Знаймо

Додати знання

приховати рекламу



Цей текст може містити помилки.

Керований термоядерний синтез



План:


Введення

Сонце - природний термоядерний реактор

Керований термоядерний синтез (УТС) - синтез більш важких атомних ядер з легших з метою отримання енергії, який, на відміну від вибухового термоядерного синтезу (використовуваного в термоядерних вибухових пристроях), носить керований характер. Керований термоядерний синтез відрізняється від традиційної ядерної енергетики тим, що в останній використовується реакція розпаду, в ході якої з важких ядер виходять більш легкі ядра. В основних ядерних реакціях, які планується використовувати в цілях здійснення керованого термоядерного синтезу, будуть застосовуватися дейтерій (2 H) і тритій (3 H), а в більш віддаленій перспективі гелій-3 (3 He) і бор-11 (11 B).


1. Історія проблеми

Вперше задачу з керованого термоядерного синтезу в Радянському Союзі сформулював і запропонував для неї деякий конструктивне рішення радянський фізик Лаврентьєв О. А. [1] [2]. Крім нього важливий внесок у вирішення проблеми внесли такі видатні фізики, як А. Д. Сахаров і І. Є. Тамм [1] [2], а також Л. А. Арцимович, який очолював радянську програму з керованого термоядерного синтезу з 1951 року.

Історично питання керованого термоядерного синтезу на світовому рівні виник в середині XX століття. Відомо, що І. В. Курчатов в 1956 висловив пропозицію про співпрацю вчених-атомників різних країн у вирішенні цієї наукової проблеми. Це сталося під час відвідування Британського ядерного центру "Харуелле" (англ.) [3].


2. Типи реакцій

Реакція синтезу полягає в наступному: два або більше атомних ядра в результаті застосування деякої сили зближуються настільки, щоб сили, що діють на таких відстанях, переважали над силами кулонівського відштовхування між однаково зарядженими ядрами, внаслідок чого формується нове ядро. При створенні нового ядра виділиться велика енергія сильної взаємодії. За відомою формулою E = mc , визволивши енергію, система нуклонів втратить частину своєї маси. Атомні ядра, які мають невеликий електричний заряд, простіше звести на потрібну відстань, тому важкі ізотопи водню є одними з кращих видів палива для реакції синтезу.

Встановлено, що суміш двох ізотопів, дейтерію та тритію, вимагає найменше енергії для реакції синтезу в порівнянні з енергією, що виділяється під час реакції. Однак, хоча суміш дейтерію та тритію (DT) є предметом більшості досліджень синтезу, вона в жодному разі не є єдиним видом потенційного пального. Інші суміші можуть бути простіше у виробництві; їхня реакція може надійніше контролюватися, або, що більш важливо, виробляти менше нейтронів. Особливий інтерес викликають так звані "безнейтронние" реакції, оскільки успішне промислове використання такого пального означатиме відсутність довготривалого радіоактивного забруднення матеріалів та конструкції реактора, що, в свою чергу, могло б позитивно вплинути на громадську думку та на загальну вартість експлуатації реактора, суттєво зменшивши витрати на його декоміссію. Проблемою залишається те, що реакцію синтезу з використанням альтернативних видів пального набагато складніше підтримувати, тому DT реакція вважається тільки необхідним першим кроком.

Схема реакції дейтерій-тритій

Керований термоядерний синтез може використовувати різні види термоядерних реакцій в залежності від виду застосовуваного палива.


2.1. Реакція дейтерій + тритій (Паливо DT)

Сама легко здійсненна реакція - дейтерій + тритій :

2 H + 3 H = 4 He + n при енергетичному виході 17,6 МеВ ( мегаелектронвольт).

Така реакція найбільш легко здійсненна з точки зору сучасних технологій, дає значний вихід енергії, паливні компоненти дешеві. Недолік - вихід небажаної нейтронної радіації.

Два ядра : дейтерію та тритію зливаються, з утворенням ядра гелію ( альфа-частинки) і високоенергетичного нейтрона :
{} ^ {2} _ {1} \ mbox {H} + {} ^ {3} _ {1} \ mbox {H} \ rightarrow {} ^ {4} _ {2} \ mbox {He} + { } ^ {1} _ {0} \ mbox {n} + 17,6 \ mbox {MeV}.
Токамак (тороїдальне камера з магнітними котушками) - тороїдальне установка для магнітного утримання плазми. Плазма утримується не стінками камери, які не здатні витримати її температуру, а спеціально створюваним магнітним полем. Особливістю токамака є використання електричного струму, що протікає через плазму для створення тороїдального поля, необхідного для рівноваги плазми.

2.2. Реакція дейтерій + гелій-3

Істотно складніше, на межі можливого, здійснити реакцію дейтерій + гелій-3

2 H + 3 He = 4 He + p при енергетичному виході 18,4 МеВ.

Умови її досягнення значно складніше. Гелій-3, крім того, є рідкісним і надзвичайно дорогим ізотопом. У промислових масштабах в даний час не проводиться. Однак може бути отриманий з тритію, одержуваного в свою чергу на атомних електростанціях; або здобутий на Місяці.

Складність проведення термоядерної реакції можна характеризувати потрійним твором nT τ (Щільність на температуру на час утримання). За цим параметром реакція D-3 He приблизно в 100 разів складніше, ніж DT.


2.3. Реакція між ядрами дейтерію (DD, монотопліво)

Також можливі реакції між ядрами дейтерію, вони йдуть трохи важче реакції за участю гелію-3 :

\ Mathrm {D} + \ mathrm {D} \ \ rightarrow \ \ mathrm {p} + \ mathrm {T} + 4 {,} 032 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {D} + \ mathrm {D} \ \ rightarrow \ \ mathrm {n} + {} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + 3 {,} 268 \; \ mathrm {MeV}.

На додаток до основної реакції в ДД-плазмі також відбуваються:

\ Mathrm {p} + \ mathrm {D} \ \ rightarrow \ {} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + \ gamma + 5 {,} 4 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {p} + \ mathrm {T} \ \ rightarrow \ {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + \ gamma + 19 {,} 814 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {D} + \ mathrm {T} \ \ rightarrow \ \ mathrm {n} + {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 17 {,} 589 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {D} + \! ^ 3 \ mathrm {He} \ \ rightarrow \ \ mathrm {p} + {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 18 {,} 353 \; \ mathrm {MeV}.
{} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + \! ^ 3 \ mathrm {He} \ \ rightarrow \ 2 \, \ mathrm {p} + \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 12 {,} 86 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {T} + \ mathrm {T} \ \ rightarrow \ 2 \, \ mathrm {n} + {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 11 {,} 332 \; \ mathrm {MeV} .

Ці реакції повільно протікають паралельно з реакцією дейтерій + гелій-3, а утворилися в ході них тритій і гелій-3 з великою ймовірністю негайно реагують з дейтерієм.


2.4. Інші типи реакцій

Можливі й деякі інші типи реакцій. Вибір палива залежить від багатьох факторів - його доступності й дешевизни, енергетичного виходу, легкості досягнення потрібних для реакції термоядерного синтезу умов (в першу чергу, температури), необхідних конструктивних характеристик реактора і т. д.

2.4.1. "Безнейтронние" реакції

Найбільш перспективні так звані "безнейтронние" реакції, так як породжуваний термоядерним синтезом нейтронний потік (наприклад, у реакції дейтерій-тритій) забирає значну частину потужності і породжує наведену радіоактивність в конструкції реактора. Реакція дейтерій + гелій-3 є перспективною в тому числі й через відсутність нейтронного виходу.

\ Mathrm {D} + \! ^ 3 \ mathrm {He} \ \ rightarrow \ \ mathrm {p} + {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 18 {,} 353 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {D} + \! ^ 6 \ mathrm {Li} \ \ rightarrow \ 2 \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 22 {,} 4 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {p} + \! ^ 6 \ mathrm {Li} \ \ rightarrow {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + {} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + 4 {,} 0 \; \ mathrm {MeV} .
{} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + \! ^ 6 \ mathrm {Li} \ \ rightarrow \ \ mathrm {p} + 2 \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 16 {,} 9 \; \ mathrm {MeV}.
{} ^ 3 \! \, \ Mathrm {He} + \! ^ 3 \ mathrm {He} \ \ rightarrow \ 2 \, \ mathrm {p} + \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 12 {,} 86 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {p} + \! ^ 7 \ mathrm {Li} \ \ rightarrow \ 2 \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 17 {,} 2 \; \ mathrm {MeV}.
\ Mathrm {p} + \! ^ 1 \! ^ 1 \ mathrm {B} \ \ rightarrow \ 3 \, {} ^ 4 \! \, \ Mathrm {He} + 8 {,} 7 \; \ mathrm {MeV}.

2.4.2. Реакції на легкому водні

Варто зазначити, що протон-протонні реакції синтезу, що йдуть в зірках, не розглядаються як перспективний термоядерне пальне. Протон-протонні реакції йдуть через слабка взаємодія з випромінюванням нейтрино, і з цієї причини вимагають астрономічних розмірів реактора для скільки-небудь помітного енерговиділення.

p + p → D + e + + ν e + 0.4 Мев

3. Умови

Ядерна реакція літію-6 з дейтерієм 6 Li (d, α) α

Керований термоядерний синтез можливий при одночасному виконанні двох умов:

  • Швидкість співудару ядер відповідає температурі плазми:
T > 10 8 K (для реакції DT).
n τ > 10 14 см -3 с (для реакції DT),

де n - Щільність високотемпературної плазми, τ - Час утримання плазми в системі.

Від значення цих двох критеріїв в основному залежить швидкість протікання тієї чи іншої термоядерної реакції.

В даний час (2011) керований термоядерний синтез ще не здійснено в промислових масштабах. Будівництво міжнародного експериментального термоядерного реактора (ITER) знаходиться в початковій стадії.


3.1. Термоядерна енергетика і гелій-3

Запаси гелію-3 на Землі складають в атмосфері близько 50 000 т і набагато більше в літосфері, на Місяці він знаходиться в значній кількості: до 10 млн тонн (за мінімальними оцінками - 500 тисяч тонн [джерело не вказано 348 днів]). У той же час його можна легко отримувати і на Землі з широко поширеного в природі літію-6 на існуючих ядерних реакторах поділу.

В даний час контрольована термоядерна реакція здійснюється шляхом синтезу дейтерію 2 H і тритію 3 H з виділенням гелію-4 4 He і "швидкого" нейтрона n :

2 H + 3 H → 4 He (3,5 МеВ) + n (14,1 МеВ).

Однак при цьому велика частина (понад 80%) виділяється кінетичної енергії припадає саме на нейтрон. В результаті зіткнень осколків з іншими атомами ця енергія перетворюється в теплову. Крім цього, швидкі нейтрони створюють значну кількість радіоактивних відходів. На відміну від цього, синтез дейтерію і гелію-3 майже не виробляє радіоактивних продуктів:

2 H + 3 He → 4 He (3,7 МеВ) + p (14,7 МеВ), де p - протон.

Це дозволяє використовувати більш прості та ефективні системи перетворення кінетичної реакції синтезу, такі як магнітогідродинамічний генератор.


4. Конструкції реакторів

Існують дві принципові схеми здійснення керованого термоядерного синтезу, розробки яких продовжуються в даний час (2011):

  1. Квазістаціонарні системи ( \ Tau \ ge 1 c, n \ ge 10 ^ {14} cm ^ {-3} \, \! ) В яких нагрів та утримання плазми здійснюється магнітним полем при відносно низькому тиску і високій температурі. Для цього застосовуються реактори у вигляді токамаков, стеллараторов (торсатронов) і дзеркальних пасток, які відрізняються конфігурацією магнітного поля. До квазістаціонарним реакторам відноситься реактор ITER, що має конфігурацію токамака.
  2. Імпульсні системи ( \ Tau \ sim 10 ^ {-8} c, n \ ge 10 ^ {22} cm ^ {-3} \, \! ). У таких системах керований термоядерний синтез здійснюється шляхом короткочасного нагріву невеликих мішеней, що містять дейтерій і тритій, надпотужними лазерними променями або пучками високоенергічних часток ( іонів, електронів). Таке опромінення викликає послідовність термоядерних мікровзривов.

Перший вид термоядерних реакторів набагато краще розроблений і вивчений, ніж другий.

В ядерної фізики, при дослідженнях термоядерного синтезу, для утримання плазми в деякому обсязі використовується магнітна пастка - пристрій, що утримує плазму від контакту з елементами термоядерного реактора. Магнітна пастка використовується в першу чергу як теплоізолятор. Принцип утримання плазми заснований на взаємодії заряджених частинок з магнітним полем, а саме на спіральному обертанні заряджених частинок вздовж силових ліній магнітного поля. Однак, намагнічена плазма дуже нестабільна. В результаті зіткнень заряджені частинки прагнуть покинути магнітне поле. Тому для створення ефективної магнітної пастки використовуються потужні електромагніти, яке споживає величезну кількість енергії або застосовують надпровідники. [джерело не вказано 417 днів]


4.1. Радіаційна безпека

Термоядерний реактор набагато безпечніше ядерного реактора в радіаційному відношенні. Перш за все, кількість знаходяться в ньому радіоактивних речовин порівняно невелика. Енергія, яка може виділитися в результаті якої-небудь аварії, теж мала і не може привести до руйнування реактора. При цьому в конструкції реактора є кілька природних бар'єрів, що перешкоджають поширенню радіоактивних речовин. Наприклад, вакуумна камера і оболонка кріостата повинні бути герметичними, інакше реактор просто не зможе працювати. Тим не менш, при проектування ITER велика увага приділялася радіаційної безпеки як при нормальній експлуатації, так і під час можливих аварій.

Є декілька джерел можливого радіоактивного забруднення:

  • радіоактивний ізотоп водню - тритій;
  • наведена радіоактивність в матеріалах установки в результаті опромінення нейтронами;
  • радіоактивний пил, що утворюється в результаті впливу плазми на першу стінку;
  • радіоактивні продукти корозії, які можуть утворюватися в системі охолодження.

Для того, щоб запобігти поширенню тритію і пилу, якщо вони вийдуть за межі вакуумної камери і кріостата, необхідна спеціальна система вентиляції яка повинна підтримувати в будівлі реактора знижений тиск. Тому з будівлі не буде витоків повітря, окрім як через фільтри вентиляції.

При будівництві реактора, ITER наприклад, де тільки можливо, будуть застосовуватися матеріали, вже випробувані в ядерній енергетиці. Завдяки цьому, наведена радіоактивність буде порівняно невеликою. Зокрема, навіть у разі відмови систем охолодження, природною конвекції буде достатньо для охолодження вакуумної камери і інших елементів конструкції.

Оцінки показують, що навіть у разі аварії радіоактивні викиди не будуть представляти небезпеку для населення і не викличуть необхідності евакуації.


5. Цикл палива

Реактори першого покоління будуть, найімовірніше, працювати на суміші дейтерію та тритію. Нейтрони, які з'являються в процесі реакції, поглинуть захистом реактора, а тепло, що виділяється буде використовуватися для нагрівання теплоносія в теплообміннику, і ця енергія, в свою чергу, буде використовуватися для обертання генератора.

{} ^ 6_3 \ mathrm {Li} \ + \ ^ 1_0 \ mathrm {n} \ \ rightarrow \ ^ 3_1 \ mathrm {T} \ + \ ^ 4_2 \ mathrm {He} .
{} ^ 7_3 \ mathrm {Li} \ + \ ^ 1_0 \ mathrm {n} \ \ rightarrow \ ^ 3_1 \ mathrm {T} \ + \ ^ 4_2 \ mathrm {He} + \ ^ 1_0 \ mathrm {n} .

Реакція з 6 Li є екзотермічної, забезпечуючи отримання невеликий енергії для реактора. Реакція з 7 Li є ендотермічної - але не споживає нейтронів [4]. Принаймні, деякі реакції 7 Li необхідні для заміни нейтронів, втрачених в реакції з іншими елементами. Більшість конструкцій реактора використовують природні суміші ізотопів літію.

Це паливо має ряд недоліків:

  • Реакція продукує значну кількість нейтронів, які активують (радіоактивно заражають) реактор і теплообмінник. Нейтронне опромінення під час DT реакції настільки велике, що після першої серії тестів на JET, найбільшому реакторі на сьогоднішній день на такому паливі, реактор став настільки радіоактивним, що для завершення річного циклу тестів довелося розробити роботизовану систему дистанційного обслуговування. [джерело не вказано 760 днів]
  • Потрібні заходи для захисту від можливого витоку радіоактивного тритію.
  • Тільки близько 20% енергії синтезу виділяється у формі заряджених часток (решта - нейтрони), що обмежує можливість прямого перетворення енергії синтезу в електроенергію [5].
  • Використання DT реакції залежить від наявних запасів літію, які значно менше ніж запаси дейтерію.

Існують, в теорії, альтернативні види палива, які позбавлені зазначених недоліків. Але їх використанню перешкоджає фундаментальне фізичне обмеження. Щоб отримати достатню кількість енергії із реакції синтезу, необхідно утримувати достатньо щільну плазму при температурі синтезу (10 8 K) протягом певного часу. Цей фундаментальний аспект синтезу описується добутком густини плазми n на час утримання нагрітої плазми τ , Що потрібно для досягнення точки рівноваги. Твір n τ залежить від типу пального і є функцією температури плазми. З усіх видів пального дейтерій-тритієва суміш вимагає найнижчого значення n τ , Щонайменше на порядок, і найнижчу температуру реакції, щонайменше в 5 разів. Таким чином, DT реакція є необхідним першим кроком, однак використання інших видів пального залишається важливою метою досліджень. [джерело не вказано 417 днів]


6. Реакція синтезу в якості промислового джерела електроенергії

Енергія синтезу розглядається багатьма дослідниками (зокрема, Крістофером Ллуеллін-Смітом) як "природного" джерела енергії в довгостроковій перспективі. Прихильники комерційного використання термоядерних реакторів для виробництва електроенергії наводять такі аргументи на їх користь:

  • Практично невичерпні запаси пального ( водень).
  • Паливо можна добувати з морської води на будь-якому узбережжі світу, що робить неможливим монополізацію паливних ресурсів однієї або групою країн.
  • Неможливість некерованої реакції синтезу.
  • Відсутність продуктів згоряння.
  • Немає необхідності використовувати матеріали, які можуть бути використані для виробництва ядерних вибухових пристроїв, таким чином виключається можливість саботажу і тероризму. [джерело не вказано 760 днів]
  • У порівнянні з ядерними реакторами виробляються радіоактивні відходи з коротким періодом напіврозпаду [6].
  • За допомогою обчислень можна провести оцінку, що наперсток, наповнений дейтерієм, виробляє енергію, еквівалентну 20 тоннам вугілля. Озеро середнього розміру в змозі забезпечити будь-яку країну енергією на сотні років. Однак слід зауважити, що існуючі дослідницькі реактори спроектовано для досягнення прямий дейтериево-тритиевой (DT) реакції, цикл пального якої вимагає використання літію для виробництва тритію, тоді як заяви про невичерпність енергії стосуються використання дейтериево-дейтерієвої (DD) реакції у другому поколінні реакторів. [джерело не вказано 760 днів]
  • Так само, як і реакція розпаду, реакція синтезу не виробляє вуглекислотних викидів в атмосферу, які є головним внеском в глобальне потепління. Це є значною перевагою, оскільки використання викопних палив для виробництва електроенергії має своїм наслідком те, що, наприклад, в США виробляється 29 кг CO 2 (один з основних газів, які можуть вважатися причиною глобального потепління) на жителя США на день. [джерело не вказано 760 днів]
  • На відміну від неядерних електростанцій на поновлюваних джерелах енергії, термоядерні реактори можна встановлювати де завгодно (у тому числі на транспорті: судна, літаки і навіть автомобілі), в яких завгодно кількостях і без серйозної шкоди для навколишнього середовища (затоплення водосховищ, ураження птахів лопатями вітрових електростанцій ...). [джерело не вказано 760 днів]
  • У космосі ж вони зовсім незамінні, тому що далі пояса астероїдів і, тим більше, на нічних сторонах планет сонячні батареї неефективні, хімічні палива незастосовні зовсім, традиційне ядерне паливо є далеко не скрізь, а ось водень удосталь. [джерело не вказано 760 днів]

7. Вартість електроенергії в порівнянні з традиційними джерелами

Критики вказують, що питання про рентабельність ядерного синтезу у виробництві електроенергії в загальних цілях залишається відкритим. У тому ж дослідженні, проведеному на замовлення Бюро науки і техніки британського парламенту, вказується, що собівартість виробництва електроенергії з використанням термоядерного реактора буде, ймовірно, у верхній частині спектру вартості традиційних джерел енергії. Багато буде залежати від доступної в майбутньому технології, структури і регулювання ринку. Вартість електроенергії безпосередньо залежить від ефективності використання, тривалості експлуатації і вартості декоміссіі реактора [7].

Окремо стоїть питання вартості досліджень. Країни Євросоюзу витрачають близько 200 млн євро щорічно на дослідження, і прогнозується, що потрібно ще кілька десятиліть, поки промислове використання ядерного синтезу стане можливим. Прихильники альтернативних неядерних джерел електроенергії вважають, що було б доцільніше спрямувати ці кошти на впровадження відновлювальних джерел електроенергії. [джерело не вказано 760 днів]


8. Доступність комерційної енергії ядерного синтезу

Незважаючи на поширений оптимізм (з початку перших досліджень 1950-х років), істотні перешкоди між сьогоднішнім розумінням процесів ядерного синтезу, технологічними можливостями та практичним використанням ядерного синтезу досі не подолані. Незрозумілим є навіть те, наскільки може бути рентабельним виробництво електроенергії з використанням термоядерного синтезу. Хоча спостерігається постійний прогрес в дослідженнях, дослідники раз у раз стикаються з новими проблемами. Наприклад, проблемою є розробка матеріалу, здатного витримати нейтронну бомбардування, яка, як оцінюється, повинна бути в 100 разів інтенсивніше, ніж у традиційних ядерних реакторах. Тяжкість проблеми посилюється тим, що перетин взаємодії нейтронів з ядрами із зростанням енергії перестає залежати від числа протонів і нейтронів і прагне до перетину атомного ядра - і для нейтронів енергією 14 МеВ просто не існує ізотопу з досить малим перерізом взаємодії. Це обумовлює необхідність дуже частої заміни конструкцій DT і DD реактора і знижує його рентабельність настільки, що вартість конструкцій реакторів із сучасних матеріалів для цих двох типів виявляється більше вартості виробленої на них енергії. Рішення можливі трьох типів [джерело не вказано 417 днів] :

  1. Відмова від чистого ядерного синтезу і вживання його як джерело нейтронів для розподілу урану або торію.
  2. Відмова від DT і DD синтезу на користь інших реакцій синтезу (наприклад D-He).
  3. Різке здешевлення конструкційних матеріалів або розробка процесів їх відновлення після опромінення. Потрібні також гігантські вкладення в матеріалознавство, але перспективи невизначені.

Побічні реакції DD (3%) при синтезі D-He ускладнюють виготовлення рентабельних конструкцій для реактора, але не неможливі на сучасному технологічному рівні.

Розрізняють такі фази досліджень:

1. Рівновага або режим "перевалу" (Break-even): коли загальна енергія, що виділяється в процесі синтезу, дорівнює загальній енергії, витраченої на запуск і підтримку реакції. Це співвідношення позначають символом Q .

2. Палаюча плазма (Burning Plasma): проміжний етап, на якому реакція буде підтримуватися головним чином альфа-частинками, які продукуються в процесі реакції, а не зовнішнім підігрівом. Q ≈ 5. До цих пір (2010) не досягнуто.

3. Запалення (Ignition): стабільна самопідтримується реакція. Повинна досягатися при великих значеннях Q . Досі не досягнуто.

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

Наступним кроком в дослідженнях повинен стати Міжнародний термоядерний експериментальний реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На цьому реакторі планується провести дослідження поведінки високотемпературної плазми (палаюча плазма з Q ~ 30) і конструктивних матеріалів для промислового реактора.

Остаточною фазою досліджень стане DEMO : прототип промислового реактора, на якому буде досягнуто запалення, та продемонстровано практична придатність нових матеріалів. Найбільш оптимістичні прогнози завершення фази DEMO: 30 років. Враховуючи орієнтовний час на побудову та введення в експлуатацію промислового реактора, нас відділяє ~ 40 років від промислового використання термоядерної енергії. [джерело не вказано 760 днів]


9. Існуючі токамаки

Всього в світі було побудовано близько 300 токамаков. Нижче перераховані найбільш великі з них.

  • СРСР і Росія
    • Т-3 - перший функціональний апарат.
    • Т-4 - збільшений варіант Т-3
    • Т-7 - унікальна установка, в якій вперше у світі реалізована відносно велика магнітна система зі надпровідним соленоїдом на базі ніобіту олова, охолоджуваного рідким гелієм. Головне завдання Т-7 була виконана: підготовлена ​​перспектива для наступного покоління надпровідних соленоїдів термоядерної енергетики.
    • Т-10 і PLT - наступний крок у світових термоядерних дослідженнях, вони майже однакового розміру, рівної потужності, з однаковим фактором утримання. І отримані результати ідентичні: на обох реакторах досягнута заповітна температура термоядерного синтезу, а відставання по умовою Лоусона - всього у двісті разів.
    • Т-15 - реактор сьогоднішнього дня зі надпровідним соленоїдом, що дає поле напруженістю 3,6 Тл.
  • Лівія
    • ТМ-4А
  • Європа і Велика Британія
    • JET (Англ.) ( Joint European Torus) - найбільший в світі діючий токамак, створений організацією Євратом у Великобританії. В ньому використаний комбінований нагрівання: 20 Мвт - нейтральна інжекція, 32 Мвт - іонно-циклотронний резонанс. У підсумку, критерій Лоусона лише в 4-5 разів нижче рівня запалювання.
    • Tore Supra (Фр.) [1] (Англ.) - Токамак з надпровідними котушками, один з найбільших у світі. Знаходиться в дослідницькому центрі Кадараш ( Франція).
  • США
    • TFTR (Англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - найбільший токамак США (у Прінстонському університеті) з додатковим нагріванням швидкими нейтральними частками. Досягнутий високий результат: критерій Лоусона при істинно термоядерній температурі усього в 5,5 рази нижче порога запалювання. Закрито в 1997 р.
    • NSTX (Англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферичний токамак (сферомак) працює в даний час в Прінстонському університеті. Перша плазма в реакторі отримана в 1999 році, через два роки після закриття TFTR.
    • Alcator C-Mod (Англ.) - Один з трьох найбільших токамаков в США (два інших - NSTX і DIII-D), Alcator C-Mod характеризується найвищим магнітним полем і тиском плазми в світі. Працює з 1993 р.
    • DIII-D (Англ.) - Токамак США, створений і працює в компанії General Atomic в Сан-Дієго.
  • Китай
    • EAST - Експериментальний вдосконалений надпроводяться токамак (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, EAST). Є глибокою модернізацією Російської токамака HT-7. Працює в рамках міжнародного проекту ITER. Перші успішні випробування були проведені влітку 2006 року. Належить Інституту фізики плазми Китайської академії наук. Розташований у місті Хефей, провінції Аньхой. На цьому реакторі в 2007 році був проведений перший в світі "беззбитковий" термоядерний синтез, з точки зору співвідношення витраченої / отриманої енергії. На даний момент це співвідношення становить 1:1,25. У найближчому майбутньому планується довести це співвідношення до 1:50. [8]

Цей текст може містити помилки.

Схожі роботи | скачати

Схожі роботи:
Інерційних керований термоядерний синтез
Термоядерний ракетний двигун
Органічний синтез
Синтез-газ
Нафтохімічний синтез
Синтез мови
Гранулярний синтез
Повний синтез
Хімічний синтез
© Усі права захищені
написати до нас
Рейтинг@Mail.ru