Инновационные проекты с использованием современных сверхпроводников в ближайшее время позволят осуществить управляемый термоядерный синтез - так утверждают некоторые оптимисты. Эксперты, однако, предсказывают, что практическое применение займет несколько десятилетий.
Почему так сложно?
Энергия термоядерного синтеза считается потенциальным источником Это чистая энергия атома. Но что же она собой представляет и почему ее так сложно добиться? Для начала следует разобраться с различием между классическим и термоядерным синтезом.
Деление атома состоит в том, что радиоактивные изотопы - уран или плутоний - расщепляются и превращаются в другие высокорадиоактивные изотопы, которые затем должны быть захоронены или переработаны.
Синтеза заключается в том, что два изотопа водорода - дейтерий и тритий - сливаются в единое целое, образуя неядовитый гелий и единственный нейтрон, не производя радиоактивных отходов.
Проблема контроля
Реакции, которые происходят на Солнце или в водородной бомбе, - это синтез термоядерный, и перед инженерами стоит грандиозная задача - как контролировать этот процесс на электростанции?
Это то, над чем ученые работают начиная с 1960-х годов. Очередной экспериментальный реактор термоядерного синтеза под названием Wendelstein 7-X начал работу в северном немецком городе Грайфсвальде. Пока еще он не предназначен для создания реакции - это просто особая конструкция, которая проходит испытания (стелларатор вместо токамака).
Высокоэнергетичная плазма
Все термоядерные установки обладают общей чертой - кольцеобразной формой. В ее основе лежит идея использования мощных электромагнитов для создания сильного электромагнитного поля, имеющего форму тора - надутой велосипедной камеры.
Это электромагнитное поле должно быть настолько плотным, что, когда оно нагревается в микроволновой печи до одного миллиона градусов по Цельсию, в самом центре кольца должна появиться плазма. Затем она зажигается, чтобы синтез термоядерный мог начаться.
Демонстрация возможностей
В Европе в настоящее время проводится два подобных эксперимента. Одним из них является Wendelstein 7-X, который недавно сгенерировал свою первую гелиевую плазму. Другой - ITER - огромная экспериментальная установка термоядерного синтеза на юге Франции, которая все еще находится в стадии строительства и будет готова к запуску в 2023 году.
Предполагается, что на ITER будут происходить настоящие ядерные реакции, правда, лишь в течение короткого периода времени и уж точно не дольше 60 минут. Этот реактор является лишь одним из многих шагов на пути к тому, чтобы на практике осуществить ядерный синтез.
Термоядерный реактор: меньше и мощнее
Недавно несколько конструкторов объявили о создании нового дизайна реактора. По словам группы студентов из Массачусетского технологического института, а также представителей компании - производителя вооружений «Локхид Мартин», термоядерный синтез можно осуществить в установках, которые гораздо мощнее и меньше, чем ITER, и они готовы сделать это в течение десяти лет.
Идея новой конструкции заключается в использовании в электромагнитах современных высокотемпературных сверхпроводников, которые проявляют свои свойства при охлаждении жидким азотом, а не обычных, для которых необходим Новая, более гибкая технология позволит полностью изменить конструкцию реактора.
Клаус Хеш, отвечающий за технологии в Технологическом институте Карлсруэ на юго-западе Германии, настроен скептически. Он поддерживает использование новых высокотемпературных сверхпроводников для новых конструкций реакторов. Но, по его словам, что-то разработать на компьютере с учетом законов физики недостаточно. Необходимо принять во внимание вызовы, которые возникают при воплощении идеи на практике.
Научная фантастика
По словам Хеша, модель студентов MIT показывает лишь возможность осуществления проекта. Но на самом деле в ней много научной фантастики. Проект предполагает, что серьезные технические проблемы термоядерного синтеза решены. Но современная наука не имеет ни малейшего представления о том, как их решить.
Одной из таких проблем является идея разборных катушек. Для того чтобы попасть внутрь кольца, удерживающего плазму, в модели MIT-дизайна электромагниты могут быть разобраны.
Это было бы очень полезно, потому что можно бы было иметь доступ к объектам во внутренней системе и заменять их. Но в действительности сверхпроводники выполнены из керамического материала. Сотни их должны быть переплетены изощренным способом, чтобы сформировать правильное магнитное поле. И здесь возникают более фундаментальные трудности: соединения между ними не так просты, как соединения медных кабелей. Никто еще даже не задумывался о концепциях, которые бы помогли решить подобные проблемы.
Слишком горячо
Высокая температура также представляет собой проблему. В сердцевине термоядерной плазмы температура достигнет около 150 миллионов градусов по Цельсию. Эта экстремальная жара остается на месте - прямо в центре ионизированного газа. Но даже вокруг нее все еще очень жарко - от 500 до 700 градусов в зоне реактора, являющейся внутренним слоем металлической трубы, в которой будет «воспроизводиться» тритий, необходимый для того, чтобы происходил ядерный синтез.
Имеет еще большую проблему - так называемый выпуск мощности. Это часть системы, в которую из процесса синтеза поступает использованное топливо, в основном гелий. Первые металлические компоненты, в которые попадает горячий газ, называются «дивертор». Он может нагреваться свыше 2000 °C.
Проблема дивертора
Чтобы установка могла выдерживать такие температуры, инженеры пытаются использовать металлический вольфрам, применяемый в старомодных лампах накаливания. Температура плавления вольфрама около 3000 градусов. Но есть и другие ограничения.
В ITER это можно сделать, потому что нагрев в ней происходит не постоянно. Предполагается, что реактор будет работать лишь 1-3 % времени. Но это не вариант для электростанции, которая должна работать в режиме 24/7. И, если кто-то утверждает, что способен построить меньший реактор с такой же мощностью, как ITER, можно уверенно сказать, что у него нет решения проблемы дивертора.
Электростанция через несколько десятилетий
Тем не менее ученые с оптимизмом смотрят на развитие термоядерных реакторов, правда, оно будет не таким быстрым, как предсказывают некоторые энтузиасты.
ITER должен показать, что управляемый термоядерный синтез на самом деле может произвести больше энергии, чем будет затрачено на нагрев плазмы. Следующим шагом будет строительство совершенно новой гибридной демонстрационной электростанции, которая бы на самом деле вырабатывала электроэнергию.
Инженеры уже сейчас работают над ее дизайном. Они должны будут извлечь уроки из ITER, запуск которой запланирован на 2023 г. Принимая во внимание время, необходимое для проектирования, планирования и строительства, кажется маловероятным, что первая термоядерная электростанция будет запущена намного раньше середины XXI века.
Холодный термоядерный синтез Росси
В 2014 году независимый тест реактора E-Cat пришел к выводу, что устройство в течение 32 дней в среднем производило 2800 Вт выходной мощности при потреблении 900 Вт. Это больше, чем способна выделить любая химическая реакция. Результат говорит либо о прорыве в термоядерном синтезе, либо об откровенном мошенничестве. Отчет разочаровал скептиков, которые сомневаются в том, была ли проверка действительно независимой и предполагают возможную фальсификацию результатов тестирования. Другие занялись выяснением «секретных ингредиентов», которые позволяют осуществить термоядерный синтез Росси, чтобы воспроизвести эту технологию.
Росси - мошенник?
Андреа импозантен. Он издает воззвания к миру на уникальном английском в разделе комментариев своего веб-сайта, претенциозно названного «Журнал ядерной физики». Но его предыдущие неудачные попытки включали итальянский проект превращения мусора в топливо и термоэлектрический генератор. Petroldragon, проект переработки отходов в источник энергии, не удался отчасти потому, что нелегальное захоронение отходов контролируется итальянской организованной преступностью, которая возбудила против него уголовное дело о нарушении правил обращения с отходами. Также он создал термоэлектрическое устройство для Инженерного корпуса сухопутных войск США, но во время тестирования гаджет произвел лишь часть заявленной мощности.
Многие не доверяют Росси, а главный редактор New Energy Times прямо назвал его уголовником, за плечами которого череда неудачных энергетических прожектов.
Независимая проверка
Росси заключил контракт с американской компанией Industrial Heat на проведение годичных секретных испытаний 1-МВт установки холодного термоядерного синтеза. Устройство представляло собой транспортировочный контейнер, упакованный десятками E-Cat. Эксперимент должен был контролироваться третьей стороной, которая бы могла подтвердить, что действительно имеет место генерация тепла. Росси утверждает, что провел большую часть прошлого года, практически живя в контейнере, и наблюдал за операциями в течение более 16 ч в сутки, чтобы доказать коммерческую жизнеспособность E-Cat.
Тест завершился в марте. Сторонники Росси с нетерпением ждали отчета наблюдателей, надеясь на оправдание своего героя. Но в итоге они получили судебный процесс.
Судебное разбирательство
В своем заявлении в суд Флориды Росси утверждает, что тест прошел успешно и независимый арбитр подтвердил, что реактор E-Cat производит в шесть раз больше энергии, чем потребляет. Он также утверждал, что компания Industrial Heat согласилась заплатить ему 100 млн долларов США - 11,5 млн авансом после 24-часового испытания (якобы за права лицензирования, чтобы компания могла продавать эту технологию в США) и еще 89 млн после успешного завершения расширенного испытания в течение 350 дней. Росси обвинял IH в проведении «мошеннической схемы», целью которой была кража его интеллектуальной собственности. Он также обвинил компанию в незаконном присвоении реакторов E-Cat, незаконном копировании инновационных технологий и продуктов, функциональных возможностей и конструкций и неправомерной попытке получить патент на его интеллектуальную собственность.
Золотая жила
В другом месте Росси утверждает, что на фоне одной из его демонстраций компания IH получила от инвесторов 50-60 млн долларов и еще 200 млн от Китая после воспроизведения с участием китайских должностных лиц высшего уровня. Если это правда, то на кону намного больше ста миллионов долларов. Industrial Heat отвергла эти претензии как безосновательные и собирается активно защищаться. Что еще более важно, она утверждает, что «в течение более трех лет работала над подтверждением результатов, которых якобы добился Росси со своей E-Cat-технологией, и все безуспешно».
IH не верит в работоспособность E-Cat, и журнал New Energy Times не видит причин, чтобы в этом сомневаться. В июне 2011 года представитель издания посещал Италию, взял интервью у Росси и заснял демонстрацию его E-Cat. Через сутки он сообщил о своих серьезных опасениях относительно способа измерения тепловой мощности. Через 6 дней журналист выложил свое видео на YouTube. Эксперты со всего мира присылали ему анализы, которые были опубликованы в июле. Стало ясно, что это был обман.
Экспериментальное подтверждение
Тем не менее ряду исследователей - Александру Пархомову из Российского университета дружбы народов и Проекту памяти Мартина Флейшмана (MFPM) - удалось воспроизвести холодный термоядерный синтез Росси. Отчет MFPM назывался «Конец углеродной эры близок». Причиной такого восхищения стало обнаружение которое невозможно объяснить иначе, как термоядерной реакцией. По мнению исследователей, у Росси есть именно то, о чем он говорит.
Жизнеспособный открытый рецепт холодного ядерного синтеза способен вызвать энергетическую «золотую лихорадку». Могут быть найдены альтернативные методы, которые позволят обойти патенты Росси и оставить его в стороне от многомиллиардного энергетического бизнеса.
Так что, возможно, Росси предпочел бы избежать этого подтверждения.
1. Введение
3. Проблемы управления термоядерным синтезом
3.1 Экономические проблемы
3.2 Медицинские проблемы
4. Заключение
5. Список литературы
1. Введение
Проблема управляемого термоядерного синтеза - одна из важнейших задач, стоящих перед человечеством.
Человеческая цивилизация не может существовать, а тем более развиваться без энергии. Все хорошо понимают, что освоенные источники энергии, к сожалению, могут скоро истощиться. По данным Мирового энергетического совета, разведанных запасов углеводородного топлива на Земле осталось на 30 лет.
Сегодня основными источниками энергии служат нефть, газ и уголь.
По оценкам специалистов, запасы этих ископаемых на исходе. Почти не осталось разведанных, годных к освоению месторождений нефти и уже наши внуки могут столкнуться с очень серьезной проблемой нехватки энергии.
Наиболее обеспеченные топливом атомные электростанции могли бы, конечно, еще не одну сотню лет снабжать человечество электроэнергией.
Объект исследования: Проблемыуправляемого термоядерного синтеза.
Предмет исследования: Термоядерный синтез.
Цель исследования: Решить проблему управления термоядерным синтезом;
Задачи исследования:
· Изучить виды термоядерных реакций.
· Рассмотреть все возможные варианты донесения энергии, выделявшийся во время термоядерной реакции, до человека.
· Выдвинуть теорию о преобразования энергии в электричество.
Исходный факт:
Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия - физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме.
Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем:
· Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры.
· Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени.
· В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа.
· Следующая проблема – накопление этой энергии и преобразование её в электричество
2. Термоядерные реакции на Солнце
Что является источником солнечной энергии? Какова природа процессов, в ходе которых производится огромное количество энергии? Сколько времени будет еще светить Солнце?
Первые попытки ответить на эти вопросы были сделаны астрономами в середине ХIX века, после формулирования физиками закона сохранения энергии.
Роберт Майер предположил, что Солнце светит за счет постоянной бомбардировки поверхности метеоритами и метеорными частицами. Эта гипотеза была отвергнута, так как простой расчет показывает, что для поддержания светимости Солнца на современном уровне необходимо, чтобы на него за каждую секунду выпадало 2∙10 15 кг метеорного вещества. За год это составит 6∙10 22 кг, а за время существования Солнца, за 5 миллиардов лет – 3∙10 32 кг. Масса Солнца М = 2∙10 30 кг, поэтому за пять миллиардов лет на Солнце должно было выпасть вещества в 150 раз больше массы Солнца.
Вторая гипотеза была высказана Гельмгольцем и Кельвином также в середине ХIX века. Они предположили, что Солнце излучает за счет сжатия на 60–70 метров ежегодно. Причина сжатия – взаимное притяжение частиц Солнца, именно поэтому данная гипотеза получила название контракционной. Если сделать расчет по данной гипотезе, то возраст Солнца будет не больше 20 миллионов лет, что противоречит современным данным, полученным по анализу радиоактивного распада элементов в геологических образцах земного грунта и грунта Луны.
Третью гипотезу о возможных источниках энергии Солнца высказал Джеймс Джинс в начале ХХ века. Он предположил, что в недрах Солнца содержатся тяжелые радиоактивные элементы, которые самопроизвольно распадаются, при этом излучается энергия. Например, превращение урана в торий и затем в свинец, сопровождается выделением энергии. Последующий анализ этой гипотезы также показал ее несостоятельность; звезда, состоящая из одного урана, не выделяла бы достаточно энергии для обеспечения наблюдаемой светимости Солнца. Кроме того, существуют звезды, по светимости во много раз превосходящие светимость нашей звезды. Маловероятно, что в тех звездах запасы радиоактивного вещества будут также больше.
Самой вероятной гипотезой оказалась гипотеза синтеза элементов в результате ядерных реакций в недрах звезд.
В 1935 году Ханс Бете выдвинул гипотезу, что источником солнечной энергии может быть термоядерная реакция превращения водорода в гелий. Именно за это Бете получил Нобелевскую премию в 1967 году.
Химический состав Солнца примерно такой же, как и у большинства других звезд. Примерно 75 % – это водород, 25 % – гелий и менее 1 % – все другие химические элементы (в основном, углерод, кислород, азот и т.д.). Сразу после рождения Вселенной "тяжелых" элементов не было совсем. Все они, т.е. элементы тяжелее гелия и даже многие альфа-частицы, образовались в ходе "горения" водорода в звездах при термоядерном синтезе. Характерное время жизни звезды типа Солнца десять миллиардов лет.
Основной источник энергии – протон-протонный цикл – очень медленная реакция (характерное время 7,9∙10 9 лет), так как обусловлена слабым взаимодействием. Ее суть состоит в том, что из четырех протонов получается ядро гелия. При этом выделяются пара позитронов и пара нейтрино, а также 26,7 МэВ энергии. Количество нейтрино, излучаемое Солнцем за секунду, определяется только светимостью Солнца. Поскольку при выделении 26,7 МэВ рождается 2 нейтрино, то скорость излучения нейтрино: 1,8∙10 38 нейтрино/с. Прямая проверка этой теории – наблюдение солнечных нейтрино. Нейтрино высоких энергий (борные) регистрируются в хлор-аргонных экспериментах (эксперименты Дэвиса) и устойчиво показывают недостаток нейтрино по сравнению с теоретическим значением для стандартной модели Солнца. Нейтрино низких энергий, возникающие непосредственно в рр-реакции, регистрируются в галлий-германиевых экспериментах (GALLEX в Гран Сассо (Италия – Германия) и SAGE на Баксане (Россия – США)); их также "не хватает".
По некоторым предположениям, если нейтрино имеют отличную от нуля массу покоя, возможны осцилляции (превращения) различных сортов нейтрино (эффект Михеева – Смирнова – Вольфенштейна) (существует три сорта нейтрино: электронное, мюонное и тауонное нейтрино). Т.к. другие нейтрино имеют гораздо меньшие сечения взаимодействия с веществом, чем электронное, наблюдаемый дефицит может быть объяснен, не меняя стандартной модели Солнца, построенной на основе всей совокупности астрономических данных.
Каждую секунду Солнце перерабатывает около 600 миллионов тонн водорода. Запасов ядерного топлива хватит еще на пять миллиардов лет, после чего оно постепенно превратится в белый карлик.
Центральные части Солнца будут сжиматься, разогреваясь, а тепло, передаваемое при этом внешней оболочке, приведет к ее расширению до размеров, чудовищных по сравнению с современными: Солнце расширится настолько, что поглотит Меркурий, Венеру и будет тратить "горючее" в сто раз быстрее, чем в настоящее время. Это приведет к увеличению размеров Солнца; наша звезда станет красным гигантом, размеры которого сравнимы с расстоянием от Земли до Солнца!
Мы, конечно, будем заранее поставлены в известность о таком событии, поскольку переход к новой стадии займет примерно 100–200 миллионов лет. Когда температура центральной части Солнца достигнет 100 000 000 К, начнет сгорать и гелий, превращаясь в тяжёлые элементы, и Солнце вступит в стадию сложных циклов сжатия и расширения. На последней стадии наша звезда потеряет внешнюю оболочку, центральное ядро будет иметь невероятно большую плотность и размеры, как у Земли. Пройдет еще несколько миллиардов лет, и Солнце остынет, превратившись в белый карлик.
3. Проблемы управляемого термоядерного синтеза
Исследователи всех развитых стран связывают надежды на преодоление грядущего энергетического кризиса с управляемой термоядерной реакцией. Такая реакция - синтез гелия из дейтерия и трития - миллионы лет протекает на Солнце, а в земных условиях ее вот уже пятьдесят лет пытаются осуществить в гигантских и очень дорогих лазерных установках, токамаках (устройство для осуществления реакции термоядерного синтеза в горячей плазме) и стеллараторах (замкнутая магнитная ловушка для удержания высокотемпературной плазмы). Однако есть и другие пути решения этой непростой задачи, и вместо огромных токамаков для осуществления термоядерного синтеза можно будет, вероятно, использовать довольно компактный и недорогой коллайдер - ускоритель на встречных пучках.
Для работы Токамака необходимо очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт сжигает около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 10 трлн. кВт/ч электроэнергии в год, то есть столько же, сколько сегодня производят все электростанции Земли, то мировых запасов дейтерия и лития хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет.
Кроме слияния дейтерия и лития возможен чисто солнечный термояд, когда соединяются два атома дейтерия. В случае освоения этой реакции энергетические проблемы будут решены сразу и навсегда.
В любом из известных вариантов управляемого термоядерного синтеза (УТС) термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности, следовательно, таким реакторам не присуща внутренняя безопасность.
С физической точки зрения задача формулируется несложно. Для осуществления самоподдерживающейся реакции ядерного синтеза необходимо и достаточно соблюсти два условия.
1. Энергия, участвующих в реакции ядер, должна составлять не менее 10 кэВ. Чтобы пошел ядерный синтез, участвующие в реакции ядра должны попасть в поле ядерных сил, радиус действия которых 10-12-10-13 с.см. Однако атомные ядра обладают положительным электрическим зарядом, а одноименные заряды отталкиваются. На рубеже действия ядерных сил энергия кулоновского отталкивания составляет величину порядка 10 кэВ. Чтобы преодолеть этот барьер, ядра при столкновении должны иметь кинетическую энергию, по крайней мере не меньше данной величины.
2. Произведение концентрации реагирующих ядер на время удержания, в течение которого они сохраняют указанную энергию, должно быть не менее 1014 с.см-3. Это условие - так называемый критерий Лоусона - определяет предел энергетической выгодности реакции. Чтобы энергия, выделившаяся в реакции синтеза, хотя бы покрывала расходы энергии на инициирование реакции, атомные ядра должны претерпеть много столкновений. В каждом столкновении, при котором происходит реакция синтеза между дейтерием (D) и тритием (Т), выделяется 17,6 МэВ энергии, т. е. примерно 3.10-12 Дж. Если, например, на поджиг затрачивается энергия 10 МДж, то реакция будет неубыточной, если в ней примут участие не менее 3.1018 пар D-T. А для этого довольно плотную плазму высокой энергии нужно удерживать в реакторе достаточно долго. Такое условие и выражается критерием Лоусона.
Если удастся одновременно выполнить оба требования, проблема управляемого термоядерного синтеза будет решена.
Однако техническая реализация данной физической задачи сталкивается с огромными трудностями. Ведь энергия 10 кэВ - это температура 100 миллионов градусов. Вещество при такой температуре удержать в течение даже долей секунды можно только в вакууме, изолировав его от стенок установки.
Но существует и другой метод решения этой проблемы – холодный термояд. Что такое холодный термояд - это аналог "горячей" термоядерной реакции проходящий при комнатной температуре.
В природе существует как минимум, два способа изменения материи внутри одной мерности континуума. Можно вскипятить воду на огне, т.е. термически, а можно в СВЧ печи, т.е. частотно. Результат один – вода закипает, разница лишь в том, что частотный метод более быстрый. Также используется достижение сверхвысокой температуры, чтобы расщепить ядро атома. Термический способ даёт неуправляемую ядерную реакцию. Энергия холодного термояда – энергия переходного состояния. Одним из основных условий конструкции реактора для проведения реакции холодного термояда есть условие его пирамидально – кристаллической формы. Другим важным условием есть наличие вращающегося магнитного и торсионного полей. Пересечение полей происходит в точке неустойчивого равновесия ядра водорода.
Учёные Рузи Талейархан из Ок-Риджской Национальной Лаборатории, Ричард Лейхи из Политехнического Университета им. Ренссилира и академик Роберт Нигматулин - зафиксировали в лабораторных условиях холодную термоядерную реакцию.
Группа использовала мензурку с жидким ацетоном размером с два-три стакана. Сквозь жидкость интенсивно пропускались звуковые волны, производя эффект, известный в физике как акустическая кавитация, следствием которой является сонолюминесценция. Во время кавитации в жидкости появлялись маленькие пузыри, которые увеличивались до двух миллиметров в диаметре и взрывались. Взрывы сопровождались вспышками света и выделением энергии т.е. температура внутри пузырьков в момент взрыва достигала 10 миллионов градусов по Кельвину, а выделяемой энергии, по утверждению экспериментаторов, достаточно для осуществления термоядерного синтеза.
"Технически" суть реакции заключается в том, что в результате соединения двух атомов дейтерия образуется третий - изотоп водорода, известный как тритий, и нейтрон, характеризующийся колоссальным количеством энергии.
3.1 Экономические проблемы
При создании УТС предполагается, что это будет крупная установка, оснащенная мощными компьютерами. Это будет целый маленький город. Но в случае аварии или поломки оборудования, работа станции будет нарушена.
Это не предусмотрено например в современных проектах АЭС. Считается что главное их построить, а что будет потом не важно.
Но в случае отказа 1 станции много городов останется без электроэнергии. Это можно наблюдать на примере АЭС в Армении. Вывоз радиоактивных отходов стал очень дорог. По требованию зеленых АЭС была закрыта. Население осталось без электроэнергии, оборудование электростанции износилось, а деньги выделенные международными организациями на восстановление были растрачены.
Серьезной экономической проблемой является дезактивация заброшенных производств, где производилась переработка урана. Например "в городе Актау - собственный маленький "чернобыль". Он расположен на территории химико-гидрометаллургического завода (ХГМЗ). Излучение гамма-фона в цехе по переработке урана (ГМЦ) местами достигает 11000 микрорентген в час, средний уровень фона - 200 микрорентген (Обычный естественный фон от 10 до 25 микрорентген в час). После остановки завода здесь вообще не проводилась дезактивация. Значительная часть оборудования, около пятнадцати тысяч тонн, имеет уже неснимаемую радиоактивность. При этом столь опасные предметы хранятся под открытым небом, плохо охраняются и постоянно растаскиваются с территории ХГМЗ.
Поэтому раз не существует вечных производств, в связи с появлением новых технологий УТС может быть закрыта и тогда предметы, металлы c предприятия попадут на рынок и пострадает местное население.
В системе охлаждения УТС будет использоваться вода. Но по данным экологов, если брать статистику по АЭС, вода из этих водоемов не пригодна для питья.
По данным экспертов, водоем полон тяжелых металлов (в частности, тория-232), и в некоторых местах уровень гамма-излучения достигает 50 - 60 микрорентген в час.
То есть сейчас, при строительстве АЭС не предусматриваются средства, которые бы возвращали местность в первоначальное состояние. И после закрытия предприятия никто не знает как захоронить накопившиеся отходы и очистить бывшее предприятие.
3.2 Медицинские проблемы
К вредным воздействиям УТС относится выработка мутантов вирусов и бактерий, вырабатывающих вредные вещества. Особенно это касается вирусов и бактерий, находящихся в теле человека. Появление злокачественных опухолей и заболевания раком, будет скорее всего распространенным заболеванием жителей поселков, живущих рядом с УТС. Жители всегда больше страдают, так как у них нет никаких средств защиты. Дозиметры дороги, а лекарства недоступны. Отходы от УТС будут сбрасывать в реки, стравливать в воздух или закачивать в подземные пласты, что происходит сейчас на АЭС.
Помимо повреждений, проявляющихся вскоре после облучения в больших дозах, ионизирующее излучение вызывает отдаленные последствия. В основном канцерогенез и генетические нарушения, которые могут возникнуть при любых дозах и характере облучения(разовом, хроническом, локальном).
По сообщениям от врачей, которые регистрировали заболевания работников АЭС, сначала идут сердечно сосудистые заболевания(инфаркты), затем рак. Сердечная мышца истончается под действием радиации, становиться дряблой, менее прочной. Встречаются совсем непонятные заболевания. Например отказ работы печени. Но почему это происходит, никто из врачей до сих пор не знает. При попадании радиоактивных веществ при аварии в дыхательные пути врачи вырезают поврежденные ткани легкого и трахеи и инвалид ходит с переносным устройством, для дыхания
4. Заключение
Человечеству нужна энергия, причем потребности в ней увеличиваются с каждым годом. Вместе с тем запасы традиционных природных топлив (нефти, угля, газа и др.) конечны. Конечны также и запасы ядерного топлива - урана и тория, из которого можно получить в реакторах-размножителях плутоний. Практически неисчерпаемы запасы термоядерного топлива – водорода.
В 1991 году впервые удалось получить существенное количество энергии - приблизительно 1.7 миллион ватт в результате управляемого ядерного синтеза в Объединенной европейской лаборатории (Торус). В декабре 1993 года, исследователи в Принстонском университете использовали реактор типа токамак для реакции синтеза, чтобы произвести управляемую ядерную реакцию, выделенная энергия равнялась 5.6 миллионов ватт. Однако, и в реакторе типа токамак и в лаборатории Торус затратили большее количество энергии, чем было получено.
Если получение энергии ядерного синтеза станет практически доступным, то это даст безграничный источник топлива
5. Список литературы
1)Журнал "Новый взгляд" (Физика; Для будущей элиты).
2)Учебник Физики 11 класс.
3)Академия энергетика (аналитика; идеи; проекты).
4) Люди и атомы (Уильям Лоуренс).
5) Элементы вселенной (Сиборг и Вэленс).
6) Советский Энциклопедический Словарь.
7) Энциклопедия Encarta 96.
8) Астрономия- http://www.college.ru./astronomy.
Ю.Н. Днестровский — д.ф-м. наук, профессор, институт Ядерного Синтеза,
РНЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия
Материалы Международной конференции
«ПУТЬ В БУДУЩЕЕ – НАУКА, ГЛОБАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ, МЕЧТЫ И НАДЕЖДЫ»
26–28 ноября, 2007 Институт прикладной математики им. М.В. Келдыша РАН, Москва
Может ли управляемый термоядерный синтез (УТС) решить энергетическую проблему в долгосрочной перспективе? Какая часть пути по освоению УТС уже пройдена и сколько еще осталось пройти? Какие трудности ожидаются впереди? Эти проблемы обсуждаются в настоящей работе
1. Физические предпосылки УТС
Для производства энергии предполагается использовать ядерные реакции слияния легких ядер. Среди многих реакций такого типа наиболее легко осуществима реакция слияния ядер дейтерия и трития
Здесь через обозначено стабильное ядро гелия (альфа частица), через N – нейтрон, в скобках обозначена энергия частиц после реакции, . В этой реакции энергия, выделяющаяся на частицу с массой нейтрона, равна примерно 3.5 МэВ. Это примерно в 3-4 раза больше энергии на частицу, выделяющейся при делении урана.
Какие проблемы возникают при попытке реализации реакции (1) для получения энергии?
Главная проблема — трития нет в природе. Он радиоактивен, период полураспада у него приблизительно равен 12-ти годам, поэтому, если он и был когда-то в больших количествах на Земле, то от него давно ничего не осталось. Количество же трития, получаемого на Земле за счет естественной радиоактивности или за счет космического излучения ничтожно мало. Небольшое количество трития получается в реакциях, идущих внутри атомного уранового реактора. На одном из реакторов в Канаде организован сбор такого трития, но его наработка в реакторах очень медленна и производство оказывается слишком дорогим.
Таким образом, производство энергии в термоядерном реакторе на основе реакции (1) должно сопровождаться одновременной наработкой трития в этом же реакторе. Как это можно сделать мы будем обсуждать ниже.
Обе частицы, ядра дейтерия и трития, участвующие в реакции (1), имеют положительный заряд и потому отталкиваются друг от друга кулоновской силой. Для преодоления этой силы частицы должны иметь большую энергию. Зависимость скорости реакции (1), , от температуры тритиево-дейтериевой смеси показана на Рис.1 в двойном логарифмическом масштабе.
Видно, что с ростом температуры вероятность реакции (1) быстро возрастает. Приемлемая для реактора скорость реакции достигается при температуре T > 10 кэВ. Если учесть, что градусов, то температура в реакторе должна превышать 100 млн градусов. Все атомы вещества при такой температуре должны быть ионизованы, а само вещество в таком состоянии принято называть плазмой. Напомним, что по современным оценкам температура в центре Солнца достигает «лишь» 20 млн градусов.
Есть и другие реакции слияния, пригодные, в принципе, для выработки термоядерной энергии. Мы здесь отметим лишь две широко обсуждающиеся в литературе реакции
Здесь – изотоп ядра гелия с массой равной 3, p – протон (ядро водорода). Реакция (2) хороша тем, что для нее на Земле имеется сколько угодно топлива (дейтерия). Технология выделения дейтерия из морской воды отработана и относительно недорога. К сожалению, скорость этой реакции заметно меньше, чем скорость реакции (1) (см. Рис.1), поэтому для реализации реакции (2) требуется температура порядка 500 млн градусов.
Реакция (3) вызывает в настоящее время большой ажиотаж среди людей, занимающихся космическими полетами. Известно, что изотопа много на Луне, поэтому возможность его транспортировки на Землю обсуждается, как одна из приоритетных задач космонавтики. К сожалению, скорость этой реакции (Рис.1) также заметно меньше, скорости реакции (1) и требуемые температуры для осуществления этой реакции также находятся на уровне 500 млн градусов.
Для удержания плазмы с температурой порядка 100 – 500 млн градусов было предложено использовать магнитное поле (И.Е.Тамм, А.Д. Сахаров ). Наиболее перспективными сейчас представляются установки, в которых плазма имеет вид тора (бублика). Большой радиус этого тора мы обозначим через R , а малый через a . Для подавления неустойчивых движений плазмы помимо тороидального (продольного) магнитного поля B 0 требуется еще поперечное (полоидальное) поле. Существует два типа установок, в которых реализуется подобная магнитная конфигурация. В установках типа токамак полоидальное поле создается продольным током I , протекающим в плазме по направлению поля . В установках типа стелларатор полоидальное поле создается внешними винтовыми обмотками с током. Каждая из этих установок имеет свои преимущества и недостатки. В токамаке ток I должен быть согласован с полем . Стелларатор технически более сложен. Сейчас более продвинутыми являются установки типа токамак. Хотя имеются также большие, успешно работающие стеллараторы.
2. Условия на токамак-реактор
Мы укажем здесь лишь два необходимых условия, определяющих «окно» в пространстве параметров плазмы токамака реактора. Имеется, конечно, и множество других условий, уменьшающих это «окно», но они все-таки не так существенны.
1). Для того, чтобы реактор был коммерчески выгодным (не слишком большим), удельная мощность P выделяющейся энергии должна быть достаточно велика
Здесь n 1 и n 2 – плотности дейтерия и трития – энергия, выделяющаяся в одном акте реакции (1). Условие (4) ограничивает плотности n 1 и n 2 снизу.
2). Для того, чтобы плазма была устойчивой, давление плазмы должно быть заметно меньше давления продольного магнитного поля Для плазмы с разумной геометрией это условие имеет вид
При заданном магнитном поле это условие ограничивает плотность и температуру плазмы сверху. Если для осуществления реакции требуется увеличить температуру (например, от реакции (1) перейти к реакциям (2) или (3)), то для выполнения условия (5) нужно при этом увеличить магнитное поле .
Какое магнитное поле понадобится для реализации УТС? Рассмотрим сначала реакцию типа (1). Будем считать для простоты, что n 1 = n 2 = n /2 , где n – плотность плазмы. Тогда при температуре условие (1) дает
Воспользовавшись условием (5), найдем нижнюю границу для магнитного поля
В тороидальной геометрии продольное магнитное поле спадает, как 1/ r , по мере удаления от главной оси тора. Поле – это поле в центре меридионального сечения плазмы. На внутреннем обводе тора поле будет больше. При аспектном отношении
R / a ~ 3 магнитное поле внутри катушек тороидального поля оказывается в 2 раза больше . Таким образом, для выполнения условий (4-5) катушки продольного поля должны быть сделаны из материала, способного работать при магнитном поле порядка 13-14 Тесла.
Для стационарной работы реактора-токамака проводники в катушках должны быть выполнены из сверхпроводящего материала. Некоторые свойства современных сверхпроводников показаны на Рис.2.
В настоящее время в мире построено несколько токамаков со сверхпроводящими обмотками. Самый первый токамак такого типа (токамак Т-7), построенный в СССР в семидесятые годы, использовал в качестве сверхпроводника ниобий-титан (NbTi). Этот же материал использован в большом французском токамаке Tore Supra (середина 80-х годов). Из Рис.2 видно, что при температуре жидкого гелия магнитное поле в токамаке с таким сверхпроводником может достигать значений 4 Тесла. Для международного реактора-токамака ИТЭР решено использовать сверхпроводник ниобий-олово с большими возможностями, но и с более сложной технологией. Этот сверхпроводник используется в российской установке Т-15, запущенной в 1989 году. Из Рис.2 видно, что в ИТЭРе при температуре гелия порядка магнитное поле в плазме с большим запасом может достигать требуемых значений поля 6 Тесла.
Для реакций (2) и (3) условия (4)-(5) оказываются гораздо более жесткими. Для выполнения условия (4) температура плазмы в реакторе T должна быть в 4 раза больше, а плотность плазмы n в 2 раза больше, чем в реакторе, основанном на реакции (1). В результате давление плазмы повышается в 8 раз, а необходимая величина магнитного поля в 2.8 раза. Это означает, что на сверхпроводнике магнитное поле должно достигать значений 30 Тесла. Пока никто еще не работал с такими полями в большом объеме в стационарном режиме. Рис.2 показывает, что есть надежда создать в будущем сверхпроводник на такое поле. Однако, в настоящее время условия (4)-(5) для реакций типа (2)-(3) в установке токамак не могут быть реализованы.
3. Производство трития
В реакторе-токамаке камера с плазмой должна быть окружена толстым слоем материалов, защищающих обмотки тороидального поля от разрушения сверхпроводимости нейтронами. Такой слой, толщиной около метра, получил название бланкета. Здесь же в бланкете должен проводиться отвод тепла, выделяемого нейтронами при торможении. При этом часть нейтронов может быть использована для производства трития внутри бланкета. Наиболее подходящей ядерной реакцией для такого процесса является следующая реакция, идущая с выделением энергии
Здесь – изотоп лития с массой 6. Поскольку нейтрон – нейтральная частица, то кулоновский барьер отсутствует и реакция (8) может идти при энергии нейтрона, заметно меньшей 1 МэВ. Для эффективного производства трития число реакций типа (8) должно быть достаточно велико, а для этого должно быть большим число реагирующих нейтронов. Для увеличения числа нейтронов здесь же в бланкете должны быть расположены материалы, в которых идут реакции размножения нейтронов. Поскольку энергия первичных нейтронов, получающихся в реакции (1), велика (14 МэВ), а для реакции (8) требуются нейтроны с небольшой энергией, то, в принципе, число нейтронов в бланкете можно увеличить в 10-15 раз и, тем самым, замкнуть баланс по тритию: на каждый акт реакции (1) получить один или более актов реакции (8). Можно ли этот баланс реализовать практически? Ответ на этот вопрос требует детальных экспериментов и расчетов. От реактора ИТЭР не требуется, чтобы он обеспечил себя топливом, но на нем будут поставлены эксперименты для прояснения проблемы баланса трития.
Какое количество трития потребуется для работы реактора? Простые оценки показывают, что для реактора с тепловой мощностью 3 ГВт (электрической мощностью порядка 1 ГВт) потребуется 150 кг трития в год. Это примерно в раз меньше веса мазута, потребного для годовой работы тепловой электростанции такой же мощности.
В силу (8), первичным «топливом» для реактора является изотоп лития . Много ли его в природе? В природном литии присутствуют два изотопа
Видно, что содержание изотопа в природном литии достаточно высокое. Запасов лития в Земле при современной уровне потребления энергии хватит на несколько тысяч лет, а в океане – на десятки миллионов лет. Оценки, основанные на формулах (8)-(9), показывают, что природного лития надо добывать в 50-100 раз больше, чем требуется трития. Таким образом, для одного реактора с обсуждаемой мощностью потребуется 15 тонн природного лития в год. Это в 10 5 раз меньше, чем требуется мазутного топлива для тепловой электростанции. Хотя потребуется значительная энергия для разделения изотопов и в природном литии, дополнительная энергия, выделяющаяся в реакции (8), может компенсировать эти затраты.
4. Краткая история исследований по УТС
Исторически первым исследованием по УТС в нашей стране считается секретный Отчет И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова, выпущенный в марте-апреле 1950 года. Он был опубликован позднее в 1958 году . Отчет содержал обзор основных идей по удержанию горячей плазмы магнитным полем в тороидальной установке и оценку размеров термоядерного реактора. Удивительно, но строящийся сейчас токамак ИТЭР близок по своим параметрам к предсказаниям исторического Отчета.
Эксперименты с горячей плазмой начались в СССР с начала пятидесятых годов. Сначала это были небольшие установки разных типов, прямые и тороидальные, но уже в середине десятилетия совместная работа экспериментаторов и теоретиков привела к установкам, получившим название «токамак». От года к году размеры и сложность установок увеличивались, и в 1962 году была запущена установка Т-3 с размерами R =100 см, а = 20 см и магнитным полем до четырех Тесла. Опыт, накопленный за полтора десятилетия, показал, что в установке с металлической камерой, хорошо очищенными стенками и высоким вакуумом (до мм рт. ст.) можно получить чистую, устойчивую плазму с высокой температурой электронов. Л.А.Арцимович доложил об этих результатах на Международной Конференции по Физике плазмы и УТС в 1968 году в Новосибирске. После этого направление токамаков было признано мировым научным сообществом и установки этого типа стали строиться во многих странах.
Токамаки следующего, второго, поколения (Т-10 в СССР и PLT в США) начали работать с плазмой в 1975 году. Они показали, что надежды, порожденные токамаками первого поколения, подтверждаются. И в токамаках с большими размерами можно работать с устойчивой и горячей плазмой. Однако, уже тогда стало ясно, что реактора малых размеров создать нельзя и нужно размеры плазмы увеличивать.
Проектирование токамаков третьего поколения заняло около пяти лет и в конце семидесятых годов началось их строительство. В следующем десятилетии они последовательно вводились в строй и к 1989 году работало 7 больших токамаков: TFTR и DIII — D в США, JET (самый большой) в объединенной Европе, ASDEX — U в Германии, TORE — SUPRA во Франции, JT 60- U в Японии и Т-15 в СССР. На этих установках были получены температура и плотность плазмы, необходимые для реактора. Конечно, пока они были получены порознь, отдельно для температуры и отдельно для плотности. Установки TFTR и JET допускали возможность работы с тритием, и на них впервые была получена заметная термоядерная мощность P DT (в соответствии с реакцией (1)), сравнимая с внешней мощностью, введенной в плазму P aux . Максимальная мощность P DT на установке JET в экспериментах 1997 года достигала значений 16 МВт при мощности P aux порядка 25 МВт. Разрез установки JET и внутренний вид камеры показан на Рис. 3 а,б. Здесь же для сравнения показаны размеры человека.
В самом начале 80-х годов началась совместная работа международной группы ученых (Россия, США, Европа, Япония) по проектированию токамака следующего (четвертого) поколения – реактора ИНТОР. На этой стадии ставилась задача просмотреть «узкие места» будущей установки без создания полного проекта. Однако, к середине 80-х годов стало ясно, что надо ставить более полную задачу, включая создание проекта. С подачи Е.П.Велихова, после длительных переговоров на уровне лидеров государств (М.С.Горбачева и Р.Рейгана) в 1988 году было подписано Соглашение и началась работа над проектом реактора-токамака ИТЭР. Работа проводилась в три этапа с перерывами и, в общей сложности, заняла 13 лет. Сама по себе дипломатическая история проекта ИТЭР драматична, не раз приводила к тупикам и заслуживает отдельного описания (см. например, книгу ). Формально проект был закончен в июле 2000-го года, но предстояло еще выбрать площадку для строительства и разработать Соглашение о строительстве и Устав ИТЭР. Все вместе это заняло почти 6 лет, и, наконец, в ноябре 2006-го года Соглашение о строительстве ИТЭР в Южной Франции было подписано. Ожидается, что само строительство займет около 10 лет. Таким образом, от момента начала переговоров до получения первой плазмы в термоядерном реакторе ИТЭР пройдет около 30 лет. Это уже сравнимо со временем активной жизни человека. Таковы реалии прогресса.
По своим линейным размерам ИТЭР примерно в два раза превосходит установку JET . По проекту магнитное поле в нем = 5.8Тесла, а ток I = 12-14 МА. Предполагается, что термоядерная мощность достигнет значения , введенной в плазму для нагрева, будет порядка 10.
5. Развитие средств нагрева плазмы.
Параллельно с ростом размеров токамака развивалась технология средств нагрева плазмы. Сейчас используется три различных метода нагрева:
- Омический нагрев плазмы протекающим по ней током.
- Нагрев пучками горячих нейтральных частиц дейтерия или трития.
- Нагрев электромагнитными волнами в разных диапазонах частот.
Омический нагрев плазмы в токамаке присутствует всегда, но он недостаточен для нагрева до термоядерных температур порядка 10 – 15 кэВ (100 – 150 млн. градусов). Дело в том, что с нагревом электронов быстро падает сопротивление плазмы (обратно пропорционально ), поэтому при фиксированном токе падает и вложенная мощность. В качестве примера укажем, что в установке JET током в 3-4 МА удается нагреть плазму только до ~ 2 – 3 кэВ. При этом сопротивление плазмы настолько мало, что ток в несколько миллионов ампер (МА) поддерживается напряжением 0.1 – 0.2 В.
Инжекторы пучков горячих нейтралов появились впервые на американской установке PLT в 1976-77 годах, и с тех пор прошли большой технологический путь развития. Сейчас типичный инжектор имеет пучок частиц с энергией 80 – 150 кэВ и мощностью до 3 – 5 МВт. На большой установке обычно устанавливается до 10 – 15 инжекторов разной мощности. Полная мощность пучков, захваченная плазмой, достигает 25 – 30 МВт. Это сравнимо с мощностью небольшой тепловой электростанции. На ИТЭРе предполагается установить инжекторы с энергией частиц до 1 МэВ и суммарной мощностью до 50 МВт. Таких пучков пока нет, но идут интенсивные разработки. В Соглашении по ИТЭРу ответственность за эти разработки взяла на себя Япония.
Сейчас считается, что нагрев плазмы электромагнитными волнами эффективен в трех диапазонах частот:
- нагрев электронов на их циклотронной частоте f ~ 170 ГГц;
- нагрев ионов и электронов на ионной циклотронной частоте f ~ 100 МГц;
- нагрев на промежуточной (нижне-гибридной) частоте f ~ 5 ГГц.
Для последних двух диапазонов частот уже давно существуют мощные источники излучения, и главная проблема здесь заключается в правильном согласовании источников (антенн) с плазмой для снижения эффектов отражения волн. На ряде больших установок за счет высокого искусства экспериментаторов удалось ввести в плазму таким путем до 10 МВт мощности.
Для первого, наиболее высокочастотного диапазона проблема изначально заключалась в разработке мощных источников излучения с длиной волны l ~ 2 мм. Первопроходцем здесь оказался Институт Прикладной Физики в Нижнем Новгороде. За полвека целенаправленного труда удалось создать источники излучения (гиротроны) с мощностью до 1 МВт в стационарном режиме. Именно такие приборы будут установлены на ИТЭРе. В гиротронах технология доведена до степени искусства. Резонатор, в котором происходит возбуждение волн электронным пучком, имеет размеры порядка 20 см, а требуемая длина волны в 10 раз меньше. Поэтому требуется резонансно вложить до 95% мощности в одну и очень высокую пространственную гармонику, а во все остальные вместе – не более 5%. В одном из гиротронов для ИТЭРа в качестве такой выделенной гармоники используется гармоника с номерами (числом узлов) по радиусу = 25 и по углу = 10. Для вывода излучения из гиротрона в качестве окна используется поликристаллический алмазный диск толщиной 1.85 мм и диаметром 106 мм. Таким образом, для решения проблемы нагрева плазмы пришлось развить производство гигантских искусственных алмазов.
6. Диагностики
При температуре плазмы в 100 млн. градусов никакой измерительный прибор вставить внутрь плазмы нельзя. Он испарится, не успев передать разумной информации. Поэтому все измерения являются косвенными. Измеряются токи, поля и частицы вне плазмы, а затем, с помощью математических моделей, производится интерпретация зарегистрированных сигналов.
Что же измеряется на самом деле?
Прежде всего – это токи и напряжения в окружающих плазму контурах. С помощью локальных зондов измеряются электрические и магнитные поля вне плазмы. Число таких зондов может доходить до нескольких сотен. По этим измерениям, решая обратные задачи, можно восстановить форму плазмы, ее положение в камере и величину тока.
Для измерения температуры и плотности плазмы используются как активные, так и пассивные методы. Под активным понимается метод, когда какое-либо излучение (например, луч лазера или пучок нейтральных частиц) инжектируется в плазму, а измеряется рассеянное излучение, несущее информацию о параметрах плазмы. Одна из сложностей задачи заключается в том, что, как правило, рассеивается лишь малая доля инжектированного излучения. Так при использовании лазера для измерения температуры и плотности электронов рассеивается лишь 10 -10 от энергии лазерного импульса. При использовании пучка нейтралов для измерения температуры ионов измеряется интенсивность, форма и положение оптических линий, появляющихся при перезарядке ионов плазмы на нейтралах пучка. Интенсивность этих линий очень мала и для анализа их формы требуются спектрометры высокой чувствительности.
Под пассивными методами понимаются методы, измеряющие излучение, постоянно исходящее из плазмы. В этом случае измеряется электромагнитное излучение в различных диапазонах частот или потоки и спектры выходящих нейтральных частиц. Сюда относятся измерения жесткого и мягкого рентгена, ультрафиолета, измерения в оптическом, инфракрасном и радио диапазонах. Интересными бывают как измерения спектров, так и положения и формы отдельных линий. Число пространственных каналов в отдельных диагностиках достигает нескольких сотен. Частота регистрации сигналов доходит до нескольких МГц. Каждая уважающая себя установка имеет набор из 25-30 диагностик. На токамаке-реакторе ИТЭР только на начальной стадии предполагается иметь несколько десятков пассивных и активных диагностик.
7. Математические модели плазмы
Задачи математического моделирования плазмы можно грубо разделить на две группы. К первой группе относятся задачи интерпретации эксперимента. Они, как правило, некорректны и требуют разработки методов регуляризации. Приведем несколько примеров задач этой группы.
- Восстановление границы плазмы по магнитным (зондовым) измерениям полей вне плазмы. Эта задача приводит к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода или к сильно вырожденным линейным алгебраическим системам.
- Обработка хордовых измерений. Здесь мы приходим к интегральным уравнениям первого рода смешанного типа Вольтерра-Фредгольма.
- Обработка измерений спектральных линий. Здесь требуется учет аппаратных функций, и мы опять приходим к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода.
- Обработка зашумленных временных сигналов. Здесь используются различные спектральные разложения (Фурье, вэйв-лет), подсчеты корреляций различных порядков.
- Анализ спектров частиц. Здесь мы имеем дело с нелинейными интегральными уравнениями первого рода.
Следующие рисунки иллюстрируют некоторые из вышеприведенных примеров. На Рис.4 показано временное поведение сигналов мягкого рентгеновского излучения на установке MAST (Англия), измеренное по хордам коллимированными детекторами.
Установленная диагностика регистрирует свыше 100 таких сигналов. Резкие пики на кривых соответствуют быстрым внутренним движениям («срывам») плазмы. Двумерная структура таких движений может быть найдена с помощью томографической обработки большого числа сигналов.
Рис.5 показывает пространственное распределение давления электронов для двух импульсов той же установки MAST .
Измеряются спектры рассеянного излучения лазерного пучка в 300 точках по радиусу. Каждая точка на Рис.5 является результатом сложной обработки энергетического спектра фотонов, зарегистрированных детекторами. Поскольку рассеивается лишь малая часть энергии пучка лазера, то число фотонов в спектре невелико и восстановление температуры по ширине спектра оказывается некорректной задачей.
Ко второй группе относятся собственно задачи моделирования процессов, происходящих в плазме. Горячая плазма в токамаке обладает большим количеством характерных времен, крайние из которых различаются на 12 порядков. Поэтому напрасны ожидания, что могут быть созданы модели, содержащие «все» процессы в плазме. Приходится использовать модели, справедливые лишь в достаточно узкой полосе характерных времен.
К числу основных моделей относятся:
- Гирокинетическое описание плазмы. Здесь неизвестной является функция распределения ионов, зависящая от шести переменных: трех пространственных координат в тороидальной геометрии, продольной и поперечной скорости и времени. Для описания электронов в таких моделях используются методы усреднения. Для решения этой задачи в ряде зарубежных центров разработаны гигантские коды. Расчет по ним требует большого времени на суперкомпьютерах. В России сейчас таких кодов нет, в остальном мире их насчитывается около десятка. В настоящее время гирокинетические коды описывают плазменные процессы в диапазоне времен 10 -5 -10 -2 сек. Сюда входят развитие неустойчивостей и поведение плазменной турбулентности. К сожалению, эти коды не дают пока разумной картины переноса в плазме. Сравнение результатов расчетов с экспериментом находится еще в начальной стадии.
- Магнитогидродинамическое (МГД) описание плазмы. В этой области в ряде центров созданы коды для линеаризованных трехмерных моделей. Они используются для изучения устойчивости плазмы. Как правило, разыскиваются границы неустойчивостей в пространстве параметров и величины инкрементов. Параллельно развиваются нелинейные коды.
Заметим, что за последние 2 десятилетия отношение физиков к неустойчивостям плазмы заметно изменилось. В 50-е – 60-е годы неустойчивости плазмы открывались «почти каждый день». Но со временем стало ясно, что лишь некоторые из них приводят к частичному или полному разрушению плазмы, а остальные лишь увеличивают (или не увеличивают) перенос энергии и частиц. Самая опасная неустойчивость, приводящая к полному разрушению плазмы, называется «неустойчивостью срыва» или просто «срывом». Она нелинейна и развивается в том случае, когда более элементарные линейные МГД моды, связанные с отдельными резонансными поверхностями, пересекаются в пространстве и, тем самым, разрушают магнитные поверхности. Попытки описать процесс срыва привели к созданию нелинейных кодов. К сожалению, пока ни один из них не способен описать картину разрушения плазмы.
В плазме сегодняшних экспериментов, помимо неустойчивости срыва, считаются опасными небольшое число неустойчивостей. Здесь мы назовем лишь две из них. Это так называемая RWM мода, связанная с конечной проводимостью стенок камеры и затуханием в ней токов, стабилизирующих плазму, и NTM мода, связанная с образованием магнитных островов на резонансных магнитных поверхностях. К настоящему времени создано несколько трехмерных МГД кодов в тороидальной геометрии для изучения этих типов возмущений. Идут активные поиски методов подавления указанных неустойчивостей, как на ранней стадии, так и на стадии развитой турбулентности.
- Описание переносов в плазме, теплопроводность и диффузия. Около сорока лет назад была создана классическая (основанная на парных соударениях частиц) теория переноса в тороидальной плазме. Эта теория была названа «неоклассической». Однако, уже в конце 60-х годов эксперименты показали, что перенос энергии и частиц в плазме гораздо больше неоклассического (на 1 – 2 порядка величины). На этом основании обычный перенос в экспериментальной плазме называется «аномальным».
Было предпринято много попыток описать аномальный перенос через развитие турбулентных ячеек в плазме. Обычный путь, принятый в последнем десятилетии во многих лабораториях мира, заключается в следующем. Предполагается, что первичной причиной, определяющей аномальный перенос, являются неустойчивости дрейфового типа, связанные с градиентами температуры ионов и электронов или с присутствием запертых частиц в тороидальной геометрии плазмы. Результаты расчетов по таким кодам приводят к следующей картине. Если градиенты температуры превышают некоторое критическое значение, то развивающаяся неустойчивость приводит к турбулизации плазмы и резкому увеличению потоков энергии. Предполагается, что эти потоки растут пропорционально расстоянию (в некоторой метрике) между экспериментальными и критическими градиентами. На этом пути в последнее десятилетие построено несколько транспортных моделей для описания переноса энергии в плазме токамака. Однако, попытки провести сравнение расчетов по этим моделям с экспериментом не всегда приводят к успеху. Для описания экспериментов приходится предполагать, что в разных режимах разрядов и в разных пространственных точках сечения плазмы главную роль в переносе играют разные неустойчивости. В результате предсказание не всегда оказывается надежным.
Дело осложняется еще и тем, что за последние четверть века открыто много признаков «самоорганизации» плазмы. Пример такого эффекта приведен на Рис.6 а,б.
Рис.6а показывает профили плотности плазмы n (r) для двух разрядов установки MAST с одинаковыми токами и магнитными полями, но с разной скоростью подачи газа дейтерия для поддержания плотности. Здесь r – расстояние до центральной оси тора. Видно, что профили плотности сильно различаются по своей форме. На Рис.6б для тех же импульсов показаны профили электронного давления , нормированные в точке – профиль температуры электронов. Видно, что «крылья» профилей давления хорошо совпадают. Из этого следует, что профили электронной температуры как бы «подстраиваются», чтобы сделать профили давления одинаковыми. Но это означает, что «подстраиваются» коэффициенты переноса, то есть они не являются функциями локальных параметров плазмы. Такая картина в целом и называется самоорганизацией. Несовпадение профилей давления в центральной части объясняется наличием периодических МГД колебаний в центральной зоне разряда с большей плотностью. Профили давления на крыльях совпадают, несмотря на эту нестационарность.
В наших работах предполагается, что эффект самоорганизации определяется одновременным действием многих неустойчивостей. Нельзя выделить среди них главную неустойчивость, поэтому описание переноса следует связывать с какими-то вариационными принципами, которые реализуются в плазме за счет диссипативных процессов. В качестве такого принципа предлагается использовать принцип минимума магнитной энергии, предложенный Кадомцевым . Этот принцип позволяет выделить некоторые специальные профили тока и давления, которые принято называть каноническими. В транспортных моделях они играют ту же роль, что и критические градиенты. Модели, построенные на этом пути, позволяют разумно описать экспериментальные профили температуры и плотности плазмы в разных режимах работы токамака .
8. Путь в будущее. Надежды и мечты.
За более чем полвека исследований горячей плазмы пройдена заметная доля пути к термоядерному реактору. В настоящее время наиболее перспективным представляется использование для этой цели установок типа токамак. Параллельно, хотя и с задержкой на 10-15 лет, развивается направление стеллараторов. Какая их этих установок окажется в конце концов более подходящей для коммерческого реактора, сейчас нельзя сказать. Это может быть решено лишь в будущем.
Прогресс в исследованиях по УТС, начиная с 60-х годов, показан на Рис.7 в двойном логарифмическом масштабе.
Ядерный синтез был впервые достигнут на Земле в начале 30-ых годов. В циклотроне - ускорителе элементарных частиц - производили бомбардировку ядер дейтерия. При этом происходило выделение высокой температуры, однако, эту энергию не удавалось использовать. В 1950-ых годах первый крупномасштабный, но не контролируемый процесс выделения энергии синтеза был продемонстрирован в испытаниях термоядерного оружия Соединенными Штатами, СССР, Великобританией и Францией. Однако это была кратковременная и неуправляемая реакция, которая не могла быть использована для получения электроэнергии.
Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем. Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры. Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени. В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа. Следующая проблема - накопление этой энергии и преобразование ее в электричество.
При температурах даже 100000 C 0 все атомы водорода полностью ионизируются. Газ состоит из электрически нейтральной структуры: положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных свободных электронов. Это состояние называется плазмой.
Плазма, достаточно горяча для синтеза, но не может находиться в обычных материалах. Плазма охладилась бы очень быстро, и стенки сосуда были бы разрушены при перепаде температур. Однако так как плазма состоит из заряженных ядер и электронов, которые двигаются по спирали вокруг силовых линий магнитного поля, плазма может содержаться в ограниченной магнитным полем области без того, чтобы реагировать со стенками сосуда.
В любом управляемом устройстве синтеза выделение энергии должно превышать энергию, требуемую, для ограничения и нагрева плазмы. Это условие может быть выполнено, когда время заключения плазмы и ее плотность n превышает приблизительно 10 14 . Отношения n > 10 14 называются критерием Лоусона.
Одним из перспективных источников получения электричества является
освоение термоядерной энергии, т.е. энергии трития и дейтерия (изотопов Н), содержащихся в неисчерпаемых количествах в воде океанов.
Во время химической реакции изменяются электронные оболочки атомов. В
результате ядерной реакции иным становится строение атомного ядра – гораздо
более прочного, чем атом. Поэтому при распаде тяжелых ядер (в реакции
деления) или, наоборот, при слиянии легких (в реакциях синтеза), когда
образуются ядра элементов средней массы, выделяется огромное количество
Например, при делении одного атома урана – реакции, используемой для
получения энергии в современных атомных станциях, - выделяется около 1 МэВ
энергии на каждый нуклон. (Нуклонами называют протоны и нейтроны,
являющиеся составными частями ядер атомов.) В ходе реакции дейтерия D
(тяжелого водорода, атом которого содержит в ядре нейтрон n) с протоном p
синтезируется изотоп гелий-3, излучается?-частица и выделяется примерно 5
МэВ энергии на один нуклон, т.е. в 5 раз больше: 1D2 + p > 2He3 + ?.
В природной воде один атом дейтерия приходится на 7 тыс. атомов
водорода, но дейтерия, содержащегося в стакане воды достаточно, чтобы
произвести столько же энергии, сколько можно получить при сгорании бочки
бензина. В Мировом океане 4·1013 т дейтерия; его хватит всем жителям Земли
на 4 тыс. лет.
Еще больше энергии выделяется в реакциях сверхтяжелого изотопа
водорода – трития Т, в ядре которого два нейтрона:1T3 + p > 2He4+ ? + 19,7 МэВ
1T3+1D2 > 2He4 + n + 17,6 МэВ
Трития в природе нет, но в достаточных количествах его можно получить
в атомных реакторах, воздействуя потоком электронов на атомы лития:
N + 3Li7 > 2He4 + T
Однако осуществить эту реакцию весьма непросто: она начнется лишь в
том случае, если ядра атомов сблизятся настолько, что возникнут силы
ядерного притяжения (так называемого сильного взаимодействия). Это
расстояние на пять порядков меньше размеров атома, и, пока электроны
остаются на своих орбитах, они не позволят ядрам атомов сблизиться. Да и
сами ядра до начала сильного взаимодействия расталкиваются кулоновскими
Если получение энергии ядерного синтеза станет практически доступным, то это даст следующие преимущества: первое - безграничный источник топлива, дейтерий из океана; второе - исключит возможность несчастного случая в реакторе, так как количество топлива в системе очень мало; и третье - отходы намного менее радиоактивны и их проще хранить, чем отходы от реакций распада.
1Несмотря на полные абсолютной уверенности заявления достаточно авторитетных зарубежных специалистов о скором использовании энергии, которую, наконец, можно будет получать от термоядерных реакторов, - всё не так оптимистично. Термоядерная энергетика, казалось бы, такая понятная и доступная, на самом деле по-прежнему далека от широкого и повсеместного внедрения на практике. Недавно в Интернете снова появились радужные сообщения, уверяющие широкую общественность в том, что «не осталось практически никаких технических препятствий для создания в скором времени термоядерного реактора». Но ведь такая уверенность была и раньше. Казалось, что это очень перспективная и решаемая проблема. Но прошли десятки лет, а воз, что называется, и ныне там. Высокоэффективный экологически чистый источник энергии до сих пор остаётся неподвластным человечеству. Как и прежде это - перспективный предмет исследований и разработок, которые должны будут когда-то завершиться удачным проектом - и тогда энергия пойдёт к нам как из рога изобилия. Но дело в том, что столь долгое продвижение вперёд, больше похожее на топтание на месте, заставляет очень серьёзно задуматься и оценить создавшуюся ситуацию. Что если мы недооцениваем какие-то важные факторы, не учитываем значение и роль каких-либо параметров. Ведь даже в Солнечной системе есть так и не вступивший в эксплуатацию термоядерный реактор. Это планета Юпитер. Недостаток массы и гравитационного сжатия не позволили этому представителю планет-гигантов выйти на необходимую мощность и стать ещё одним Солнцем в Солнечной системе. Получается, что также как для обычного ядерного топлива существует критическая масса, необходимая для протекания цепной реакции, так и в данном случае существуют ограничивающие параметры. И если для того, чтобы как-то обойти ограничения по минимально необходимой массе при использовании традиционного ядерного заряда, используется сжатие материала в процессе взрыва, то и в случае создания термоядерных установок тоже нужны определённые нестандартные решения.
Проблема состоит в том, что плазму нужно не только получить, но и удержать. Нужна стабильность в работе создаваемого термоядерного реактора. Но с этим как раз большие проблемы.
Конечно, никто не будет спорить о преимуществах термоядерного синтеза. Это практически неограниченный ресурс для получения энергии. Но директор российского агентства ITER (речь идёт о международном экспериментальном термоядерном реакторе) справедливо отметил, что уже более 10 лет назад США и Англия получили энергию на термоядерных установках, но выход её был далёк от вложенной мощности. Максимум составлял даже менее 70 %. А ведь современный проект (ITER) предполагает получение в 10 раз большей мощности, по сравнению с вложенной. Поэтому очень настораживают заявления, о том, что проект технически сложный и в него будут вноситься коррективы, как, разумеется, и в даты запуска реактора, а, следовательно, возврата инвестиций государствам, вложившим средства в данную разработку.
Таким образом, возникает вопрос, насколько оправдана попытка заменить мощную гравитацию, удерживающую плазму в природных термоядерных реакторах (звёздах) магнитными полями - результатом творения инженерной мысли человека? Преимущество термоядерного синтеза - выделение энергии в миллионы раз превышающее тепловыделение, происходящее, например, при сжигании обычного топлива - именно оно, в то же самое время, является препятствием к успешному обузданию вырывающейся на свободу энергии. То, что легко решается достаточным уровнем гравитации, становится невероятно сложной задачей для инженеров и учёных. Поэтому так трудно разделить оптимизм относительно близких перспектив для термоядерной энергетики. Гораздо больше шансов пользоваться естественным термоядерным реактором - Солнцем. Этой энергии хватит ещё не менее чем на 5 миллиардов лет. И за счёт неё будут работать фотоэлементы, термоэлементы и даже какие-нибудь паровые котлы, для которых вода была бы нагрета с помощью линз или сферических зеркал.
Библиографическая ссылка
Силаев И.В., Радченко Т.И. ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ УСТАНОВОК ДЛЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА // Международный журнал прикладных и фундаментальных исследований. – 2014. – № 1. – С. 37-38;URL: https://applied-research.ru/ru/article/view?id=4539 (дата обращения: 19.09.2019). Предлагаем вашему вниманию журналы, издающиеся в издательстве «Академия Естествознания»