Kaip veikia termobranduolinis reaktorius ir kodėl jis dar nepastatytas. Sintezės reaktorius E.P. Velikhovas, S.V. Putvinskis Mažos energijos branduolinės reakcijos

ITER – Tarptautinis termobranduolinis reaktorius (ITER)

Žmogaus energijos suvartojimas kasmet auga, o tai pastūmėja energetikos sektorių aktyvios plėtros link. Taigi, atsiradus atominėms elektrinėms, visame pasaulyje gerokai išaugo pagaminamos energijos kiekis, o tai leido saugiai panaudoti energiją visiems žmonijos poreikiams. Pavyzdžiui, 72,3% Prancūzijoje pagaminamos elektros energijos gaunama iš atominių elektrinių, Ukrainoje - 52,3%, Švedijoje - 40,0%, Didžiojoje Britanijoje - 20,4%, Rusijoje - 17,1%. Tačiau technologijos nestovi vietoje ir, siekdami patenkinti tolimesnius ateities šalių energijos poreikius, mokslininkai vykdo daugybę inovatyvių projektų, vienas iš jų – ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).

Nors šio įrenginio pelningumas vis dar abejotinas, remiantis daugelio tyrinėtojų darbais, valdomos termobranduolinės sintezės technologijos sukūrimas ir tolesnis vystymas gali tapti galingu ir saugiu energijos šaltiniu. Pažvelkime į kai kuriuos teigiamus tokio įrengimo aspektus:

• Pagrindinis termobranduolinio reaktoriaus kuras yra vandenilis, o tai reiškia praktiškai neišsenkamas branduolinio kuro atsargas.
• Vandenilis gali būti gaminamas perdirbant jūros vandenį, kuris yra prieinamas daugelyje šalių. Iš to išplaukia, kad kuro išteklių monopolis negali atsirasti.
• Avarinio sprogimo tikimybė termobranduolinio reaktoriaus veikimo metu yra daug mažesnė nei veikiant branduoliniam reaktoriui. Tyrėjų teigimu, net ir įvykus avarijai radiacijos emisija pavojaus gyventojams nekels, vadinasi, nereikia evakuoti.
• Skirtingai nuo branduolinių reaktorių, sintezės reaktoriai gamina radioaktyviąsias atliekas, kurių pusinės eliminacijos laikas yra trumpas, o tai reiškia, kad jos greičiau suyra. Be to, termobranduoliniuose reaktoriuose nėra degimo produktų.
• Sintezės reaktoriui nereikia medžiagų, kurios taip pat naudojamos branduoliniams ginklams. Tai pašalina galimybę nuslėpti branduolinio ginklo gamybą apdorojant medžiagas branduolinio reaktoriaus reikmėms.

Termobranduolinis reaktorius – vaizdas iš vidaus

Tačiau yra ir nemažai techninių trūkumų, su kuriais mokslininkai nuolat susiduria.

Pavyzdžiui, dabartinė kuro versija, pateikiama deuterio ir tričio mišinio pavidalu, reikalauja naujų technologijų kūrimo. Pavyzdžiui, pasibaigus pirmajai JET termobranduolinio reaktoriaus bandymų serijai, didžiausiai iki šiol, reaktorius tapo toks radioaktyvus, kad eksperimentui užbaigti reikėjo sukurti specialią robotų priežiūros sistemą. Kitas termobranduolinio reaktoriaus darbe nuviliantis veiksnys yra jo naudingumo koeficientas – 20 proc., kai tuo tarpu atominės elektrinės – 33-34 proc., o šiluminės – 40 proc.

ITER projekto sukūrimas ir reaktoriaus paleidimas

ITER projektas prasidėjo 1985 m., kai Sovietų Sąjunga pasiūlė bendrai sukurti tokamaką – toroidinę kamerą su magnetinėmis ritėmis, galinčiomis laikyti plazmą naudojant magnetus, taip sukuriant sąlygas termobranduolinės sintezės reakcijai įvykti. 1992 m. buvo pasirašytas keturšalis susitarimas dėl ITER plėtros, kurio šalys buvo ES, JAV, Rusija ir Japonija. 1994 metais prie projekto prisijungė Kazachstano Respublika, 2001 metais – Kanada, 2003 metais – Pietų Korėja ir Kinija, 2005 metais – Indija. 2005 metais buvo nustatyta reaktoriaus statybos vieta – Kadarašo branduolinės energijos tyrimų centras, Prancūzija.

Reaktoriaus statyba prasidėjo nuo duobės pamatams paruošimo. Taigi duobės parametrai buvo 130 x 90 x 17 metrų. Visas tokamako kompleksas svers 360 000 tonų, iš kurių 23 000 tonų yra pats tokamakas.

Į statybvietę iš viso pasaulio bus kuriami ir pristatomi įvairūs ITER komplekso elementai. Taigi 2016 metais Rusijoje buvo sukurta dalis poloidinių ritinių laidų, kurie vėliau buvo išsiųsti į Kiniją, kuri pati gamins ritinius.

Akivaizdu, kad tokio didelio masto darbus visai nelengva organizuoti, nemažai šalių ne kartą nesilaikė projekto grafiko, dėl to reaktoriaus paleidimas buvo nuolat atidedamas. Taigi, remiantis praėjusių metų (2016 m.) birželio mėn. pranešimu: „pirmosios plazmos gavimas planuojamas 2025 m. gruodį“.

ITER tokamako veikimo mechanizmas

Terminas „tokamakas“ kilęs iš rusiškos santrumpos, reiškiančios „toroidinė kamera su magnetinėmis ritėmis“.

Tokamako širdis yra jo toro formos vakuuminė kamera. Viduje esant ekstremalioms temperatūroms ir slėgiui vandenilio kuro dujos tampa plazma – karštomis, elektra įkrautomis dujomis. Kaip žinoma, žvaigždžių medžiagą vaizduoja plazma, o termobranduolinės reakcijos saulės šerdyje vyksta būtent esant aukštai temperatūrai ir slėgiui. Panašios sąlygos plazmos susidarymui, sulaikymui, suspaudimui ir kaitinimui sukuriamos naudojant masyvias magnetines rites, kurios yra aplink vakuuminį indą. Magnetų įtaka apribos karštą plazmą nuo indo sienelių.

Prieš pradedant procesą, iš vakuuminės kameros pašalinamas oras ir priemaišos. Tada įkraunamos magnetinės sistemos, kurios padės valdyti plazmą ir įvedamas dujinis kuras. Kai per indą praeina galinga elektros srovė, dujos elektriškai suskaidomos ir jonizuojasi (ty elektronai palieka atomus) ir sudaro plazmą.

Kai plazmos dalelės suaktyvėja ir susiduria, jos taip pat pradeda kaisti. Pagalbiniai šildymo būdai padeda pakelti plazmą iki lydymosi temperatūros (150–300 mln. °C). Tokiu laipsniu „sužadintos“ dalelės gali įveikti savo natūralų elektromagnetinį atstūmimą susidūrusios, išskirdamos milžiniškus energijos kiekius dėl tokių susidūrimų.

Tokamako dizainą sudaro šie elementai:

Vakuuminis indas

(„spurga“) yra toroidinė kamera, pagaminta iš nerūdijančio plieno. Didysis jo skersmuo – 19 m, o aukštis – 11 m. Kameros tūris – daugiau nei 5000 tonų tarp sienų cirkuliuos aušinimo skystis, kuris bus distiliuotas vanduo. Siekiant išvengti vandens užteršimo, vidinė kameros sienelė nuo radioaktyviosios spinduliuotės apsaugota antklode.

Antklodė

(„Anklodė“) – susideda iš 440 fragmentų, dengiančių vidinį kameros paviršių. Bendras pokylių plotas 700m2. Kiekvienas fragmentas yra savotiška kasetė, kurios korpusas pagamintas iš vario, o priekinė sienelė nuimama ir pagaminta iš berilio. Kasečių parametrai yra 1x1,5 m, o masė ne didesnė kaip 4,6 tonos Tokios berilio kasetės sulėtins reakcijos metu susidarančius didelės energijos neutronus. Neutronų moderavimo metu aušinimo sistema išskirs ir pašalins šilumą. Reikia pažymėti, kad berilio dulkės, susidarančios veikiant reaktoriui, gali sukelti rimtą ligą, vadinamą beriliu, taip pat turi kancerogeninį poveikį. Dėl šios priežasties komplekse kuriamos griežtos saugumo priemonės.

Tokamakas skyriuje. Geltona – solenoidinė, oranžinė – toroidinio lauko (TF) ir poloidinio lauko (PF) magnetai, mėlyna – antklodė, šviesiai mėlyna – VV – vakuuminis indas, violetinė – divertorius

("peleninė") yra poloidinio tipo įrenginys, kurio pagrindinė užduotis yra "išvalyti" plazmą nuo nešvarumų, susidarančių kaitinant antklode dengtų kameros sienelių sąveiką su ja. Tokiems teršalams patekus į plazmą, jie pradeda intensyviai spinduliuoti, todėl atsiranda papildomų radiacijos nuostolių. Jis yra tokomako apačioje ir, naudojant magnetus, nukreipia viršutinius plazmos sluoksnius (kurie yra labiausiai užteršti) į aušinimo kamerą. Čia plazma atvėsta ir virsta dujomis, o po to išpumpuojama atgal iš kameros. Berilio dulkės, patekusios į kamerą, praktiškai nebegali grįžti atgal į plazmą. Taigi plazmos užterštumas lieka tik paviršiuje ir giliau neprasiskverbia.

Kriostatas

- didžiausias tokomako komponentas, kuris yra 16 000 m 2 (29,3 x 28,6 m) tūrio ir 3 850 tonų masės nerūdijančio plieno korpusas. Kiti sistemos elementai bus kriostato viduje ir tarnauja kaip barjeras tarp tokamako ir išorinės aplinkos. Ant jo vidinių sienų bus šiluminiai ekranai, aušinami cirkuliuojančiu 80 K (-193,15 °C) temperatūros azotu.

Magnetinė sistema

– elementų rinkinys, skirtas laikyti ir valdyti plazmą vakuuminiame inde. Tai 48 elementų rinkinys:

• Toroidinės lauko ritės yra vakuuminės kameros išorėje ir kriostato viduje. Jie pateikiami 18 vienetų, kurių kiekvienas yra 15 x 9 m dydžio ir sveria apie 300 tonų. Kartu šios ritės sukuria 11,8 teslos magnetinį lauką aplink plazmos torą ir kaupia 41 GJ energiją.
• Poloidinio lauko ritės – yra ant toroidinio lauko ritės ir kriostato viduje. Šios ritės yra atsakingos už magnetinio lauko generavimą, kuris atskiria plazmos masę nuo kameros sienelių ir suspaudžia plazmą adiabatiniam šildymui. Tokių ritinių skaičius yra 6. Dviejų iš jų skersmuo yra 24 m, o masė - 400 tonų. Likusios keturios yra šiek tiek mažesnės.
• Centrinis solenoidas yra vidinėje toroidinės kameros dalyje, tiksliau, „spurgos skylėje“. Jo veikimo principas panašus į transformatoriaus, o pagrindinė užduotis – sužadinti indukcinę srovę plazmoje.
• Korekcinės ritės yra vakuuminio indo viduje, tarp antklodės ir kameros sienelės. Jų užduotis yra išlaikyti plazmos formą, galinčią lokaliai „išsipūsti“ ir net liesti indo sieneles. Leidžia sumažinti kameros sienelių sąveikos su plazma lygį, taigi ir jos užterštumo lygį, taip pat sumažina pačios kameros susidėvėjimą.

ITER komplekso struktūra

Aukščiau „glaustai“ aprašytas tokamako dizainas yra labai sudėtingas naujoviškas mechanizmas, surinktas kelių šalių pastangomis. Tačiau norint visapusiškai veikti, reikalingas visas pastatų kompleksas, esantis šalia tokamako. Tarp jų:

• Valdymo, duomenų prieigos ir ryšio sistema – CODAC. Įsikūręs daugelyje ITER komplekso pastatų.
• Kuro saugykla ir degalų sistema – skirta kuro tiekimui į tokamaką.
• Vakuuminė sistema - susideda iš daugiau nei keturių šimtų vakuuminių siurblių, kurių užduotis yra išsiurbti termobranduolinės reakcijos produktus, taip pat įvairius teršalus iš vakuuminės kameros.
• Kriogeninė sistema – atstovaujama azoto ir helio grandinės. Helio grandinė normalizuos temperatūrą tokamake, kurio darbas (taigi ir temperatūra) vyksta ne nuolat, o impulsais. Azoto grandinė atvėsins kriostato šilumos skydus ir pačią helio grandinę. Taip pat bus įrengta vandens aušinimo sistema, kuria siekiama sumažinti antklodžių sienelių temperatūrą.
• Maitinimas. Tokamakui nuolat veikti prireiks maždaug 110 MW energijos. Tam bus įrengtos kilometrų ilgio elektros linijos, kurios bus prijungtos prie Prancūzijos pramonės tinklo. Verta priminti, kad ITER eksperimentinis objektas nenumato energijos gamybos, o dirba tik moksliniais interesais.

ITER finansavimas

Tarptautinis termobranduolinis reaktorius ITER yra gana brangi įmonė, kuri iš pradžių buvo įvertinta 12 mlrd. /11 . Vėliau ši suma išaugo iki 15 mlrd. Pastebėtina, kad finansavimas vyksta tiekiant kompleksui reikalingą įrangą, kuri yra kuriama kiekvienoje šalyje. Taigi Rusija tiekia antklodes, plazminius šildymo įrenginius ir superlaidžius magnetus.

Projekto perspektyva

Šiuo metu vyksta ITER komplekso statybos ir visų tokamakui reikalingų komponentų gamyba. Po planuojamo tokamako paleidimo 2025 m. prasidės eksperimentų serija, kurios rezultatais bus pažymėti aspektai, kuriuos reikia tobulinti. Sėkmingai pradėjus eksploatuoti ITER, planuojama pastatyti termobranduolinės sintezės pagrindu veikiančią elektrinę, pavadintą DEMO (DEMOnstration Power Plant). DEMo tikslas – pademonstruoti sintezės energijos vadinamąjį „komercinį patrauklumą“. Jei ITER sugebės generuoti tik 500 MW energijos, tai DEMO galės nuolat generuoti 2 GW energijos.

Tačiau reikia turėti omenyje, kad ITER eksperimentinis įrenginys negamins energijos, o jo tikslas yra gauti grynai mokslinės naudos. Ir kaip žinia, tas ar kitas fizinis eksperimentas gali ne tik pateisinti lūkesčius, bet ir atnešti žmonijai naujų žinių bei patirties.

Žmonija pamažu artėja prie negrįžtamo Žemės angliavandenilių išteklių išeikvojimo ribos. Naftą, dujas ir anglį iš planetos vidurių išgauname beveik du šimtmečius, ir jau dabar aišku, kad jų atsargos senka milžinišku greičiu. Pirmaujančios pasaulio šalys jau seniai galvoja apie naujo, aplinkai nekenksmingo, saugaus eksploatavimo požiūriu, su milžiniškomis kuro atsargomis energijos šaltinio sukūrimą.

Sintezės reaktorius

Šiandien daug kalbama apie vadinamųjų alternatyvių energijos rūšių – atsinaujinančių šaltinių fotovoltinės energijos, vėjo energijos ir hidroenergijos – naudojimą. Akivaizdu, kad šios kryptys dėl savo savybių gali veikti tik kaip pagalbiniai energijos tiekimo šaltiniai.

Kaip ilgalaikė žmonijos perspektyva, galima laikyti tik branduolinėmis reakcijomis paremtą energiją.

Viena vertus, vis daugiau valstybių rodo susidomėjimą branduolinių reaktorių statyba savo teritorijoje. Tačiau vis tiek aktuali branduolinės energijos problema yra radioaktyviųjų atliekų apdorojimas ir šalinimas, o tai turi įtakos ekonominiams ir aplinkosauginiams rodikliams. viduryje žymiausi pasaulio fizikai, ieškodami naujų energijos rūšių, kreipėsi į gyvybės šaltinį Žemėje – Saulę, kurios gelmėse, esant apie 20 milijonų laipsnių temperatūrai, vyksta reakcijos. šviesos elementų sintezė (susiliejimas) vyksta išskiriant kolosalią energiją.

Vietos specialistai geriausiai susidorojo su užduotimi sukurti įrenginį, skirtą branduolių sintezės reakcijoms įgyvendinti antžeminėmis sąlygomis. Rusijoje įgytos žinios ir patirtis valdomos termobranduolinės sintezės (CTF) srityje sudarė pagrindą projektui, kuris, be perdėto, yra žmonijos energetinė viltis – kuriamas tarptautinis eksperimentinis termobranduolinis reaktorius (ITER). pastatytas Kadaraše (Prancūzija).

Termobranduolinės sintezės istorija

Pirmieji termobranduoliniai tyrimai prasidėjo šalyse, kurios vykdo savo atominės gynybos programas. Tai nenuostabu, nes atominės eros aušroje pagrindinis deuterio plazmos reaktorių atsiradimo tikslas buvo fizinių procesų karštoje plazmoje tyrimas, kurio žinios, be kita ko, buvo reikalingos termobranduoliniams ginklams sukurti. . Išslaptintais duomenimis, SSRS ir JAV prasidėjo beveik vienu metu šeštajame dešimtmetyje. dirbti UTS. Tačiau tuo pat metu yra istorinių įrodymų, kad 1932 m. senas revoliucionierius ir artimas pasaulio proletariato lyderio Nikolajaus Bucharino draugas, tuo metu ėjęs Aukščiausiosios ekonomikos tarybos komiteto pirmininko pareigas ir sekęs sovietinio mokslo raidą, pasiūlė šalyje pradėti valdomų termobranduolinių reakcijų tyrimo projektą.

Sovietinio termobranduolinio projekto istorija neapsieina be linksmo fakto. Būsimasis garsus akademikas ir vandenilinės bombos kūrėjas Andrejus Dmitrijevičius Sacharovas buvo įkvėptas aukštos temperatūros plazmos magnetinės šilumos izoliacijos idėjos iš sovietų armijos kareivio laiško. 1950 m. Sachaline tarnavęs seržantas Olegas Lavrentjevas išsiuntė laišką Visos Sąjungos komunistų partijos Centriniam komitetui, kuriame pasiūlė vietoj suskystinto deuterio ir tričio vandenilinėje bomboje naudoti ličio-6 deuteridą, taip pat sukurti sistema su elektrostatiniu karštos plazmos izoliavimu kontroliuojamai termobranduolinei sintezei vykdyti. Laišką peržiūrėjo tuometinis jaunas mokslininkas Andrejus Sacharovas, kuris savo apžvalgoje rašė, kad „mano, kad būtina išsamiai aptarti draugo Lavrentjevo projektą“.

Jau 1950 m. spalio mėn. Andrejus Sacharovas ir jo kolega Igoris Tammas atliko pirmuosius magnetinio termobranduolinio reaktoriaus (MTR) įvertinimus. Pirmoji toroidinė instaliacija su stipriu išilginiu magnetiniu lauku, remiantis I. Tammo ir A. Sacharovo idėjomis, buvo pastatyta 1955 metais LIPAN. Jis buvo vadinamas TMP – toru su magnetiniu lauku. Vėlesnės instaliacijos jau buvo vadinamos TOKAMAK, sujungus pradinius skiemenis frazėje „TORIDAL CHAMBER MAGNETIC COIL“. Klasikinėje versijoje tokamakas yra spurgos formos toroidinė kamera, patalpinta toroidiniame magnetiniame lauke. Nuo 1955 iki 1966 m Kurchatovo institute buvo pastatyti 8 tokie įrenginiai, kuriuose buvo atlikta daug įvairių tyrimų. Jei iki 1969 m. už SSRS ribų tokamakas buvo pastatytas tik Australijoje, tai vėlesniais metais jie buvo statomi 29 šalyse, įskaitant JAV, Japoniją, Europos šalis, Indiją, Kiniją, Kanadą, Libiją, Egiptą. Iš viso iki šiol pasaulyje yra pastatyta apie 300 tokamakų, iš jų 31 – SSRS ir Rusijoje, 30 – JAV, 32 – Europoje ir 27 – Japonijoje. Tiesą sakant, trys šalys – SSRS, Didžioji Britanija ir JAV – įsitraukė į nenusakomą konkursą, kad sužinotų, kas pirmasis panaudos plazmą ir iš tikrųjų pradės gaminti energiją „iš vandens“.

Svarbiausias termobranduolinio reaktoriaus privalumas yra radiacinio biologinio pavojaus sumažinimas maždaug tūkstantį kartų, lyginant su visais šiuolaikiniais branduoliniais reaktoriais.

Termobranduolinis reaktorius neišskiria CO2 ir negamina „sunkiųjų“ radioaktyviųjų atliekų. Šis reaktorius gali būti montuojamas bet kur ir bet kur.

Pusės amžiaus žingsnis

1985 metais akademikas Jevgenijus Velikhovas SSRS vardu pasiūlė Europos, JAV ir Japonijos mokslininkams kartu sukurti termobranduolinį reaktorių, o jau 1986 metais Ženevoje buvo pasiektas susitarimas dėl įrenginio projektavimo, kuris vėliau gavo ITER pavadinimą. 1992 m. partneriai pasirašė keturšalę sutartį dėl reaktoriaus inžinerinio projekto parengimo. Pirmąjį statybų etapą planuojama baigti iki 2020 m., kai planuojama gauti pirmąją plazmą. 2011 m. ITER aikštelėje prasidėjo tikros statybos.

ITER dizainas atitinka klasikinį rusišką tokamaką, sukurtą septintajame dešimtmetyje. Planuojama, kad pirmajame etape reaktorius veiks impulsiniu režimu, kurio termobranduolinių reakcijų galia 400–500 MW, antrajame etape bus išbandytas nepertraukiamas reaktoriaus veikimas, taip pat tričio reprodukcijos sistema. .

Ne veltui ITER reaktorius vadinamas žmonijos energetikos ateitimi. Pirma, tai yra didžiausias pasaulyje mokslinis projektas, nes Prancūzijoje jį stato beveik visas pasaulis: dalyvauja ES + Šveicarija, Kinija, Indija, Japonija, Pietų Korėja, Rusija ir JAV. Sutartis dėl įrenginio statybos buvo pasirašyta 2006 m. Europos šalys prisideda apie 50% projekto finansavimo, Rusijai tenka apie 10% visos sumos, kuri bus investuojama į aukštųjų technologijų įrangą. Tačiau svarbiausias Rusijos indėlis yra pati tokamako technologija, sudariusi ITER reaktoriaus pagrindą.

Antra, tai bus pirmasis didelio masto bandymas panaudoti Saulėje vykstančią termobranduolinę reakciją elektros energijai gaminti. Trečia, šis mokslinis darbas turėtų duoti labai praktinių rezultatų, o iki amžiaus pabaigos pasaulis tikisi, kad pasirodys pirmasis komercinės termobranduolinės elektrinės prototipas.

Mokslininkai mano, kad pirmoji plazma tarptautiniame eksperimentiniame termobranduoliniame reaktoriuje bus pagaminta 2025 m. gruodžio mėn.

Kodėl pažodžiui visa pasaulio mokslo bendruomenė pradėjo statyti tokį reaktorių? Faktas yra tas, kad daugelis technologijų, kurias planuojama naudoti statant ITER, priklauso ne visoms šalims iš karto. Viena valstybė, net ir labiausiai išsivysčiusi moksline ir technine prasme, negali iš karto turėti šimto aukščiausio pasaulinio lygio technologijų visose technologijų srityse, naudojamų tokiame aukštųjų technologijų ir proveržio projekte kaip termobranduolinis reaktorius. Tačiau ITER susideda iš šimtų panašių technologijų.

Rusija pranoksta pasaulinį lygį daugelyje termobranduolinės sintezės technologijų. Tačiau, pavyzdžiui, Japonijos branduolinės energetikos mokslininkai šioje srityje taip pat turi unikalių kompetencijų, kurios yra gana pritaikomos ITER.

Todėl pačioje projekto pradžioje šalys partnerės susitarė, kas ir kas bus tiekiama į objektą, ir tai turėtų būti ne tik bendradarbiavimas inžinerijos srityje, o galimybė kiekvienam iš partnerių gauti naujų technologijų. iš kitų dalyvių, kad ateityje juos tobulintumėte patys.

Andrejus Retingeris, tarptautinis žurnalistas

Sintezės reaktorius E.P. Velikhovas, S.V. Putvinskis

E.P. Velikhovas, S.V. Putvinskis.
1999 m. spalio 22 d. ataskaita, parengta Pasaulio mokslininkų federacijos Energetikos centre

anotacija

Šiame straipsnyje trumpai apžvelgiama dabartinė sintezės tyrimų padėtis ir apibūdinamos sintezės energijos perspektyvos XXI amžiaus energetikos sistemoje. Apžvalga skirta plačiam skaitytojų ratui, susipažinusiems su fizikos ir inžinerijos pagrindais.

Remiantis šiuolaikinėmis fizinėmis sampratomis, yra tik keli pagrindiniai energijos šaltiniai, kuriuos iš esmės žmonija gali įvaldyti ir panaudoti. Branduolinės sintezės reakcijos yra vienas iš tokių energijos šaltinių ir... Sintezės reakcijose energija susidaro dėl branduolinių jėgų darbo, atliekamo lengvųjų elementų branduolių sintezės ir sunkesnių branduolių susidarymo metu. Šios reakcijos yra plačiai paplitusios gamtoje – manoma, kad žvaigždžių, tarp jų ir Saulės, energija susidaro dėl branduolių sintezės reakcijų grandinės, kurios keturis vandenilio atomo branduolius paverčia helio branduoliu. Galima sakyti, kad Saulė yra didelis natūralus termobranduolinis reaktorius, aprūpinantis energiją Žemės ekologinei sistemai.

Šiuo metu daugiau nei 85% žmonių pagaminamos energijos gaunama deginant organinį kurą – anglį, naftą ir gamtines dujas. Šis pigus energijos šaltinis, žmogaus įsisavintas maždaug prieš 200 - 300 metų, lėmė spartų žmonių visuomenės vystymąsi, jos gerovę ir dėl to Žemės gyventojų skaičiaus augimą. Daroma prielaida, kad dėl gyventojų skaičiaus augimo ir tolygesnio energijos vartojimo regionuose iki 2050 m. energijos gamyba, palyginti su dabartiniu lygiu, padidės maždaug tris kartus ir sieks 10 21 J per metus. Neabejotina, kad artimiausiu metu ankstesnį energijos šaltinį – organinį kurą – teks pakeisti kitomis energijos gamybos rūšimis. Taip nutiks ir dėl gamtos išteklių išeikvojimo, ir dėl aplinkos taršos, kuri, pasak specialistų, turėtų atsirasti daug anksčiau, nei bus sukurti pigūs gamtos ištekliai (dabartinis energijos gamybos būdas atmosferą naudoja kaip šiukšlyną, išmetant lauk 17 mln. tonų per parą anglies dioksido ir kitų deginant kurą susidarančių dujų). Perėjimas nuo iškastinio kuro prie plataus masto alternatyvios energijos numatomas XXI amžiaus viduryje. Daroma prielaida, kad būsimoje energetikos sistemoje bus naudojami įvairūs energijos šaltiniai, įskaitant atsinaujinančius energijos šaltinius, plačiau nei dabartinė energetikos sistema, pavyzdžiui, saulės energija, vėjo energija, hidroelektrinė, biomasės auginimas ir deginimas bei branduolinė energija. Kiekvieno energijos šaltinio dalį bendroje energijos gamyboje lems energijos vartojimo struktūra ir kiekvieno iš šių energijos šaltinių ekonominis efektyvumas.

Šiuolaikinėje pramoninėje visuomenėje daugiau nei pusė energijos sunaudojama pastovaus vartojimo režimu, nepriklausomai nuo paros laiko ir sezono. Šią pastovią bazinę galią sudaro dienos ir sezoniniai svyravimai. Taigi energetikos sistema turi susidėti iš bazinės energijos, kuri tiekia energiją visuomenei pastoviu arba beveik nuolatiniu lygiu, ir energijos išteklių, kurie naudojami pagal poreikį. Tikimasi, kad atsinaujinantys energijos šaltiniai, tokie kaip saulės energija, biomasės deginimas ir kt., daugiausia bus naudojami kintamoje energijos vartojimo dedamoje ir. Pagrindinė ir vienintelė kandidatė į bazinę energiją yra branduolinė energija. Šiuo metu energijai gaminti įvaldytos tik branduolių dalijimosi reakcijos, kurios naudojamos šiuolaikinėse atominėse elektrinėse. Kontroliuojama termobranduolinė sintezė kol kas yra tik potencialus pagrindinės energijos kandidatas.

Kokie termobranduolinės sintezės pranašumai, palyginti su branduolių dalijimosi reakcijomis, leidžia tikėtis didelio masto termobranduolinės energijos plėtros? Pagrindinis ir esminis skirtumas yra ilgalaikių radioaktyviųjų atliekų nebuvimas, būdingas branduolio dalijimosi reaktoriams. Ir nors termobranduoliniam reaktoriui eksploatuojant pirmąją sienelę aktyvuoja neutronai, tinkamų mažai aktyvuojančių konstrukcinių medžiagų pasirinkimas atveria esminę galimybę sukurti termobranduolinį reaktorių, kuriame pirmosios sienelės sukeltas aktyvumas sumažės iki visiškai saugaus lygio trisdešimt metų po reaktoriaus uždarymo. Tai reiškia, kad išsekusį reaktorių teks naikinti tik 30 metų, o po to medžiagas bus galima perdirbti ir panaudoti naujame sintezės reaktoriuje. Ši situacija iš esmės skiriasi nuo dalijimosi reaktorių, kuriuose susidaro radioaktyviosios atliekos, kurias reikia perdirbti ir saugoti dešimtis tūkstančių metų. Be mažo radioaktyvumo, termobranduolinė energija turi milžiniškas, praktiškai neišsenkamas kuro ir kitų reikalingų medžiagų atsargas, kurių užtenka energijai gaminti daugelį šimtų, jei ne tūkstančius metų.

Būtent šie pranašumai paskatino didžiąsias branduolines šalis šeštojo dešimtmečio viduryje pradėti didelio masto kontroliuojamos termobranduolinės sintezės tyrimus. Iki to laiko Sovietų Sąjungoje ir JAV jau buvo atlikti pirmieji sėkmingi vandenilinių bombų bandymai, kurie patvirtino esminę galimybę panaudoti energiją ir branduolių sintezę antžeminėmis sąlygomis. Nuo pat pradžių tapo aišku, kad valdoma termobranduolinė sintezė neturi karinio pritaikymo. Tyrimas buvo išslaptintas 1956 m. ir nuo tada buvo atliktas plataus tarptautinio bendradarbiavimo rėmuose. Vandenilinė bomba buvo sukurta vos per kelerius metus, o tuo metu atrodė, kad tikslas yra arti, o pirmieji dideli eksperimentiniai įrenginiai, pastatyti šeštojo dešimtmečio pabaigoje, gamins termobranduolinę plazmą. Tačiau prireikė daugiau nei 40 metų tyrimų, kad būtų sukurtos sąlygos, kurioms esant termobranduolinės energijos išsiskyrimas būtų panašus į reaguojančio mišinio šildymo galią. 1997 m. didžiausias termobranduolinis įrenginys Europos TOKAMAK (JET) gavo 16 MW termobranduolinės galios ir priartėjo prie šios ribos.

Kokia buvo šio vėlavimo priežastis? Paaiškėjo, kad tam, kad pasiektų tikslą, fizikai ir inžinieriai turėjo išspręsti daugybę problemų, apie kurias kelionės pradžioje neturėjo jokio supratimo. Per šiuos 40 metų buvo sukurtas plazmos fizikos mokslas, kuris leido suprasti ir apibūdinti sudėtingus fizikinius procesus, vykstančius reaguojančiame mišinyje. Inžinieriams reikėjo išspręsti vienodai sudėtingas problemas, įskaitant mokymąsi sukurti gilius vakuumus dideliais kiekiais, tinkamų statybinių medžiagų parinkimą ir bandymą, didelių superlaidžių magnetų, galingų lazerių ir rentgeno spindulių šaltinių kūrimą, impulsinių energijos sistemų, galinčių sukurti galingus dalelių pluoštus. , sukurti aukšto dažnio mišinio šildymo metodus ir daug daugiau.

4 dalis yra skirta magnetinio valdomo sintezės, apimančios sistemas su magnetiniu uždarymu ir impulsinėmis sistemomis, tyrimų apžvalgai. Didžioji šios apžvalgos dalis skirta pažangiausioms magnetinio plazmos uždarymo sistemoms, TOKAMAK tipo įrenginiams.

Šios apžvalgos apimtis leidžia aptarti tik svarbiausius kontroliuojamos termobranduolinės sintezės tyrimų aspektus. Skaitytojui, norinčiam nuodugniau išnagrinėti įvairius šios problemos aspektus, galima patarti pasidomėti apžvalgine literatūra. Yra daug literatūros, skirtos kontroliuojamai termobranduolinei sintezei. Visų pirma reikėtų paminėti tiek dabar jau klasikines knygas, kurias parašė kontroliuojamų termobranduolinių tyrimų įkūrėjai, tiek labai naujausias publikacijas, tokias kaip, pavyzdžiui, apibūdinančios dabartinę termobranduolinių tyrimų būklę.

Nors vyksta gana daug branduolių sintezės reakcijų, dėl kurių išsiskiria energija, praktiškai naudojant branduolinę energiją domina tik 1 lentelėje išvardytos reakcijos. Čia ir toliau naudojame standartinį vandenilio izotopų žymėjimą: p - protonas, kurio atominė masė 1, D - deuteronas, kurio atominė masė 2 ir T - tritis, izotopas masė 3. Visi šiose reakcijose dalyvaujantys branduoliai, išskyrus tritį, yra stabilūs. Tritis yra radioaktyvus vandenilio izotopas, kurio pusinės eliminacijos laikas yra 12,3 metų. Dėl β skilimo jis virsta He 3, išspinduliuojančiu mažos energijos elektroną. Skirtingai nuo branduolių dalijimosi reakcijų, sintezės reakcijos nesukuria ilgaamžių sunkiųjų branduolių radioaktyvių fragmentų, todėl iš esmės galima sukurti „švarų“ reaktorių, neapkraunamą ilgalaikio radioaktyviųjų atliekų saugojimo problemos.

1 lentelė.
Svarbios kontroliuojamos sintezės branduolinės reakcijos

Visos 1 lentelėje nurodytos reakcijos, išskyrus paskutinę, vyksta išskiriant energiją ir kinetinės energijos bei reakcijos produktų pavidalu, q, kuris nurodytas skliausteliuose milijonų elektronų voltų (MeV) vienetais,
(1 eV = 1,6 10 –19 J = 11600 °K). Paskutinės dvi reakcijos atlieka ypatingą vaidmenį kontroliuojamoje sintezėje – iš jų bus gaminamas tritis, kurio gamtoje nėra.

Branduolio sintezės reakcijos 1-5 pasižymi santykinai dideliu reakcijos greičiu, kuris paprastai apibūdinamas reakcijos skerspjūviu σ. Reakcijos skerspjūviai iš 1 lentelės parodyti 1 pav. kaip energijos ir susidūrusių dalelių masės centre funkcija.

Dėl Kulono atstūmimo tarp branduolių mažos energijos ir dalelių reakcijų skerspjūviai yra nereikšmingi, todėl įprastoje temperatūroje vandenilio izotopų ir kitų lengvų atomų mišinys praktiškai nereaguoja. Kad bet kuri iš šių reakcijų turėtų pastebimą skerspjūvį, susidūrusios dalelės turi turėti didelę kinetinę energiją. Tada dalelės galės įveikti Kulono barjerą, priartėti per atstumą branduolinių eilės tvarka ir sureaguoti. Pavyzdžiui, maksimalus deuterio ir tričio reakcijos skerspjūvis pasiekiamas esant maždaug 80 KeV dalelių energijai, o tam, kad DT mišinio reakcijos greitis būtų didelis, jo temperatūra turi būti šimto milijonų skalėje. laipsnių, T = 10 8 °K.

Paprasčiausias būdas gaminti energiją ir branduolių sintezę, kuris iš karto ateina į galvą, yra naudoti jonų greitintuvą ir bombarduoti, tarkime, tričio jonus, pagreitintus iki 100 KeV energijos, kietą ar dujinį taikinį, kuriame yra deuterio jonų. Tačiau įpurškiami jonai per greitai sulėtėja susidūrę su šaltais taikinio elektronais ir nespėja pagaminti pakankamai energijos, kad padengtų jų pagreičio energijos sąnaudas, nepaisant didžiulio skirtumo pradiniuose (apie 100 KeV) ir reakcijos metu pagamintos energijos (apie 10 MeV). Kitaip tariant, naudojant šį energijos gamybos „metodą“ ir energijos atkūrimo koeficientą,
Q fus = P sintezė / P išlaidos bus mažesnės nei 1.

Norint padidinti Q fus, tikslinius elektronus galima kaitinti. Tada greitieji jonai sulėtės lėčiau, o Q fus padidės. Tačiau teigiamas derlius pasiekiamas tik esant labai aukštai tikslinei temperatūrai – kelių KeV. Esant tokiai temperatūrai, greitųjų jonų įpurškimas nebėra svarbus, mišinyje yra pakankamai energetinių šiluminių jonų, kurie patys patenka į reakcijas. Kitaip tariant, mišinyje vyksta termobranduolinės reakcijos arba termobranduolinė sintezė.

Termobranduolinių reakcijų greitį galima apskaičiuoti integruojant 1 pav. parodytą reakcijos skerspjūvį į pusiausvyros Maksvelio dalelių pasiskirstymo funkciją. Dėl to galima gauti reakcijos greitį K(T), kuris nustato reakcijų, vykstančių tūrio vienete, skaičių, n 1 n 2 K(T), taigi ir reaguojančio mišinio energijos išsiskyrimo tūrinis tankis,

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

Paskutinėje formulėje n 1 n 2- reaguojančių komponentų tūrinės koncentracijos, T- reaguojančių dalelių temperatūra ir q- reakcijos energijos išeiga, nurodyta 1 lentelėje.

Esant aukštai temperatūrai, būdingai reaguojančiam mišiniui, mišinys yra plazminės būsenos, t.y. susideda iš laisvųjų elektronų ir teigiamai įkrautų jonų, kurie sąveikauja tarpusavyje per kolektyvinius elektromagnetinius laukus. Savaime suderinami su plazmos dalelių judėjimu, elektromagnetiniai laukai lemia plazmos dinamiką ir ypač palaiko jos kvazineutralumą. Esant labai dideliam tikslumui, jonų ir elektronų krūvių tankiai plazmoje yra lygūs, n e = Zn z, kur Z – jono krūvis (vandenilio izotopams Z = 1). Jonų ir elektronų komponentai keičiasi energija dėl Kulono susidūrimų ir esant termobranduoliniams pritaikymams būdingiems plazmos parametrams, jų temperatūra yra maždaug vienoda.

Už aukštą mišinio temperatūrą tenka mokėti papildomomis energijos sąnaudomis. Pirma, turime atsižvelgti į elektronų skleidžiamą šviesos srautą susidūrus su jonais:

Bremsstrahlung galia, taip pat termobranduolinių reakcijų galia mišinyje yra proporcinga plazmos tankio kvadratui, todėl santykis P fus /P b priklauso tik nuo plazmos temperatūros. Bremsstrahlung, priešingai nei termobranduolinių reakcijų galia, silpnai priklauso nuo plazmos temperatūros, todėl yra apatinė plazmos temperatūros riba, kuriai esant termobranduolinių reakcijų galia yra lygi bremsstrahlung nuostolių galiai, P fus / P b = 1. Esant žemesnei nei slenksčio temperatūrai, galios nuostoliai viršija termobranduolinį energijos išsiskyrimą, todėl šaltame mišinyje teigiamas energijos išsiskyrimas yra neįmanomas. Deuterio ir tričio mišinys turi žemiausią ribinę temperatūrą, tačiau ir šiuo atveju mišinio temperatūra turi viršyti 3 KeV (3,5 10 7 °K). DD ir DHe 3 reakcijų slenkstinės temperatūros yra maždaug eilės tvarka aukštesnės nei DT reakcijos. Protono reakcijai su boru bet kokios temperatūros spinduliuotė viršija reakcijos išeigą, todėl šiai reakcijai panaudoti reikalingi specialūs spąstai, kuriuose elektronų temperatūra yra žemesnė už jonų temperatūrą arba plazmos tankis yra toks. didelis, kad spinduliuotę sugeria darbinis mišinys.

Be aukštos mišinio temperatūros, kad įvyktų teigiama reakcija, karštas mišinys turi egzistuoti pakankamai ilgai, kad įvyktų reakcijos. Bet kurioje termobranduolinėje sistemoje, turinčioje baigtinius matmenis, be bremsstrahlung (pavyzdžiui, dėl šilumos laidumo, linijinės priemaišų spinduliuotės ir kt.) yra papildomų energijos praradimo iš plazmos kanalų, kurių galia neturėtų viršyti termobranduolinės energijos. paleisti. Bendruoju atveju papildomus energijos nuostolius galima apibūdinti plazmos energijos trukme t E, apibrėžta taip, kad santykis 3nT / t E gautų galios nuostolius plazmos tūrio vienetui. Akivaizdu, kad norint gauti teigiamą derlių, būtina, kad termobranduolinė galia viršytų papildomų nuostolių galią, P fus > 3nT / t E , o tai sudaro sąlygą minimaliam tankio ir plazmos gyvavimo trukmės sandaugai nt E . Pavyzdžiui, DT reakcijai būtina, kad

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

Ši sąlyga paprastai vadinama Lawson kriterijumi (griežtai kalbant, originaliame darbe Lawson kriterijus buvo išvestas konkrečiai termobranduolinio reaktoriaus konstrukcijai ir, skirtingai nei (3), apima šiluminės energijos pavertimo elektros energija efektyvumą). Tokia forma, kokia parašyta aukščiau, kriterijus praktiškai nepriklauso nuo termobranduolinės sistemos ir yra apibendrinta būtina sąlyga teigiamam išėjimui. Kitų reakcijų Lawsono kriterijus yra viena ar dviem eilėmis didesnis nei DT reakcijos, o slenkstinė temperatūra taip pat yra aukštesnė. Įrenginio artumas norint pasiekti teigiamą išvestį paprastai vaizduojamas T - nt E plokštumoje, kuri parodyta 2 pav.

nt E

2 pav. Regionas su teigiama branduolinės reakcijos išeiga T-nt E plokštumoje.
Pateikiami įvairių eksperimentinių termobranduolinės plazmos uždarymo įrenginių pasiekimai.

Galima pastebėti, kad DT reakcijos yra lengviau įgyvendinamos – joms reikalinga žymiai žemesnė plazmos temperatūra nei DD reakcijoms, o jos sulaikymo sąlygos yra ne tokios griežtos. Šiuolaikinė termobranduolinė programa skirta įgyvendinti DT valdomą sintezę.

Taigi valdomos termobranduolinės reakcijos iš esmės yra įmanomos, o pagrindinis termobranduolinių tyrimų uždavinys yra sukurti praktinį įrenginį, kuris galėtų ekonomiškai konkuruoti su kitais energijos šaltiniais ir.

Visus prietaisus, išrastus per 50 metų, galima suskirstyti į dvi dideles klases: 1) stacionarias arba beveik stacionarias sistemas, pagrįstas magnetiniu karštos plazmos uždarymu; 2) impulsinės sistemos. Pirmuoju atveju plazmos tankis yra mažas ir Lawsono kriterijus pasiekiamas dėl gero energijos sulaikymo sistemoje, t.y. ilgas energijos plazmos tarnavimo laikas. Todėl sistemoms su magnetiniu uždarymu būdingas kelių metrų plazmos dydis ir santykinai mažas plazmos tankis, n ~ 10 20 m -3 (tai yra maždaug 10 5 kartus mažesnis už atominį tankį esant normaliam slėgiui ir kambario temperatūrai). .

Impulsinėse sistemose Lawsono kriterijus pasiekiamas suspaudžiant sintezės taikinius lazerio arba rentgeno spinduliuote ir sukuriant labai didelio tankio mišinį. Impulsinių sistemų eksploatavimo laikas yra trumpas ir priklauso nuo laisvo taikinio išsiplėtimo. Pagrindinis fizinis iššūkis šia kontroliuojamos sintezės kryptimi yra sumažinti bendrą energiją ir sprogimą iki tokio lygio, kad būtų galima sukurti praktišką branduolių sintezės reaktorių.

Abiejų tipų sistemos jau priartėjo prie eksperimentinių mašinų su teigiamos energijos išeiga ir Q fus > 1 sukūrimo, kuriose bus išbandomi pagrindiniai būsimų termobranduolinių reaktorių elementai. Tačiau prieš pereidami prie diskusijos apie branduolių sintezės įrenginius, apsvarstysime būsimo branduolių sintezės reaktoriaus kuro ciklą, kuris iš esmės nepriklauso nuo konkrečios sistemos konstrukcijos.

1) TOKAMAK T-15 iki šiol veikė tik režimu su ominiu plazmos šildymu, todėl su šiuo įrenginiu gaunami plazmos parametrai yra gana žemi. Ateityje planuojama įdiegti 10 MW galios neutralų įpurškimą ir 10 MW elektronų ciklotroninį šildymą.

2) Duotas Q saugiklis buvo perskaičiuotas iš DD plazmos parametrų, gautų nustatant, į DT plazmą.

Ir nors eksperimentinė programa su šiais TOKAMAKais dar nebaigta, šios kartos mašinos praktiškai įvykdė jai skirtas užduotis. TOKAMAK JET ir TFTR pirmą kartą gavo didelę termobranduolinę DT reakcijų galią plazmoje, 11 MW TFTR ir 16 MW JET. 6 paveiksle parodytos termobranduolinės galios priklausomybės nuo laiko atliekant DT eksperimentus.

6 pav. Termobranduolinės galios priklausomybė nuo laiko rekordiniuose deuterio-tričio išmetimuose JET ir TFTR tokamakose.

Šios kartos TOKAMAK pasiekė slenkstinę reikšmę Q fus = 1 ir gavo nt E tik kelis kartus mažesnę nei reikia viso dydžio TOKAMAK reaktoriui. TOKAMAK išmoko palaikyti stacionarią plazmos srovę naudodami RF laukus ir neutralius pluoštus. Ištirta plazmos kaitinimo greitosiomis dalelėmis, įskaitant termobranduolines alfa daleles, fizika, tirtas divertoriaus veikimas, sukurti jo veikimo režimai esant mažoms šiluminėms apkrovoms. Šių tyrimų rezultatai leido sukurti fizinius pagrindus, būtinus kitam žingsniui – pirmajam TOKAMAK reaktoriui, kuris veiks degimo režimu.

Kokie fiziniai plazmos parametrų apribojimai taikomi TOKAMAK?

Maksimalus plazmos slėgis TOKAMAK arba didžiausia vertė β yra nulemtas plazmos stabilumo ir apytiksliai apibūdinamas Troyono ryšiu,

Kur β išreikštas %, Ip– plazmoje tekanti srovė ir β N yra bedimensinė konstanta, vadinama Troyono koeficientu. Parametrai (5) turi MA, T, m didžiausias Troyon koeficiento vertes β N= 3÷5, gauti eksperimentuose, gerai sutampa su teorinėmis prognozėmis, pagrįstomis plazmos stabilumo skaičiavimais. 7 pav. parodytos ribinės vertės β , gautas įvairiuose TOKAMAKuose.

7 pav. Ribinių verčių palyginimas β pasiektas Troyon mastelio keitimo eksperimentuose.

Jei ribinė vertė viršijama β , TOKAMAK plazmoje susidaro didelio masto spiraliniai sutrikimai, plazma greitai atvėsta ir miršta ant sienelės. Šis reiškinys vadinamas plazmos sustojimu.

Kaip matyti iš 7 pav., TOKAMAK pasižymi gana žemomis reikšmėmis β kelių procentų lygyje. Yra esminė galimybė padidinti vertę β sumažinant plazmos kraštinių santykį iki itin mažų R/ a= 1,3÷1,5. Teorija numato, kad tokiose mašinose β gali siekti kelias dešimtis procentų. Pirmasis itin žemo formato koeficientas TOKAMAK START, pastatytas prieš keletą metų Anglijoje, jau gavo vertes β = 30 proc. Kita vertus, šios sistemos yra techniškai reiklesnės ir reikalauja specialių techninių sprendimų dėl toroidinės ritės, divertoriaus ir neutronų apsaugos. Šiuo metu yra statomi keli didesni eksperimentiniai TOKAMAK nei START, kurių kraštinių santykis yra mažas ir plazmos srovė viršija 1 MA. Tikimasi, kad per artimiausius 5 metus eksperimentų metu bus gauta pakankamai duomenų, kad būtų galima suprasti, ar bus pasiektas laukiamas plazmos parametrų pagerėjimas ir ar pavyks kompensuoti šia kryptimi laukiamus techninius sunkumus.

Ilgalaikiai plazmos uždarymo TOKAMAK tyrimai parodė, kad energijos ir dalelių perdavimo magnetiniame lauke procesus lemia sudėtingi turbulenciniai procesai plazmoje. Ir nors plazmos nestabilumas, atsakingas už anomalius plazmos nuostolius, jau buvo nustatytas, teorinio netiesinių procesų supratimo dar nepakanka, kad būtų galima apibūdinti plazmos gyvavimo trukmę remiantis pirmaisiais principais. Todėl, norint ekstrapoliuoti plazmos gyvavimo trukmę, gautą šiuolaikiniuose įrenginiuose, į TOKAMAK reaktoriaus mastelį, šiuo metu naudojami empiriniai dėsniai - mastelio keitimas. Vienas iš šių mastelių (ITER-97(y)), gautas statistiškai apdorojant eksperimentinę duomenų bazę iš įvairių TOKAMAK, numato, kad tarnavimo laikas ilgėja didėjant plazmos dydžiui, R, plazmos srovei I p ir plazmos skerspjūvio pailgėjimui k = b/ A= 4 ir mažėja didėjant plazmos šildymo galiai, P:

t E ~ R 2 k 0,9 I р 0,9 / P 0,66

Energijos trukmės priklausomybė nuo kitų plazmos parametrų yra gana silpna. 8 paveiksle parodyta, kad šis mastelio keitimas gerai apibūdinamas beveik visuose eksperimentiniuose TOKAMAK.

8 pav. Eksperimentiškai stebimo energijos naudojimo trukmės priklausomybė nuo to, kuri buvo numatyta ITER-97(y) mastelio keitimu.
Vidutinis statistinis eksperimentinių taškų nuokrypis nuo mastelio yra 15%.
Skirtingos etiketės atitinka skirtingus TOKAMAK ir planuojamą TOKAMAK reaktorių ITER.

Šis mastelio keitimas numato, kad TOKAMAK, kuriame vyks savaiminis termobranduolinis degimas, turėtų turėti didelį 7–8 m spindulį ir 20 MA plazmos srovę. Tokiame TOKAMAK energijos tarnavimo laikas viršys 5 sekundes, o termobranduolinių reakcijų galia bus 1-1,5 GW.

1998 metais buvo baigtas TOKAMAK reaktoriaus ITER inžinerinis projektas. Darbus kartu atliko keturios šalys: Europa, Rusija, JAV ir Japonija, siekdamos sukurti pirmąjį eksperimentinį TOKAMAK reaktorių, skirtą termobranduoliniam deuterio ir tričio mišinio degimui. Pagrindiniai fiziniai ir inžineriniai įrenginio parametrai pateikti 3 lentelėje, o jo skerspjūvis – 9 pav.

9 pav. Bendras projektuojamo TOKAMAK reaktoriaus ITER vaizdas.

ITER jau turės visas pagrindines TOKAMAK reaktoriaus savybes. Jis turės visiškai superlaidžią magnetinę sistemą, vėsinamą antklodę ir apsaugą nuo neutroninės spinduliuotės bei nuotolinę įrengimo priežiūros sistemą. Daroma prielaida, kad ant pirmosios sienelės bus gauti neutronų srautai, kurių galios tankis yra 1 MW/m 2 ir bendras srautas 0,3 MW × yr/m 2 , todėl bus galima atlikti branduolinių technologijų bandymus medžiagas ir antklodinius modulius, galinčius atgaminti. tričio.

3 lentelė.
Pagrindiniai pirmojo eksperimentinio termobranduolinio TOKAMAK reaktoriaus ITER parametrai.

ITER planuojama pastatyti 2010–2011 m. Eksperimentinė programa, kuri tęsis šiame eksperimentiniame reaktoriuje apie dvidešimt metų, leis gauti plazmos fizikinius ir branduolinius technologinius duomenis, reikalingus 2030–2035 m. statybai. pirmasis demonstracinis reaktorius – TOKAMAK, kuris jau gamins elektrą. Pagrindinis ITER uždavinys bus pademonstruoti TOKAMAK reaktoriaus praktiškumą gaminant elektros energiją ir.

Kartu su TOKAMAK, kuri šiuo metu yra pažangiausia kontroliuojamos termobranduolinės sintezės įgyvendinimo sistema, yra ir kitų magnetinių spąstų, kurie sėkmingai konkuruoja su TOKAMAK.

Be TOKAMAK ir STELLARATOR, eksperimentai, nors ir mažesnio masto, tęsiami kai kuriose kitose sistemose su uždara magnetine konfigūracija. Tarp jų reikėtų atkreipti dėmesį į lauko atvirkštinius žiupsnius, SPHEROMAK ir kompaktiškus tori. Lauko atvirkštiniai gnybtai turi santykinai mažą toroidinį magnetinį lauką. SPHEROMAK arba compact tori iš viso nėra toroidinės magnetinės sistemos. Atitinkamai, visos šios sistemos žada galimybę sukurti plazmą su aukšta parametrų verte β ir todėl ateityje gali būti patrauklūs kuriant kompaktiškus branduolių sintezės reaktorius arba reaktorius, naudojant alternatyvias reakcijas, tokias kaip DHe 3 arba rB, kuriose reikalingas mažas laukas, kad būtų sumažintas magnetinis stabdymas. Dabartiniai plazmos parametrai, pasiekti šiuose spąstuose, vis dar yra žymiai mažesni nei TOKAMAKS ir STELLARATORS.

Lazerio spinduliuotės sąveikos su medžiaga tyrimas parodė, kad lazerio spinduliuotę gerai sugeria garuojanti tikslinio apvalkalo medžiaga iki reikiamų galios tankių 2÷4 · 10 14 W/cm 2 . Sugerties koeficientas gali siekti 40÷80% ir didėja mažėjant spinduliuotės bangos ilgiui. Kaip minėta aukščiau, didelį termobranduolinį išeigą galima pasiekti, jei suspaudimo metu didžioji kuro dalis lieka šalta. Tam reikia, kad suspaudimas būtų adiabatinis, t.y. Būtina vengti išankstinio taikinio įkaitinimo, kuris gali atsirasti dėl energingų elektronų generavimo, smūginių bangų ar kietų rentgeno spindulių lazerio spinduliuote. Daugybė tyrimų parodė, kad šį nepageidaujamą poveikį galima sumažinti profiliuojant spinduliuotės impulsą, optimizuojant tabletes ir sumažinus spinduliuotės bangos ilgį. 16 paveiksle, pasiskolintame iš darbo, pavaizduotos regiono ribos plokštumoje galios tankis – bangos ilgis lazeriai, tinkami taikinio suspaudimui.

16 pav. Parametrų plokštumos sritis, kurioje lazeriai gali suspausti termobranduolinius taikinius (tamsesnė).

2002 m. JAV bus pastatyta pirmoji lazerio instaliacija (NIF), kurios lazerio parametrai yra pakankami taikiniams uždegti. Įrenginys leis ištirti taikinių suspaudimo fiziką, kurios termobranduolinė galia bus 1- 20 MJ ir atitinkamai leis gauti dideles reikšmes Q>1.

Nors lazeriai leidžia atlikti laboratorinius taikinių suspaudimo ir uždegimo tyrimus, jų trūkumas yra mažas efektyvumas, kuris geriausiu atveju kol kas siekia 1-2%. Esant tokiam mažam efektyvumui, taikinio termobranduolinė išeiga turi viršyti 10 3, o tai yra labai sunki užduotis. Be to, stiklo lazeriai turi mažą impulsų pakartojamumą. Kad lazeriai veiktų kaip branduolių sintezės jėgainės reaktoriaus variklis, jų kaina turi būti sumažinta maždaug dviem dydžiais. Todėl lygiagrečiai su lazerinių technologijų plėtra mokslininkai pasuko į efektyvesnių vairuotojų – jonų pluoštų – kūrimą.

Jonų pluoštai

Šiuo metu svarstomi dviejų tipų jonų pluoštai: Li tipo lengvųjų jonų pluoštai, kurių energija siekia keliasdešimt MeV, ir sunkiųjų Pb tipo jonų pluoštai, kurių energija iki 10 GeV. Jei kalbame apie reaktorių pritaikymus, tai abiem atvejais reikia tiekti kelių MJ energiją į kelių milimetrų spindulio taikinį maždaug per 10 ns. Būtina ne tik sufokusuoti spindulį, bet ir turėti galimybę jį pravesti reaktoriaus kameroje maždaug kelių metrų atstumu nuo akceleratoriaus išėjimo iki taikinio, o tai visai nėra lengva užduotis dalelių pluoštams.

Kelių dešimčių MeV energijos šviesos jonų pluoštai gali būti sukurti gana dideliu efektyvumu. naudojant diodui įjungtą impulsinę įtampą. Šiuolaikinės impulsinės technologijos leidžia gauti galias, reikalingas taikiniams suspausti, todėl šviesos jonų pluoštai yra pigiausias kandidatas vairuotojui. Eksperimentai su lengvaisiais jonais daugelį metų buvo atliekami PBFA-11 įrenginyje Sandywood nacionalinėje laboratorijoje JAV. Sąranka leidžia sukurti trumpus (15 ns) 30 MeV Li jonų impulsus, kurių didžiausia srovė yra 3,5 MA ir bendra energija apie 1 MJ. Sferiškai simetriško diodo centre buvo patalpintas korpusas, pagamintas iš didelės Z medžiagos, kurio viduje yra taikinys, leidžiantis gaminti daug radialiai nukreiptų jonų pluoštų. Jonų energija buvo sugerta į hohlraum korpusą ir porėtą užpildą tarp taikinio ir korpuso ir buvo paversta minkštais rentgeno spinduliais, kurie suspaudė taikinį.

Tikėtasi, kad galios tankis būtų didesnis nei 5 × 10 13 W/cm 2 , reikalingas taikiniams suspausti ir uždegti. Tačiau pasiekti galios tankiai buvo maždaug eilės tvarka mažesni nei tikėtasi. Reaktorius, kuris kaip variklis naudoja lengvuosius jonus, reikalauja didžiulių greitų dalelių srautų su dideliu dalelių tankiu netoli tikslo. Tokių spindulių fokusavimas į milimetro taikinius yra nepaprastai sudėtingas uždavinys. Be to, degimo kameroje esančiose dujose bus pastebimai slopinami lengvieji jonai.

Perėjimas prie sunkiųjų jonų ir didelės dalelių energijos leidžia žymiai sušvelninti šias problemas ir ypač sumažinti dalelių srovės tankius ir taip palengvinti dalelių fokusavimo problemą. Tačiau norint gauti reikiamas 10 GeV daleles, reikalingi didžiuliai greitintuvai su dalelių akumuliatoriais ir kita sudėtinga greitinimo įranga. Tarkime, kad bendra pluošto energija yra 3 MJ, impulso laikas yra 10 ns, o sritis, į kurią turėtų būti sufokusuotas spindulys, yra apskritimas, kurio spindulys yra 3 mm. Hipotetinių tikslinių glaudinimo tvarkyklių lyginamieji parametrai pateikti 6 lentelėje.

6 lentelė.
Lyginamosios lengvųjų ir sunkiųjų jonų vairuotojų charakteristikos.

*) – tikslinėje srityje

Sunkiųjų jonų pluoštams, taip pat ir lengviesiems jonams, reikia naudoti hohlraumą, kuriame jonų energija paverčiama rentgeno spinduliuote, kuri tolygiai apšvitina patį taikinį. Sunkiojo jonų pluošto hohlraumo konstrukcija tik šiek tiek skiriasi nuo lazerio spinduliuotei skirto hohlraumo. Skirtumas tas, kad spinduliams nereikia skylių, per kurias lazerio spinduliai prasiskverbia į hohlraumą. Todėl sijų atveju naudojami specialūs dalelių absorberiai, kurie savo energiją paverčia rentgeno spinduliuote. Vienas galimas variantas parodytas 14b pav. Pasirodo, kad konversijos efektyvumas mažėja didėjant energijai ir jonams bei didėjant srities, į kurią nukreiptas spindulys, dydis. Todėl padidinti energiją ir daleles virš 10 GeV yra nepraktiška.

Šiuo metu tiek Europoje, tiek JAV nutarta pagrindines pastangas sutelkti į sunkiais jonų pluoštais pagrįstų vairuotojų kūrimą. Tikimasi, kad šios tvarkyklės bus sukurtos iki 2010–2020 m. ir, jei pasiseks, pakeis lazerius naujos kartos NIF įrenginiuose. Kol kas inercinei sintezei reikalingų greitintuvų nėra. Pagrindinis jų kūrimo sunkumas yra susijęs su poreikiu padidinti dalelių srauto tankį iki tokio lygio, kuriame erdvinis jonų krūvio tankis jau daro didelę įtaką dalelių dinamikai ir fokusavimui. Siekiant sumažinti erdvės krūvio poveikį, siūloma sukurti daug lygiagrečių pluoštų, kurie bus sujungti reaktoriaus kameroje ir nukreipti į taikinį. Įprastas linijinio greitintuvo dydis yra keli kilometrai.

Kaip reaktoriaus kameroje kelių metrų atstumu nuleisti jonų pluoštus ir sufokusuoti juos kelių milimetrų plote? Viena iš galimų schemų yra savaiminis spindulių fokusavimas, kuris gali įvykti žemo slėgio dujose. Spindulys sukels dujų jonizaciją ir kompensuojančią priešpriešinę elektros srovę, tekančią per plazmą. Azimutinis magnetinis laukas, kurį sukuria susidariusi srovė (skirtumas tarp pluošto srovės ir atvirkštinės plazmos srovės), sukels spindulinį pluošto suspaudimą ir jo fokusavimą. Skaitmeninis modeliavimas rodo, kad iš esmės tokia schema yra įmanoma, jei dujų slėgis palaikomas norimame 1-100 Torr diapazone.

Ir nors sunkieji jonų pluoštai suteikia galimybę sukurti veiksmingą branduolių sintezės reaktoriaus variklį, jie susiduria su didžiuliais techniniais iššūkiais, kuriuos dar reikia įveikti, kol bus pasiektas tikslas. Termobranduolinėms reikmėms reikalingas greitintuvas, kuris sukurtų 10 GeV jonų spindulį, kurio didžiausia srovė būtų kelios dešimtys erdvėlaivių, o vidutinė galia – apie 15 MW. Tokio greitintuvo magnetinės sistemos tūris yra panašus į TOKAMAK reaktoriaus magnetinės sistemos tūrį, todėl galima tikėtis, kad jų sąnaudos bus tokios pat eilės.

Impulsinio reaktoriaus kamera

Skirtingai nuo magnetinės sintezės reaktoriaus, kur reikalingas didelis vakuumas ir plazmos grynumas, tokie reikalavimai nekeliami impulsinio reaktoriaus kamerai. Pagrindiniai technologiniai sunkumai kuriant impulsinius reaktorius yra vairuotojų technologijos srityje, kuriant tikslius taikinius ir sistemas, kurios leidžia tiekti ir kontroliuoti taikinio padėtį kameroje. Pati impulsinio reaktoriaus kamera yra gana paprastos konstrukcijos. Dauguma projektų apima skystos sienelės, sukurtos atviru aušinimo skysčiu, naudojimą. Pavyzdžiui, HYLIFE-11 reaktoriaus konstrukcijoje naudojama išlydyta druska Li 2 BeF 4, skysta uždanga, iš kurios supa zoną, į kurią patenka taikiniai. Skysčio sienelė sugers neutronų spinduliuotę ir nuplaus taikinių likučius. Jis taip pat slopina mikro sprogimų slėgį ir tolygiai perkelia jį į pagrindinę kameros sienelę. Būdingas išorinis kameros skersmuo – apie 8 m, aukštis – apie 20 m.

Apskaičiuota, kad bendras aušinimo skysčio srautas yra apie 50 m 3 /s, o tai yra gana įmanoma. Daroma prielaida, kad be pagrindinio, stacionaraus srauto, kameroje bus padaryta impulsinė skysčio sklendė, kuri atsidarys sinchronizuotai su taikinio tiekimu maždaug 5 Hz dažniu, kad perduotų sunkiųjų jonų spindulį.

Reikalingas taikinio šėrimo tikslumas yra milimetrų dalys. Akivaizdu, kad pasyviai tiekti taikinį per kelių metrų atstumą tokiu tikslumu kameroje, kurioje kils turbulentinių dujų srautai, sukelti ankstesnių taikinių sprogimų, yra praktiškai neįmanoma užduotis. Todėl reaktoriui reikės valdymo sistemos, leidžiančios sekti taikinio padėtį ir dinamiškai fokusuoti spindulį. Iš esmės tokia užduotis yra įmanoma, tačiau tai gali labai apsunkinti reaktoriaus valdymą.

„Lockheed Martin pradėjo kurti kompaktišką termobranduolinį reaktorių... Bendrovės tinklalapyje rašoma, kad pirmasis prototipas bus pastatytas per metus. Jei tai pasitvirtins, po metų gyvensime visiškai kitame pasaulyje“, – taip prasideda vienas iš „Palėpės“. Nuo jo paskelbimo praėjo treji metai, o pasaulis nuo to laiko taip ir nepasikeitė.

Šiandien atominių elektrinių reaktoriuose energija susidaro irstant sunkiems branduoliams. Termobranduoliniuose reaktoriuose energija gaunama branduolių sintezės procese, kurio metu susidaro mažesnės masės branduoliai nei pirminių suma, o „likutis“ prarandamas energijos pavidalu. Branduolinių reaktorių atliekos yra radioaktyvios, o jų saugus šalinimas – didelis galvos skausmas. Branduolinės sintezės reaktoriai neturi šio trūkumo, be to, naudojamas plačiai prieinamas kuras, pavyzdžiui, vandenilis.

Jie turi tik vieną didelę problemą – pramoninio dizaino dar nėra. Užduotis nelengva: termobranduolinėms reakcijoms kuras turi būti suspaustas ir įkaitintas iki šimtų milijonų laipsnių – karščiau nei Saulės paviršiuje (kur termobranduolinės reakcijos vyksta natūraliai). Tokią aukštą temperatūrą pasiekti sunku, bet įmanoma, tačiau toks reaktorius sunaudoja daugiau energijos nei pagamina.

Tačiau jie vis dar turi tiek daug potencialių pranašumų, kad, žinoma, kūrime dalyvauja ne tik „Lockheed Martin“.

ITER

ITER yra didžiausias šios srities projektas. Jame dalyvauja Europos Sąjunga, Indija, Kinija, Korėja, Rusija, JAV ir Japonija, o pats reaktorius nuo 2007 m. statomas Prancūzijos teritorijoje, nors jo istorija siekia daug gilesnę praeitį: Reiganas ir Gorbačiovas susitarė dėl jo sukūrimo m. 1985 m. Reaktorius yra toroidinė kamera, „spurga“, kurioje plazmą laiko magnetiniai laukai, todėl jis vadinamas tokamaku. Tai roidinis ka matuoti su ma supuvęs Į atushki. Energiją reaktorius generuos susiliedamas vandenilio izotopams – deuterio ir tričio.

Planuojama, kad ITER gaus 10 kartų daugiau energijos nei suvartoja, tačiau tai įvyks dar negreitai. Iš pradžių buvo planuota, kad reaktorius eksperimentiniu režimu pradės veikti 2020 m., tačiau vėliau ši data buvo nukelta į 2025 m. Tuo pačiu metu pramoninė energijos gamyba prasidės ne anksčiau kaip 2060 m., o šios technologijos plitimo galime tikėtis tik XXI amžiaus pabaigoje.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X yra didžiausias stelaratoriaus tipo branduolių sintezės reaktorius. Stellaratorius išsprendžia tokamakus kamuojančią problemą – plazmos „plitimą“ iš toro centro į jo sienas. Tai, su kuo tokamakas bando susidoroti dėl magnetinio lauko galios, stellaratorius išsprendžia dėl savo sudėtingos formos: magnetinis laukas, laikantis plazmą, pasilenkia, kad sustabdytų įkrautų dalelių judėjimą.

„Wendelstein 7-X“, kaip tikisi jo kūrėjai, 21-oje galės veikti pusvalandį, o tai suteiks „bilietą į gyvenimą“ panašaus dizaino termobranduolinių stočių idėjai.

Nacionalinė uždegimo įstaiga

Kito tipo reaktoriuose kurui suspausti ir šildyti naudojami galingi lazeriai. Deja, didžiausias lazerinis įrenginys termobranduolinei energijai gaminti – Amerikos NIF – nesugebėjo pagaminti daugiau energijos nei sunaudoja.

Kuris iš visų šių projektų tikrai pakils, o kurio ištiks toks pat likimas kaip NIF, sunku nuspėti. Viskas, ką galime padaryti, tai laukti, tikėtis ir sekti naujienas: 2020-ieji žada būti įdomus metas branduolinei energetikai.

„Branduolinės technologijos“ – vienas iš NTI moksleivių olimpiados profilių.