ГОУ Гимназия №1505
«Московская городская педагогическая гимназия-лаборатория»
Реферат
Энергетика будущего. Термоядерный синтез.
автор: ученик 9 класса «Б»
Журавлев Дмитрий
Руководитель: Ветюков Д.А.
Москва
2013
Оглавление.
Введение.
Термоядерный синтез, что это?
Условия протекания термоядерных реакций.
Основные проблемы, связанные с осуществлением термоядерных реакций.
Осуществление управляемых термоядерных реакций в установках типа «ТОКАМАК».
Проект ИТЕР.
Современные исследования плазмы и термоядерных реакций.
Заключение.
Литература.
Словарь.
Преимущества синтеза.
практически неисчерпаемые запасы топлива (водород). Например, количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 ГВт составляет 10000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D + T. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Это делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран;
отсутствие продуктов сгорания;
нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом, исключается случаи саботажа и терроризма;
по сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада;
реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление.
Введение.
В настоящее время человечество не может представить свою жизнь без электроэнергии. Но традиционные способы получения электроэнергии не дешевые: только представить возведение ГЭС или реактора АЭС. Ученые 20-го века нашли способ получения электроэнергии из вещества, количество которого на Земле не ограничено. Термоядерные реакции протекают при распаде дейтерия и трития. В одном литре воды содержится дейтерия столько, что при термоядерном синтезе может выделиться столько энергии, сколько получается при сжигании 200 литров бензина. То есть можно сделать вывод, что вода - это неограниченный источник энергии.
Если бы получение энергии с помощью термоядерного синтеза было бы настолько просто, как при помощи ГЭС, то человечество никогда не испытывало бы кризиса в энергетике. Для получения энергии таким способом необходима температура, эквивалентная температуре в центре солнца. Где взять такую температуру, насколько выгодна такая добыча энергии и безопасна ли такая установка? На эти вопросы будет дан ответ в этой работе.
Цель работы: изучение свойств и проблем термоядерного синтеза.
Термоядерная реакция.
Термоядерная реакция — это реакция синтеза легких ядер в более тяжелые.
Для ее осуществления необходимо, чтобы исходные нуклоны или легкие ядра сблизились до расстояний, равных или меньших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний 10-15 м). Такому взаимному сближению ядер препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для возникновения реакции синтеза необходимо нагреть вещество большой плотности до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов Цельсий), чтобы кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания. При таких температурах вещество существует в виде плазмы. Поскольку синтез может происходить только при очень высоких температурах, ядерные реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme "тепло, жар").
В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Например, в реакции синтеза дейтерия с образованием гелия, выделяется 3,2 МэВ энергии:
21D+ 21D→ 32He+ 10n
В реакции синтеза дейтерия с образованием трития, выделяется 4,0 МэВ энергии:
21D+ 21D→ 31T+ 11p
В реакции синтеза дейтерия и трития с образованием гелия, выделяется 17,6 МэВ энергии:
21D+ 31T→ 42He+ 10n
В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия 2H и трития 3H. Запасов дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития (для получения трития) вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет.
Однако при этой реакции большая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов.
Поэтому наиболее перспективны «безнейтронные» реакции, например, дейтерий + гелий-3.
D+ 3He→ 4He+p
У этой реакции отсутствует нейтронный выход, который уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Кроме того, запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн. тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.
Проблемы, связанные с осуществлением термоядерных реакций.
Предстоит научиться возбуждать цепные термоядерные процессы без помощи атомной или какой-либо другой бомбы – в небольших, безопасных масштабах. Огромная выделяющаяся энергия тогда станет доступна контролю, регулированию и, стало быть, техническому освоению. Достичь такой цели – значит навсегда избавить человечество от угрозы нехватки энергии, ибо запасы веществ, доступных ядерному синтезу, – изотопов водорода – на Земле огромны. Между ядрами изотопов пойдут следующие реакции:
Кроме того, вступят во взаимодействие синтезированные ядра легкого гелия, трития, водорода.
Физикам, взявшимся за решение грандиозной задачи мирного термоядерного синтеза, сразу же стали ясны основные условия ее успешного решения.
В реакторе ядерного синтеза термоядерное горючее нельзя использовать ни в твердом, ни в жидком виде. Годится лишь газ, причем чрезвычайно разреженный, находящийся под ничтожным давлением. В таком состоянии вещество при нагреве испускает меньше лучистой энергии и его значительно легче раскалить. Это весьма существенно, так как нагрев должен вестись до очень высоких температур. Как показали теоретические расчеты, в смеси равных частей тяжелого и сверхтяжелого водорода самоподдерживающийся процесс цепного термоядерного синтеза разгорится при 50 миллионах, а в чистом дейтерии – при 300 – 400 миллионах градусов. Наиболее выгодные («оптимальные») температуры этих реакций соответственно составляют 150 и 500 миллионов градусов (и то при условии, что «горючее» надежно задержано в какой-то «камере горения» и не «вытекает» оттуда).
Ни в каком твердом сосуде невозможно так сильно разогреть вещество. В подобном сосуде немыслимо и удержать его в нагретом состоянии. Однако наука уже довольно давно нащупала выход из этого, казалось бы, безвыходного тупика. Единственная возможность – применить для удержания и тепловой изоляции плазмы «сосуд» из магнитного поля. На эту возможность указали в 1950 году советские академики И.Е.Тамм и А.Д.Сахаров.
Дело в том, что вещество, раскаленное до температур в сотни тысяч и миллионы градусов уже не может состоять из обычных нейтральных атомов. При столь высоких температурах атомы сталкиваются друг с другом с такой силой, что не могут сохраниться в целости. Они вдребезги разбиваются, разделяются на более мелкие составляющие их частицы – атомные ядра и электроны. А эти «осколки» атомов вовсе нейтральные. Они наделены электрическими зарядами. Электроны – отрицательным, а атомные ядра – положительным. Смесь этих частиц (плазма) представляет собой весьма своеобразное состояние вещества. Она мало похожа на своего холодного собрата – газ. И основная особенность плазмы состоит в том, что она легко подвержена действию внешних электрических и магнитных полей.
Например, движущие электрически заряженные частички плазмы попадают в постоянное магнитное поле. Как только это произойдет, пути частиц тот час изменятся – из прямых они станут искривленными, превратятся в отрезки спиралей и окружностей. И чем сильнее будет магнитное поле, тем круче искривятся пути частиц плазмы.
Если внешнее магнитное поле достаточно сильное, то оно способно вовсе не пропустить сквозь себя движущиеся электрически заряженные частицы. Каждая из них, откуда бы она ни летела, попав в такое поле, будет заворачивать назад. Вот почему магнитное поле может послужить для плазмы надежной преградой, своего рода непроходимой «стеной».
И физики придумали немало различных способов создания подобных магнитных «стен» с целью разогрева и тепловой изоляции плазмы.
Магнитные ловушки.
Прямые трубки.
В 1956 году увидели свет итоги обширных советских исследований раскаленной плазмы в прямых разрядных трубках. Эксперименты были выполнены в Институте атомной энергии Академии наук СССР под руководством академиков Л.А.Арцимовича и М.А.Леонтовича. Газообразные изотопы водорода в лабораторных условиях с помощью мощных электрических зарядов удалось разогреть до миллиона градусов.
Как была взята эта первая вершина в походе науки за безопасную «термоядерную зажигалку»?
Представьте себе закрытую цилиндрическую трубку из фарфора или стекла. С обоих концов в нее ввели металлические электроды, саму трубку освободили от воздуха и затем наполнили ее разреженным дейтерием. Когда эксперимент был подготовлен, электроды соединили с батареей конденсаторов, заряженной до 20-50тыс. в. И в тот же миг на атомы газа обрушилось мощное электрическое поле. Оно вдребезги разбило атомы, сорвало с них электроны. В трубке возникла плазма, вещество, состоящее из осколков атомов – «голых» атомных ядер и электронов. Процесс нарастал лавиной. Все больше атомов разбивалось, все больше возникало ядер и электронов. Молниеносно развивался плазменный заряд.
Плазма, в отличие от обычного газа, – великолепный проводник. Поэтому через нее сразу начал течь колоссальной величины (до миллиона ампер) электрический ток. Уже это одно повело к сильнейшему разогреву плазмы. Но повышение ее температуры было связанно и с другим явлением.
Известно простое явление: если по какому-нибудь проводнику течет электрический ток, то вокруг него непременно возникает магнитное поле. Не представляет исключения, конечно, и ток плазменного разряда. Он также рождает собственное магнитное поле.
Но плазменный ток в разрядной трубке чрезвычайно велик. Следовательно, наведенное магнитное поле довольно значительно. Его силовые линии как бы охватывают плазменный ручей эластичными колечками. Частицы плазмы, попав во власть этого поля, отклоняются от своего прямолинейного пути и очень быстро устремляются к оси трубки, к центральным областям потока плазмы.
Словом, поток плазмы под действием собственного магнитного поля резко сжимается, стягивается в тоненький шнурок. Происходит явление, которое физики называют «пинч-эффектом». Причем во время стягивания возникает неимоверная толчея движущихся и сталкивающихся частиц. Вблизи оси шнура она особенно велика. И именно благодаря этому нарастающему хаосу столкновений в шнуре происходит дальнейшее огромное повышение температуры – примерно до миллиона градусов.
Итак, магнитное поле, возникающее вокруг плазменного потока, не только сдавило плазму. Оно сыграло еще одну важную роль: послужило своеобразной теплоизоляционной стеной – невидимым чулком, который как бы запер внутри плазмы ее внутреннюю энергию, изолировал ее от окружающего холодного газа и стенок трубки, не дал ей сразу же уйти на стенки трубки, рассеяться.
Впоследствии физики усовершенствовали разрядные устройства, усилили нарастание тока в трубке и добились разогрева плазмы до температуры 3 трех миллионов градусов.
Правда, в прямых разрядных трубках высокая температура создается лишь на ничтожнейшие мгновения, измеряемые миллионными долями секунды. Звездный нагрев в таких устройствах возбуждается как бы очень резким и кратковременным ударом.
Подсчитано, что для эффективного освобождения термоядерной энергии он должен иметь мощность взрыва десяти тонн тола. Плазма же, «воспламенившись» от такого воздействия, отдала бы свою энергию синтеза еще более мощным взрывом. Поэтому в наши дни ученые пришли к выводу, что разряды в прямых трубках могут иметь лишь исследовательское значение.
Для практики, для будущих термоядерных реакторов надо искать более спокойную «зажигалку», в которой плазма «воспламенялась» бы осторожным, постепенным, медленным способом. Только при этом условии энергия термоядерного синтеза станет доступна техническому освоению.
Без электродов.
Короткий срок жизни плазмы – неотъемлемая особенность процессов в прямых трубках. Заряженные частицы там мгновенно устремляются к электродам и уходят из разряда. Кроме того, из электродов в плазму попадают тяжелые атомы, которые загрязняют ее и сильно снижают ее температуру.
Возникла идея – попытаться устроить «термоядерную зажигалку» в виде трансформатора, в котором роль вторичной обмотки играло бы кольцо плазмы. Представьте себе замкнутую круглую трубку в форме баранки – тор. В такой камере находиться сильно разреженный газ. По поверхности эта баранка обвита первичной обмоткой. Тороидальная камера может быть выполнена как с железным сердечником, так и без него.
От батареи конденсаторов на первичную обмотку подается электрический импульс очень высокого напряжения, который наводит сильный ток в «витке» газа, заключенного в торе.
Плазменный ток течет там, не натыкаясь ни на какие электроды. Поэтому есть надежда получить гораздо более долговечный заряд, чем в прямых трубках, обеспечить благодаря этому более плавное нарастание силы разрядного тока, более спокойный режим подъема температуры.
К сожалению, практическое осуществление кольцевых плазменных разрядов натолкнулось на серьезные затруднения.
Шнур плазмы – весьма капризное детище физического эксперимента. В тороидальных камерах, где он должен жить сравнительно долго, это особенно опасно. Любое случайное утолщение шнура, путь даже ничтожное мгновенно раздувается, вызывает пульсации и выводит плазму из равновесия. Пагубно действуют и крохотные уменьшения толщины шнура.
Физики решили «продернуть» вдоль шнура плазмы укрепляющие «нити», роль которых поручили сыграть силовым линиям дополнительного внешнего магнитного поля, направленного вдоль плазменного тока. Силовые линии внешнего магнитного поля укрепляют ручеек плазмы, делают его упругим и эластичным.
Ручей плазмы остается незастрахованным от длинных искривлений, когда, оставаясь однородным по толщине, он вдруг изогнется пологой дугой, коснется холодной стенки камеры и погибнет.
Однако физики нашли средство, уберегающее в какой-то мере и от такой неприятности. Разрядную трубку они предложили делать не из стекла и фарфора, а из толстого слоя металла. Металл – это своего рода тормоз для магнитного поля. Проникая в металлическую стенку, магнитное поле плазменного ручья преодолевает сопротивление ответных магнитных сил, которые возбуждаются вихревыми движениями электронов металла под «натиском» поля-«пришельца». Металл действует подобно рессоре, которая сжимает шнур со всех сторон и не дает ему удариться об стенку.
Оба способа укрепления разряда – дополнительное внешнее поле и металлические стенки – применяются в современных тороидальных камерах.
Камеры-баранки.
Примерами подобных камер могут служить большая установка «Зэта» в Харуэлле (Англия), советские установки Института атомной энергии Академии наук СССР и «Альфа».
Во время экспериментов с тороидальными камерами физики обратили внимание на то, что раскаленная при кольцевом разряде плазма излучает нейроны. Явление это привлекло особое внимание ученых, ибо именно нейроны могут служить вестниками начавшейся термоядерной реакции слияния ядер тяжелого водорода в ядра легкого гелия. Один нейрон при каждой такой реакции оказывается «лишним» и обретает свободу. А так как нейроны не имеют электрического заряда, они без помех пролетают сквозь магнитное поле, окружающее плазму, и могут быть зарегистрированы специальными приборами. В тороидальных камерах наличие нейтронного излучения тоже не говорит еще о начавшемся термоядерном процессе. Вообще, не смотря на то, что кольцевые разряды длятся в тысячи раз дольше, чем прямые, они получаются пока весьма нестойкими, быстро разрушающимися.
Магнитная ловушка.
Мы знакомы уже с двумя путями нагрева плазмы до высоких температур – в прямых трубках и в тороидальных камерах. В обоих случаях используется мощный электрический разряд. Под действием внешнего электрического поля частицы плазмы мчаться с большой скоростью и именно благодаря этому порождают собственное магнитное поле, которое сжимает поток плазмы и поднимает его температуру. Однако собственное магнитное поле плазменного разряда все же не слишком велико. Очень нелегко заставить его достаточно сильно разогреть плазму и оградить ее от потери теплоты, от разрушения. И ученые пришли к мысли попробовать отказаться от применения электрических разрядов, избавиться от услуг собственного магнитного поля плазменных потоков.
В 1953 г. Г.И. Будкер высказал идею заранее заготовить прочный магнитный «мешок», впустить в него плазму, а затем каким-либо способом спокойно и плавно поднять ее температуру. Устройства, предложенные им, получили название магнитных ловушек.
В постоянном магнитном поле электрически заряженные частицы отклоняются от прямолинейного пути и начинают двигаться по окружности. И если, скажем, впустить заряженную частицу в постоянное магнитное поле, а затем резко усилить его, то круговой путь, по которому движется частица, сожмется, радиус окружности значительно уменьшится. Частица будет как бы захвачена магнитным полем. То же произойдет, если не усиливать поле, а каким-либо способом раздробить впущенную в него заряженную частицу на осколки, тоже имеющие электрический заряд. Осколки, как более легкие, чем сама частица, будут сильнее заворачиваться магнитным полем и не смогут сразу выбраться наружу. На этих принципах и действуют магнитные ловушки.
Простейшая магнитная ловушка представляет собой камеру, в которой постоянным током, текущим по внешним обмоткам, создано цилиндрическое магнитное поле, резко усиленное на концах. Силовые линии поля располагаются там примерно так же, как волокна луковицы. Области усиленного поля именуются обычными «пробками».
Плазма впрыскивается в ловушку из какого-либо источника, а затем частицы ее захватываются в магнитный плен (либо усилием поля, либо диссоциацией, раздроблением заряженных частиц на более мелкие). Пойманная плазма на некоторое время задерживается в магнитной ловушке. Движение частиц, отражающихся от стенок и от « пробок», быстро делаются совершенно беспорядочным, тем самым энергия впрыснутого потока преобразуется в тепло.
Правда, такие пробки не слишком надежно закупоривают ловушку. Многие частицы через них уходят наружу. Поэтому для возбуждения незатухающей термоядерной реакции в подобном устройстве требуются гораздо более высокие температуры, чем в «наглухо» запертой плазме. Отсюда вывод: надо стараться покрепче «запереть» ловушку. Физики предлагают для этого усилить запирающее действие пробок – областей усиленного магнитного поля – высоко частотными магнитными полями.
Когда плазма поймана в ловушку, можно надеяться разогреть ее еще сильнее, если, скажем, ввести в ловушку магнитный «поршень» - продвинуть внутрь одну из пробок.
Плазма при этом сожмется, и температура ее резко повысится. Только здесь поршень и цилиндр будут сделаны из невидимого и неощутимого материалы – магнитного поля.
Управляемые термоядерные реакции.
Если бы в земных условиях была возможность осуществлять легко управляемые термоядерные реакции, человечество получило бы практически неисчерпаемый источник энергии, так как запасы водорода на Земле огромны. Однако на пути осуществления энергетически выгодных управляемых термоядерных реакций стоят большие технические трудности. Прежде всего, необходимо создавать температуры порядка 108 C0. Такие сверхвысокие температуры могут быть получены путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.
Токамак.
Этот метод используют в установках типа "Токамак" (Тороидальная КАмера с МАгнитными Катушками), впервые созданных в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. В таких установках плазму создают в тороидальной камере, являющейся вторичной обмоткой мощного импульсного трансформатора. Его первичная обмотка подключена к батарее конденсаторов очень большой емкости. Камеру заполняют дейтерием. При разряде батареи конденсаторов через первичную обмотку в тороидальной камере возбуждается вихревое электрическое поле, вызывающее ионизацию дейтерия и появление в нем мощного импульса электрического тока, что приводит к сильному нагреванию газа и образованию высокотемпературной плазмы, в которой может возникнуть термоядерная реакция.
Главная трудность заключается в том, чтобы удержать плазму внутри камеры в течение 0,1-1с без ее контакта со стенками камеры, поскольку не существует материалов, способных выдерживать столь высокие температуры. Эту трудность удается частично преодолеть с помощью тороидального магнитного поля, в котором находится камера. Под действием магнитных сил плазма скручивается в шнур и как бы "висит" на линиях индукции магнитного поля, не касаясь стенок камеры.
Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м3 была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (100 м3). Рабочий цикл установки составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки изготовлены из меди и быстро нагреваются. Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.
Проект ИТЭР.
Уже в самом начале проектирования токамаков нового поколения стало ясно, насколько они сложны и дороги. Возникла естественная мысль о международном сотрудничестве. Так появился проект ИТЭР (Интернациональный Термоядерный Энергетический Реактор), в разработке которого участвуют объединение «Евратом», СССР, США и Япония. Сверхпроводящий соленоид ИТЭРа на основе нитрата олова должен охлаждаться жидким гелием или жидким водородом. Увы, не сбылись мечты о более «теплом» соленоиде из сверхпроводящей керамики, который мог бы работать при температуре жидкого азота. Расчеты показали, что он только ухудшит систему, поскольку, кроме эффекта сверхпроводимости, свой вклад будет вносить и проводимость его медной подложки.
В соленоиде ИТЭРа запасается огромная энергия — 44 ГДж, что эквивалентно заряду около 5 т тротила. В целом электромагнитная система этого реактора по мощности и сложности на два порядка превзойдет самые крупные действующие установки. По электрической мощности он будет эквивалентен Днепрогэсу (около 3 ГВт), а его общая масса составит примерно 30 тыс. т.
Долговечность реактора определяет прежде всего первая стенка тороидальной камеры, находящаяся в самых напряженных условиях. Кроме термических нагрузок, она должна пропускать и частично поглощать мощный поток нейтронов. По расчетам, стенка из наиболее подходящих сталей сможет выдержать не более 5 – 6 лет. Таким образом, при заданной длительности работы ИТЭРа – 30 лет – стенку потребуется менять 5 – 6 раз. Для этого реактор придется почти полностью разбирать с помощью сложных и дорогих дистанционных манипуляторов — ведь только они смогут проникнуть в радиоактивную зону.
Такова цена даже опытного термоядерного реактора — чего же потребует промышленный?
Современные исследования плазмы и термоядерных реакций.
Основным направлением в исследованиях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, проводимых в Институте ядерного синтеза, по-прежнему остается активное участие в разработке технического проекта международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР.
Работы эти получили новый импульс после подписания 19 сентября 1996 года Председателем правительства РФ В.С. Черномырдиным Постановления об утверждении федеральной целевой научно-технической программы "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку на 1996-1998 годы". В Постановлении подтверждены обязательства по проекту, принятые на себя Россией, и рассмотрены вопросы их ресурсного обеспечения. Группа сотрудников откомандирована для работы в центральных проектных коллективах ИТЭР в США, Японии и Германии. В рамках "домашнего" задания в Институте ведутся экспериментальные и расчетно-теоретические работы по моделированию элементов конструкций бланкета ИТЭР, разработке научной базы и технического обеспечения систем нагрева плазмы и неиндукционного поддержания тока с помощью электронно-циклотронных волн и нейтральной инжекции.
В 1996 году в ИЯС проведены стендовые испытания прототипов квазистационарных гиротронов, разрабатываемых в России для систем ЭЦР-предыонизации и нагрева плазмы ИТЭР. Ведутся макетные испытания новых методик диагностики плазмы - зондирования плазмы пучком тяжелых ионов (совместно с Харьковским физико-техническим институтом) и рефлектометрии. Изучаются проблемы обеспечения безопасности термоядерных энергетических систем и связанные с ними вопросы формирования нормативной базы. Выполнен цикл модельных расчетов механической реакции конструкций бланкета реактора на динамические процессы в плазме, такие, как срывы тока, смещения плазменного шнура и т.п. В феврале 1996 года в Москве было проведено тематическое совещание по диагностическому обеспечению ИТЭР, в котором приняли участие представители всех сторон проекта.
Уже 30 лет (с 1973 года) активно ведутся совместные работы в рамках российско (советско) - американского сотрудничества по УТС с магнитным удержанием. И в сегодняшнее трудное для российской науки время пока еще удается сохранять достигнутый в прошедшие годы научный уровень и спектр совместных исследований, ориентированных в первую очередь на физическое и научно-инженерное обеспечение проекта ИТЭР. В 1996 году специалисты Института продолжали участвовать в дейтерий-тритиевых экспериментах на токамаке TFTR в Принстонской лаборатории физики плазмы. В ходе этих экспериментов, наряду с существенными успехами по изучению механизма самонагрева плазмы образующимися в термоядерной реакции α-частицами нашла практическое подтверждение идея улучшения удержания высокотемпературной плазмы в токамаках за счет создания в центральной зоне магнитной конфигурации с так называемым обратным широм. Продолжены совместно с отделом физики плазмы компании "General Atomic" взаимодополняющие исследования неиндукционного поддержания тока в плазме с помощью СВЧ-волн в диапазоне электронного циклотронного резонанса на частоте 110-140 МГц. При этом осуществлялся взаимный обмен уникальной диагностической аппаратурой. Подготовлен эксперимент по дистанционной on-line обработке в ИЯС результатов измерений на токамаке DIII-D в Сан-Диего, для чего в Москву будет передана рабочая станция «Alfa». С участием Института Ядерного Синтеза завершается создание на DIII-D мощного гиротронного комплекса, ориентированного на квазистационарный режим работы. Интенсивно ведутся совместные расчетно-теоретические работы по изучению процессов срыва тока в токамаках (одна из основных физических проблем ИТЭР на сегодняшний день) и моделированию процессов переноса с участием теоретиков Принстонской лаборатории, Техасского университета и "General Atomic". Продолжается сотрудничество с Аргоннской национальной лабораторией по проблемам взаимодействия плазма-стенка и разработке перспективных малоактивируемых материалов для энергетических термоядерных реакторов.
В рамках российско-германской программы по мирному использованию атомной энергии ведется многоплановое сотрудничество с Институтом физики плазмы им. Макса Планка, Ядерным исследовательским центром в Юлихе, Штутгартским и Дрезденским техническими университетами. Сотрудники Института участвовали в разработке, а теперь и в эксплуатации гиротронных комплексов стелларатора Wendelstein W7-As и токамака ASDEX-U в Институте М. Планка. Совместно разработан численный код для обработки результатов измерений спектра энергии частиц перезарядки применительно к токамакам Т-15 и ADEX-U. Продолжены работы по анализу и систематизации опыта эксплуатации инженерных систем токамаков TEXTOR и Т-15. Для совместных экспериментов на TEXTOR подготавливается рефлектометрическая система диагностики плазмы. Существенная информация накоплена в рамках долгосрочной совместной работы с Дрезденским техническим университетом по выбору и анализу малоактивируемых материалов, перспективных для конструкций будущих термоядерных реакторов. Сотрудничество со Штутгартским университетом ориентировано на изучение технологических проблем повышения надежности гиротронов большой мощности (совместно с Институтом прикладной физики РАН РФ). Вместе с Берлинским филиалом Института М. Планка проводятся работы по совершенствованию методики использования диагностической станции WASA-2 для поверхностного анализа материалов, подвергающихся воздействию высокотемпературной плазмы. Станция была разработана специально для токамака Т-15.
По двум линиям ведется сотрудничество с Францией. Совместные экспериментальные исследования по физике сильноточных ионных источников, в частности источников отрицательных ионов водорода, и по плазменным движителям для космических аппаратов проводятся с отделом физики плазмы Ecole Polytechnique. Продолжаются совместные работы по изучению процессов скоростного сжатия проводящих цилиндрических оболочек сверхсильными магнитными полями с исследовательским центром De-Gramat. В Институте разработана и сооружается установка для получения импульсных магнитных полей субмегагауссного диапазона (на контрактной основе).
Проводятся консультации специалистов Швейцарского центра исследований в области физики плазмы Suisse Ecole Poytechnique по использованию метода электронно-циклотронного нагрева плазмы. Согласована долгосрочная программа сотрудничества по УТС с Ядерным центром Фраскати (Италия).
"Зонтиковое" соглашение о взаимном научном обмене подписано с Японским национальным центром по плазменным исследованиям (Нагойя). Выполнен ряд совместных теоретических и расчетно-теоретических исследований по механизмам переносов в плазме токамаков и вопросам удержания в стеллараторах (применительно к сооружаемому в Японии крупному гелиотрону LHD).
В Институте физики плазмы Китайской академии наук (г.Хефей) начаты полномасштабные эксперименты на сверхпроводящем токамаке НТ-7, созданном на основе нашего токамака Т-7. На контрактной основе в Институте для НТ-7 готовится несколько диагностических систем.
Специалисты Института неоднократно приглашались компанией "Самсунг" для консультирования работ по проектированию крупного сверхпроводящего токамака START, который Южная Корея планировала соорудить к 1999 году. Это крупнейшая термоядерная установка в мире к этому времени.
Институт является головной организацией по шести проектам Международного научно-технического центра ISTC (тритиевый цикл термоядерного реактора, технологическое применение ионной имплантации, плазменная диагностика, лидарная система экологического контроля атмосферы, система рекуперации для комплексов инжекционного нагрева плазмы в термоядерных системах, источники низкотемпературной плазмы для технологических целей).
Лазерный термоядерный синтез (ЛТС).
Другим путем достижения этой цели является лазерный термоядерный синтез. Сущность такого метода состоит в следующем. Замороженную смесь дейтерия и трития, приготовленную в виде шариков диаметром менее 1 мм, равномерно облучают со всех сторон мощным лазерным излучением. Это приводит к нагреванию и испарению вещества с поверхности шариков. При этом давление внутри шариков возрастает до величин порядка 1015 Па. Под действием такого давления происходят увеличение плотности, сильное нагревание вещества в центральной части шариков, и начинается термоядерная реакция.
В отличие от магнитного удержания плазмы, в лазерном время удержания (т. е. время существования плазмы с высокой плотностью и температурой, определяющее длительность термоядерных реакций) составляет 10–10 — 10–11с, поэтому ЛТС может осуществляться только в импульсном режиме. Предложение использовать лазеры для термоядерного синтеза впервые было высказано в Физическом институте им. П. Н. Лебедева АН СССР в 1961 Н. Г. Басовым и О. Н. Крохиным.
В Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса в Калифорнии закончено(май 2009) строительство самого мощного в мире лазерного комплекса. Он получил название «Национальная зажигательная установка» (US National Ignition Facility, NIF). Строительство продолжалось 12 лет. На лазерный комплекс было потрачено 3,5 млрд. долл.
В основе NIF – 192 мощных лазера, которые будут одновременно направляться на миллиметровую сферическую мишень (около 150 микрограммов термоядерного топлива – смесь дейтерия и трития; в дальнейшем радиоактивный тритий можно будет заменить легким изотопом гелия-3). Температура мишени достигнет в результате 100 млн. градусов, при этом давление внутри шарика в 100 млрд. раз превысит давление земной атмосферы.
Заключение.
Идея создания термоядерного реактора зародилась в 50-х годах. Тогда от нее было решено отказаться, поскольку ученые были не в состоянии решить множество технических проблем. Прошло несколько десятилетий прежде, чем ученым удалось произвести хоть сколько-нибудь термоядерной энергии.
Как оказалось, создание установок для получения термоядерного синтеза – это и есть проблема, но не основная. К основным проблемам можно отнести удержание плазмы в реакторе и создание температуры, приблизительно равной температуре в центре солнца.
При удачном осуществлении реакции синтеза будет получен колоссальный источник энергии, во многом превосходящий любую созданную электростанцию. Запасы топлива для таких электростанций практически неисчерпаемы – дейтерий и тритий легко добываются из морской воды. Килограмм этих изотопов может выделить столько же энергии, сколько 10 млн. кг органического топлива.
Будущее не сможет существовать без развития термоядерного синтеза, человечеству необходима электроэнергия, а в современных условиях нам не хватит наших запасов энергии, при получении ее из атомных и электростанций.
Литература.
1. Детская энциклопедия. Академия педагогических наук РСФСР. Москва. 1959г. Том 3.
2. Детская энциклопедия. «Аванта+». Москва.1995г. Том 4.
Словарь.
|
