Come funziona un reattore termonucleare e perché non è stato ancora costruito. Reattore a fusione E.P. Velikhov, S.V. Putvinsky Reazioni nucleari a bassa energia

ITER - Reattore termonucleare internazionale (ITER)

Il consumo umano di energia cresce ogni anno, il che spinge il settore energetico verso uno sviluppo attivo. Pertanto, con l'emergere delle centrali nucleari, la quantità di energia generata in tutto il mondo è aumentata in modo significativo, il che ha permesso di utilizzare in sicurezza l'energia per tutti i bisogni dell'umanità. Ad esempio, il 72,3% dell'elettricità generata in Francia proviene da centrali nucleari, in Ucraina - 52,3%, in Svezia - 40,0%, nel Regno Unito - 20,4%, in Russia - 17,1%. Tuttavia, la tecnologia non si ferma e, per soddisfare l'ulteriore fabbisogno energetico dei paesi futuri, gli scienziati stanno lavorando a una serie di progetti innovativi, uno dei quali è ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).

Anche se la redditività di questo impianto è ancora in discussione, secondo il lavoro di molti ricercatori, la creazione e il successivo sviluppo della tecnologia di fusione termonucleare controllata possono risultare in una fonte di energia potente e sicura. Diamo un'occhiata ad alcuni degli aspetti positivi di tale installazione:

• Il combustibile principale di un reattore termonucleare è l'idrogeno, il che significa riserve praticamente inesauribili di combustibile nucleare.
• L’idrogeno può essere prodotto trattando l’acqua di mare, disponibile nella maggior parte dei paesi. Ne consegue che non può sorgere un monopolio sulle risorse combustibili.
• La probabilità di un'esplosione di emergenza durante il funzionamento di un reattore termonucleare è molto inferiore rispetto a durante il funzionamento di un reattore nucleare. Secondo i ricercatori, anche in caso di incidente, le emissioni di radiazioni non rappresenteranno un pericolo per la popolazione, il che significa che non sarà necessaria l'evacuazione.
• A differenza dei reattori nucleari, i reattori a fusione producono rifiuti radioattivi che hanno un breve tempo di dimezzamento, il che significa che decade più velocemente. Inoltre, non ci sono prodotti di combustione nei reattori termonucleari.
• Un reattore a fusione non richiede materiali utilizzati anche per le armi nucleari. Ciò elimina la possibilità di nascondere la produzione di armi nucleari trasformando materiali per le esigenze di un reattore nucleare.

Reattore termonucleare - vista interna

Tuttavia, ci sono anche una serie di carenze tecniche che i ricercatori incontrano costantemente.

Ad esempio, l'attuale versione del carburante, presentata sotto forma di una miscela di deuterio e trizio, richiede lo sviluppo di nuove tecnologie. Ad esempio, al termine della prima serie di test presso il reattore termonucleare JET, il più grande fino ad oggi, il reattore è diventato così radioattivo che per completare l'esperimento è stato ulteriormente necessario lo sviluppo di uno speciale sistema di manutenzione robotica. Un altro fattore deludente nel funzionamento di un reattore termonucleare è la sua efficienza: 20%, mentre l'efficienza di una centrale nucleare è del 33-34% e di una centrale termica è del 40%.

Creazione del progetto ITER e lancio del reattore

Il progetto ITER risale al 1985, quando l'Unione Sovietica propose la creazione congiunta di un tokamak, una camera toroidale con bobine magnetiche in grado di trattenere il plasma utilizzando magneti, creando così le condizioni necessarie affinché avvenga una reazione di fusione termonucleare. Nel 1992 è stato firmato un accordo quadripartito sullo sviluppo di ITER, al quale hanno aderito UE, USA, Russia e Giappone. Nel 1994 si è unita al progetto la Repubblica del Kazakistan, nel 2001 il Canada, nel 2003 la Corea del Sud e la Cina, nel 2005 l'India. Nel 2005 è stato determinato il luogo per la costruzione del reattore: il Centro di ricerca sull'energia nucleare di Cadarache, in Francia.

La costruzione del reattore iniziò con la preparazione di una fossa per la fondazione. Quindi i parametri della fossa erano 130 x 90 x 17 metri. L'intero complesso del tokamak peserà 360.000 tonnellate, di cui 23.000 tonnellate saranno il tokamak stesso.

Vari elementi del complesso ITER saranno sviluppati e consegnati al cantiere da tutto il mondo. Così nel 2016 sono stati sviluppati in Russia parte dei conduttori per bobine poloidali, che sono stati poi inviati in Cina, che produrrà le bobine stesse.

Ovviamente, un lavoro di tale portata non è affatto facile da organizzare; diversi paesi non sono riusciti a rispettare i tempi del progetto, per cui il lancio del reattore è stato costantemente rinviato. Quindi, secondo il messaggio di giugno dello scorso anno (2016): “la ricezione del primo plasma è prevista per dicembre 2025”.

Il meccanismo operativo del tokamak ITER

Il termine "tokamak" deriva da un acronimo russo che significa "camera toroidale con bobine magnetiche".

Il cuore di un tokamak è la sua camera a vuoto a forma di toro. All'interno, a temperature e pressioni estreme, l'idrogeno gassoso diventa plasma, un gas caldo e carico elettricamente. Come è noto, la materia stellare è rappresentata dal plasma e le reazioni termonucleari nel nucleo solare avvengono proprio in condizioni di temperatura e pressione elevate. Condizioni simili per la formazione, la ritenzione, la compressione e il riscaldamento del plasma vengono create mediante massicce bobine magnetiche che si trovano attorno a un recipiente a vuoto. L'influenza dei magneti limiterà il plasma caldo dalle pareti del recipiente.

Prima che il processo abbia inizio, l'aria e le impurità vengono rimosse dalla camera a vuoto. I sistemi magnetici che aiuteranno a controllare il plasma vengono quindi caricati e viene introdotto il combustibile gassoso. Quando una potente corrente elettrica viene fatta passare attraverso il recipiente, il gas viene diviso elettricamente e viene ionizzato (cioè gli elettroni lasciano gli atomi) e forma un plasma.

Quando le particelle del plasma vengono attivate e si scontrano, iniziano anche a riscaldarsi. Le tecniche di riscaldamento assistito aiutano a portare il plasma a temperature di fusione (da 150 a 300 milioni di °C). Le particelle "eccitate" a questo livello possono superare la loro naturale repulsione elettromagnetica in caso di collisione, rilasciando enormi quantità di energia come risultato di tali collisioni.

Il design del tokamak è costituito dai seguenti elementi:

Recipiente a vuoto

("ciambella") è una camera toroidale in acciaio inossidabile. Il suo diametro grande è di 19 m, quello piccolo è di 6 me la sua altezza è di 11 m. Il volume della camera è di 1.400 m 3 e il suo peso è di oltre 5.000 tonnellate tra le pareti circolerà il liquido refrigerante, che sarà acqua distillata. Per evitare la contaminazione dell'acqua, la parete interna della camera è protetta dalle radiazioni radioattive mediante una coperta.

Coperta

(“coperta”) – è composta da 440 frammenti che ricoprono la superficie interna della camera. La superficie totale del banchetto è di 700 m2. Ogni frammento è una sorta di cassetta, il cui corpo è in rame e la parete frontale è rimovibile e in berillio. I parametri delle cassette sono 1x1,5 me la massa non supera le 4,6 tonnellate. Tali cassette al berillio rallenteranno i neutroni ad alta energia formati durante la reazione. Durante la moderazione dei neutroni, il calore verrà rilasciato e rimosso dal sistema di raffreddamento. Va notato che la polvere di berillio formata a seguito del funzionamento del reattore può causare una grave malattia chiamata berillio e ha anche un effetto cancerogeno. Per questo motivo nel complesso si stanno sviluppando rigide misure di sicurezza.

Tokamak nella sezione. Giallo - solenoide, arancione - magneti a campo toroidale (TF) e poloidale (PF), blu - coperta, azzurro - VV - recipiente a vuoto, viola - divertore

(“posacenere”) di tipo poloidale è un dispositivo il cui compito principale è quello di “pulire” il plasma dallo sporco derivante dal riscaldamento e dall'interazione con esso delle pareti della camera ricoperte di coperta. Quando tali contaminanti entrano nel plasma, iniziano a irradiarsi intensamente, provocando ulteriori perdite di radiazioni. Si trova nella parte inferiore del tokomak e utilizza dei magneti per dirigere gli strati superiori di plasma (che sono i più contaminati) nella camera di raffreddamento. Qui il plasma si raffredda e si trasforma in gas, dopodiché viene pompato fuori dalla camera. La polvere di berillio, dopo essere entrata nella camera, non è praticamente in grado di tornare al plasma. Pertanto, la contaminazione del plasma rimane solo in superficie e non penetra più in profondità.

Criostato

- il componente più grande del tokomak, che è un guscio di acciaio inossidabile con un volume di 16.000 m 2 (29,3 x 28,6 m) e una massa di 3.850 tonnellate. Altri elementi del sistema saranno collocati all'interno del criostato e servirà esso stesso come barriera tra il tokamak e l'ambiente esterno. Sulle pareti interne saranno installati schermi termici raffreddati mediante circolazione di azoto alla temperatura di 80 K (-193,15 °C).

Sistema magnetico

– un insieme di elementi che servono a contenere e controllare il plasma all'interno di un recipiente a vuoto. È un insieme di 48 elementi:

• Le bobine di campo toroidale si trovano all'esterno della camera a vuoto e all'interno del criostato. Sono presentate in 18 pezzi, ciascuno dei quali misura 15 x 9 me pesa circa 300 tonnellate. Insieme, queste bobine generano un campo magnetico di 11,8 Tesla attorno al toro di plasma e immagazzinano un'energia di 41 GJ.
• Bobine di campo poloidale – situate sopra le bobine di campo toroidale e all'interno del criostato. Queste bobine sono responsabili della generazione di un campo magnetico che separa la massa del plasma dalle pareti della camera e comprime il plasma per il riscaldamento adiabatico. Il numero di tali bobine è 6. Due delle bobine hanno un diametro di 24 me una massa di 400 tonnellate. Le restanti quattro sono leggermente più piccole.
• Il solenoide centrale è situato nella parte interna della camera toroidale, ovvero nel “foro della ciambella”. Il principio del suo funzionamento è simile a quello di un trasformatore e il compito principale è eccitare la corrente induttiva nel plasma.
• Le bobine di correzione si trovano all'interno del recipiente del vuoto, tra la coperta e la parete della camera. Il loro compito è mantenere la forma del plasma, capace di “rigonfiarsi” localmente e persino di toccare le pareti del vaso. Permette di ridurre il livello di interazione delle pareti della camera con il plasma, e quindi il livello della sua contaminazione, e riduce inoltre l'usura della camera stessa.

Struttura del complesso ITER

Il design del tokamak sopra descritto “in poche parole” è un meccanismo innovativo altamente complesso assemblato grazie agli sforzi di diversi paesi. Tuttavia, per il suo pieno funzionamento è necessario un intero complesso di edifici situati vicino al tokamak. Tra loro:

• Sistema di Controllo, Accesso ai Dati e Comunicazione – CODAC. Situato in una serie di edifici del complesso ITER.
• Stoccaggio e sistema di alimentazione del carburante: serve per fornire carburante al tokamak.
• Sistema del vuoto - è costituito da oltre quattrocento pompe a vuoto, il cui compito è pompare i prodotti della reazione termonucleare, nonché vari contaminanti dalla camera a vuoto.
• Sistema criogenico – rappresentato da un circuito di azoto ed elio. Il circuito dell'elio normalizzerà la temperatura nel tokamak, il cui lavoro (e quindi la temperatura) non avviene in modo continuo, ma a impulsi. Il circuito dell'azoto raffredderà gli scudi termici del criostato e lo stesso circuito dell'elio. Sarà inoltre presente un sistema di raffreddamento ad acqua, finalizzato ad abbassare la temperatura delle pareti della coperta.
• Alimentazione elettrica. Il tokamak richiederà circa 110 MW di energia per funzionare ininterrottamente. Per raggiungere questo obiettivo verranno installate linee elettriche lunghe un chilometro e collegate alla rete industriale francese. Vale la pena ricordare che l'impianto sperimentale ITER non prevede la produzione di energia, ma opera solo per interessi scientifici.

Finanziamento ITER

Il reattore termonucleare internazionale ITER è un’impresa piuttosto costosa, inizialmente stimata in 12 miliardi di dollari, di cui Russia, Stati Uniti, Corea, Cina e India rappresentano 1/11 della somma, Giappone 2/11 e UE 4. /11 . Tale importo è successivamente aumentato a 15 miliardi di dollari. È interessante notare che il finanziamento avviene attraverso la fornitura delle attrezzature necessarie per il complesso, che viene sviluppato in ciascun paese. Pertanto, la Russia fornisce coperte, dispositivi per il riscaldamento del plasma e magneti superconduttori.

Prospettiva del progetto

Attualmente sono in corso la costruzione del complesso ITER e la produzione di tutti i componenti necessari per il tokamak. Dopo il lancio previsto del tokamak nel 2025, inizieranno una serie di esperimenti, sulla base dei risultati dei quali si noteranno gli aspetti che richiedono miglioramenti. Dopo il successo della messa in servizio di ITER, si prevede di costruire una centrale elettrica basata sulla fusione termonucleare denominata DEMO (DEMOnstration Power Plant). L'obiettivo di DEMo è dimostrare il cosiddetto "attrattiva commerciale" dell'energia da fusione. Se ITER è in grado di generare solo 500 MW di energia, DEMO sarà in grado di generare continuamente un'energia di 2 GW.

Va però tenuto presente che l’impianto sperimentale ITER non produrrà energia e il suo scopo è ottenere benefici puramente scientifici. E come sai, questo o quell'esperimento fisico può non solo soddisfare le aspettative, ma anche portare nuove conoscenze ed esperienze all'umanità.

L'umanità si sta gradualmente avvicinando al confine dell'esaurimento irreversibile delle risorse di idrocarburi della Terra. Sono quasi due secoli che estraiamo petrolio, gas e carbone dalle viscere del pianeta ed è già chiaro che le loro riserve si stanno esaurendo a una velocità incredibile. I principali paesi del mondo pensano da tempo alla creazione di una nuova fonte di energia, rispettosa dell'ambiente, sicura dal punto di vista del funzionamento, con enormi riserve di carburante.

Reattore a fusione

Oggi si parla molto dell'uso delle cosiddette forme alternative di energia: fonti rinnovabili sotto forma di fotovoltaico, energia eolica e energia idroelettrica. È ovvio che, a causa delle loro proprietà, queste direzioni possono fungere solo come fonti ausiliarie di approvvigionamento energetico.

Come prospettiva a lungo termine per l’umanità si può considerare solo l’energia basata sulle reazioni nucleari.

Da un lato sempre più Stati mostrano interesse a costruire reattori nucleari sul proprio territorio. Tuttavia, un problema urgente per l’energia nucleare è il trattamento e lo smaltimento dei rifiuti radioattivi, e ciò influisce sugli indicatori economici e ambientali. A metà del 20 ° secolo, i principali fisici del mondo, alla ricerca di nuovi tipi di energia, si sono rivolti alla fonte della vita sulla Terra: il Sole, nelle profondità del quale, ad una temperatura di circa 20 milioni di gradi, si verificano reazioni La sintesi (fusione) degli elementi leggeri avviene con il rilascio di un'energia colossale.

Gli specialisti nazionali hanno gestito al meglio il compito di sviluppare un impianto per l'implementazione delle reazioni di fusione nucleare in condizioni terrestri. Le conoscenze e l'esperienza acquisite in Russia nel campo della fusione termonucleare controllata (CTF) hanno costituito la base del progetto che rappresenta, senza esagerare, la speranza energetica dell'umanità: il reattore termonucleare sperimentale internazionale (ITER), in fase di realizzazione costruito a Cadarache (Francia).

Storia della fusione termonucleare

La prima ricerca termonucleare iniziò nei paesi che lavoravano ai loro programmi di difesa atomica. Ciò non sorprende, perché agli albori dell'era atomica, lo scopo principale della comparsa dei reattori al plasma di deuterio era lo studio dei processi fisici nel plasma caldo, la cui conoscenza era necessaria, tra le altre cose, per la creazione di armi termonucleari . Secondo dati declassificati, l’URSS e gli USA iniziarono quasi contemporaneamente negli anni ’50. lavorare su UTS. Ma, allo stesso tempo, ci sono prove storiche che nel 1932, il vecchio rivoluzionario e amico intimo del leader del proletariato mondiale Nikolai Bukharin, che a quel tempo ricopriva la carica di presidente del comitato del Consiglio economico supremo e seguiva il sviluppo della scienza sovietica, propose di lanciare un progetto nel paese per studiare le reazioni termonucleari controllate.

La storia del progetto termonucleare sovietico non è priva di fatti divertenti. Il futuro famoso accademico e creatore della bomba all'idrogeno, Andrei Dmitrievich Sakharov, si ispirò all'idea dell'isolamento termico magnetico del plasma ad alta temperatura da una lettera di un soldato dell'esercito sovietico. Nel 1950, il sergente Oleg Lavrentyev, che prestava servizio a Sakhalin, inviò una lettera al Comitato Centrale del Partito Comunista All-Union in cui proponeva di utilizzare il deuteruro di litio-6 invece del deuterio e trizio liquefatti in una bomba all'idrogeno, e anche di creare un sistema con confinamento elettrostatico di plasma caldo per realizzare fusione termonucleare controllata. La lettera fu esaminata dall’allora giovane scienziato Andrei Sakharov, il quale scrisse nella sua recensione che “ritiene necessario avere una discussione dettagliata del progetto del compagno Lavrentiev”.

Già nell'ottobre 1950 Andrei Sakharov e il suo collega Igor Tamm fecero le prime stime di un reattore termonucleare magnetico (MTR). Il primo impianto toroidale con un forte campo magnetico longitudinale, basato sulle idee di I. Tamm e A. Sakharov, fu costruito nel 1955 a LIPAN. Si chiamava TMP: un toro con un campo magnetico. Le installazioni successive furono già chiamate TOKAMAK, dalla combinazione delle sillabe iniziali nella frase “TORIDAL CHAMBER MAGNETIC COIL”. Nella sua versione classica, un tokamak è una camera toroidale a forma di ciambella posta in un campo magnetico toroidale. Dal 1955 al 1966 Presso l'Istituto Kurchatov sono state costruite 8 installazioni di questo tipo, sulle quali sono stati condotti molti studi diversi. Se prima del 1969, i tokamak venivano costruiti fuori dall'URSS solo in Australia, negli anni successivi furono costruiti in 29 paesi, tra cui Stati Uniti, Giappone, paesi europei, India, Cina, Canada, Libia, Egitto. In totale, ad oggi, nel mondo sono stati costruiti circa 300 tokamak, di cui 31 in URSS e Russia, 30 negli Stati Uniti, 32 in Europa e 27 in Giappone. In effetti, tre paesi – Unione Sovietica, Gran Bretagna e Stati Uniti – erano impegnati in una tacita competizione per vedere chi sarebbe stato il primo a sfruttare il plasma e a iniziare effettivamente a produrre energia “dall’acqua”.

Il vantaggio più importante di un reattore termonucleare è la riduzione del rischio biologico da radiazioni di circa mille volte rispetto a tutti i moderni reattori nucleari.

Un reattore termonucleare non emette CO2 e non produce scorie radioattive “pesanti”. Questo reattore può essere installato ovunque, ovunque.

Un passo di mezzo secolo

Nel 1985, l'accademico Evgeniy Velikhov, a nome dell'URSS, propose che scienziati provenienti da Europa, Stati Uniti e Giappone lavorassero insieme per creare un reattore termonucleare, e già nel 1986 a Ginevra fu raggiunto un accordo sulla progettazione dell'impianto, che in seguito ha ricevuto il nome ITER. Nel 1992 i partner firmarono un accordo quadripartito per sviluppare il progetto ingegneristico del reattore. La prima fase di costruzione dovrebbe essere completata entro il 2020, quando si prevede di ricevere il primo plasma. Nel 2011 è iniziata la vera e propria costruzione del sito ITER.

Il design dell'ITER segue il classico tokamak russo, sviluppato negli anni '60. Si prevede che nella prima fase il reattore funzionerà in modalità pulsata con una potenza di reazioni termonucleari di 400-500 MW, nella seconda fase verrà testato il funzionamento continuo del reattore e il sistema di riproduzione del trizio .

Non per niente il reattore ITER è chiamato il futuro energetico dell'umanità. In primo luogo, questo è il più grande progetto scientifico del mondo, perché in Francia lo stanno costruendo quasi tutto il mondo: partecipano UE + Svizzera, Cina, India, Giappone, Corea del Sud, Russia e Stati Uniti. L'accordo per la costruzione dell'impianto è stato firmato nel 2006. I paesi europei contribuiscono per circa il 50% al finanziamento del progetto, la Russia rappresenta circa il 10% dell'importo totale, che sarà investito sotto forma di attrezzature ad alta tecnologia. Ma il contributo più importante della Russia è la stessa tecnologia tokamak, che ha costituito la base del reattore ITER.

In secondo luogo, questo sarà il primo tentativo su larga scala di utilizzare la reazione termonucleare che avviene nel Sole per generare elettricità. In terzo luogo, questo lavoro scientifico dovrebbe portare risultati molto pratici ed entro la fine del secolo il mondo si aspetta la comparsa del primo prototipo di una centrale termonucleare commerciale.

Gli scienziati presuppongono che il primo plasma del reattore termonucleare sperimentale internazionale sarà prodotto nel dicembre 2025.

Perché letteralmente l'intera comunità scientifica mondiale ha iniziato a costruire un simile reattore? Il fatto è che molte delle tecnologie che si prevede di utilizzare nella costruzione di ITER non appartengono a tutti i paesi contemporaneamente. Uno stato, anche il più altamente sviluppato in termini scientifici e tecnici, non può avere immediatamente un centinaio di tecnologie del più alto livello mondiale in tutti i campi della tecnologia utilizzate in un progetto così high-tech e rivoluzionario come un reattore termonucleare. Ma ITER è costituito da centinaia di tecnologie simili.

La Russia supera il livello globale in molte tecnologie di fusione termonucleare. Ma, ad esempio, anche gli scienziati nucleari giapponesi hanno competenze uniche in questo settore, che sono del tutto applicabili a ITER.

Pertanto, proprio all'inizio del progetto, i paesi partner hanno raggiunto un accordo su chi e cosa sarebbe stato fornito al sito e che questa non dovrebbe essere solo una cooperazione in campo ingegneristico, ma un'opportunità per ciascuno dei partner di ricevere nuove tecnologie da altri partecipanti, in modo da poterli sviluppare tu stesso in futuro.

Andrey Retinger, giornalista internazionale

Reattore a fusione E.P. Velikhov, S.V. Putvinskij

EP Velikhov, S.V. Putvinskij.
Rapporto del 22 ottobre 1999, realizzato nell'ambito del Centro Energetico della Federazione Mondiale degli Scienziati

annotazione

Questo articolo fornisce una breve panoramica dello stato attuale della ricerca sulla fusione e delinea le prospettive dell’energia da fusione nel sistema energetico del 21° secolo. La recensione è destinata a un'ampia gamma di lettori che hanno familiarità con le basi della fisica e dell'ingegneria.

Secondo i moderni concetti fisici, esistono solo poche fonti fondamentali di energia che, in linea di principio, possono essere padroneggiate e utilizzate dall'umanità. Le reazioni di fusione nucleare sono una di queste fonti di energia e... Nelle reazioni di fusione, l'energia viene prodotta a causa del lavoro delle forze nucleari eseguito durante la fusione dei nuclei di elementi leggeri e la formazione di nuclei più pesanti. Queste reazioni sono molto diffuse in natura: si ritiene che l'energia delle stelle, compreso il Sole, sia prodotta come risultato di una catena di reazioni di fusione nucleare che convertono quattro nuclei di un atomo di idrogeno in un nucleo di elio. Possiamo dire che il Sole è un grande reattore termonucleare naturale che fornisce energia al sistema ecologico terrestre.

Attualmente, oltre l'85% dell'energia prodotta dall'uomo è ottenuta bruciando combustibili organici: carbone, petrolio e gas naturale. Questa fonte di energia a basso costo, dominata dall'uomo circa 200-300 anni fa, ha portato al rapido sviluppo della società umana, al suo benessere e, di conseguenza, alla crescita della popolazione terrestre. Si presume che, a causa della crescita della popolazione e di un consumo energetico più uniforme tra le regioni, la produzione di energia aumenterà di circa tre volte entro il 2050 rispetto al livello attuale e raggiungerà i 10 21 J all’anno. Non c'è dubbio che nel prossimo futuro la precedente fonte di energia – i combustibili organici – dovrà essere sostituita da altri tipi di produzione di energia. Ciò accadrà sia a causa dell'esaurimento delle risorse naturali sia a causa dell'inquinamento ambientale, che, secondo gli esperti, dovrebbe verificarsi molto prima dello sviluppo delle risorse naturali a basso costo (l'attuale metodo di produzione di energia utilizza l'atmosfera come una discarica, buttando via 17 milioni di tonnellate giornaliere di anidride carbonica e altri gas che accompagnano la combustione dei combustibili). La transizione dai combustibili fossili alle energie alternative su larga scala è prevista per la metà del 21° secolo. Si presume che il futuro sistema energetico utilizzerà una varietà di fonti energetiche, comprese le fonti energetiche rinnovabili, in modo più ampio rispetto al sistema energetico attuale, come l’energia solare, l’energia eolica, l’energia idroelettrica, la coltivazione e la combustione di biomassa e l’energia nucleare. La quota di ciascuna fonte energetica nella produzione totale di energia sarà determinata dalla struttura del consumo energetico e dall’efficienza economica di ciascuna di queste fonti energetiche.

Nella società industriale odierna, più della metà dell'energia viene utilizzata in modalità di consumo costante, indipendentemente dall'ora del giorno e dalla stagione. A questa potenza base costante si sovrappongono le variazioni giornaliere e stagionali. Pertanto, il sistema energetico deve essere costituito da energia di base, che fornisce energia alla società a un livello costante o quasi permanente, e da risorse energetiche, che vengono utilizzate secondo necessità. Si prevede che le fonti energetiche rinnovabili come l'energia solare, la combustione di biomassa, ecc. saranno utilizzate principalmente nella componente variabile del consumo energetico. Il principale e unico candidato per l’energia di base è l’energia nucleare. Attualmente, solo le reazioni di fissione nucleare, utilizzate nelle moderne centrali nucleari, sono state padroneggiate per produrre energia. La fusione termonucleare controllata è, finora, solo un potenziale candidato per l’energia di base.

Quali vantaggi presenta la fusione termonucleare rispetto alle reazioni di fissione nucleare, che ci permettono di sperare nello sviluppo su larga scala dell'energia termonucleare? La differenza principale e fondamentale è l'assenza di rifiuti radioattivi a vita lunga, tipica dei reattori a fissione nucleare. E sebbene durante il funzionamento di un reattore termonucleare la prima parete venga attivata dai neutroni, la scelta di idonei materiali strutturali a bassa attivazione apre la possibilità fondamentale di creare un reattore termonucleare in cui l'attività indotta della prima parete diminuirà completamente livello di sicurezza trent’anni dopo la chiusura del reattore. Ciò significa che un reattore esaurito dovrà essere messo fuori servizio per soli 30 anni, dopodiché i materiali potranno essere riciclati e utilizzati in un nuovo reattore di sintesi. Questa situazione è fondamentalmente diversa da quella dei reattori a fissione, che producono rifiuti radioattivi che necessitano di ritrattamento e stoccaggio per decine di migliaia di anni. Oltre alla bassa radioattività, l'energia termonucleare dispone di enormi riserve praticamente inesauribili di carburante e altri materiali necessari, sufficienti per produrre energia per molte centinaia, se non migliaia di anni.

Furono questi vantaggi che spinsero i principali paesi nucleari ad avviare ricerche su larga scala sulla fusione termonucleare controllata a metà degli anni '50. A questo punto, nell'Unione Sovietica e negli Stati Uniti erano già stati effettuati i primi test di successo delle bombe all'idrogeno, che confermavano la possibilità fondamentale di utilizzare l'energia e la fusione nucleare in condizioni terrestri. Fin dall’inizio divenne chiaro che la fusione termonucleare controllata non aveva alcuna applicazione militare. La ricerca è stata declassificata nel 1956 e da allora è stata condotta nel quadro di un’ampia cooperazione internazionale. La bomba all'idrogeno fu creata in pochi anni, e allora sembrava che l'obiettivo fosse vicino e che i primi grandi impianti sperimentali, costruiti alla fine degli anni '50, avrebbero prodotto plasma termonucleare. Tuttavia, ci sono voluti più di 40 anni di ricerca per creare le condizioni in cui il rilascio di energia termonucleare fosse paragonabile al potere riscaldante della miscela reagente. Nel 1997, il più grande impianto termonucleare, il TOKAMAK europeo (JET), ha ricevuto 16 MW di energia termonucleare e si è avvicinato a questa soglia.

Qual è stato il motivo di questo ritardo? Si è scoperto che per raggiungere l'obiettivo, fisici e ingegneri dovevano risolvere molti problemi di cui non avevano idea all'inizio del viaggio. Durante questi 40 anni è stata creata la scienza della fisica del plasma, che ha permesso di comprendere e descrivere i complessi processi fisici che si verificano nella miscela reagente. Gli ingegneri dovevano risolvere problemi altrettanto complessi, tra cui imparare a creare vuoti profondi in grandi volumi, selezionare e testare materiali da costruzione idonei, sviluppare grandi magneti superconduttori, potenti laser e sorgenti di raggi X, sviluppare sistemi di energia pulsata in grado di creare potenti fasci di particelle. , sviluppare metodi per il riscaldamento ad alta frequenza della miscela e molto altro ancora.

Il §4 è dedicato ad una rassegna delle ricerche nel campo della fusione magnetica controllata, che comprende i sistemi a confinamento magnetico e i sistemi pulsati. La maggior parte di questa recensione è dedicata ai sistemi più avanzati per il confinamento magnetico del plasma, installazioni di tipo TOKAMAK.

Lo scopo di questa recensione ci consente di discutere solo gli aspetti più significativi della ricerca sulla fusione termonucleare controllata. Al lettore interessato ad uno studio più approfondito dei vari aspetti di questo problema si consiglia di consultare la letteratura di revisione. Esiste una vasta letteratura dedicata alla fusione termonucleare controllata. In particolare vanno citati sia i libri ormai classici scritti dai fondatori della ricerca termonucleare controllata, sia pubblicazioni molto recenti, come, ad esempio, che delineano lo stato attuale della ricerca termonucleare.

Sebbene esistano numerose reazioni di fusione nucleare che portano al rilascio di energia, ai fini pratici dell'uso dell'energia nucleare, sono interessanti solo le reazioni elencate nella Tabella 1. Qui e di seguito utilizziamo la designazione standard per gli isotopi dell'idrogeno: p -. protone con massa atomica 1, D - deuterone, con massa atomica 2 e T - trizio, isotopo con massa 3. Tutti i nuclei che partecipano a queste reazioni ad eccezione del trizio sono stabili. Il trizio è un isotopo radioattivo dell'idrogeno con un tempo di dimezzamento di 12,3 anni. Come risultato del decadimento β, si trasforma in He 3, emettendo un elettrone a bassa energia. A differenza delle reazioni di fissione nucleare, le reazioni di fusione non producono frammenti radioattivi di lunga durata di nuclei pesanti, il che rende possibile in linea di principio la creazione di un reattore “pulito”, non gravato dal problema dello stoccaggio a lungo termine dei rifiuti radioattivi.

Tabella 1.
Reazioni nucleari di interesse per la fusione controllata

Tutte le reazioni mostrate nella Tabella 1, tranne l'ultima, avvengono con rilascio di energia e sotto forma di energia cinetica e prodotti di reazione, q, che è indicato tra parentesi in unità di milioni di elettronvolt (MeV),
(1 eV = 1,6 10 –19 J = 11600 °K). Le ultime due reazioni svolgono un ruolo speciale nella fusione controllata: verranno utilizzate per produrre trizio, che non esiste in natura.

Le reazioni di fusione nucleare 1-5 hanno una velocità di reazione relativamente elevata, che solitamente è caratterizzata dalla sezione trasversale di reazione, σ. Le sezioni trasversali di reazione della Tabella 1 sono mostrate in Fig. 1 in funzione dell'energia e delle particelle in collisione nel centro del sistema di massa.

A causa della presenza della repulsione di Coulomb tra i nuclei, le sezioni trasversali per reazioni a bassa energia e particelle sono trascurabili e quindi, a temperature ordinarie, una miscela di isotopi di idrogeno e altri atomi leggeri praticamente non reagisce. Affinché una qualsiasi di queste reazioni abbia una sezione trasversale notevole, le particelle in collisione devono avere un'elevata energia cinetica. Quindi le particelle saranno in grado di superare la barriera di Coulomb, avvicinarsi a una distanza dell'ordine di quelle nucleari e reagire. Ad esempio, la sezione trasversale massima per la reazione del deuterio con il trizio si ottiene con un'energia delle particelle di circa 80 KeV e affinché una miscela DT abbia un'elevata velocità di reazione, la sua temperatura deve essere dell'ordine di cento milioni gradi, T = 10 8 ° K.

Il modo più semplice per produrre energia e fusione nucleare che viene subito in mente è utilizzare un acceleratore di ioni e bombardare, ad esempio, ioni di trizio accelerati a un'energia di 100 KeV, un bersaglio solido o gassoso contenente ioni di deuterio. Tuttavia, gli ioni iniettati rallentano troppo rapidamente quando entrano in collisione con gli elettroni freddi del bersaglio, e non hanno il tempo di produrre energia sufficiente a coprire i costi energetici della loro accelerazione, nonostante l’enorme differenza tra iniziale (circa 100 KeV) e energia prodotta nella reazione (circa 10 MeV). In altre parole, con questo “metodo” di produzione dell’energia e il coefficiente di riproduzione dell’energia e,
Q fus = sintesi P / costi P saranno inferiori a 1.

Per aumentare Q fus, gli elettroni bersaglio possono essere riscaldati. Quindi gli ioni veloci decelereranno più lentamente e Q fus aumenterà. Tuttavia, una resa positiva si ottiene solo a una temperatura target molto elevata, dell'ordine di diversi KeV. A questa temperatura l'iniezione di ioni veloci non è più importante; nella miscela è presente una quantità sufficiente di ioni termici energetici, che entrano in reazione a loro volta. In altre parole, nella miscela si verificano reazioni termonucleari o fusione termonucleare.

La velocità delle reazioni termonucleari può essere calcolata integrando la sezione trasversale di reazione mostrata in Fig. 1 sulla funzione di distribuzione delle particelle maxwelliane di equilibrio. Di conseguenza, è possibile ottenere la velocità di reazione K(T), che determina il numero di reazioni che si verificano per unità di volume, n1 n2 K(T), e, di conseguenza, la densità volumetrica dell'energia rilasciata nella miscela reagente,

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

Nell'ultima formula n1 n2- concentrazioni volumetriche dei componenti reagenti, T- temperatura delle particelle reagenti e Q- resa energetica della reazione riportata in Tabella 1.

Ad una temperatura elevata caratteristica di una miscela reagente, la miscela si trova allo stato di plasma, cioè è costituito da elettroni liberi e ioni carichi positivamente che interagiscono tra loro attraverso campi elettromagnetici collettivi. Autoconsistenti con il movimento delle particelle del plasma, i campi elettromagnetici determinano la dinamica del plasma e, in particolare, ne mantengono la quasineutralità. Con una precisione molto elevata, le densità di carica degli ioni e degli elettroni nel plasma sono uguali, n e = Zn z, dove Z è la carica dello ione (per gli isotopi dell'idrogeno Z = 1). I componenti ionici ed elettronici scambiano energia a causa delle collisioni di Coulomb e, ai parametri del plasma tipici delle applicazioni termonucleari, le loro temperature sono approssimativamente uguali.

L'elevata temperatura della miscela va pagata con costi energetici aggiuntivi. Innanzitutto dobbiamo tenere conto della bremsstrahlung emessa dagli elettroni quando entrano in collisione con gli ioni:

La potenza di bremsstrahlung, così come la potenza delle reazioni termonucleari nella miscela, è proporzionale al quadrato della densità del plasma e, quindi, il rapporto P fus /P b dipende solo dalla temperatura del plasma. Bremsstrahlung, a differenza della potenza delle reazioni termonucleari, dipende debolmente dalla temperatura del plasma, il che porta alla presenza di un limite inferiore alla temperatura del plasma al quale la potenza delle reazioni termonucleari è uguale alla potenza delle perdite di bremsstrahlung, P fus / P b = 1. A temperature inferiori alla soglia bremsstrahlung le perdite di potenza superano il rilascio di energia termonucleare e, quindi in una miscela fredda un rilascio di energia positiva è impossibile. La miscela di deuterio e trizio ha la temperatura limite più bassa, ma anche in questo caso la temperatura della miscela deve superare i 3 KeV (3,5 10 7 °K). Le temperature di soglia per le reazioni DD e DHe 3 sono approssimativamente un ordine di grandezza superiori rispetto a quelle della reazione DT. Per la reazione di un protone con boro, la radiazione di bremsstrahlung a qualsiasi temperatura supera la resa della reazione e, quindi, per utilizzare questa reazione, sono necessarie trappole speciali in cui la temperatura degli elettroni è inferiore alla temperatura degli ioni, o la densità del plasma è tale elevato al quale la radiazione viene assorbita dalla miscela di lavoro.

Oltre all'elevata temperatura della miscela, affinché avvenga una reazione positiva, la miscela calda deve esistere abbastanza a lungo affinché avvengano le reazioni. In qualsiasi sistema termonucleare di dimensioni finite, oltre alla bremsstrahlung ci sono ulteriori canali di perdita di energia dal plasma (ad esempio, a causa della conduttività termica, della radiazione lineare delle impurità, ecc.), La cui potenza non deve superare l'energia termonucleare pubblicazione. Nel caso generale, ulteriori perdite di energia possono essere caratterizzate dalla durata energetica del plasma t E, definita in modo tale che il rapporto 3nT / t E dia la perdita di potenza per unità di volume del plasma. Ovviamente, per un rendimento positivo è necessario che la potenza termonucleare superi la potenza delle perdite aggiuntive, P fus > 3nT / t E , che fornisce una condizione per il prodotto minimo tra densità e durata del plasma, nt E . Ad esempio, per una reazione DT è necessario che

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

Questa condizione è solitamente chiamata criterio di Lawson (in senso stretto, nel lavoro originale, il criterio di Lawson è stato derivato per un progetto specifico di reattore termonucleare e, a differenza di (3), include l'efficienza di conversione dell'energia termica in energia elettrica). Nella forma in cui è scritto sopra, il criterio è praticamente indipendente dal sistema termonucleare ed è una condizione necessaria generalizzata per un risultato positivo. Il criterio di Lawson per le altre reazioni è uno o due ordini di grandezza più alto rispetto alla reazione DT e anche la temperatura di soglia è più alta. La vicinanza del dispositivo al raggiungimento di un'uscita positiva è solitamente rappresentata sul piano T - nt E, mostrato in Fig. 2.

nt E

Fig.2. Regione con resa positiva della reazione nucleare sul piano T-nt E.
Vengono mostrati i risultati di vari impianti sperimentali per il confinamento del plasma termonucleare.

Si può vedere che le reazioni DT sono più facilmente realizzabili: richiedono una temperatura del plasma significativamente più bassa rispetto alle reazioni DD e impongono condizioni meno rigorose sulla sua ritenzione. Il moderno programma termonucleare mira a implementare la fusione controllata da DT.

Pertanto, le reazioni termonucleari controllate sono, in linea di principio, possibili e il compito principale della ricerca termonucleare è lo sviluppo di un dispositivo pratico che possa competere economicamente con altre fonti di energia e.

Tutti i dispositivi inventati in 50 anni possono essere suddivisi in due grandi classi: 1) sistemi stazionari o quasi-stazionari basati sul confinamento magnetico del plasma caldo; 2) sistemi ad impulsi. Nel primo caso, la densità del plasma è bassa e il criterio di Lawson viene raggiunto grazie ad una buona ritenzione di energia nel sistema, cioè lunga durata del plasma energetico. Pertanto, i sistemi con confinamento magnetico hanno una dimensione caratteristica del plasma dell'ordine di diversi metri e una densità del plasma relativamente bassa, n ~ 10 20 m -3 (questa è circa 10 5 volte inferiore alla densità atomica a pressione normale e temperatura ambiente) .

Nei sistemi pulsati, il criterio di Lawson si ottiene comprimendo i bersagli di fusione con radiazioni laser o raggi X e creando una miscela ad altissima densità. La durata nei sistemi pulsati è breve ed è determinata dalla libera espansione del bersaglio. La principale sfida fisica in questa direzione della fusione controllata è ridurre l'energia totale e l'esplosione a un livello che consenta di realizzare un pratico reattore a fusione.

Entrambi i tipi di sistemi sono già vicini alla realizzazione di macchine sperimentali con produzione di energia positiva e Q fus > 1, in cui verranno testati gli elementi principali dei futuri reattori termonucleari. Tuttavia, prima di passare alla discussione sui dispositivi di fusione, considereremo il ciclo del combustibile di un futuro reattore a fusione, che è in gran parte indipendente dalla progettazione specifica del sistema.

1) Il TOKAMAK T-15 finora ha funzionato solo in modalità con riscaldamento ohmico del plasma e, pertanto, i parametri del plasma ottenuti con questa installazione sono piuttosto bassi. In futuro si prevede di introdurre 10 MW di iniezione neutra e 10 MW di riscaldamento con ciclotrone elettronico.

2) Il Q fus fornito è stato ricalcolato dai parametri del plasma DD ottenuti nella configurazione al plasma DT.

E sebbene il programma sperimentale su questi TOKAMAK non sia ancora stato completato, questa generazione di macchine ha praticamente portato a termine i compiti ad essa assegnati. I TOKAMAK JET e TFTR hanno ricevuto per la prima volta un'elevata potenza termonucleare delle reazioni DT nel plasma, 11 MW nel TFTR e 16 MW nel JET. La Figura 6 mostra la dipendenza dal tempo dell'energia termonucleare negli esperimenti DT.

Fig.6. Dipendenza puntuale dell'energia termonucleare nelle scariche record di deuterio-trizio nei tokamak JET e TFTR.

Questa generazione di TOKAMAK ha raggiunto il valore soglia Q fus = 1 e ha ricevuto nt E solo diverse volte inferiore a quello richiesto per un reattore TOKAMAK a grandezza naturale. I TOKAMAK hanno imparato a mantenere una corrente di plasma stazionaria utilizzando campi RF e raggi neutri. È stata studiata la fisica del riscaldamento del plasma da parte di particelle veloci, comprese le particelle alfa termonucleari, è stato studiato il funzionamento del divertore e sono state sviluppate modalità di funzionamento con bassi carichi termici. I risultati di questi studi hanno permesso di creare le basi fisiche necessarie per il passo successivo: il primo reattore TOKAMAK, che funzionerà in modalità combustione.

Quali restrizioni fisiche sui parametri plasmatici sono presenti nei TOKAMAK?

Pressione plasmatica massima nel TOKAMAK o valore massimo β è determinato dalla stabilità del plasma ed è approssimativamente descritto dalla relazione di Troyon,

Dove β espresso in %, IP– corrente che scorre nel plasma e βNè una costante adimensionale chiamata coefficiente di Troyon. I parametri in (5) hanno le dimensioni MA, T, m. Valori massimi del coefficiente di Troyon βN= 3÷5, ottenuti negli esperimenti, sono in buon accordo con le previsioni teoriche basate sui calcoli della stabilità del plasma. La Fig.7 mostra i valori limite β , ottenuto in vari TOKAMAK.

Fig.7. Confronto dei valori limite β ottenuto negli esperimenti di scala di Troyon.

Se il valore limite viene superato β , si sviluppano disturbi elicoidali su larga scala nel plasma TOKAMAK, il plasma si raffredda rapidamente e muore sulla parete. Questo fenomeno è chiamato stallo del plasma.

Come si può vedere dalla Fig. 7, TOKAMAK è caratterizzato da valori piuttosto bassi β a livello di diversi per cento. Esiste una possibilità fondamentale per aumentare il valore β riducendo il rapporto d'aspetto del plasma a valori estremamente bassi di R/ UN= 1,3÷1,5. La teoria lo prevede in tali macchine β può raggiungere diverse decine di punti percentuali. Il primo TOKAMAK con rapporto d'aspetto ultraridotto, START, costruito diversi anni fa in Inghilterra, ha già ricevuto valori β = 30%. D'altro canto questi sistemi sono tecnicamente più impegnativi e richiedono soluzioni tecniche speciali per la bobina toroidale, il divertore e la protezione dei neutroni. Attualmente, vengono costruiti diversi TOKAMAK sperimentali più grandi di START con un rapporto d'aspetto basso e una corrente di plasma superiore a 1 MA. Si prevede che nei prossimi 5 anni gli esperimenti forniranno dati sufficienti per capire se il miglioramento atteso dei parametri plasmatici sarà raggiunto e se sarà in grado di compensare le difficoltà tecniche previste in questa direzione.

Studi a lungo termine sul confinamento del plasma nei TOKAMAK hanno dimostrato che i processi di trasferimento di energia e particelle attraverso il campo magnetico sono determinati da complessi processi turbolenti nel plasma. E sebbene le instabilità del plasma responsabili di perdite anomale di plasma siano già state identificate, la comprensione teorica dei processi non lineari non è ancora sufficiente per descrivere la vita del plasma sulla base dei principi primi. Pertanto, per estrapolare la durata del plasma ottenuta nelle installazioni moderne alla scala del reattore TOKAMAK, vengono attualmente utilizzate leggi empiriche, ovvero le scale. Uno di questi ridimensionamenti (ITER-97(y)), ottenuto utilizzando l'elaborazione statistica di un database sperimentale di vari TOKAMAK, prevede che la durata della vita aumenta con le dimensioni del plasma, R, la corrente del plasma I p e l'allungamento della sezione trasversale del plasma k = B/ UN= 4 e diminuisce all'aumentare della potenza di riscaldamento del plasma, P:

t E ~ R 2 k 0,9 I ð 0,9 / P 0,66

La dipendenza della durata dell'energia da altri parametri del plasma è piuttosto debole. La Figura 8 mostra che la durata misurata in quasi tutti i TOKAMAK sperimentali è ben descritta da questo ridimensionamento.

Fig.8. Dipendenza della vita energetica osservata sperimentalmente da quella prevista dal ridimensionamento ITER-97(y).
La deviazione statistica media dei punti sperimentali dal ridimensionamento è del 15%.
Etichette diverse corrispondono a diversi TOKAMAK e al reattore TOKAMAK ITER progettato.

Questo ridimensionamento prevede che un TOKAMAK in cui avverrà la combustione termonucleare autosufficiente dovrebbe avere un ampio raggio di 7-8 me una corrente di plasma di 20 MA. In un tale TOKAMAK, la durata dell'energia supererà i 5 secondi e la potenza delle reazioni termonucleari sarà al livello di 1-1,5 GW.

Nel 1998 è stata completata la progettazione ingegneristica del reattore TOKAMAK ITER. Il lavoro è stato svolto congiuntamente da quattro parti: Europa, Russia, Stati Uniti e Giappone con l'obiettivo di creare il primo reattore sperimentale TOKAMAK progettato per ottenere la combustione termonucleare di una miscela di deuterio e trizio. I principali parametri fisici e ingegneristici dell'impianto sono mostrati nella Tabella 3 e la sua sezione trasversale è mostrata nella Fig. 9.

Fig.9. Vista generale del reattore TOKAMAK ITER progettato.

ITER avrà già tutte le caratteristiche principali del reattore TOKAMAK. Avrà un sistema magnetico completamente superconduttore, una coperta raffreddata e protezione dalle radiazioni di neutroni e un sistema di manutenzione remota per l'installazione. Si presuppone che sulla prima parete si ottengano flussi di neutroni con una densità di potenza di 1 MW/m 2 e una fluenza totale di 0,3 MW × anno/m 2, che consentiranno test di tecnologia nucleare di materiali e moduli di copertura in grado di riprodurre trizio.

Tabella 3.
Parametri di base del primo reattore termonucleare sperimentale TOKAMAK, ITER.

La costruzione di ITER è prevista nel 2010-2011. Il programma sperimentale, che proseguirà su questo reattore sperimentale per circa vent'anni, consentirà di ottenere i dati fisico-plasmatici e tecnologico-nucleari necessari per la costruzione nel 2030-2035. il primo reattore dimostrativo - TOKAMAK, che già produrrà elettricità. Il compito principale di ITER sarà dimostrare la praticità del reattore TOKAMAK per la generazione di elettricità e.

Oltre a TOKAMAK, che attualmente è il sistema più avanzato per l’implementazione della fusione termonucleare controllata, esistono altre trappole magnetiche che competono con successo con TOKAMAK.

Oltre ai TOKAMAK e agli STELLARATOR, continuano gli esperimenti, anche se su scala minore, su alcuni altri sistemi con configurazioni magnetiche chiuse. Tra questi vanno segnalati i pinches a campo invertito, gli SPHEROMAK e i tori compatti. I pinch a campo invertito hanno un campo magnetico toroidale relativamente basso. Nello SPHEROMAK o tori compatti non è presente alcun sistema magnetico toroidale. Di conseguenza, tutti questi sistemi promettono la capacità di creare plasma con un valore parametrico elevato β e, quindi, in futuro potrebbe essere interessante per la creazione di reattori a fusione compatti o di reattori che utilizzano reazioni alternative, come DHe 3 o rB, in cui è richiesto un campo basso per ridurre la bremsstrahlung magnetica. Gli attuali parametri del plasma raggiunti in queste trappole sono ancora significativamente inferiori a quelli ottenuti in TOKAMAKS e STELLARATORS.

Uno studio sull'interazione della radiazione laser con la materia ha mostrato che la radiazione laser è ben assorbita dalla sostanza in evaporazione del guscio bersaglio fino alle densità di potenza richieste di 2÷4 · 10 14 W/cm 2 . Il coefficiente di assorbimento può raggiungere il 40÷80% ed aumenta al diminuire della lunghezza d'onda della radiazione. Come accennato in precedenza, è possibile ottenere una grande resa termonucleare se la maggior parte del combustibile rimane fredda durante la compressione. Per fare ciò è necessario che la compressione sia adiabatica, cioè È necessario evitare il preriscaldamento del bersaglio, che può verificarsi a causa della generazione di elettroni energetici, onde d'urto o raggi X duri da parte della radiazione laser. Numerosi studi hanno dimostrato che questi effetti indesiderati possono essere ridotti profilando l’impulso di radiazione, ottimizzando le compresse e riducendo la lunghezza d’onda della radiazione. La Figura 16, presa in prestito dall'opera, mostra i confini della regione sull'aereo densità di potenza - lunghezza d'onda laser adatti alla compressione del bersaglio.

Figura 16. La regione sul piano dei parametri in cui i laser sono in grado di comprimere bersagli termonucleari (ombreggiati).

La prima installazione laser (NIF) con parametri laser sufficienti per ottenere l'accensione del bersaglio sarà costruita negli Stati Uniti nel 2002. L'installazione consentirà di studiare la fisica della compressione del bersaglio, che avrà un'emissione termonucleare al livello di 1- 20 MJ e, pertanto, consentirà di ottenere elevati valori Q>1.

Sebbene i laser consentano di effettuare ricerche di laboratorio sulla compressione e l'accensione dei bersagli, il loro svantaggio è la loro bassa efficienza, che, nella migliore delle ipotesi, raggiunge finora l'1-2%. Con efficienze così basse, la resa termonucleare del bersaglio deve superare 10 3, il che è un compito molto difficile. Inoltre, i laser a vetro hanno una bassa ripetibilità degli impulsi. Affinché i laser possano fungere da driver del reattore per una centrale elettrica a fusione, il loro costo deve essere ridotto di circa due ordini di grandezza. Pertanto, parallelamente allo sviluppo della tecnologia laser, i ricercatori si sono rivolti allo sviluppo di driver più efficienti: i raggi ionici.

Fasci ionici

Attualmente vengono presi in considerazione due tipi di fasci ionici: fasci di ioni leggeri, tipo Li, con un'energia di diverse decine di MeV, e fasci di ioni pesanti, tipo Pb, con un'energia fino a 10 GeV. Se parliamo di applicazioni per reattori, in entrambi i casi è necessario fornire un'energia di diversi MJ a un bersaglio con un raggio di diversi millimetri in un tempo di circa 10 ns. È necessario non solo focalizzare il raggio, ma anche poterlo condurre nella camera del reattore a una distanza di circa diversi metri dall'uscita dell'acceleratore al bersaglio, il che non è affatto un compito facile per i raggi di particelle.

Fasci di ioni luminosi con energie di diverse decine di MeV possono essere creati con efficienza relativamente elevata. utilizzando una tensione impulsiva applicata al diodo. La moderna tecnologia pulsata consente di ottenere la potenza necessaria per comprimere i bersagli, e quindi i raggi di ioni luminosi sono il candidato più economico per un conducente. Da molti anni vengono condotti esperimenti con gli ioni leggeri presso l'impianto PBFA-11 del Sandywood National Laboratory negli Stati Uniti. L'impostazione consente di creare impulsi brevi (15 ns) di ioni di litio da 30 MeV con una corrente di picco di 3,5 MA e un'energia totale di circa 1 MJ. Un involucro realizzato in materiale a Z grande con un bersaglio all'interno è stato posizionato al centro di un diodo a simmetria sferica, consentendo la produzione di un gran numero di fasci ionici diretti radialmente. L'energia ionica veniva assorbita nell'involucro dell'hohlraum e nel riempitivo poroso tra il bersaglio e l'involucro e veniva convertita in raggi X molli che comprimevano il bersaglio.

Si prevedeva di ottenere una densità di potenza superiore a 5 × 10 13 W/cm 2 necessaria per comprimere e accendere i bersagli. Tuttavia, le densità di potenza raggiunte erano circa un ordine di grandezza inferiori al previsto. Un reattore che utilizza ioni leggeri come driver richiede flussi colossali di particelle veloci con un'elevata densità di particelle vicino al bersaglio. Concentrare tali raggi su bersagli millimetrici è un compito di enorme complessità. Inoltre gli ioni leggeri verranno notevolmente inibiti nel gas residuo nella camera di combustione.

Il passaggio agli ioni pesanti e alle energie elevate delle particelle consente di mitigare significativamente questi problemi e, in particolare, di ridurre la densità di corrente delle particelle e, quindi, di alleviare il problema della focalizzazione delle particelle. Tuttavia, per ottenere le particelle da 10 GeV richieste, sono necessari enormi acceleratori con accumulatori di particelle e altre complesse apparecchiature di accelerazione. Supponiamo che l'energia totale del raggio sia di 3 MJ, che la durata dell'impulso sia di 10 ns e che l'area su cui focalizzare il raggio sia un cerchio con un raggio di 3 mm. I parametri comparativi dei fattori ipotetici per la compressione target sono riportati nella Tabella 6.

Tabella 6.
Caratteristiche comparative dei driver su ioni leggeri e pesanti.

*) – nell'area target

I fasci di ioni pesanti, così come quelli leggeri, richiedono l'uso di un hohlraum, in cui l'energia degli ioni viene convertita in radiazione di raggi X, che irradia uniformemente il bersaglio stesso. La struttura dell'hohlraum per un fascio ionico pesante differisce solo leggermente da quella dell'hohlraum per la radiazione laser. La differenza è che i raggi non necessitano di fori attraverso i quali i raggi laser penetrano nell'hohlraum. Pertanto, nel caso delle travi, vengono utilizzati speciali assorbitori di particelle che convertono la loro energia in radiazione di raggi X. Una possibile opzione è mostrata in Fig. 14b. Si scopre che l'efficienza di conversione diminuisce all'aumentare dell'energia e degli ioni e all'aumentare della dimensione della regione su cui è focalizzato il raggio. Pertanto, aumentare l’energia e le particelle sopra i 10 GeV non è pratico.

Attualmente, sia in Europa che negli USA, si è deciso di concentrare gli sforzi principali sullo sviluppo di driver basati su fasci di ioni pesanti. Si prevede che questi driver saranno sviluppati entro il 2010-2020 e, in caso di successo, sostituiranno i laser nelle installazioni NIF di prossima generazione. Finora non esistono gli acceleratori necessari per la fusione inerziale. La principale difficoltà nella loro creazione è associata alla necessità di aumentare la densità di flusso delle particelle a un livello al quale la densità di carica spaziale degli ioni influisce già in modo significativo sulla dinamica e sulla focalizzazione delle particelle. Per ridurre l'effetto della carica spaziale, si propone di creare un gran numero di fasci paralleli, che saranno collegati nella camera del reattore e diretti verso il bersaglio. La dimensione caratteristica di un acceleratore lineare è di diversi chilometri.

Come dovrebbe condurre fasci di ioni su una distanza di diversi metri nella camera del reattore e focalizzarli su un'area di diversi millimetri? Uno schema possibile è l'autofocalizzazione dei raggi, che può avvenire in un gas a bassa pressione. Il raggio causerà la ionizzazione del gas e una corrente controelettrica di compensazione che scorre attraverso il plasma. Il campo magnetico azimutale, creato dalla corrente risultante (la differenza tra la corrente del fascio e la corrente inversa del plasma), porterà alla compressione radiale del fascio e alla sua messa a fuoco. La modellazione numerica mostra che, in linea di principio, un tale schema è possibile se la pressione del gas viene mantenuta nell'intervallo desiderato di 1-100 Torr.

E sebbene i fasci di ioni pesanti offrano la prospettiva di creare un motore efficace per un reattore a fusione, devono affrontare enormi sfide tecniche che devono ancora essere superate prima che l’obiettivo venga raggiunto. Per le applicazioni termonucleari è necessario un acceleratore che creerà un fascio di ioni di 10 GeV con una corrente di picco di diverse decine di veicoli spaziali e una potenza media di circa 15 MW. Il volume del sistema magnetico di un tale acceleratore è paragonabile al volume del sistema magnetico del reattore TOKAMAK e, quindi, ci si può aspettare che i loro costi siano dello stesso ordine.

Camera del reattore a impulsi

A differenza di un reattore a fusione magnetica, dove sono richiesti un vuoto elevato e la purezza del plasma, tali requisiti non sono imposti alla camera di un reattore a impulsi. Le principali difficoltà tecnologiche nella creazione di reattori a impulsi risiedono nel campo della tecnologia dei driver, la creazione di bersagli e sistemi di precisione che consentono di alimentare e controllare la posizione del bersaglio nella camera. La stessa camera del reattore a impulsi ha un design relativamente semplice. La maggior parte dei progetti prevede l'uso di una parete liquida creata da un refrigerante aperto. Ad esempio, il design del reattore HYLIFE-11 utilizza sale fuso Li 2 BeF 4, una cortina liquida che circonda l'area in cui arrivano i bersagli. La parete liquida assorbirà la radiazione di neutroni e laverà via i resti dei bersagli. Inoltre smorza la pressione delle microesplosioni e la trasferisce uniformemente sulla parete principale della camera. Il diametro esterno caratteristico della camera è di circa 8 m, la sua altezza è di circa 20 m.

Si stima che la portata totale del liquido refrigerante sia di circa 50 m 3 /s, un valore abbastanza raggiungibile. Si presume che oltre al flusso principale stazionario, nella camera verrà realizzato un otturatore liquido pulsato, che si aprirà sincronizzato con l'alimentazione del bersaglio con una frequenza di circa 5 Hz per trasmettere un fascio di ioni pesanti.

La precisione richiesta per l'alimentazione del target è di frazioni di millimetri. È ovvio che consegnare passivamente un bersaglio a una distanza di diversi metri con tale precisione in una camera in cui si verificheranno flussi di gas turbolenti causati dalle esplosioni di bersagli precedenti è un compito praticamente impossibile. Pertanto, il reattore richiederà un sistema di controllo che consenta di tracciare la posizione del bersaglio e focalizzare dinamicamente il raggio. In linea di principio, un simile compito è fattibile, ma può complicare notevolmente il controllo del reattore.

“Lockheed Martin ha iniziato a sviluppare un reattore termonucleare compatto… Il sito web dell’azienda afferma che il primo prototipo sarà costruito entro un anno. Se questo risultasse vero, tra un anno vivremo in un mondo completamente diverso”, questo è l’inizio di uno di “The Attic”. Sono passati tre anni dalla sua pubblicazione e il mondo non è cambiato più di tanto da allora.

Oggi, nei reattori delle centrali nucleari, l’energia viene generata dal decadimento dei nuclei pesanti. Nei reattori termonucleari l'energia viene ottenuta durante il processo di fusione dei nuclei, durante il quale si formano nuclei di massa inferiore alla somma di quelli originari, e il “residuo” viene perso sotto forma di energia. I rifiuti dei reattori nucleari sono radioattivi e il loro smaltimento sicuro è un grosso grattacapo. I reattori a fusione non presentano questo inconveniente e utilizzano anche combustibile ampiamente disponibile come l’idrogeno.

Hanno solo un grosso problema: i progetti industriali non esistono ancora. Il compito non è facile: per le reazioni termonucleari, il combustibile deve essere compresso e riscaldato a centinaia di milioni di gradi, più caldo che sulla superficie del Sole (dove le reazioni termonucleari avvengono naturalmente). È difficile raggiungere una temperatura così elevata, ma è possibile, ma un reattore del genere consuma più energia di quanta ne produce.

Tuttavia, presentano ancora così tanti vantaggi potenziali che, ovviamente, non solo Lockheed Martin è coinvolta nello sviluppo.

ITER

ITER è il progetto più grande in questo settore. Coinvolge l'Unione Europea, l'India, la Cina, la Corea, la Russia, gli Stati Uniti e il Giappone, e il reattore stesso è stato costruito sul territorio francese dal 2007, anche se la sua storia risale molto più indietro nel tempo: Reagan e Gorbaciov si accordarono sulla sua creazione nel 1985. Il reattore è una camera toroidale, una “ciambella”, in cui il plasma è trattenuto da campi magnetici, per questo è chiamato tokamak - Quello radiale ka misurare con mamma marcio A atushki. Il reattore genererà energia attraverso la fusione degli isotopi dell'idrogeno: deuterio e trizio.

Si prevede che ITER riceverà 10 volte più energia di quella che consuma, ma ciò non accadrà presto. Inizialmente era stato previsto che il reattore avrebbe iniziato a funzionare in modalità sperimentale nel 2020, ma poi questa data è stata posticipata al 2025. Allo stesso tempo, la produzione industriale di energia inizierà non prima del 2060 e possiamo aspettarci la diffusione di questa tecnologia solo verso la fine del 21° secolo.

Wendelstein7-X

Wendelstein 7-X è il più grande reattore a fusione di tipo stellarator. Lo stellarator risolve il problema che affligge i tokamak: la "diffusione" del plasma dal centro del toro alle sue pareti. Ciò che il tokamak cerca di affrontare grazie alla potenza del campo magnetico, lo stellarator risolve grazie alla sua forma complessa: il campo magnetico che trattiene il plasma si piega per fermare l'avanzata delle particelle cariche.

Wendelstein 7-X, come sperano i suoi creatori, sarà in grado di funzionare per mezz'ora alle 21, il che darà un "biglietto per la vita" all'idea di stazioni termonucleari con un design simile.

Impianto nazionale di accensione

Un altro tipo di reattore utilizza potenti laser per comprimere e riscaldare il carburante. Purtroppo, il più grande impianto laser per la produzione di energia termonucleare, il NIF americano, non è stato in grado di produrre più energia di quanta ne consuma.

È difficile prevedere quale di tutti questi progetti decollerà davvero e quale subirà la stessa sorte del NIF. Tutto quello che possiamo fare è aspettare, sperare e seguire le notizie: gli anni 2020 promettono di essere un momento interessante per l’energia nucleare.

"Tecnologie nucleari" è uno dei profili delle Olimpiadi NTI per gli scolari.