Термоядерна електростанція.

В даний час вчені працюють над створенням Термоядерної електростанції, перевагою яких є забезпечення людства електроенергією на необмежений час. Термоядерна електростанція працює на основі термоядерного синтезу - реакції синтезу важких ізотопів водню з утворенням гелію та виділенням енергії. Реакція термоядерного синтезу не дає газоподібних та рідких радіоактивних відходів, не напрацьовує плутоній, який використовується для ядерної зброї. Якщо ще врахувати, що пальним для термоядерних станцій буде важкий ізотоп водню дейтерій, який одержують із простої води — у півлітрі води укладено енергію синтезу, еквівалентну тій, що вийде при спалюванні бочки бензину, — то переваги електростанцій, заснованих на термоядерній реакції, стають очевидними .

У ході термоядерної реакції енергія виділяється при з'єднанні легких атомів та перетворенні їх на більш важкі. Щоб цього досягти, необхідно розігріти газ до температури понад 100 мільйонів градусів - набагато вище за температуру в центрі Сонця.

Газ за такої температури перетворюється на плазму. Атоми ізотопів водню при цьому зливаються, перетворюючись на атоми гелію та нейтрони та виділяючи велику кількість енергії. Комерційна електростанція, що працює на цьому принципі, використала б енергію нейтронів, що уповільнюються шаром щільної речовини (літію).

Порівняно з атомною електростанцією термоядерний реактор залишатиме після себе набагато менш радіоактивні відходи.

Інтернаціональний термоядерний реактор ІТЕР

Учасники міжнародного консорціуму зі створення першого у світі термоядерного реактора ІТЕР підписали у Брюсселі угоду, яка дає старт практичної реалізації проекту.

Представники Європейського союзу, США, Японії, Китаю, Південної Кореї та Росії мають намір розпочати будівництво експериментального реактора у 2007 році та закінчити його протягом восьми років. Якщо все пройде згідно з планом, то до 2040 може бути побудована демонстраційна електростанція, що працює за новим принципом.

Хочеться вірити, що ера екологічно небезпечних ГЕС та АЕС незабаром закінчиться, і настане час нової електростанції — термоядерної, проект якої вже здійснюється. Але, незважаючи на те, що проект ІТЕР (Міжнародний термоядерний реактор) вже майже готовий; незважаючи на те, що вже на перших діючих експериментальних термоядерних реакторах отримано потужність, що перевищує 10 МВт — рівень перших атомних електростанцій, перша термоядерна електростанція запрацює не раніше, ніж через двадцять років, бо її вартість дуже велика. Вартість робіт оцінюється в 10 млрд. євро – це найдорожчий міжнародний проект електростанції. Половину витрат на будівництво реактора бере на себе Євросоюз. Інші учасники консорціуму виділять по 10% кошторису.

Тепер план зведення реактора, який стане найдорожчим спільним науковим проектом, повинні ратифікувати парламентарі країн-учасниць консорціуму.

Реактор буде побудований у південній французькій провінції Прованс, на околицях міста Кадараш, де знаходиться французький центр ядерних досліджень.

Сьогодні багато країн беруть участь у термоядерних дослідженнях. Лідерами є Європейський Союз, США, Росія та Японія, а програми Китаю, Бразилії, Канади та Кореї стрімко нарощуються. Спочатку термоядерні реактори в США та СРСР були пов'язані з розробкою ядерної зброї та залишалися засекреченими до конференції «Атоми для миру», яка відбулася в Женеві у 1958 році. Після створення радянського токамака дослідження ядерного синтезу 1970 року стали «великою наукою». Але вартість та складність пристроїв збільшувалася до точки, коли міжнародне співробітництво стало єдиною можливістю просуватися вперед.

Термоядерні реактори у світі

Починаючи з 1970 років, початок комерційного використання енергії синтезу постійно відсувалося на 40 років. Однак останніми роками сталося багато чого, завдяки чому цей термін може бути скорочений.

Побудовано кілька токамаків, у тому числі європейський JET, британський MAST та експериментальний термоядерний реактор TFTR у Прінстоні, США. Міжнародний проект ITER в даний час знаходиться на стадії будівництва в Кадараш, Франція. Він стане найбільшим струмом, коли запрацює у 2020 роках. У 2030 році в Китаї буде побудовано CFETR, який перевершить ITER. Тим часом КНР проводить дослідження на експериментальному надпровідному токамаку EAST.

Термоядерні реактори іншого типу – стелатори – також популярні у дослідників. Один з найбільших LHD почав роботу в японському Національному інституті в 1998 році. Він використовується для пошуку найкращої магнітної конфігурації утримання плазми. Німецький Інститут Макса Планка в період з 1988 по 2002 рік проводив дослідження на реакторі Wendelstein 7-AS у Гархінгу, а зараз – на Wendelstein 7-X, будівництво якого тривало понад 19 років. Інший стеларатор TJII експлуатується у Мадриді, Іспанія. У США Прінстонська лабораторія (PPPL), де був побудований перший термоядерний реактор даного типу в 1951 році, в 2008 році зупинила будівництво NCSX через перевитрату коштів та відсутність фінансування.

Крім того, досягнуто значних успіхів у дослідженнях інерційного термоядерного синтезу. Будівництво National Ignition Facility (NIF) вартістю 7 млрд $ у Ліверморській національній лабораторії (LLNL), що фінансується Національною адміністрацією з ядерної безпеки, було завершено у березні 2009 р. Французький Laser Mégajoule (LMJ) розпочав роботу у жовтні 2014 року. Термоядерні реактори використовують доставлені лазерами протягом кількох мільярдних часток секунди близько 2 млн джоулів світлової енергії в ціль розміром кілька міліметрів для запуску реакції ядерного синтезу. Основним завданням NIF та LMJ є дослідження щодо підтримки національних військових ядерних програм.

ITER

У 1985 р. Радянський Союз запропонував побудувати токамак наступного покоління спільно з Європою, Японією та США. Робота велася під егідою МАГАТЕ. У період з 1988 по 1990 рік були створені перші проекти Міжнародного термоядерного експериментального реактора ITER, що також означає «шлях» або «подорож» латиною, з метою довести, що синтез може виробляти більше енергії, ніж поглинати. Канада та Казахстан також взяли участь за посередництвом Євратома та Росії відповідно.

Через 6 років рада ITER схвалила перший комплексний проект реактора на основі усталеної фізики та технології вартістю 6 млрд доларів. Тоді США вийшли з консорціуму, що змусило вдвічі скоротити витрати та змінити проект. Результатом став ITER-FEAT вартістю 3 млрд дол., але дозволяє досягти самопідтримуючої реакції та позитивного балансу потужності.

У 2003 р. США знову приєдналися до консорціуму, а Китай оголосив про своє бажання брати участь у ньому. В результаті в середині 2005 року партнери домовилися про будівництво ITER у Кадараш на півдні Франції. ЄС та Франція вносили половину від 12,8 млрд євро, а Японія, Китай, Південна Корея, США та Росія – по 10% кожен. Японія надавала високотехнологічні компоненти, містила установку IFMIF вартістю 1 млрд. євро, призначену для випробування матеріалів, і мала право на зведення наступного тестового реактора. Загальна вартість ITER включає половину витрат на 10-річне будівництво та половину – на 20 років експлуатації. Індія стала сьомим членом ІТЕР наприкінці 2005 року.

Експерименти повинні розпочатися у 2018 році з використанням водню, щоб уникнути активації магнітів. Використання D-T плазми не очікується раніше 2026 року.

Мета ITER – виробити 500 МВт (хоча б протягом 400 с), використовуючи менше 50 МВт вхідної потужності без генерації електроенергії.

Двогігаватна демонстраційна електростанція Demo вироблятиме великомасштабне на постійній основі. Концептуальний дизайн Demo буде завершено до 2017 року, а його будівництво розпочнеться у 2024 році. Пуск відбудеться 2033 року.

JET

У 1978 р. ЄС (Євратом, Швеція та Швейцарія) розпочали спільний європейський проект JET у Великій Британії. JET сьогодні є найбільшим працюючим токамаком у світі. Подібний реактор JT-60 працює в японському Національному інституті термоядерного синтезу, але тільки JET може використовувати дейтерій-тритієве паливо.

Реактор був запущений у 1983 році, і став першим експериментом, в результаті якого в листопаді 1991 року було проведено керований термоядерний синтез потужністю до 16 МВт протягом однієї секунди та 5 МВт стабільної потужності на дейтерій-тритієвій плазмі. Було проведено безліч експериментів з вивчення різних схем нагріву та інших технік.

Подальші вдосконалення JET стосуються підвищення його потужності. Компактний реактор MAST розробляється разом із JET і є частиною проекту ITER.

K-STAR

K-STAR - корейський надпровідний токамак Національного інституту термоядерних досліджень (NFRI) у Теджоні, який зробив свою першу плазму в середині 2008 року. ITER, що є результатом міжнародної співпраці. Токамак радіусом 1,8 м - перший реактор, що використовує надпровідні магніти Nb3Sn, такі ж, що планується використовувати в ITER. Під час першого етапу, що завершився до 2012 року, K-STAR повинен був довести життєздатність базових технологій та досягти плазмових імпульсів тривалістю до 20 с. На другому етапі (2013-2017) проводиться його модернізація для вивчення довгих імпульсів до 300 с у режимі H та переходу до високопродуктивного AT-режиму. Метою третьої фази (2018-2023) є досягнення високої продуктивності та ефективності у режимі тривалих імпульсів. На 4 етапі (2023-2025) будуть випробувані технології DEMO. Пристрій не здатний працювати з тритієм і D-T паливо не використовує.

K-DEMO

Розроблений у співпраці з Прінстонською лабораторією фізики плазми (PPPL) Міністерства енергетики США та південно-корейським інститутом NFRI, K-DEMO має стати наступним кроком на шляху створення комерційних реакторів після ITER, і буде першою електростанцією, здатною генерувати потужність в електричну мережу, а саме 1 млн кВт протягом кількох тижнів. Його діаметр становитиме 6,65 м, і він матиме модуль зони відтворення, створюваний у рамках проекту DEMO. Міністерство освіти, науки і технологій Кореї планує інвестувати в нього близько трильйона корейських вон (941 млн доларів).

EAST

Китайський експериментальний удосконалений надпровідний токамак (EAST) в Інституті фізики Китаю в Хефеї створив водневу плазму температурою 50 млн. ° C і утримував її протягом 102 с.

TFTR

В американській лабораторії PPPL експериментальний термоядерний реактор TFTR працював з 1982 до 1997 року. У грудні 1993 р. TFTR став першим магнітним токамаком, у якому вироблялися великі експерименти з плазмою з дейтерій-тритію. Наступного року реактор зробив рекордні на той час 10,7 МВт керованої потужності, а в 1995 році було досягнуто рекорду температури в 510 млн °C. Однак установка не досягла мети беззбитковості енергії термоядерного синтезу, але з успіхом виконала цілі проектування апаратних засобів, зробивши значний внесок у розвиток ITER.

LHD

LHD у японському Національному інституті термоядерного синтезу в Токі, префектура Гіфу, був найбільшим стеллатором у світі. Запуск термоядерного реактора відбувся в 1998 р., і він продемонстрував якості утримання плазми, які можна порівняти з іншими великими установками. Було досягнуто температури іонів 13,5 кеВ (близько 160 млн °C) та енергія 1,44 МДж.

Wendelstein 7-X

Після року випробувань, що розпочалися наприкінці 2015 року, температура гелію на короткий час досягла 1 млн. °C. У 2016 р. термоядерний реактор із водневою плазмою, використовуючи 2 МВт потужності, досяг температури 80 млн °C протягом чверті секунди. W7-X є найбільшим стеларатором у світі та планується його безперервна робота протягом 30 хвилин. Вартість реактора склала 1 млрд. €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) у Ліверморській національній лабораторії (LLNL) було завершено у березні 2009 року. Використовуючи свої 192 лазерні промені, NIF здатний сконцентрувати в 60 разів більше енергії, ніж будь-яка попередня лазерна система.

Холодний ядерний синтез

У березні 1989 року два дослідники, американець Стенлі Понс та британець Мартін Флейшман, заявили, що вони запустили простий настільний холодний термоядерний реактор, що працює за кімнатної температури. Процес полягав у електролізі важкої води з використанням паладієвих електродів, на яких ядра дейтерію концентрувалися з високою щільністю. Дослідники стверджують, що вироблялося тепло, яке можна було пояснити лише з точки зору ядерних процесів, а також були побічні продукти синтезу, включаючи гелій, тритій та нейтрони. Проте іншим експериментаторам вдалося повторити цей досвід. Більшість наукової спільноти не вважає, що холодні термоядерні реактори реальні.

Низькоенергетичні ядерні реакції

Ініційовані претензіями на «холодний термоядерний синтез», дослідження продовжилися в галузі низькоенергетичних, які мають деяку емпіричну підтримку, але не загальноприйняте наукове пояснення. Очевидно, до створення і захоплення нейтронів використовуються слабкі ядерні взаємодії (а чи не потужна сила, як із або їх синтезі). Експерименти включають проникнення водню або дейтерію через каталітичний шар та реакцію з металом. Дослідники повідомляють про вивільнення енергії, що спостерігається. Основним практичним прикладом є взаємодія водню з порошком нікелю з виділенням тепла, кількість якого більша, ніж може дати будь-яка хімічна реакція.

Чи потрібна термоядерна енергія?

На цьому етапі розвитку цивілізації можна сміливо заявити, що перед людством стоїть «енергетичний виклик». Він обумовлений одразу декількома фундаментальними факторами:

— Людство зараз споживає величезну кількість енергії.

В даний час споживання енергії у світі становить близько 15,7 терават (ТВт). Розділивши цю величину на населення планети, ми отримаємо приблизно 2400 ватів на людину, що можна легко оцінити та уявити собі. Енергія, що споживається кожним жителем Землі (включаючи дітей), відповідає цілодобовій роботі 24-х 100-ватних електричних ламп.

- Світове споживання енергії швидко зростає.

За прогнозом Міжнародного агентства з енергетики (2006 рік), світове споживання енергії до 2030 року має збільшитись на 50%.

— Нині 80% енергії, що споживається світом, створюється за рахунок спалювання викопних природних палив (нафта, вугілля та газ), використання яких потенційно несе небезпеку катастрофічних екологічних змін.

У жителів Саудівської Аравії популярний такий жарт: «Мій батько їздив на верблюді. Я обзавівся автомобілем, а мій син уже керує літаком. Але його син знову пересяде на верблюда».

Схоже, що справи йдуть саме так, оскільки, за всіма серйозними прогнозами, запаси нафти у світі закінчаться здебільшого через 50 років.

Навіть на підставі оцінок Геологічної служби США (цей прогноз значно оптимістичніший за інші), зростання світового видобутку нафти триватиме не більше 20 найближчих років (інші фахівці передбачають, що пік видобутку буде досягнуто вже через 5-10 років), після чого обсяг нафти, що видобувається, почне зменшуватися зі швидкістю близько 3% на рік. Перспективи видобутку природного газу виглядають не набагато кращими. Зазвичай кажуть, що кам'яного вугілля нам вистачить ще на 200 років, але цей прогноз ґрунтується на збереженні існуючого рівня видобутку та витрати. Тим часом споживання вугілля зараз зростає на 4,5% на рік, що відразу скорочує згаданий період у 200 років лише до 50 років.

Отже, вже зараз слід готуватися до закінчення епохи використання викопних типів пального.

На жаль, альтернативні джерела енергії, що існують зараз, не в змозі покрити зростаючих потреб людства. За найоптимістичнішими оцінками, максимальна кількість енергії (у зазначеному тепловому еквіваленті), створювана переліченими джерелами, становить лише 3 ТВт (вітер), 1 ТВт (гідростанції), 1 ТВт (біологічні джерела) та 100 ГВт (геотермальні та морські установки). Сумарна кількість додаткової енергії (навіть у цьому, найоптимальнішому прогнозі) становить лише близько 6 ТВт. При цьому варто відзначити, що розробка нових джерел енергії є дуже складним технічним завданням, так що вартість виробленої ними енергії буде в будь-якому разі вищою, ніж при звичному спалюванні вугілля і т.п.

людство має шукати якісь інші джерела енергії, якими у час реально можна розглядати лише Сонце і реакції термоядерного синтезу.

Потенційно Сонце є практично невичерпним джерелом енергії. Кількість енергії, що потрапляє лише на 0,1% поверхні планети, еквівалентно 3,8 ТВт (навіть за умови перетворення з ефективністю всього 15%). Проблема полягає в нашому невмінні вловлювати і перетворювати цю енергію, що пов'язано як з високою вартістю сонячних батарей, так і з проблемами накопичення, зберігання та подальшої передачі енергії, що отримується, в необхідні регіони.

В даний час на атомних електростанціях у широких масштабах набувають енергію, що виділяється при реакціях поділу атомних ядер. Я вважаю, що слід усіляко заохочувати створення та розвиток таких станцій, проте при цьому необхідно враховувати, що запаси одного з найважливіших для їх роботи матеріалу (дешевого урану) також можуть бути повністю витрачені протягом найближчих 50 років.

Ще одним важливим напрямком розвитку є використання ядерного синтезу (злиття ядер), яке виступає зараз як основна надія на порятунок, хоча час створення перших термоядерних електростанцій поки що залишається невизначеним. Саме цій темі присвячено цю лекцію.

Що таке ядерний синтез?

Ядерний синтез, що є основою існування Сонця і зірок, потенційно є невичерпним джерелом енергії для розвитку Всесвіту взагалі. Експерименти, що проводяться в Росії (Росія - батьківщина термоядерної установки Токамак), США, Японії, Німеччини, а також у Великій Британії в рамках програми Joint European Torus (JET), що є однією з провідних дослідницьких програм у світі, показують, що ядерний синтез може забезпечити як поточні енергетичні потреби людства (16 ТВт), а й значно більше енергії.

Енергія ядерного синтезу є цілком реальною, і основне питання полягає в тому, чи зможемо ми створити досить надійні та економічно вигідні термоядерні установки.

Процесами ядерного синтезу називають реакції злиття легких атомних ядер у важчі з виділенням певної кількості енергії.

Насамперед, у тому числі слід відзначити реакцію між двома ізотопами (дейтерій і тритій) дуже поширеного Землі водню, у результаті якої утворюється гелій і виділяється нейтрон. Реакція може бути записана у такому вигляді:

D + T = 4 He + n + енергія (17,6 MeВ).

Виділена енергія, що виникає через те, що гелій-4 має дуже сильні ядерні зв'язки, переходить у звичайну кінетичну енергію, що розподіляється між нейтроном та ядром гелію-4 у пропорції 14,1 MeВ/3,5 MeВ.

Для ініціювання (запалювання) реакції синтезу необхідно повністю іонізувати і нагріти газ із суміші дейтерію і тритію до температури вище 100 мільйонів градусів за Цельсієм (позначатимемо її через M градусів), що приблизно в п'ять разів вище температури в центрі Сонця. Вже при температурі кілька тисяч градусів міжатомні зіткнення призводять до вибивання електронів з атомів, внаслідок чого формується суміш із розділених ядер та електронів, відома під назвою плазми, в якій позитивно заряджені та високоенергійні дейтрони та тритони (тобто ядра дейтерію та тритію) відчувають сильне взаємне відштовхування. Проте висока температура плазми (і пов'язана з цим висока енергія іонів) дозволяють цим іонам дейтерію та тритію долати кулонівське відштовхування та стикатися один з одним. При температурі вище 100 M градусів найбільш "енергетичні" дейтрони і тритони зближуються при зіткненнях на такі близькі відстані, що між ними починають діяти потужні ядерні сили, що змушують їх зливатися один з одним в єдине ціле.

Здійснення цього процесу у лабораторії пов'язане з трьома дуже складними проблемами. Насамперед, газову суміш ядер D і T слід нагріти до температур вище 100 M градусів, якимось чином запобігаючи його охолодженню та забруднення (через реакції зі стінками судини).

Для вирішення цього завдання були придумані «магнітні пастки», що отримали назву Токамак, які запобігають взаємодії плазми зі стінками реактора.

В описаному методі плазма нагрівається електричним струмом, що протікає всередині тора, приблизно до 3 M градусів, що, проте, виявляється ще недостатнім для ініціювання реакції. Для додаткового нагріву плазми у ній або «вкачують» енергію радіочастотним випромінюванням (як у мікрохвильовій печі), або інжектують пучки нейтральних частинок з високою енергією, які при зіткненнях передають свою енергію плазмі. Крім того, виділення тепла відбувається за рахунок, власне, термоядерних реакцій (як буде розказано нижче), внаслідок чого в досить великій установці має відбуватися запалення плазми.

В даний час у Франції починається будівництво описуваного нижче міжнародного експериментального термоядерного реактора ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), який буде першим Токамаком, здатним запалити плазму.

У найбільш передових існуючих установках типу Токамак давно досягнуто температури близько 150 M градусів, близьких до значень, необхідних для роботи термоядерної станції, проте реактор ITER має стати першою великомасштабною енергетичною установкою, яка розрахована на тривалу експлуатацію. Надалі необхідно буде суттєво покращити параметри її роботи, що вимагатиме насамперед підвищення тиску в плазмі, оскільки швидкість злиття ядер при заданій температурі пропорційна квадрату тиску.

Основна наукова проблема при цьому пов'язана з тим, що при підвищенні тиску у плазмі виникають дуже складні та небезпечні нестійкості, тобто нестабільні режими роботи.

Виникаючі при реакції синтезу електрично заряджені ядра гелію утримуються всередині «магнітної пастки», де поступово гальмуються за рахунок зіткнень з іншими частинками, причому енергія, що виділяється при зіткненнях, допомагає підтримувати високу температуру плазмового шнура. Нейтральні (що не мають електричного заряду) нейтрони залишають систему і передають свою енергію стінкам реактора, а тепло, що відбирається від стін, і є джерелом енергії для роботи турбін, що виробляють електрику. Проблеми і складності експлуатації такої установки пов'язані, перш за все, з тим, що потужний потік високоенергійних нейтронів і енергія, що виділяється (у вигляді електромагнітного випромінювання і частинок плазми) серйозно впливають на реактор і можуть зруйнувати матеріали, з яких він створений.

Через це конструкція термоядерних установок дуже складна. Перед фізиками та інженерами стоїть завдання забезпечення високої надійності їхньої роботи. Проектування та будівництво термоядерних станцій вимагають від них розв'язання цілого ряду різноманітних та дуже складних технологічних завдань.

Влаштування термоядерної електростанції

На малюнку представлена ​​принципова схема (без дотримання масштабу) устрою та принципу роботи термоядерної електростанції. У центральній частині розташовується тороїдальна (у формі бублика) камера об'ємом ~ 2000 м 3 заповнена тритій-дейтерієвою (T-D) плазмою, нагрітою до температури вище 100 M градусів. нейтрони, що утворюються при реакції синтезу, залишають «магнітну пастку» і потрапляють у показану на малюнку оболонку з товщиною близько 1 м. 1

Всередині оболонки нейтрони стикаються з атомами літію, внаслідок чого відбувається реакція з утворенням тритію:

нейтрон + літій = гелій + тритій.

Крім того, в системі відбуваються і конкуруючі реакції (без утворення тритію), а також багато реакцій з виділенням додаткових нейтронів, які потім також призводять до утворення тритію (при цьому виділення додаткових нейтронів може бути суттєво посилено, наприклад, за рахунок введення в оболонку атомів берилію та свинцю). Загальний висновок у тому, що у цій установці може (принаймні, теоретично) відбуватися реакція ядерного синтезу, коли він утворюватися тритій. При цьому кількість тритію, що утворюється, має не тільки забезпечувати потреби самої установки, але і бути навіть дещо більшим, що дозволить забезпечувати тритієм і нові установки.

Саме ця концепція роботи має бути перевірена і реалізована на описаному нижче реакторі ITER.

Нейтрони повинні розігрівати оболонку в так званих пілотних установках (у яких будуть використовуватись відносно «звичайні» конструкційні матеріали) приблизно до температури 400 градусів. Надалі передбачається створити вдосконалені установки з температурою нагрівання оболонки вище 1000 градусів, що можна досягти з допомогою використання нових високоміцних матеріалів (типу композитів з карбіду кремнію). Тепло, що виділяється в оболонці, як і в звичайних станціях, відбирається первинним охолодним контуром з теплоносієм (що містить, наприклад, воду або гелій) і передається на вторинний контур, де і виробляється водяна пара, що подається на турбіни.

Основна перевага ядерного синтезу полягає в тому, що як паливо для нього потрібна лише дуже невелика кількість дуже поширених у природі речовин.

Реакція ядерного синтезу в описуваних установках може призводити до виділення величезної кількості енергії, що в десять мільйонів разів перевищує стандартне тепловиділення при звичайних хімічних реакціях (типу спалювання викопного палива). Для порівняння вкажемо, що кількість вугілля, необхідного для забезпечення роботи теплової електростанції потужністю 1 гігават (ГВт), становить 10 000 тонн на день (десять залізничних вагонів), а термоядерна установка такої ж потужності споживатиме в день лише близько 1 кг суміші D+ T.

Дейтерій є стійким ізотопом водню; приблизно в одній з кожних 3350 молекул звичайної води один з атомів водню заміщений дейтерієм (спадщина, що дісталася нам від Великого вибуху Всесвіту). Це дозволяє легко організувати досить дешеве отримання необхідної кількості дейтерію з води. Більш складним є одержання тритію, який є нестабільним (період напіврозпаду близько 12 років, внаслідок чого його вміст у природі мізерний), проте, як було показано вище, тритій напрацьовуватиметься прямо всередині термоядерної установки в процесі роботи за рахунок реакції нейтронів з літієм.

Таким чином, вихідним паливом для термоядерного реактора є літій та вода.

Літій є звичайним металом, що широко використовується в побутових приладах (в батарейках для мобільних телефонів, наприклад). Описана вище установка, навіть з урахуванням неідеальної ефективності, зможе виробляти 200 000 кВт/годину електричної енергії, що еквівалентно енергії, що міститься в 70 тоннах вугілля. Необхідна для цього кількість літію міститься в одній батарейці для комп'ютера, а кількість дейтерію - 45 літрів води. Вказана вище величина відповідає сучасному споживанню електроенергії (у перерахунку на одну особу) у країнах ЄС за 30 років. Сам факт, що така незначна кількість літію може забезпечити вироблення такої кількості електроенергії (без викидів CO 2 і без найменшого забруднення атмосфери), є досить серйозним аргументом для найшвидшого та енергійного розвитку досліджень з розробки термоядерної енергетики (попри всі складнощі та проблеми) навіть за довгострокову перспективу створення економічно ефективного термоядерного реактора.

Дейтерія має вистачити на мільйони років, а запаси легкодобувного літію цілком достатні для забезпечення потреб протягом сотень років.

Навіть якщо запаси літію в гірських породах вичерпаються, ми можемо видобувати його з води, де він міститься у досить високій концентрації (у 100 разів перевищує концентрацію урану), щоб його видобуток був економічно доцільним.

Термоядерна енергетика не тільки обіцяє людству, в принципі, можливість виробництва величезної кількості енергії в майбутньому (без викидів CO 2 і без забруднення атмосфери), а й має низку інших переваг.

1 ) Висока внутрішня безпека.

Плазма, що використовується в термоядерних установках, має дуже низьку щільність (приблизно в мільйон разів нижче щільності атмосфери), внаслідок чого робоче середовище установок ніколи не міститиме в собі енергії, достатньої для виникнення серйозних подій або аварій.

Крім того, завантаження «паливом» має проводитися безперервно, що дозволяє легко зупиняти її роботу, не кажучи вже про те, що у разі аварії та різкої зміни умов оточення термоядерне «полум'я» має просто згаснути.

У чому полягають пов'язані з термоядерною енергетикою небезпеки? По-перше, слід зазначити, що хоча продукти синтезу (гелій та нейтрони) не є радіоактивними, оболонка реактора при тривалому нейтронному опроміненні може стати радіоактивною.

По-друге, тритій є радіоактивним та має відносно невеликий період напіврозпаду (12 років). Але хоча обсяг використовуваної плазми значний, через її низьку щільність там міститься лише дуже невелика кількість тритію (загальною вагою приблизно десять поштових марок). Тому

навіть при найважчих ситуаціях і аваріях (повна руйнація оболонки і виділення всього тритію, що міститься в ній, наприклад, при землетрусі і падінні літака на станцію) в навколишнє середовище надійде лише незначна кількість палива, що не вимагатиме евакуації населення з прилеглих населених пунктів.

2 ) Вартість енергії.

Очікується, що так звана «внутрішня» ціна електроенергії (вартість самого виробництва) буде прийнятною, якщо становитиме 75% від вже існуючої на ринку ціни. «Прийнятність» у цьому випадку означає, що ціна буде нижчою від ціни енергії, одержуваної з використанням старих вуглеводневих палив. «Зовнішня» ціна (побічні ефекти, вплив на здоров'я населення, клімат, екологію тощо) буде по суті рівною нулю.

Міжнародний експериментальний термоядерний реактор ITER

Основний наступний крок полягає в побудові реактора ITER, спроектованого з метою демонстрації можливості запалювання плазми і отримання на цій основі хоча б десятикратного виграшу в енергії (по відношенню до енергії, що витрачається на розігрів плазми). Реактор ITER буде експериментальним пристроєм, який навіть не буде забезпечений турбінами для виробництва електроенергії та пристроями для її використання. Метою його створення є вивчення умов, які мають виконуватися під час роботи таких енергетичних установок, а також створення на цій основі справжніх, економічно вигідних електростанцій, які за розмірами, мабуть, мають перевершувати ITER. Створення реальних прототипів термоядерних електростанцій (тобто станцій, повністю обладнаних турбінами тощо) потребує вирішення двох наступних завдань. По-перше, необхідно продовжити розробку нових матеріалів (здатних витримувати дуже суворі умови експлуатації в описаних умовах) та провести їх випробування відповідно до спеціальних правил для апаратури системи IFMIF (International Fusion Irradiation Facility), описаної нижче. По-друге, необхідно вирішити багато суто технічних завдань і розвинути нові технології, що відносяться до дистанційного керування, нагрівання, конструкції оболонок, паливних циклів і т.д.

На малюнку показаний реактор ITER, що перевершує найбільшу на сьогодні установку JET не тільки по всіх лінійних розмірах (приблизно вдвічі), але і за величиною магнітних полів, що використовуються в ньому, і протікають через плазму струмів.

Метою створення цього реактора є демонстрація можливостей об'єднаних зусиль фізиків та інженерів під час конструювання великомасштабної термоядерної електростанції.

Намічена проектувальниками потужність установки 500 МВт (при витраті енергії на вході системи лише близько 50 МВт). 3

Установка ITER створюється консорціумом, до якого входять ЄC, Китай, Індія, Японія, Південна Корея, Росія та США. Загальна чисельність населення цих країн становить близько половини всього населення Землі, тому проект можна назвати глобальною відповіддю на глобальний виклик. Основні компоненти та вузли реактора ITER вже створені та випробувані, а будівництво вже розпочато у містечку Кадараш (Франція). Запуск реактора запланований на 2020 рік, а отримання дейтерій-тритієвої плазми - на 2027 рік, оскільки введення реактора в дію потребує тривалих та серйозних випробувань для плазми з дейтерію та тритію.

Магнітні котушки реактора ITER створені на основі надпровідних матеріалів (що, в принципі, дозволяє працювати безперервно за умови підтримки струму в плазмі), тому проектувальники сподіваються забезпечити гарантований робочий цикл тривалістю не менше 10 хвилин. Зрозуміло, що наявність надпровідних магнітних котушок є важливою для безперервної роботи реальної термоядерної електростанції. Надпровідні котушки вже застосовувалися в пристроях типу Токамак, проте раніше вони не використовувалися в таких великомасштабних установках, розрахованих на тритієву плазму. Крім цього, в установці ITER будуть вперше використані та випробувані різні модулі оболонки, призначені для роботи в реальних станціях, де можуть генеруватися або відновлюватися ядра тритію.

Основною метою будівництва установки є демонстрація успішного управління горінням плазми та можливості реального отримання енергії в термоядерних пристроях за існуючого рівня розвитку технологій.

Подальший розвиток у цьому напрямі, звичайно, вимагатиме багатьох зусиль для підвищення ефективності роботи пристроїв, особливо з точки зору їх економічної доцільності, що пов'язано з серйозними та тривалими дослідженнями, як на реакторі ITER, так і на інших пристроях. Серед поставлених завдань слід виділити три наступні:

1) Необхідно показати, що існуючий рівень науки і техніки вже дозволяє отримувати 10-кратний виграш в енергії (порівняно з витратою для підтримки процесу) при контрольованому процесі ядерного синтезу. Реакція має протікати без виникнення небезпечних нестійких режимів, без перегріву та пошкодження матеріалів конструкції та без забруднення плазми домішками. При потужностях термоядерної енергії близько 50 % від потужності нагрівання плазми ці цілі вже були досягнуті в експериментах на невеликих установках, однак створення реактора ITER дозволить перевірити надійність методів управління на більшій установці, що виробляє набагато більше енергії протягом тривалого часу. Реактор ITER проектується для перевірки та узгодження вимог до майбутнього термоядерного реактора, і його створення є дуже складним та цікавим завданням.

2) Необхідно вивчити методи підвищення тиску в плазмі (нагадаємо, що швидкість реакції при заданій температурі пропорційна квадрату тиску) для запобігання виникненню небезпечних нестійких режимів поведінки плазми. Успіх досліджень у цьому напрямку дозволить або забезпечити роботу реактора за більш високої щільності плазми, або знизити вимоги до напруженості магнітних полів, що створюються, що істотно зменшить вартість виробленої реактором електроенергії.

3) Випробування повинні підтвердити, що безперервна робота реактора у стійкому режимі може бути забезпечена реально (з економічної та технічної точок зору ця вимога є дуже важливою, якщо не основною), а запуск установки можна буде здійснювати без величезних витрат енергії. Дослідники та проектувальники дуже сподіваються, що «безперервний» перебіг електромагнітного струму по плазмі може бути забезпечений його генерацією в плазмі (за рахунок високочастотного випромінювання та інжекції швидких атомів).

Сучасний світ стоїть перед дуже серйозним енергетичним викликом, який точніше можна назвати «невизначеною енергетичною кризою».

В даний час майже вся енергія, що споживається людством, створюється спалюванням викопних палив, а вирішення проблеми може бути пов'язане з використанням сонячної енергії або ядерної енергетики (створенням реакторів на швидких нейтронах і т. п.). Глобальна проблема, зумовлена ​​зростанням населення країн та їх потребою у підвищенні рівня життя та збільшенні обсягу виробленої енергії, не може бути вирішена тільки на основі аналізованих підходів, хоча, звичайно, слід заохочувати будь-які спроби розвитку альтернативних методів вироблення енергії.

Якщо жодних великих та несподіваних сюрпризів на шляху розвитку термоядерної енергетики не буде, то за дотримання виробленої розумної та впорядкованої програми дій, яка (зрозуміло, за умови гарної організації робіт та достатнього їх фінансування) має призвести до створення прототипу термоядерної електростанції. У цьому випадку приблизно через 30 років ми зуміємо вперше подати електричний струм від неї в енергетичні мережі, а ще через 10 років почне працювати перша комерційна термоядерна електростанція. Можливо, що в другій половині нашого століття енергія ядерного синтезу почне замінювати викопні палива і поступово відіграватиме важливу роль у забезпеченні людства енергією в глобальному масштабі.

Лазери ,

We say that we will put the sun into a box. The idea is pretty. The problemam is we don't know how to make the box.

Pierre-Gilles de Gennes
Французький нобелівський лауреат

Всім електронним пристроям та машинам потрібна енергія та людство споживає її дуже багато. Але викопне паливо закінчується, а альтернативна енергетика поки що недостатньо ефективна.
Є спосіб отримання енергії, що ідеально підходить усім вимогам - Термоядерний синтез. Реакція термоядерного синтезу (перетворення водню на гелій та виділення енергії) постійно відбувається на сонці і цей процес дає планеті енергію у вигляді сонячних променів. Потрібно лише імітувати його на Землі, у меншому масштабі. Достатньо забезпечити високий тиск і дуже високу температуру (в 10 разів вище, ніж на Сонці), і реакція синтезу буде запущена. Щоб створити такі умови, необхідно побудувати термоядерний реактор. Він використовуватиме найпоширеніші землі ресурси, буде безпечним і потужнішим ніж звичайні атомні станції. Вже більше 40 років робляться спроби його будівництва та ведуться експерименти. В останні роки на одному з прототипів навіть вдалося отримати більше енергії, ніж було витрачено. Найбільш амбітні проекти у цій сфері представлені нижче:

Державні проекти

Найбільшу увагу громадськості останнім часом приходиться до іншої конструкції термоядерного реактора - стеллатору Wendelstein 7-X (стеларатор складніший за внутрішнім пристроєм ніж ITER, який є токамаком). Витративши трохи більше 1 млрд. доларів, німецькі вчені за 9 років спорудили до 2015 року зменшену, демонстраційну модель реактора. Якщо він буде показувати хороші результати, буде побудована більш масштабна версія.

MegaJoule Laser у Франції буде найпотужнішим у світі лазером і намагатиметься просунути метод будівництва термоядерного реактора, заснований на використанні лазерів. Введення французької установки в дію очікується у 2018 році.

NIF (National ignition facility) було побудовано в США за 12 років і 4 млрд. доларів до 2012. Вони розраховували протестувати технологію і після одразу будувати реактор, але виявилося, що, як повідомляє вікіпедія - reach ignition. В результаті грандіозні плани було скасовано і вчені зайнялися поступовим удосконаленням лазера. Остання задача – підняти ефективність передачі енергії з 7% до 15%. Інакше фінансування від конгресу цього досягнення синтезу може припиниться.

Наприкінці 2015 року в Сарові розпочалося будівництво будівлі для найпотужнішої у світі лазерної установки. Вона буде потужніша за поточну американську і майбутню французьку і дозволить провести експерименти необхідні для будівництва «лазерної» версії реактора. Завершення будівництва у 2020 році.

Розташований у США лазер – MagLIF fusion визнається темною конячкою серед методів досягнення термоядерного синтезу. Нещодавно цей метод показав результати краще за очікувані, але потужність все ще потрібно збільшити в 1000 разів. Зараз лазер проходить апгрейд, і до 2018 року вчені сподіваються отримати стільки ж енергії, скільки витратили. У разі успіху буде збудовано збільшену версію.

У російському ІЯФ завзято проводили експерименти над методом «відкритих пасток», від якого відмовилися США в 90-ті. В результаті було отримано показники, які вважалися неможливими для цього методу. Вчені ІЯФ вважають, що їхня установка зараз знаходиться на рівні німецької Wendelstein 7-X (Q=0.1), але дешевше. Зараз за 3 млрд. рублів вони будують нову установку

Керівник Курчатівського інституту постійно нагадує про плани збудувати в Росії невеликий термоядерний реактор – Ігнітор. За планом, він має бути також ефективним як ITER, хоч і менше. Будівництво його мало розпочатися ще 3 роки тому, але така ситуація типова для великих наукових проектів.

Китайський токамак EAST на початку 2016 року зумів отримати температуру 50 млн. градусів і протримати її 102 секунди. До початку будівництва великих реакторів і лазерів всі новини про термоядерний синтез були такими. Можна було подумати, що це просто змагання серед учених - хто довше втримає дедалі вищу температуру. Чим вище температура плазми і що довше її вдається утримувати - тим ближче до початку реакції синтезу. Таких установок у світі десятки, ще кілька () () будується так що незабаром рекорд EAST буде побитий. По суті ці невеликі реактори, це просто тестування обладнання перед відправкою в ITER.

Lockheed Martin оголосив у 2015-му про прорив у термоядерній енергетиці, який дозволить їм побудувати невеликий та мобільний термоядерний реактор за 10 років. З огляду на те, що навіть дуже великі і зовсім не мобільні комерційні реактори очікувалися не раніше 2040 року, заява корпорації була зустрінута скептично. Але компанія має великі ресурси так що хто знає. Прототип очікується у 2020 році.

Популярний у кремнієвій долині стартап Helion Energy має свій унікальний план досягнення термоядерного синтезу. Компанія залучила більше 10 млн. доларів і розраховує створити прототип до 2019 року.

Стартап Tri Alpha Energy, що тримається в тіні, нещодавно добився вражаючих результатів у просуванні свого методу термоядерного синтезу (теоретиками було розроблено >100 теоретичних способів добитися синтезу, токамак просто найпростіший і популярніший). Компанія також залучила понад 100 млн. доларів коштів інвесторів.

Проект реактора від Канадського стартапу General Fusion ще більше не схожий на решту, але розробники у ньому впевнені та залучили за 10 років більше 100 млн. доларів, щоб побудувати реактор до 2020 року.

Стартап зі Сполученого королівства - First light має найдоступніший для розуміння сайт, утворився в 2014 році, і оголосив про плани використати останні наукові дані для менш витратного отримання термоядерного синтезу.

Вчені з MIT написали статтю з описом компактного термоядерного реактора. Вони сподіваються на нові технології, що з'явилися вже після початку будівництва гігантських струмів і обіцяють здійснити проект за 10 років. Поки невідомо, чи буде їм дано зелене світло на початок будівництва. Навіть у разі схвалення, стаття в журналі, це ще раніше стадія ніж стартап

Термоядерний синтез - це, мабуть, найменш підходяща для краудфандингу промисловість. Але саме з його допомогою та також з фінансуванням НАСА компанія Lawrenceville Plasma Physics збирається побудувати прототип свого реактора. З усіх проектів, що реалізуються, цей найбільше схожий на шахрайство, але хто знає, може, щось корисне вони привнесуть у цю грандіозну роботу.

ITER буде лише прототипом для будівництва повноцінної установки DEMO – першого комерційного термоядерного реактора. Його запуск зараз запланований на 2044 рік, і це ще оптимістичний прогноз.

Але є плани на наступний етап. Гібридний термоядерний реактор отримуватиме енергію і від розпаду атома (як звичайна атомна станція) та від синтезу. У такій конфігурації енергії може бути в 10 разів більшою, але безпека нижче. Китай розраховує побудувати прототип до 2030, але експерти кажуть, що це все одно, що намагатися зібрати гібридні автомобілі до винаходу двигуна внутрішнього згоряння.

Підсумок

Не бракує бажаючих принести у світ нове джерело енергії. Найбільші шанси має проект ITER, враховуючи його масштаб і фінансування, але інші методи, а також приватні проекти не варто скидати з рахунків. Вчені десятки років працювали над запуском реакції синтезу без особливих успіхів. Але зараз проектів з досягнення термоядерної реакції більше, ніж будь-коли. Навіть якщо кожен із них провалиться, нові спроби будуть зроблені. Навряд ми заспокоїмося, доки запалимо мініатюрну версію Сонця, тут, Землі.

Теги:

• термоядерний реактор
• енергетика
• проекти майбутнього

Додати теги

Термоядерний реактор

Термоядерний реактор

Розробляється в наст. (80-ті рр.) пристрій отримання енергії рахунок реакцій синтезу легких ат. ядер, що відбуваються за дуже високих темп-рах (=108 К). Осн. вимога, до-ром повинен задовольняти Т. р., полягає в тому, щоб енерговиділення в результаті термоядерних реакцій з надлишком компенсувало витрати енергії від зовніш. джерел підтримки реакції.

Розрізняють два типи Т. н. До першого типу відносяться Т. р., яким необхідна від зовніш. джерел тільки для запалення термояд. реакцій. Далі реакції підтримуються рахунок енергії, що виділяється в плазмі при термояд. реакціях; напр., в дейтерій-трітієвої суміші на підтримку високої температури плазми витрачається енергія a-частинок, що утворюються в ході реакцій. У стаціонарному режимі роботи Т. н. енергія, яку несуть a-частки, компенсує енергетич. втрати з плазми, зумовлені переважно теплопровідністю плазми та випромінюванням. До такого типу Т. н. відноситься, наприклад, .

До ін. типу Т. н. відносяться реактори, в яких брало для підтримки горіння реакцій недостатньо енергії, що виділяється у вигляді a-частинок, а необхідна енергія від зовніш. джерел. Це відбувається в тих реакторах, в яких брало великі енергетич. напр. відкрита магнітна пастка.

Т. н. можуть бути побудовані на основі систем із магн. утриманням плазми, таких як токамак, відкрита магн. або система з інерційним утриманням плазми, коли в плазму за короткий час (10-8-10-7 с) вводиться енергія (або за допомогою випромінювання лазера, або за допомогою пучків релятив. ел-нів або іонів), достатня для виникнення та підтримки реакцій. Т. н. із магн. утриманням плазми може працювати у квазістаціонарному або стаціонарному режимах. У разі інерційного утримання плазми Т. н. повинен працювати у режимі коротких імпульсів.

Т. н. характеризується коеф. посилення потужності (добротністю) Q, рівним відношенню теплової потужності, одержуваної в реакторі, до потужності витрат на її вир-во. Теплова Т. н. складається з потужності, що виділяється при термояд. реакціях у плазмі, та потужності, що виділяється в т.з. бланкете Т. р.- спеціальної оболонці, що оточує плазму, в якій використовується енергія термояд, нейтронів. Найбільш перспективним представляється Т. р., що працює на дейтерій-тритієвої суміші за рахунок більшої швидкості перебігу реакцій, ніж при інших реакціях синтезу.

Т. н. на дейтерій-тритієвому паливі, залежно від складу бланкета, може бути «чистим» або гібридним. Бланкет «чистого» Т. н. містить Li; в ньому під дією нейтронів виходить , що «згорає» в дейтерій-тритієвій плазмі, і відбувається посилення енергії термоотрути. реакції з 17,6 до 22,4 МеВ. У бланкеті гібридного Т. н. не тільки відтворюється тритій, але є зони, при приміщенні в які 238U можна отримувати 239Pu (див. ЯДЕРНИЙ РЕАКТОР). Одночасно в бланкеті виділяється енергія, що дорівнює прибл. 140 МеВ на один термояд. . Т. о., в гібридному Т. н. можна отримувати приблизно в шість разів більше енергії, ніж у «чистому» Т. р., але наявність у першому радіоакті, що діляться. в-в створює обстановку, близьку тій, яка існує в отруту. реакторах поділу.

Фізичний енциклопедичний словник. - М: Радянська енциклопедія. Головний редактор О. М. Прохоров. 1983 .

Термоядерний реактор

Розробляється в 1990-х роках. пристрій для отримання енергії за рахунок реакцій синтезу легких атомних ядер, що відбуваються в плазмі за дуже високих темп-pax (10 8 К). Осн. вимога, до-рому повинен задовольняти T. р., полягає в тому, щоб енерговиділення в результаті термоядерних реакцій(TP) з надлишком компенсувало витрати енергії від зовніш. джерел підтримки реакції.

Розрізняють два типи T. До першого відносяться реактори, до яких енергія від зовніш. джерел необхідна лише для запалення TP. Далі реакції підтримуються рахунок енергії, що виділяється в плазмі при TP, напр. в дейтерій-тритієвої суміші на підтримку високої температури витрачається енергія a-частинок, що утворюються в ході реакцій. У суміші дейтерію з 3 He енергія всіх продуктів реакцій, тобто a-частинок і протонів, витрачається на підтримку необхідної температури плазми. У стаціонарному режимі роботи T. н. енергія, до-рую несуть заряд. продукти реакцій, що компенсує енергетич. втрати з плазми, зумовлені осн. теплопровідністю плазми та випромінюванням. Такі реактори зв. реакторами із запаленням термоядерної реакції, що самопідтримується (див. Запалювання умов).Приклад такого T. р.: токамак, стеллатор .

До ін. типу T. відносяться реактори, в яких брало для підтримки горіння реакцій недостатньо енергії, що виділяється в плазмі у вигляді заряд. продуктів реакцій, а необхідна енергія від зовніш. джерел. Такі реактори прийнято називати реакторами із підтримкою горіння термоядерних реакцій. Це відбувається в тих T. р., де великі енергетичні. напр. відкрита магн. пастка, токамак, що працює в режимі за щільністю та темп-ре плазми нижче кривої запалення TP. Ці два типи реакторів включають всі можливі види T. р., які можуть бути побудовані на основі систем з магн. утриманням плазми (токамак, стеларатор, відкрита магн. пастка та ін.) або систем з інерційним утриманнямплазми.

Міжнародний термоядерний експериментальний реактор ІТЕР: 1 - центральний; 2 - бланкет -; 3 - плазма; 4 - вакуумна стіна; 5 - трубопровід відкачування; 6- кріостат; 7- котушки активного керування; 8 - котушки тороїдального магнітного поля; 9 - перша стінка; 10 - диверторні пластини; 11 - котушки полоідального магнітного поля.

Реактор з інерційним утриманням плазми характеризується тим, що в нього за короткий час (10 -8 -10 -7 с) за допомогою випромінювання лазера, або пучків релятивістських електронів або іонів вводиться енергія, достатня для виникнення і підтримки TP. Такий реактор буде працювати тільки в режимі коротких імпульсів, на відміну від реактора з магн. утриманням плазми, який може працювати в квазістаціонарному або навіть стаціонарному режимах.

T. н. характеризується коеф. посилення потужності (добротністю) Q,рівним відношенню теплової потужності реактора до потужності витрат на її виробництво. Теплова потужність реактора складається з потужності, що виділяється при TP в плазмі, потужності, яка вводиться в плазму для підтримки температури горіння TP або підтримки стаціонарного струму в плазмі у випадку струму, і потужності, що виділяється в т.п.

Розробка T. н. із магн. утриманням більш просунута, ніж систем з інерційним утриманням. Схема Міжнародного термоядерного експерименту. реактора-токамака ІТЕР, проект якого розробляється з 1988 чотирма сторонами - СРСР (з 1992 Росія), США, країнами Євратома і Японією,-представлена ​​на малюнку. T. н. має. Параметри: великий радіус плазми 8,1 м; Мінімальний радіус плазми в порівн. площині 3 м; витягнутість перерізу плазми 1,6; тороїдальне магн. на осі 5,7 Тл; номінальний плазми 21 MA; номінальна термоядерна потужність із DT паливом 1500 МВт. Реактор містить слід. осн. вузли: центр. соленоїд I, електрич. поле якого здійснює , регулює наростання струму і підтримує його разом зі спец. системою доповнить. нагріву плазми; перша стінка 9, к-раю безпосередньо звернена до плазми та сприймає потоки тепла у вигляді випромінювання та нейтральних частинок; бланкет - захист 2, к-рі явл. невід'ємною частиною T. на дейтерій-три-тієвому (DT) паливі, тому що в бланкеті відтворюється згорілий в плазмі тритій. T. н. на DT паливі, залежно від матеріалу бланкета, може бути "чистим" або гібридним. Бланкет "чистого" T. н. містить Li; у ньому під дією термоядерних нейтронів виходить тритій: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 МеВ, і посилюється енергії TP з 17,6 МеВ до 22,4 МеВ. У бланкеті гібридного термоядерного реакторане тільки відтворюється тритій, але є зони, в які поміщається відвальний 238 U для отримання 239 Pu. Одночасно в бланкеті виділяється енергія, що дорівнює 140 МеВ на один термоядерний нейтрон. T. о., у гібридному T. р. можна отримувати приблизно в шість разів більше енергії на один вихідний акт синтезу, ніж у "чистому" T. р., але наявність в першому випадку радіоактів, що діляться. речовин створює радіацію. обстановку, близьку тій, яка існує в ядерних реакторахрозподілу.

У T. н. з паливом на суміші D з 3 He бланкет відсутня, тому що немає необхідності відтворювати тритій: D + 3 He 4 He (3,6 МеВ) + р(14,7 МеВ), і вся енергія виділяється як заряд. продуктів реакції. Радіац. захист призначений для поглинання енергії нейтронів та радіоакт. випромінювання та зменшення потоків тепла та випромінювань на надпровідну магн. систему до прийнятного для стаціонарної роботи рівня. Котушки тороїдального магн. поля 8 служать до створення тороїдального магн. поля і виготовляються надпровідними з використанням надпровідника Nb 3 Sn і мідної матриці, що працюють при температурі рідкого гелію (4,2 К). Розвиток техніки отримання високотемпературної надпровідності може дозволити виключити охолодження котушок рідким гелієм і перейти більш дешевий спосіб охолодження, напр. рідким азотом. Конструкція реактора при цьому суттєво не зміниться. Котушки полоідального поля 11 є також надпровідними та разом з магн. полем струму плазми утворюють рівноважну конфігурацію полоидального магн. поля з одно або двону-лівим полоідальним д і вертором 10, службовцям для відведення тепла з плазми як потоку заряд. частинок та для відкачування нейтралізованих на диверторних пластинах продуктів реакції: гелію та протию. У T. н. з D 3 He паливом диверторні пластини можуть бути одним з елементів системи прямого перетворення енергії заряд. продуктів реакції на електроенергію. Кріостат 6 служить для охолодження надпровідних котушок до температури рідкого гелію або більш високої температури при використанні більш досконалих високотемпературних надпровідників. Вакуумна камера 4 і засоби відкачування 5 призначені для отримання високого вакууму в робочій камері реактора, в якій створюється плазма 3, та у всіх допоміжних обсягах, включаючи кріостат.

Як перший крок на шляху створення термоядерної енергетики представляється T. р., що працює на DT суміші за рахунок більшої швидкості протікання реакцій, ніж при інших реакціях синтезу. У перспективі розглядається можливість створення малорадіоактивного Т. н. на суміші D з 3 He, до якого осн. енергію несуть заряд. продукти реакції, а нейтрони виникають лише в DD і DT реакціях при вигорянні народжується в DD реакціях тритію. В результаті біол. небезпека T. р. Можливо, очевидно, знижена на чотири-п'ять порядків величини проти ядерними реакторами поділу, відпадає необхідність промишл. обробки радіоакт. матеріалів та їх транспортування, якісно спрощується поховання радіоакт. відходів. Втім, перспективи створення у майбутньому екологічно чистого T. р. на суміші D з 3 Не ускладнюються проблемою сировини: природ. концентрації ізотопу 3 He Землі становлять мільйонні частки від ізотопу 4 He. Тому постає важке питання отримання вихідної сировини, напр. шляхом доставки його з Місяця.