط مشابهی برای تشکیل، نگهداری، فشرده سازی و گرم شدن پلاسما با استفاده از سیم پیچ های مغناطیسی عظیمی که در اطراف یک ظرف خلاء قرار دارند ایجاد می شود. نفوذ آهنربا باعث محدود شدن پلاسمای داغ از دیواره های رگ می شود.

قبل از شروع فرآیند، هوا و ناخالصی ها از محفظه خلاء خارج می شوند. سپس سیستم های مغناطیسی که به کنترل پلاسما کمک می کنند شارژ می شوند و سوخت گازی معرفی می شود. هنگامی که جریان الکتریکی قدرتمندی از ظرف عبور می کند، گاز به صورت الکتریکی شکافته شده و یونیزه می شود (یعنی الکترون ها از اتم ها خارج می شوند) و پلاسما را تشکیل می دهند.

با فعال شدن و برخورد ذرات پلاسما، آنها نیز شروع به گرم شدن می کنند. تکنیک های گرمایش کمکی به رساندن پلاسما به دمای ذوب (150 تا 300 میلیون درجه سانتی گراد) کمک می کند. ذرات "هیجان زده" به این درجه می توانند بر دافعه الکترومغناطیسی طبیعی خود در هنگام برخورد غلبه کنند و در نتیجه چنین برخوردهایی مقادیر زیادی انرژی آزاد کنند.

طراحی توکامک از عناصر زیر تشکیل شده است:

ظرف خلاء

("دونات") یک محفظه حلقوی ساخته شده از فولاد ضد زنگ است. قطر بزرگ آن 19 متر، کوچک 6 متر و ارتفاع آن 11 متر است. حجم محفظه 1400 متر مکعب و وزن آن بیش از 5000 تن است.دیواره های مخزن خلاء دوتایی است. مایع خنک کننده بین دیوارها گردش می کند که آب مقطر خواهد بود. برای جلوگیری از آلودگی آب، دیواره داخلی محفظه با استفاده از یک پتو در برابر تشعشعات رادیواکتیو محافظت می شود.

پتو

("پتو") - شامل 440 قطعه است که سطح داخلی اتاق را می پوشاند. مساحت کل ضیافت 700 متر مربع است. هر قطعه نوعی کاست است که بدنه آن از مس و دیواره جلویی آن قابل جابجایی و از بریلیم است. پارامترهای کاست ها 1×1.5 متر است و جرم آن بیش از 4.6 تن نیست، چنین کاست های بریلیوم باعث کاهش سرعت نوترون های پرانرژی تشکیل شده در طول واکنش می شود. در طول تعدیل نوترونی، گرما آزاد می شود و توسط سیستم خنک کننده حذف می شود. لازم به ذکر است که گرد و غبار بریلیم که در نتیجه کار راکتور ایجاد می شود می تواند باعث بیماری جدی به نام بریلیم شود و همچنین دارای اثر سرطان زا باشد. به همین دلیل تدابیر امنیتی شدیدی در مجتمع در حال توسعه است.

توکامک در بخش. آهنرباهای زرد - شیر برقی، نارنجی - میدان حلقوی (TF) و میدان پولوییدی (PF)، آبی - پتو، آبی روشن - VV - مخزن خلاء، بنفش - دایورتور

("سیگاری") از نوع پولوئیدی دستگاهی است که وظیفه اصلی آن "پاکسازی" پلاسما از آلودگی ناشی از گرم شدن و تعامل دیوارهای محفظه پوشیده از پتو با آن است. هنگامی که چنین آلاینده‌هایی وارد پلاسما می‌شوند، به شدت شروع به تابش می‌کنند که منجر به تلفات تشعشعات اضافی می‌شود. در پایین توکوماک قرار دارد و از آهنربا برای هدایت لایه های بالایی پلاسما (که بیشترین آلودگی را دارند) به داخل محفظه خنک کننده استفاده می کند. در اینجا پلاسما خنک می شود و به گاز تبدیل می شود و پس از آن به بیرون از محفظه پمپ می شود. گرد و غبار بریلیم پس از ورود به محفظه عملاً قادر به بازگشت به پلاسما نیست. بنابراین، آلودگی پلاسما فقط در سطح باقی می ماند و به عمق بیشتری نفوذ نمی کند.

کرایوستات

- بزرگترین جزء توکوماک که یک پوسته فولادی ضد زنگ با حجم 16000 متر مربع (29.3 در 28.6 متر) و جرم 3850 تن است. سایر عناصر سیستم در داخل کرایواستات قرار خواهند گرفت و خود به خدمت می‌پردازد. به عنوان مانعی بین توکامک و محیط بیرون. روی دیوارهای داخلی آن صفحات حرارتی وجود دارد که با گردش نیتروژن در دمای 80 کلوین (193.15- درجه سانتیگراد) خنک می شوند.

سیستم مغناطیسی

- مجموعه ای از عناصری که برای نگهداری و کنترل پلاسما در داخل یک ظرف خلاء خدمت می کنند. این مجموعه ای از 48 عنصر است:

• سیم پیچ های میدان حلقوی در خارج از محفظه خلاء و در داخل کرایوستات قرار دارند. این سیم پیچ ها در 18 قطعه با ابعاد 15×9 متر و وزن تقریبی 300 تن ارائه شده اند.این سیم پیچ ها با هم میدان مغناطیسی 11.8 تسلا در اطراف چنبره پلاسما ایجاد می کنند و انرژی 41 GJ ذخیره می کنند.
• سیم پیچ های میدان پولوئیدی – در بالای سیم پیچ های میدان حلقوی و داخل کرایوستات قرار دارند. این سیم پیچ ها وظیفه تولید میدان مغناطیسی را بر عهده دارند که جرم پلاسما را از دیواره های محفظه جدا می کند و پلاسما را برای گرمایش آدیاباتیک فشرده می کند. تعداد این سیم پیچ ها 6 عدد است. دو عدد از سیم پیچ ها قطر 24 متر و جرم آنها 400 تن است و چهار عدد باقی مانده تا حدودی کوچکتر هستند.
• شیر برقی مرکزی در قسمت داخلی محفظه حلقوی یا بهتر است بگوییم در "سوراخ دونات" قرار دارد. اصل عملکرد آن شبیه ترانسفورماتور است و وظیفه اصلی تحریک جریان القایی در پلاسما است.
• کویل های اصلاحی در داخل ظرف خلاء، بین پتو و دیواره محفظه قرار دارند. وظیفه آنها حفظ شکل پلاسما است که قادر به "برآمدگی" موضعی و حتی لمس دیواره های رگ است. به شما امکان می دهد سطح تعامل دیواره های محفظه با پلاسما و در نتیجه میزان آلودگی آن را کاهش دهید و همچنین سایش خود محفظه را کاهش می دهد.

ساختار مجتمع ITER

طرح توکامک که در بالا «به طور خلاصه» توضیح داده شد یک مکانیسم ابتکاری بسیار پیچیده است که با تلاش چندین کشور مونتاژ شده است. با این حال، برای بهره برداری کامل آن، مجموعه کاملی از ساختمان ها واقع در نزدیکی توکامک مورد نیاز است. از جمله:

• سیستم کنترل، دسترسی به داده و ارتباطات - CODAC. در تعدادی از ساختمان های مجتمع ITER واقع شده است.
• ذخیره سازی سوخت و سیستم سوخت - برای رساندن سوخت به توکامک خدمت می کند.
• سیستم خلاء - متشکل از بیش از چهارصد پمپ خلاء است که وظیفه آنها پمپاژ محصولات واکنش گرما هسته ای و همچنین آلاینده های مختلف از محفظه خلاء است.
• سیستم برودتی - نشان داده شده توسط یک مدار نیتروژن و هلیوم. مدار هلیوم دمای توکامک را نرمال می کند، کار (و بنابراین دما) آن به طور مداوم اتفاق نمی افتد، بلکه به صورت پالس است. مدار نیتروژن سپرهای حرارتی کرایوستات و خود مدار هلیوم را خنک می کند. همچنین یک سیستم خنک کننده آبی وجود خواهد داشت که هدف آن کاهش دمای دیوارهای پتو است.
• منبع تغذیه. توکامک برای کار مداوم به 110 مگاوات انرژی نیاز دارد. برای تحقق این امر، خطوط برق به طول یک کیلومتر نصب و به شبکه صنعتی فرانسه متصل خواهد شد. شایان ذکر است که تأسیسات آزمایشی ITER تولید انرژی را فراهم نمی کند، بلکه فقط در جهت منافع علمی عمل می کند.

تامین مالی ITER

راکتور حرارتی بین المللی ITER یک تعهد نسبتاً گران است که در ابتدا 12 میلیارد دلار تخمین زده شد که روسیه، ایالات متحده آمریکا، کره، چین و هند 111/1، ژاپن 2/11 و اتحادیه اروپا 4 را به خود اختصاص دادند. /11. این مبلغ بعداً به 15 میلیارد دلار افزایش یافت. قابل ذکر است که تامین مالی از طریق تامین تجهیزات مورد نیاز مجموعه که در هر کشور توسعه یافته است، صورت می گیرد. بنابراین، روسیه پتو، دستگاه های گرمایش پلاسما و آهنرباهای ابررسانا را تامین می کند.

دیدگاه پروژه

در حال حاضر ساخت مجتمع ITER و تولید تمامی اجزای مورد نیاز توکامک در حال انجام است. پس از راه اندازی برنامه ریزی شده توکامک در سال 2025، مجموعه ای از آزمایش ها آغاز خواهد شد که بر اساس نتایج آن جنبه هایی که نیاز به بهبود دارند ذکر می شود. پس از راه اندازی موفقیت آمیز ITER، قرار است یک نیروگاه مبتنی بر همجوشی حرارتی هسته ای به نام DEMO (نیروگاه DEMOnstration) ساخته شود. هدف DEMo نشان دادن به اصطلاح "جذابیت تجاری" قدرت همجوشی است. اگر ITER قادر به تولید تنها 500 مگاوات انرژی باشد، DEMO قادر خواهد بود به طور مداوم انرژی 2 گیگاواتی تولید کند.

با این حال، باید در نظر داشت که تأسیسات آزمایشی ITER انرژی تولید نخواهد کرد و هدف آن به دست آوردن مزایای صرفاً علمی است. و همانطور که می دانید، این یا آن آزمایش فیزیکی نه تنها می تواند انتظارات را برآورده کند، بلکه دانش و تجربه جدیدی را برای بشریت به ارمغان می آورد.

بشریت به تدریج به مرز کاهش برگشت ناپذیر منابع هیدروکربنی زمین نزدیک می شود. ما تقریباً دو قرن است که نفت، گاز و زغال سنگ را از روده‌های سیاره استخراج می‌کنیم و از قبل مشخص است که ذخایر آنها با سرعت فوق‌العاده‌ای در حال تخلیه شدن است. کشورهای پیشرو جهان مدتهاست که به فکر ایجاد یک منبع جدید انرژی، سازگار با محیط زیست، ایمن از نقطه نظر عملیات، با ذخایر عظیم سوخت بوده اند.

راکتور فیوژن

امروزه صحبت های زیادی در مورد استفاده از به اصطلاح انواع جایگزین انرژی - منابع تجدید پذیر در قالب فتوولتائیک، انرژی بادی و برق آبی وجود دارد. بدیهی است که با توجه به خواصی که دارند، این جهت ها تنها می توانند به عنوان منابع کمکی تامین انرژی عمل کنند.

به عنوان یک چشم انداز بلند مدت برای بشریت، تنها انرژی مبتنی بر واکنش های هسته ای را می توان در نظر گرفت.

از یک سو، کشورهای بیشتری به ساخت راکتورهای هسته ای در قلمرو خود علاقه نشان می دهند. اما همچنان، یک مشکل مبرم برای انرژی هسته‌ای، پردازش و دفع زباله‌های رادیواکتیو است که بر شاخص‌های اقتصادی و زیست‌محیطی تأثیر می‌گذارد. در اواسط قرن بیستم، فیزیکدانان برجسته جهان، در جستجوی انواع جدیدی از انرژی، به منبع حیات روی زمین - خورشید، روی آوردند، که در اعماق آن، در دمای حدود 20 میلیون درجه، واکنش نشان داد. سنتز (همجوشی) عناصر سبک با آزاد شدن انرژی عظیم صورت می گیرد.

متخصصان داخلی وظیفه توسعه تأسیساتی برای اجرای واکنش های همجوشی هسته ای در شرایط زمینی را از همه بهتر انجام دادند. دانش و تجربه در زمینه همجوشی حرارتی کنترل شده (CTF) که در روسیه به دست آمده است، اساس این پروژه را تشکیل می دهد که بدون اغراق، امید انرژی بشریت است - راکتور آزمایشی حرارتی بین المللی (ITER) که در حال ساخت است. ساخته شده در Cadarache (فرانسه).

تاریخچه همجوشی گرما هسته ای

اولین تحقیقات هسته ای در کشورهایی که روی برنامه های دفاع اتمی خود کار می کردند آغاز شد. این تعجب آور نیست، زیرا در سپیده دم عصر اتمی، هدف اصلی از ظهور راکتورهای پلاسمای دوتریوم، مطالعه فرآیندهای فیزیکی در پلاسمای داغ بود که آگاهی از آن، از جمله موارد دیگر، برای ایجاد سلاح های گرما هسته ای ضروری بود. . بر اساس داده های طبقه بندی نشده، اتحاد جماهیر شوروی و ایالات متحده آمریکا تقریباً به طور همزمان در دهه 1950 آغاز شد. روی UTS کار کنید اما، در عین حال، شواهد تاریخی وجود دارد که در سال 1932، انقلابی قدیمی و دوست نزدیک رهبر پرولتاریای جهانی، نیکولای بوخارین، که در آن زمان ریاست کمیته شورای عالی اقتصاد را بر عهده داشت و از توسعه علم شوروی، پیشنهاد راه اندازی پروژه ای در کشور برای مطالعه واکنش های حرارتی هسته ای کنترل شده را ارائه کرد.

تاریخچه پروژه گرما هسته ای شوروی خالی از واقعیت نیست. آکادمیک مشهور آینده و خالق بمب هیدروژنی، آندری دیمیتریویچ ساخاروف، از ایده عایق حرارتی مغناطیسی پلاسمای با دمای بالا از نامه یک سرباز ارتش شوروی الهام گرفت. در سال 1950، گروهبان اولگ لاورنتیف، که در ساخالین خدمت می کرد، نامه ای به کمیته مرکزی حزب کمونیست اتحاد اتحاد ارسال کرد که در آن پیشنهاد استفاده از لیتیوم-6 دوترید به جای دوتریوم مایع و تریتیوم در یک بمب هیدروژنی و همچنین ایجاد یک سیستم با محصور شدن الکترواستاتیک پلاسمای داغ برای انجام همجوشی حرارتی هسته ای کنترل شده. این نامه توسط دانشمند جوان آن زمان آندری ساخاروف مورد بررسی قرار گرفت و در بررسی خود نوشت که "لازم می داند که بحث مفصلی درباره پروژه رفیق لاورنتیف داشته باشد."

قبلاً در اکتبر 1950، آندری ساخاروف و همکارش ایگور تام اولین تخمین‌ها را از یک راکتور گرما هسته‌ای مغناطیسی (MTR) انجام دادند. اولین نصب حلقوی با میدان مغناطیسی طولی قوی، بر اساس ایده های I. Tamm و A. Sakharov، در سال 1955 در LIPAN ساخته شد. TMP نامیده شد - چنبره ای با میدان مغناطیسی. تأسیسات بعدی قبلاً به نام TOKAMAK نامیده می شدند، پس از ترکیب هجاهای اولیه در عبارت "TORIDAL CAMBER MAGNETIC COIL". توکامک در نسخه کلاسیک خود یک محفظه حلقوی دونات شکل است که در یک میدان مغناطیسی حلقوی قرار گرفته است. از 1955 تا 1966 در مؤسسه کورچاتوف، 8 چنین تاسیساتی ساخته شد که بر روی آنها مطالعات مختلف زیادی انجام شد. اگر قبل از سال 1969، توکاماک در خارج از اتحاد جماهیر شوروی فقط در استرالیا ساخته می شد، در سال های بعد آنها در 29 کشور از جمله ایالات متحده آمریکا، ژاپن، کشورهای اروپایی، هند، چین، کانادا، لیبی، مصر ساخته شدند. در مجموع تا به امروز حدود 300 توکاماک در جهان ساخته شده است که 31 دستگاه در اتحاد جماهیر شوروی و روسیه، 30 دستگاه در ایالات متحده آمریکا، 32 دستگاه در اروپا و 27 دستگاه در ژاپن است. در واقع، سه کشور - اتحاد جماهیر شوروی، بریتانیای کبیر و ایالات متحده - درگیر رقابتی ناگفته بودند تا ببینند چه کسی اولین کسی است که پلاسما را مهار می کند و در واقع شروع به تولید انرژی از آب می کند.

مهمترین مزیت یک راکتور گرما هسته ای کاهش خطر بیولوژیکی تشعشع به میزان تقریباً هزار برابر در مقایسه با همه راکتورهای انرژی هسته ای مدرن است.

یک راکتور گرما هسته ای CO2 منتشر نمی کند و زباله های رادیواکتیو "سنگین" تولید نمی کند. این راکتور را می توان در هر مکان و هر مکانی قرار داد.

قدمی نیم قرن

در سال 1985، آکادمیک اوگنی ولیخوف، به نمایندگی از اتحاد جماهیر شوروی، پیشنهاد کرد که دانشمندان از اروپا، ایالات متحده آمریکا و ژاپن برای ایجاد یک راکتور حرارتی هسته ای با یکدیگر همکاری کنند و قبلاً در سال 1986 در ژنو توافق نامه ای در مورد طراحی این تاسیسات حاصل شد که بعداً انجام شد. نام ITER را دریافت کرد. در سال 1992، شرکا توافقنامه ای چهارجانبه برای توسعه یک طراحی مهندسی برای راکتور امضا کردند. مرحله اول ساخت قرار است تا سال 2020 به پایان برسد، زمانی که قرار است اولین پلاسما دریافت شود. در سال 2011، ساخت و ساز واقعی در سایت ITER آغاز شد.

طراحی ITER از توکاماک کلاسیک روسی پیروی می کند که در دهه 1960 توسعه یافت. برنامه ریزی شده است که در مرحله اول راکتور در حالت پالسی با توان واکنش های حرارتی 400-500 مگاوات کار کند، در مرحله دوم عملکرد مداوم راکتور و همچنین سیستم تولید مثل تریتیوم آزمایش خواهد شد. .

بی جهت نیست که راکتور ITER آینده انرژی بشریت نامیده می شود. اولا، این بزرگترین پروژه علمی جهان است، زیرا در فرانسه تقریباً تمام جهان در حال ساخت آن هستند: اتحادیه اروپا + سوئیس، چین، هند، ژاپن، کره جنوبی، روسیه و ایالات متحده آمریکا در آن شرکت می کنند. قرارداد ساخت این تاسیسات در سال 2006 امضا شد. کشورهای اروپایی حدود 50 درصد از تأمین مالی پروژه را به عهده دارند، روسیه تقریباً 10 درصد از کل مبلغ را تشکیل می دهد که در قالب تجهیزات پیشرفته سرمایه گذاری خواهد شد. اما مهمترین سهم روسیه، خود فناوری توکاماک است که اساس راکتور ITER را تشکیل داد.

ثانیا، این اولین تلاش در مقیاس بزرگ برای استفاده از واکنش گرما هسته ای است که در خورشید برای تولید برق رخ می دهد. ثالثاً، این کار علمی باید نتایج بسیار عملی به همراه داشته باشد و تا پایان قرن جهان انتظار ظهور اولین نمونه اولیه یک نیروگاه حرارتی هسته ای تجاری را دارد.

دانشمندان تصور می کنند که اولین پلاسما در راکتور حرارتی آزمایشی بین المللی در دسامبر 2025 تولید خواهد شد.

چرا به معنای واقعی کلمه تمام جامعه علمی جهان شروع به ساخت چنین راکتوری کردند؟ واقعیت این است که بسیاری از فناوری‌هایی که قرار است در ساخت ITER مورد استفاده قرار گیرند، به یکباره به همه کشورها تعلق ندارند. یک کشور، حتی پیشرفته ترین آنها از نظر علمی و فنی، نمی تواند فوراً صد فناوری در بالاترین سطح جهانی در همه زمینه های فناوری مورد استفاده در چنین پروژه ای با فناوری پیشرفته و پیشرفتی مانند راکتور حرارتی هسته ای داشته باشد. اما ITER از صدها فناوری مشابه تشکیل شده است.

روسیه در بسیاری از فناوری های همجوشی گرما هسته ای از سطح جهانی پیشی گرفته است. اما به عنوان مثال، دانشمندان هسته‌ای ژاپنی نیز در این زمینه دارای شایستگی‌های منحصربه‌فردی هستند که در ITER کاملاً قابل اجرا هستند.

بنابراین، در همان ابتدای پروژه، کشورهای شریک در مورد اینکه چه کسی و چه چیزی به سایت عرضه می شود به توافق رسیدند و این نباید فقط همکاری در زمینه مهندسی باشد، بلکه فرصتی برای هر یک از شرکا برای دریافت فناوری های جدید باشد. از سایر شرکت کنندگان، به طوری که در آینده خودتان آنها را توسعه دهید.

آندری رتینگر، روزنامه نگار بین المللی

راکتور فیوژن E.P. ولیخوف، اس.و. پوتوینسکی

E.P. ولیخوف، اس.و. پوتوینسکی
گزارش مورخ 22 اکتبر 1999، در چارچوب مرکز انرژی فدراسیون جهانی دانشمندان انجام شد.

حاشیه نویسی

این مقاله مروری کوتاه بر وضعیت فعلی تحقیقات فیوژن ارائه می‌کند و چشم‌انداز انرژی همجوشی در سیستم انرژی قرن بیست و یکم را تشریح می‌کند. این بررسی برای طیف وسیعی از خوانندگان آشنا با مبانی فیزیک و مهندسی در نظر گرفته شده است.

بر اساس مفاهیم فیزیکی مدرن، تنها چند منبع اساسی انرژی وجود دارد که در اصل، بشریت می تواند بر آنها مسلط شود و از آنها استفاده کند. واکنش های همجوشی هسته ای یکی از این منابع انرژی و... در واکنش های همجوشی، به دلیل کار نیروهای هسته ای که در حین همجوشی هسته های عناصر سبک و تشکیل هسته های سنگین تر انجام می شود، انرژی تولید می شود. این واکنش ها در طبیعت گسترده هستند - اعتقاد بر این است که انرژی ستارگان، از جمله خورشید، در نتیجه زنجیره ای از واکنش های همجوشی هسته ای تولید می شود که چهار هسته اتم هیدروژن را به هسته هلیوم تبدیل می کند. می توان گفت که خورشید یک راکتور حرارتی طبیعی بزرگ است که انرژی سیستم اکولوژیکی زمین را تامین می کند.

در حال حاضر بیش از 85 درصد انرژی تولید شده توسط انسان از سوزاندن سوخت های آلی - زغال سنگ، نفت و گاز طبیعی به دست می آید. این منبع ارزان انرژی که در حدود 200 تا 300 سال پیش توسط انسان تسلط یافت، منجر به توسعه سریع جامعه بشری، رفاه آن و در نتیجه رشد جمعیت زمین شد. فرض بر این است که به دلیل رشد جمعیت و مصرف یکنواخت انرژی در مناطق مختلف، تولید انرژی تا سال 2050 نسبت به سطح فعلی حدود سه برابر افزایش یافته و به 10 21 ژول در سال خواهد رسید. شکی نیست که در آینده قابل پیش بینی منبع قبلی انرژی - سوخت های آلی - باید با انواع دیگر تولید انرژی جایگزین شود. این اتفاق هم به دلیل کاهش منابع طبیعی و هم به دلیل آلودگی محیط زیستی است که به گفته کارشناسان باید خیلی زودتر از توسعه منابع طبیعی ارزان اتفاق بیفتد (روش فعلی تولید انرژی از اتمسفر به عنوان زباله‌دان استفاده می‌کند. روزانه 17 میلیون تن دی اکسید کربن و سایر گازهای همراه با احتراق سوخت). انتقال از سوخت های فسیلی به انرژی های جایگزین در مقیاس بزرگ در اواسط قرن بیست و یکم انتظار می رود. فرض بر این است که سیستم انرژی آینده از انواع منابع انرژی، از جمله منابع انرژی تجدیدپذیر، به طور گسترده‌تری نسبت به سیستم انرژی فعلی استفاده خواهد کرد، مانند انرژی خورشیدی، انرژی بادی، نیروی برق آبی، رشد و سوزاندن زیست توده و انرژی هسته‌ای. سهم هر منبع انرژی از کل تولید انرژی بر اساس ساختار مصرف انرژی و بازده اقتصادی هر یک از این منابع انرژی تعیین خواهد شد.

در جامعه صنعتی امروز، بیش از نیمی از انرژی در حالت مصرف ثابت، مستقل از زمان روز و فصل استفاده می شود. بر این توان پایه ثابت تغییرات روزانه و فصلی سوار می شود. بنابراین، سیستم انرژی باید شامل انرژی پایه باشد که انرژی جامعه را در سطح ثابت یا شبه دائمی تامین می کند و منابع انرژی که در صورت نیاز مورد استفاده قرار می گیرد. انتظار می رود که منابع انرژی تجدیدپذیر مانند انرژی خورشیدی، احتراق زیست توده و ... عمدتاً در مولفه متغیر مصرف انرژی و. اصلی ترین و تنها کاندیدای انرژی پایه، انرژی هسته ای است. در حال حاضر، تنها واکنش‌های شکافت هسته‌ای، که در نیروگاه‌های هسته‌ای مدرن استفاده می‌شوند، برای تولید انرژی تسلط یافته‌اند. همجوشی گرما هسته ای کنترل شده، تا کنون، تنها یک کاندید بالقوه برای انرژی پایه است.

همجوشی گرما هسته ای چه مزایایی نسبت به واکنش های شکافت هسته ای دارد که به ما امکان می دهد به توسعه در مقیاس بزرگ انرژی گرما هسته ای امیدوار باشیم؟ تفاوت اصلی و اساسی عدم وجود زباله های رادیواکتیو با عمر طولانی است که برای راکتورهای شکافت هسته ای معمول است. و اگرچه در حین کار یک راکتور حرارتی اولین دیواره توسط نوترون ها فعال می شود، انتخاب مواد ساختاری مناسب کم فعال شدن امکان اساسی ایجاد یک راکتور گرما هسته ای را فراهم می کند که در آن فعالیت القایی دیواره اول به طور کامل کاهش می یابد. سطح ایمن سی سال پس از تعطیلی راکتور. این به این معنی است که یک راکتور فرسوده تنها به مدت 30 سال نیاز به گلوله زدن دارد و پس از آن می توان مواد را بازیافت کرد و در یک راکتور سنتز جدید استفاده کرد. این وضعیت اساساً با راکتورهای شکافت متفاوت است که زباله های رادیواکتیو تولید می کنند که نیاز به پردازش مجدد و ذخیره سازی برای ده ها هزار سال دارد. علاوه بر رادیواکتیویته کم، انرژی گرما هسته ای دارای ذخایر عظیم و عملاً پایان ناپذیر سوخت و سایر مواد ضروری است که برای تولید انرژی برای صدها، اگر نه هزاران سال کافی است.

این مزایا بود که کشورهای اصلی هسته‌ای را بر آن داشت تا در اواسط دهه 50 تحقیقات گسترده‌ای را در مورد همجوشی هسته‌ای کنترل‌شده آغاز کنند. در این زمان، اولین آزمایش موفقیت آمیز بمب های هیدروژنی قبلاً در اتحاد جماهیر شوروی و ایالات متحده انجام شده بود که امکان اساسی استفاده از انرژی و همجوشی هسته ای در شرایط زمینی را تأیید می کرد. از همان ابتدا مشخص شد که همجوشی حرارتی کنترل شده کاربرد نظامی ندارد. این تحقیق در سال 1956 از طبقه بندی خارج شد و از آن زمان در چارچوب همکاری های بین المللی گسترده انجام شده است. بمب هیدروژنی تنها در چند سال ساخته شد و در آن زمان به نظر می رسید که هدف نزدیک است و اولین تأسیسات آزمایشی بزرگ که در اواخر دهه 50 ساخته شد، پلاسمای گرما هسته ای تولید می کرد. با این حال، بیش از 40 سال تحقیق طول کشید تا شرایطی ایجاد شود که تحت آن آزاد شدن نیروی حرارتی هسته ای با قدرت گرمایش مخلوط واکنش دهنده قابل مقایسه باشد. در سال 1997، بزرگترین تاسیسات حرارتی هسته ای، TOKAMAK اروپایی (JET)، 16 مگاوات توان حرارتی هسته ای دریافت کرد و به این آستانه نزدیک شد.

دلیل این تاخیر چه بود؟ معلوم شد که برای رسیدن به هدف، فیزیکدانان و مهندسان باید مسائل زیادی را حل می کردند که در ابتدای سفر هیچ تصوری از آنها نداشتند. در طی این 40 سال، علم فیزیک پلاسما ایجاد شد که درک و توصیف فرآیندهای فیزیکی پیچیده ای را که در مخلوط واکنش رخ می دهد، ممکن ساخت. مهندسان نیاز به حل مسائل به همان اندازه پیچیده داشتند، از جمله یادگیری نحوه ایجاد خلاءهای عمیق در حجم زیاد، انتخاب و آزمایش مصالح ساختمانی مناسب، توسعه آهنرباهای ابررسانا بزرگ، لیزرهای قدرتمند و منابع پرتو ایکس، توسعه سیستم‌های قدرت پالسی با قابلیت ایجاد پرتوهای قدرتمند ذرات. ، روش هایی را برای گرم کردن مخلوط با فرکانس بالا و موارد دیگر توسعه دهید.

§4 به بررسی تحقیقات در زمینه همجوشی کنترل شده مغناطیسی اختصاص دارد که شامل سیستم هایی با محصور شدن مغناطیسی و سیستم های پالسی می شود. بیشتر این بررسی به پیشرفته‌ترین سیستم‌های محصورکننده پلاسمای مغناطیسی، نصب‌های نوع TOKAMAK اختصاص دارد.

دامنه این بررسی به ما اجازه می دهد که فقط مهم ترین جنبه های تحقیق در مورد همجوشی گرما هسته ای کنترل شده را مورد بحث قرار دهیم. به خواننده‌ای که علاقه‌مند به مطالعه عمیق‌تر جنبه‌های مختلف این مشکل است، توصیه می‌شود که به ادبیات مروری مراجعه کنند. ادبیات گسترده ای به همجوشی حرارتی هسته ای کنترل شده اختصاص داده شده است. به طور خاص، باید به کتاب‌های کلاسیک که توسط بنیان‌گذاران تحقیقات هسته‌ای کنترل‌شده نوشته شده‌اند، و همچنین انتشارات بسیار اخیر، مانند، برای مثال، که وضعیت فعلی تحقیقات گرما هسته‌ای را تشریح می‌کنند، اشاره کرد.

اگرچه واکنش‌های همجوشی هسته‌ای بسیار زیادی وجود دارد که منجر به آزاد شدن انرژی می‌شود، اما برای اهداف عملی استفاده از انرژی هسته‌ای، تنها واکنش‌های ذکر شده در جدول 1 مورد توجه هستند. در اینجا و در زیر از نام استاندارد برای ایزوتوپ‌های هیدروژن استفاده می‌کنیم: پروتون با جرم اتمی 1، D - دوترون، با جرم اتمی 2 و T - تریتیوم، ایزوتوپ با جرم 3. تمام هسته های شرکت کننده در این واکنش ها به استثنای تریتیوم پایدار هستند. تریتیوم ایزوتوپ رادیواکتیو هیدروژن با نیمه عمر 12.3 سال است. در نتیجه واپاشی β، به He 3 تبدیل می شود و یک الکترون کم انرژی ساطع می کند. برخلاف واکنش‌های شکافت هسته‌ای، واکنش‌های همجوشی قطعات رادیواکتیو با عمر طولانی هسته‌های سنگین را تولید نمی‌کنند، که در اصل ایجاد یک راکتور "پاک" را امکان‌پذیر می‌سازد، بدون اینکه مشکل ذخیره‌سازی طولانی‌مدت زباله‌های رادیواکتیو را تحمل کند.

میز 1.
واکنش های هسته ای مورد علاقه برای همجوشی کنترل شده

تمام واکنش های نشان داده شده در جدول 1، به جز آخرین واکنش، با آزاد شدن انرژی و به صورت انرژی جنبشی و محصولات واکنش، q، که در براکت ها در واحدهای میلیون الکترون ولت (MeV) نشان داده شده است، رخ می دهد.
(1 eV = 1.6 · 10 -19 J = 11600 درجه کلوین). دو واکنش آخر نقش ویژه ای در همجوشی کنترل شده ایفا می کنند - از آنها برای تولید تریتیوم استفاده می شود که در طبیعت وجود ندارد.

واکنش های همجوشی هسته ای 1-5 سرعت واکنش نسبتا بالایی دارند که معمولاً با مقطع واکنش، σ مشخص می شود. سطح مقطع واکنش از جدول 1 در شکل 1 به عنوان تابعی از انرژی و ذرات در حال برخورد در مرکز سیستم جرم نشان داده شده است.

به دلیل وجود دافعه کولن بین هسته‌ها، سطح مقطع برای واکنش‌ها در انرژی کم و ذرات ناچیز است و بنابراین، در دمای معمولی، مخلوط ایزوتوپ‌های هیدروژن و سایر اتم‌های سبک عملاً واکنش نشان نمی‌دهند. برای اینکه هر یک از این واکنش ها سطح مقطع قابل توجهی داشته باشند، ذرات در حال برخورد باید انرژی جنبشی بالایی داشته باشند. سپس ذرات قادر خواهند بود بر سد کولن غلبه کنند، در فاصله ای به ترتیب ذرات هسته ای نزدیک شوند و واکنش نشان دهند. به عنوان مثال، حداکثر سطح مقطع برای واکنش دوتریوم با تریتیوم در انرژی ذره ای حدود 80 KeV به دست می آید و برای اینکه مخلوط DT سرعت واکنش بالایی داشته باشد، دمای آن باید در مقیاس صد میلیون باشد. درجه، T = 10 8 ° K.

ساده‌ترین راه برای تولید انرژی و همجوشی هسته‌ای که بلافاصله به ذهن می‌رسد، استفاده از یک شتاب‌دهنده یونی و بمباران، مثلاً، یون‌های تریتیوم است که تا انرژی 100 KeV شتاب می‌شوند، یک هدف جامد یا گاز حاوی یون‌های دوتریوم. با این حال، یون‌های تزریق‌شده در هنگام برخورد با الکترون‌های سرد هدف، خیلی سریع کند می‌شوند و علیرغم تفاوت زیاد در اولیه (حدود 100 KeV) و زمان کافی برای تولید انرژی کافی برای پوشش هزینه‌های انرژی شتاب خود را ندارند. انرژی تولید شده در واکنش (حدود 10 مگا ولت). به عبارت دیگر، با این «روش» تولید انرژی و ضریب بازتولید انرژی و،
Q fus = P سنتز / هزینه های P کمتر از 1 خواهد بود.

به منظور افزایش کیو فیوز، می توان الکترون های هدف را گرم کرد. سپس یونهای سریع کندتر کاهش می یابند و کیو فیوز افزایش می یابد. با این حال، بازده مثبت تنها در دمای هدف بسیار بالا - به ترتیب چند KeV - به دست می آید. در این دما، تزریق یون های سریع دیگر اهمیتی ندارد، مقدار کافی یون های حرارتی پرانرژی در مخلوط وجود دارد که خود وارد واکنش می شوند. به عبارت دیگر، واکنش های حرارتی یا همجوشی گرما هسته ای در مخلوط رخ می دهد.

سرعت واکنش های گرما هسته ای را می توان با ادغام مقطع واکنش نشان داده شده در شکل 1 بر روی تابع توزیع ذرات ماکسولین تعادلی محاسبه کرد. در نتیجه می توان سرعت واکنش را به دست آورد K(T)که تعداد واکنش های رخ داده در واحد حجم را تعیین می کند، n 1 n 2 K(T)و در نتیجه، چگالی حجمی انرژی آزاد شده در مخلوط واکنش دهنده،

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

در آخرین فرمول n 1 n 2- غلظت حجمی اجزای واکنش دهنده، تی- دمای ذرات در حال واکنش و q- بازده انرژی واکنش ارائه شده در جدول 1.

در دمای بالا مشخصه یک مخلوط واکنش دهنده، مخلوط در حالت پلاسما قرار دارد، به عنوان مثال. متشکل از الکترون‌های آزاد و یون‌های دارای بار مثبت است که از طریق میدان‌های الکترومغناطیسی جمعی با یکدیگر تعامل دارند. میدان های الکترومغناطیسی، خودسازگار با حرکت ذرات پلاسما، دینامیک پلاسما را تعیین می کند و به ویژه شبه خنثی بودن آن را حفظ می کند. با دقت بسیار بالا، چگالی بار یون ها و الکترون ها در پلاسما برابر است، n e = Zn z، که در آن Z بار یون است (برای ایزوتوپ های هیدروژن Z = 1). اجزای یون و الکترون به دلیل برخورد کولن مبادله انرژی می کنند و در پارامترهای پلاسما معمولی برای کاربردهای گرما هسته ای، دمای آنها تقریباً برابر است.

برای دمای بالای مخلوط باید هزینه انرژی اضافی بپردازید. اول، ما باید bremsstrahlung ساطع شده توسط الکترون ها هنگام برخورد با یون ها را در نظر بگیریم:

قدرت bremsstrahlung، و همچنین قدرت واکنش های گرما هسته ای در مخلوط، متناسب با مجذور چگالی پلاسما است و بنابراین، نسبت P fus / Pb فقط به دمای پلاسما بستگی دارد. Bremsstrahlung، بر خلاف قدرت واکنش های گرما هسته ای، به طور ضعیفی به دمای پلاسما بستگی دارد، که منجر به وجود یک حد پایین تر در دمای پلاسما می شود که در آن قدرت واکنش های حرارتی برابر با قدرت تلفات برمسترالونگ است، P fus / Pb = 1. در دماهای کمتر از آستانه، تلفات توان bremsstrahlung از آزاد شدن انرژی گرما هسته ای فراتر می رود و بنابراین در یک مخلوط سرد، آزادسازی انرژی مثبت غیرممکن است. مخلوط دوتریوم و تریتیوم دارای کمترین دمای محدود کننده است، اما حتی در این مورد دمای مخلوط باید از 3 KeV (3.5 10 7 درجه کلوین) تجاوز کند. دمای آستانه برای واکنش های DD و DHe 3 تقریباً یک مرتبه بزرگتر از واکنش DT است. برای واکنش یک پروتون با بور، تابش برمسترالونگ در هر دمایی از بازده واکنش فراتر می‌رود و بنابراین برای استفاده از این واکنش، تله‌های مخصوصی نیاز است که در آن‌ها دمای الکترون کمتر از دمای یون باشد یا چگالی پلاسما تا این حد باشد. بالا که تشعشع توسط مخلوط کار جذب شود.

علاوه بر دمای بالای مخلوط، برای اینکه یک واکنش مثبت رخ دهد، مخلوط داغ باید به اندازه کافی وجود داشته باشد تا واکنش ها رخ دهد. در هر سیستم گرما هسته ای با ابعاد محدود، کانال های اضافی اتلاف انرژی از پلاسما علاوه بر bremsstrahlung (به عنوان مثال، به دلیل هدایت حرارتی، تابش خطی ناخالصی ها و غیره) وجود دارد که قدرت آنها نباید از انرژی گرما هسته ای تجاوز کند. رهایی. در حالت کلی، تلفات انرژی اضافی را می توان با طول عمر انرژی پلاسما t E مشخص کرد، که به گونه ای تعریف می شود که نسبت 3nT / t E اتلاف توان را در واحد حجم پلاسما می دهد. بدیهی است که برای یک بازده مثبت لازم است که توان حرارتی هسته ای از توان تلفات اضافی بیشتر شود، Pfus > 3nT/t E، که شرطی را برای حداقل محصول چگالی و طول عمر پلاسما، nt E می دهد. به عنوان مثال، برای یک واکنش DT لازم است که

nt E > 5 10 19 s/m 3 (3)

این شرایط معمولاً معیار لاوسون نامیده می شود (به بیان دقیق، در کار اصلی، معیار لاوسون برای یک طراحی راکتور گرما هسته ای خاص مشتق شده است و بر خلاف (3)، شامل کارایی تبدیل انرژی حرارتی به انرژی الکتریکی است). در شکلی که در بالا نوشته شده است، این معیار عملاً مستقل از سیستم گرما هسته ای است و یک شرط ضروری کلی برای خروجی مثبت است. معیار لاوسون برای سایر واکنش ها یک یا دو مرتبه بزرگتر از واکنش DT است و دمای آستانه نیز بالاتر است. نزدیکی دستگاه به دستیابی به خروجی مثبت معمولاً در صفحه T - nt E نشان داده شده است که در شکل 2 نشان داده شده است.

nt E

شکل 2. منطقه ای با بازده مثبت واکنش هسته ای در صفحه T-nt E.
دستاوردهای تاسیسات آزمایشی مختلف برای محدود کردن پلاسمای گرما هسته‌ای نشان داده شده است.

مشاهده می‌شود که واکنش‌های DT آسان‌تر امکان‌پذیر هستند - آنها به دمای پلاسما به طور قابل‌توجهی پایین‌تر از واکنش‌های DD نیاز دارند و شرایط سخت‌تری را بر حفظ آن تحمیل می‌کنند. برنامه مدرن گرما هسته ای با هدف اجرای همجوشی کنترل شده با DT است.

بنابراین، واکنش‌های گرما هسته‌ای کنترل‌شده، اصولاً امکان‌پذیر است و وظیفه اصلی تحقیقات گرما هسته‌ای، ساخت دستگاهی کاربردی است که بتواند از نظر اقتصادی با سایر منابع انرژی رقابت کند.

تمام دستگاه‌هایی که در طی 50 سال اختراع شده‌اند را می‌توان به دو دسته بزرگ تقسیم کرد: 1) سیستم‌های ثابت یا شبه ثابت بر اساس محصور شدن مغناطیسی پلاسمای داغ. 2) سیستم های پالس. در حالت اول، چگالی پلاسما کم است و معیار لاوسون به دلیل حفظ انرژی خوب در سیستم، یعنی. طول عمر پلاسمای انرژی طولانی بنابراین، سیستم‌های با محصور شدن مغناطیسی دارای اندازه مشخصه پلاسما در حد چند متر و چگالی پلاسما نسبتاً کم، n~ 10 20 m -3 هستند (این تقریباً 105 برابر کمتر از چگالی اتمی در فشار معمولی و دمای اتاق است). .

در سیستم های پالسی، معیار لاوسون با فشرده سازی اهداف همجوشی با تابش لیزر یا اشعه ایکس و ایجاد یک مخلوط با چگالی بسیار بالا به دست می آید. طول عمر در سیستم های پالسی کوتاه است و با انبساط آزاد هدف تعیین می شود. چالش فیزیکی اصلی در این جهت از همجوشی کنترل شده، کاهش کل انرژی و انفجار به سطحی است که امکان ساخت یک راکتور همجوشی عملی را فراهم کند.

هر دو نوع سیستم قبلاً به ساخت ماشین‌های آزمایشی با خروجی انرژی مثبت و Q Fus > 1 نزدیک شده‌اند که در آن عناصر اصلی راکتورهای حرارتی هسته‌ای آینده آزمایش خواهند شد. با این حال، قبل از اینکه به بحث در مورد دستگاه های همجوشی بپردازیم، چرخه سوخت یک راکتور همجوشی آینده را در نظر خواهیم گرفت که تا حد زیادی مستقل از طراحی خاص سیستم است.

1) TOKAMAK T-15 تاکنون فقط در حالت گرمایش پلاسمای اهمی کار کرده است و بنابراین، پارامترهای پلاسمایی به دست آمده با این نصب بسیار کم است. در آینده قرار است 10 مگاوات تزریق خنثی و 10 مگاوات گرمایش سیکلوترون الکترونی معرفی شود.

2) fus Q داده شده از پارامترهای پلاسمای DD بدست آمده در تنظیم مجدد به پلاسمای DT محاسبه شد.

و اگرچه برنامه آزمایشی روی این TOKAMAK ها هنوز کامل نشده است، این نسل از ماشین ها عملاً وظایف محول شده به آن را انجام داده اند. TOKAMAKs JET و TFTR برای اولین بار قدرت حرارتی بالایی از واکنش های DT در پلاسما، 11 مگاوات در TFTR و 16 مگاوات در JET دریافت کردند. شکل 6 وابستگی زمانی توان حرارتی هسته ای را در آزمایشات DT نشان می دهد.

شکل 6. وابستگی توان حرارتی هسته‌ای به زمان در تخلیه‌های دوتریوم-تریتیوم در توکاماک‌های JET و TFTR.

این نسل از TOKAMAK به مقدار آستانه Q fus = 1 رسید و nt E را تنها چندین برابر کمتر از مقدار مورد نیاز برای یک راکتور TOKAMAK در مقیاس کامل دریافت کرد. TOKAMAK ها یاد گرفته اند که یک جریان پلاسما ثابت را با استفاده از میدان های RF و پرتوهای خنثی حفظ کنند. فیزیک گرمایش پلاسما توسط ذرات سریع، از جمله ذرات آلفای گرما هسته‌ای، مورد مطالعه قرار گرفت، عملکرد دیورتور مورد مطالعه قرار گرفت و حالت‌های عملکرد آن با بارهای حرارتی کم توسعه یافت. نتایج این مطالعات امکان ایجاد پایه های فیزیکی لازم برای مرحله بعدی - اولین راکتور TOKAMAK را فراهم کرد که در حالت احتراق کار می کند.

چه محدودیت های فیزیکی بر روی پارامترهای پلاسما در TOKAMAK وجود دارد؟

حداکثر فشار پلاسما در TOKAMAK یا حداکثر مقدار β توسط پایداری پلاسما تعیین می شود و تقریباً با رابطه ترویون توصیف می شود.

جایی که β بیان شده در ٪، IP– جریان در پلاسما و β Nیک ثابت بی بعد به نام ضریب ترویون است. پارامترهای موجود در (5) دارای ابعاد MA، T، m هستند. حداکثر مقادیر ضریب ترویون β N= 3÷5، به دست آمده در آزمایش، مطابقت خوبی با پیش بینی های نظری بر اساس محاسبات پایداری پلاسما دارد. شکل 7 مقادیر حد را نشان می دهد β ، در TOKAMAK های مختلف به دست آمده است.

شکل 7. مقایسه مقادیر حدی β در آزمایش های مقیاس بندی ترویون به دست آمد.

در صورت تجاوز از مقدار مجاز β ، اختلالات مارپیچ در مقیاس بزرگ در پلاسمای TOKAMAK ایجاد می شود، پلاسما به سرعت سرد می شود و روی دیوار می میرد. به این پدیده پلاسما stall می گویند.

همانطور که از شکل 7 مشاهده می شود، TOKAMAK با مقادیر نسبتاً پایین مشخص می شود β در سطح چند درصد یک امکان اساسی برای افزایش ارزش وجود دارد β با کاهش نسبت ابعاد پلاسما به مقادیر بسیار پایین R/ آ= 1.3÷1.5. تئوری پیش بینی می کند که در چنین ماشین هایی β می تواند به چند ده درصد برسد. اولین نسبت تصویر بسیار کم TOKAMAK، START که چندین سال پیش در انگلستان ساخته شد، قبلاً مقادیر زیادی دریافت کرده است. β = 30 درصد از سوی دیگر، این سیستم‌ها از نظر فنی نیازمندتر هستند و نیاز به راه‌حل‌های فنی ویژه برای سیم پیچ حلقوی، دیورتور و حفاظت نوترونی دارند. در حال حاضر، چندین TOKAMAK آزمایشی بزرگتر از START با نسبت ابعاد پایین و جریان پلاسما بالای 1 MA در حال ساخت هستند. انتظار می‌رود که طی 5 سال آینده، آزمایش‌ها داده‌های کافی برای درک اینکه آیا بهبود مورد انتظار در پارامترهای پلاسما به دست می‌آید و آیا قادر به جبران مشکلات فنی مورد انتظار در این جهت خواهد بود، ارائه خواهد کرد.

مطالعات طولانی مدت از محصور شدن پلاسما در TOKAMAK ها نشان داده است که فرآیندهای انتقال انرژی و ذرات در سراسر میدان مغناطیسی توسط فرآیندهای آشفته پیچیده در پلاسما تعیین می شود. و اگرچه ناپایداری‌های پلاسما مسئول تلفات غیرعادی پلاسما قبلاً شناسایی شده‌اند، درک نظری فرآیندهای غیرخطی هنوز برای توصیف طول عمر پلاسما بر اساس اصول اولیه کافی نیست. بنابراین، برای برونیابی طول عمر پلاسمای به‌دست‌آمده در تاسیسات مدرن به مقیاس راکتور TOKAMAK، در حال حاضر از قوانین تجربی - مقیاس‌گذاری‌ها استفاده می‌شود. یکی از این مقیاس‌بندی‌ها (ITER-97(y))، که از طریق پردازش آماری یک پایگاه داده تجربی از TOKAMAK های مختلف به دست آمده است، پیش‌بینی می‌کند که طول عمر با اندازه پلاسما، R، جریان پلاسما I p، و افزایش طول مقطع پلاسما k = افزایش می‌یابد. ب/ آ= 4 و با افزایش قدرت گرمایش پلاسما کاهش می یابد، P:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

وابستگی طول عمر انرژی به سایر پارامترهای پلاسما نسبتاً ضعیف است. شکل 8 نشان می دهد که طول عمر اندازه گیری شده در تقریبا تمام TOKAMAK های آزمایشی به خوبی با این مقیاس بندی توصیف شده است.

شکل 8. وابستگی طول عمر انرژی مشاهده‌شده تجربی به پیش‌بینی‌شده توسط مقیاس‌بندی ITER-97 (y).
میانگین انحراف آماری نقاط تجربی از مقیاس بندی 15 درصد است.
برچسب های مختلف مربوط به TOKAMAK های مختلف و راکتور TOKAMAK پیش بینی شده ITER است.

این مقیاس‌بندی پیش‌بینی می‌کند که یک TOKAMAK که در آن احتراق گرما هسته‌ای خودپایدار رخ می‌دهد، باید شعاع بزرگی بین 7-8 متر و جریان پلاسما 20 MA داشته باشد. در چنین TOKAMAK، طول عمر انرژی بیش از 5 ثانیه خواهد بود و قدرت واکنش های گرما هسته ای در سطح 1-1.5 گیگاوات خواهد بود.

در سال 1998، طراحی مهندسی راکتور TOKAMAK ITER به پایان رسید. این کار به طور مشترک توسط چهار طرف انجام شد: اروپا، روسیه، ایالات متحده آمریکا و ژاپن با هدف ایجاد اولین راکتور آزمایشی TOKAMAK که برای دستیابی به احتراق حرارتی هسته ای مخلوط دوتریوم و تریتیوم طراحی شده است. پارامترهای اصلی فیزیکی و مهندسی تاسیسات در جدول 3 آورده شده است و سطح مقطع آن در شکل 9 نشان داده شده است.

شکل 9. نمای کلی راکتور TOKAMAK طراحی شده ITER.

ITER در حال حاضر تمام ویژگی های اصلی راکتور TOKAMAK را خواهد داشت. این یک سیستم مغناطیسی کاملاً ابررسانا، یک پتوی خنک شده و محافظت در برابر تشعشعات نوترونی و یک سیستم نگهداری از راه دور برای نصب خواهد داشت. فرض بر این است که شارهای نوترونی با چگالی توان 1 مگاوات بر متر مربع و شار کل 0.3 مگاوات × سال بر متر مربع بر روی دیوار اول به دست می‌آیند که به آزمایشات فناوری هسته‌ای مواد و ماژول‌های پتویی با قابلیت بازتولید اجازه می‌دهد. تریتیوم

جدول 3.
پارامترهای اساسی اولین راکتور آزمایشی گرما هسته ای TOKAMAK، ITER.

برنامه ریزی شده است که ITER در سال 2010-2011 ساخته شود.برنامه آزمایشی که حدود بیست سال بر روی این راکتور آزمایشی ادامه خواهد داشت، امکان دستیابی به داده های پلاسما-فیزیکی و فناوری هسته ای لازم برای ساخت و ساز در سال های 2030-2035 را فراهم می کند. اولین راکتور نمایشی - توکاماک که قبلاً برق تولید می کند. وظیفه اصلی ITER نشان دادن کاربردی بودن راکتور TOKAMAK برای تولید برق و.

در کنار TOKAMAK که در حال حاضر پیشرفته ترین سیستم برای اجرای همجوشی حرارتی هسته ای کنترل شده است، تله های مغناطیسی دیگری نیز وجود دارند که با موفقیت با TOKAMAK رقابت می کنند.

علاوه بر TOKAMAKs و STELLARATORها، آزمایش‌ها، اگرچه در مقیاس کوچک‌تر، روی برخی دیگر از سیستم‌ها با پیکربندی‌های مغناطیسی بسته ادامه دارند. در میان آنها باید به پینچ های معکوس میدانی، SPHEROMAK و توری فشرده اشاره کرد. پینچ های معکوس میدانی میدان مغناطیسی حلقوی نسبتاً کمی دارند. در SPHEROMAK یا توری فشرده اصلاً سیستم مغناطیسی حلقوی وجود ندارد. بر این اساس، همه این سیستم ها توانایی ایجاد پلاسما با مقدار پارامتر بالا را نوید می دهند β و بنابراین، ممکن است در آینده برای ایجاد راکتورهای همجوشی فشرده یا راکتورهایی با استفاده از واکنش‌های جایگزین، مانند DHe 3 یا rB، که در آن یک میدان کم برای کاهش bremsstrahlung مغناطیسی مورد نیاز است، جذاب باشد. پارامترهای پلاسمایی فعلی به دست آمده در این تله ها هنوز به طور قابل توجهی کمتر از پارامترهای به دست آمده در TOKAMAKS و STELLARATORS هستند.

مطالعه برهمکنش تابش لیزر با ماده نشان داد که تابش لیزر به خوبی توسط ماده تبخیر کننده پوسته هدف تا چگالی توان مورد نیاز 2÷4 · 10 14 W/cm 2 جذب می شود. ضریب جذب می تواند به 40÷80% برسد و با کاهش طول موج تابش افزایش می یابد. همانطور که در بالا ذکر شد، در صورتی که بخش عمده ای از سوخت در طول فشرده سازی سرد بماند، می توان بازده گرما هسته ای زیادی بدست آورد. برای انجام این کار، لازم است که فشرده سازی آدیاباتیک باشد، یعنی. لازم است از پیش گرم کردن هدف که می تواند به دلیل تولید الکترون های پرانرژی، امواج ضربه ای یا اشعه ایکس سخت توسط تابش لیزر رخ دهد، اجتناب شود. مطالعات متعدد نشان داده اند که این اثرات ناخواسته را می توان با پروفایل کردن پالس تابش، بهینه سازی قرص ها و کاهش طول موج تابش کاهش داد. شکل 16 که از کار به عاریت گرفته شده است، مرزهای منطقه را در هواپیما نشان می دهد. چگالی توان - طول موجلیزرهای مناسب برای فشرده سازی هدف

شکل 16. ناحیه ای در صفحه پارامتر که در آن لیزرها قادر به فشرده سازی اهداف گرما هسته ای (سایه دار) هستند.

اولین تاسیسات لیزری (NIF) با پارامترهای لیزری کافی برای احتراق اهداف در ایالات متحده آمریکا در سال 2002 ساخته خواهد شد. این نصب امکان مطالعه فیزیک فشرده سازی اهدافی را که دارای خروجی گرما هسته ای در سطح 1-20 خواهند بود را فراهم می کند. MJ و بر این اساس، به دست آوردن مقادیر بالا Q>1 اجازه می دهد.

اگرچه لیزرها امکان انجام تحقیقات آزمایشگاهی در مورد فشرده سازی و اشتعال اهداف را فراهم می کنند، اما نقطه ضعف آنها راندمان پایین آنها است که در بهترین حالت تا کنون به 1-2٪ می رسد. در چنین بازدهی پایین، بازده حرارتی هدف باید از 103 تجاوز کند که کار بسیار دشواری است. علاوه بر این، لیزرهای شیشه ای قابلیت تکرار پالس پایینی دارند. برای اینکه لیزرها به عنوان محرک راکتور برای یک نیروگاه همجوشی عمل کنند، هزینه آنها باید تقریباً دو مرتبه کاهش یابد. بنابراین، به موازات توسعه فناوری لیزر، محققان به توسعه درایورهای کارآمدتر - پرتوهای یونی روی آوردند.

پرتوهای یونی

در حال حاضر دو نوع پرتوهای یونی در نظر گرفته می‌شوند: پرتوهای یون‌های نور، نوع Li، با انرژی چند ده مگا الکترون ولت، و پرتوهای یون‌های سنگین، از نوع Pb، با انرژی تا 10GeV. اگر در مورد کاربردهای راکتور صحبت کنیم، در هر دو مورد لازم است انرژی چند مگا ژول به هدفی با شعاع چند میلی متر در زمان حدود 10 نانو ثانیه تامین شود. نه تنها باید پرتو را متمرکز کرد، بلکه می‌توان آن را در محفظه راکتور در فاصله حدود چند متری از خروجی شتاب‌دهنده تا هدف هدایت کرد که برای پرتوهای ذرات اصلاً کار آسانی نیست.

پرتوهای یون های نور با انرژی های چند ده مگا الکترون ولت می توانند با راندمان نسبتاً بالایی ایجاد شوند. با استفاده از ولتاژ پالسی اعمال شده به دیود. فناوری پالسی مدرن دستیابی به توان مورد نیاز برای فشرده سازی اهداف را ممکن می سازد و بنابراین پرتوهای یون نور ارزان ترین گزینه برای یک راننده هستند. آزمایش‌هایی با یون‌های نور برای سال‌ها در تأسیسات PBFA-11 در آزمایشگاه ملی سندی‌وود در ایالات متحده انجام شده است. راه اندازی این امکان را فراهم می کند که پالس های کوتاه (15 ns) از یون های لیتیوم 30 مگا الکترون ولت با حداکثر جریان 3.5 MA و انرژی کل حدود 1 مگا ژول ایجاد شود. یک پوشش ساخته شده از مواد بزرگ Z با هدف درونی در مرکز یک دیود کروی متقارن قرار داده شده بود که امکان تولید تعداد زیادی پرتوهای یونی جهت شعاعی را فراهم می کرد. انرژی یونی در محفظه hohlraum و پرکننده متخلخل بین هدف و پوشش جذب شد و به اشعه ایکس نرم تبدیل شد که هدف را فشرده می‌کرد.

انتظار می رفت که چگالی توان بیش از 5 × 10 13 W/cm 2 لازم برای فشرده سازی و اشتعال اهداف را بدست آورد. با این حال، چگالی توان به دست آمده تقریباً یک مرتبه کمتر از حد انتظار بود. راکتوری که از یون های نور به عنوان محرک استفاده می کند، به جریان های عظیمی از ذرات سریع با چگالی ذرات بالا در نزدیکی هدف نیاز دارد. تمرکز چنین پرتوهایی بر روی اهداف میلی متری، کاری بسیار پیچیده است. علاوه بر این، یون های نور به طور قابل توجهی در گاز باقی مانده در محفظه احتراق مهار می شوند.

انتقال به یون‌های سنگین و انرژی‌های ذرات بالا، کاهش قابل توجه این مشکلات و به ویژه کاهش چگالی جریان ذرات و در نتیجه کاهش مشکل تمرکز ذرات را ممکن می‌سازد. با این حال، برای به دست آوردن ذرات 10 GeV مورد نیاز، شتاب دهنده های عظیم با تجمع کننده ذرات و سایر تجهیزات شتاب دهنده پیچیده مورد نیاز است. فرض کنید انرژی کل پرتو 3 مگا ژول، زمان پالس 10 ns و ناحیه ای که پرتو باید روی آن متمرکز شود دایره ای با شعاع 3 میلی متر است. پارامترهای مقایسه ای درایورهای فرضی برای فشرده سازی هدف در جدول 6 آورده شده است.

جدول 6.
ویژگی های مقایسه ای درایورها بر روی یون های سبک و سنگین.

*) – در ناحیه مورد نظر

پرتوهای یون های سنگین و همچنین یون های سبک نیاز به استفاده از هوهلروم دارند که در آن انرژی یون ها به تابش اشعه ایکس تبدیل می شود که به طور یکنواخت به خود هدف تابش می کند. طراحی hohlraum برای یک پرتو یونی سنگین فقط کمی با hohlraum برای تابش لیزر متفاوت است. تفاوت این است که پرتوها به سوراخ هایی نیاز ندارند که پرتوهای لیزر از طریق آن به داخل hohlraum نفوذ کنند. بنابراین در مورد پرتوها از جاذب ذرات خاصی استفاده می شود که انرژی آنها را به تابش اشعه ایکس تبدیل می کند. یکی از گزینه های ممکن در شکل 14b نشان داده شده است. به نظر می رسد که با افزایش انرژی و یون ها و افزایش اندازه ناحیه ای که پرتو روی آن متمرکز شده است، راندمان تبدیل کاهش می یابد. بنابراین افزایش انرژی و ذرات بالای 10 گیگا الکترون ولت غیر عملی است.

در حال حاضر، هم در اروپا و هم در ایالات متحده، تصمیم گرفته شده است که تلاش های اصلی بر روی توسعه درایورهای مبتنی بر پرتوهای یونی سنگین متمرکز شود. انتظار می رود که این درایورها تا سال 2010-2020 توسعه داده شوند و در صورت موفقیت آمیز بودن، جایگزین لیزرها در تاسیسات نسل بعدی NIF شوند. تا کنون شتاب دهنده های مورد نیاز برای همجوشی اینرسی وجود ندارند. مشکل اصلی در ایجاد آنها با نیاز به افزایش چگالی شار ذرات به سطحی است که در آن چگالی بار فضایی یون‌ها به طور قابل توجهی بر پویایی و تمرکز ذرات تأثیر می‌گذارد. به منظور کاهش اثر بار فضایی، پیشنهاد می شود تعداد زیادی پرتوهای موازی ایجاد شود که در محفظه راکتور متصل شده و به سمت هدف هدایت می شوند. اندازه معمولی یک شتاب دهنده خطی چندین کیلومتر است.

چگونه قرار است پرتوهای یونی را در فاصله چند متری در محفظه راکتور هدایت کند و آنها را روی منطقه ای به اندازه چند میلی متر متمرکز کند؟ یکی از طرح‌های ممکن، خود تمرکز پرتوها است که می‌تواند در گازهای کم فشار رخ دهد. پرتو باعث یونیزه شدن گاز و یک جریان الکتریکی جبران کننده در پلاسما می شود. میدان مغناطیسی آزیموتال که توسط جریان حاصل (تفاوت بین جریان پرتو و جریان معکوس پلاسما) ایجاد می شود، منجر به فشرده سازی شعاعی پرتو و تمرکز آن می شود. مدل‌سازی عددی نشان می‌دهد که در اصل، چنین طرحی در صورتی امکان‌پذیر است که فشار گاز در محدوده مورد نظر 1-100 Torr حفظ شود.

و اگرچه پرتوهای یون سنگین چشم انداز ایجاد یک محرک موثر برای راکتور همجوشی را ارائه می دهند، اما با چالش های فنی عظیمی روبرو هستند که هنوز باید قبل از دستیابی به هدف بر آنها غلبه کرد. برای کاربردهای گرما هسته‌ای، شتاب‌دهنده‌ای مورد نیاز است که پرتوی از یون‌های 10 گیگا ولت با حداکثر جریان چند ده فضاپیما و توان متوسط ​​حدود 15 مگاوات ایجاد کند. حجم سیستم مغناطیسی چنین شتاب دهنده ای با حجم سیستم مغناطیسی راکتور TOKAMAK قابل مقایسه است و بنابراین می توان انتظار داشت که هزینه های آنها به همان ترتیب باشد.

محفظه راکتور پالس

بر خلاف راکتور همجوشی مغناطیسی، که خلاء و خلوص پلاسما بالا مورد نیاز است، چنین الزاماتی بر محفظه یک راکتور پالسی اعمال نمی شود. مشکلات تکنولوژیکی اصلی در ایجاد راکتورهای پالسی در زمینه فناوری درایور، ایجاد اهداف و سیستم‌های دقیق است که تغذیه و کنترل موقعیت هدف را در محفظه ممکن می‌سازد. خود محفظه راکتور پالس طراحی نسبتاً ساده ای دارد. بیشتر پروژه ها شامل استفاده از دیواره مایع ایجاد شده توسط یک خنک کننده باز است. به عنوان مثال، طراحی راکتور HYLIFE-11 از نمک مذاب Li 2 BeF 4 استفاده می کند، یک پرده مایع که از آن ناحیه ای را که اهداف به آن می رسند احاطه می کند. دیواره مایع تشعشعات نوترون را جذب کرده و بقایای اهداف را می‌شوید. همچنین فشار انفجارهای ریز را کاهش داده و به طور یکنواخت به دیواره اصلی محفظه منتقل می کند. قطر بیرونی مشخصه محفظه حدود 8 متر، ارتفاع آن حدود 20 متر است.

میزان جریان کل مایع خنک کننده حدود 50 متر مکعب بر ثانیه تخمین زده می شود که کاملاً قابل دستیابی است. فرض بر این است که علاوه بر جریان اصلی و ثابت، یک دریچه مایع پالسی در محفظه ساخته خواهد شد که همزمان با منبع تغذیه هدف با فرکانس حدود 5 هرتز باز می شود تا پرتوی از یون های سنگین را منتقل کند.

دقت مورد نیاز تغذیه هدف کسری از میلی متر است. بدیهی است که تحویل غیرفعال یک هدف در فاصله چند متری با چنین دقتی در محفظه‌ای که در آن جریان‌های گاز متلاطم ناشی از انفجار اهداف قبلی رخ می‌دهد، عملاً غیرممکن است. بنابراین، راکتور به یک سیستم کنترل نیاز دارد که امکان ردیابی موقعیت هدف و تمرکز دینامیکی پرتو را فراهم کند. در اصل، چنین کاری امکان پذیر است، اما می تواند کنترل راکتور را به طور قابل توجهی پیچیده کند.

لاکهید مارتین توسعه یک راکتور گرما هسته‌ای فشرده را آغاز کرده است... وب‌سایت این شرکت می‌گوید که اولین نمونه ظرف یک سال ساخته خواهد شد. اگر این حقیقت داشته باشد، یک سال دیگر در دنیایی کاملاً متفاوت زندگی خواهیم کرد،» این آغاز یکی از «The Attic» است. سه سال از انتشار آن می گذرد و از آن زمان تاکنون دنیا چندان تغییر نکرده است.

امروزه در راکتورهای نیروگاه های هسته ای، انرژی در اثر فروپاشی هسته های سنگین تولید می شود. در راکتورهای حرارتی، انرژی در طی فرآیند همجوشی هسته‌ها به دست می‌آید که در طی آن هسته‌هایی با جرم کمتر از مجموع هسته‌های اصلی تشکیل می‌شوند و «بقایای» به شکل انرژی از بین می‌رود. زباله های راکتورهای هسته ای رادیواکتیو هستند و دفع ایمن آنها دردسر بزرگی است. راکتورهای همجوشی این عیب را ندارند و همچنین از سوخت گسترده ای مانند هیدروژن استفاده می کنند.

آنها تنها یک مشکل بزرگ دارند - طرح های صنعتی هنوز وجود ندارند. کار آسان نیست: برای واکنش های گرما هسته ای، سوخت باید فشرده شود و تا صدها میلیون درجه گرم شود - داغ تر از سطح خورشید (جایی که واکنش های گرما هسته ای به طور طبیعی رخ می دهد). رسیدن به چنین دمای بالایی دشوار است، اما ممکن است، اما چنین رآکتوری انرژی بیشتری نسبت به تولید انرژی مصرف می کند.

با این حال، آنها هنوز دارای مزایای بالقوه زیادی هستند که البته، نه تنها لاکهید مارتین در توسعه شرکت دارد.

ITER

ITER بزرگترین پروژه در این زمینه است. این راکتور شامل اتحادیه اروپا، هند، چین، کره، روسیه، ایالات متحده آمریکا و ژاپن است و خود راکتور از سال 2007 در خاک فرانسه ساخته شده است، اگرچه تاریخ آن بسیار عمیق تر به گذشته است: ریگان و گورباچف ​​در مورد ایجاد آن توافق کردند. 1985. راکتور یک محفظه حلقوی شکل است، یک "دونات"، که در آن پلاسما توسط میدان های مغناطیسی نگه داشته می شود، به همین دلیل به آن توکامک می گویند. کهشکلی کااندازه گیری با مادرپوسیده بهآتوشکی این راکتور از طریق همجوشی ایزوتوپ های هیدروژن - دوتریوم و تریتیوم - انرژی تولید می کند.

برنامه ریزی شده است که ITER 10 برابر بیشتر از انرژی مصرفی خود دریافت کند، اما این به زودی اتفاق نمی افتد. ابتدا قرار بود این راکتور در سال 2020 در حالت آزمایشی کار کند، اما سپس این تاریخ به سال 2025 موکول شد. در عین حال، تولید انرژی صنعتی زودتر از سال 2060 آغاز نخواهد شد و ما فقط می توانیم انتظار گسترش این فناوری را در پایان قرن بیست و یکم داشته باشیم.

وندلشتاین 7-X

Wendelstein 7-X بزرگترین راکتور همجوشی ستاره‌دار است. ستاره ساز مشکلی را که توکاماک ها را آزار می دهد حل می کند - "گسترش" پلاسما از مرکز چنبره به دیواره های آن. آنچه توکامک به دلیل قدرت میدان مغناطیسی سعی می کند با آن کنار بیاید، ستاره ساز به دلیل شکل پیچیده اش حل می کند: میدان مغناطیسی نگهدارنده پلاسما خم می شود تا جلوی پیشرفت ذرات باردار را بگیرد.

Wendelstein 7-X، همانطور که سازندگان آن امیدوارند، قادر خواهد بود به مدت نیم ساعت در 21 کار کند، که "بلیط زندگی" را به ایده ایستگاه های گرما هسته ای با طراحی مشابه می دهد.

تاسیسات احتراق ملی

نوع دیگری از راکتورها از لیزرهای قدرتمند برای فشرده سازی و گرم کردن سوخت استفاده می کند. افسوس که بزرگترین تاسیسات لیزری برای تولید انرژی حرارتی هسته ای، NIF آمریکایی، قادر به تولید انرژی بیشتر از آنچه مصرف می کند، نبود.

پیش بینی اینکه کدام یک از همه این پروژه ها واقعاً شروع به کار خواهند کرد و کدامیک به سرنوشت NIF دچار خواهند شد دشوار است. تنها کاری که می‌توانیم انجام دهیم این است که منتظر باشیم، امیدوار باشیم و اخبار را دنبال کنیم: سال 2020 زمان جالبی برای انرژی هسته‌ای خواهد بود.

"فناوری های هسته ای" یکی از پروفایل های المپیاد NTI برای دانش آموزان است.