Политех в Сети

Сайт для Учебы

УТС

Рейтинг пользователей: / 0
ХудшийЛучший 

УТС – процесс слияния легких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких T и Регулируемых управляемых условиях. Пока еще не реализован. Реагирующие ядра д. б. сближены на расстояние порядка 1011 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счет туннельного эффекта. Для преодоления потенциального барьера сталкивающимся легким ядрам (Н-Р, Р-Р) д. б. сообщена энергия ~10 кэВ, что соответствует температуре ~108 К.

С увеличением заряда ядер их кулоновское отталкивание усиливается,, поэтому энергия, необходимая для реакции, увеличивается (). Однако, эффективное сечение (Р1Р)-реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями (СЛабое взаимодействие – одно из четырех известных фундаментальных взаимодействий между элементарными частицами. Оно гораздо слабее не только Сильного, но и Электромагнитного взаимодействия, но гораздо сильнее Гравитационного. Слабые процессы протекают чрезвычайно медленно. Н-Р при энергиях ~1 ГэВ процесс,, обусловленный сильным взаимодействием, происходит за время 10-24 с, электромагнитный процесс – за время ~10-21 с, а «слабый процесс» – за время ~10-10 с.), очень малы.

Реакции между тяжелыми протонами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействием и имеют сечение на 22-23 порядка выше. Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития, оно составляет 17,6 МэВ. Высокое энерговыделение и большая скорость этих реакций делают равнокомпонентную смесь дейтерия и трития наиболее перспективной для решения проблемы УТС. Однако, тритий радиоактивен (период полураспада 15,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, в реакторе на этой смеси должна быть предусмотрена возможность его воспроизведения. С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем легкого изотопа Li, в котором будет идти реакция:

Эффективное сечение термоядерной реакции быстро возрастает с Т, но даже в оптимальных условиях остается несравненно меньше эффективного сечения атомных столкновений. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионированной плазме, нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и столкновение D-D или D-T рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Удельная мощность ядерного энерговыделения реактора равна произведению числа актов ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объема рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые общие требования, предъявляемые к термоядерному реактору, не зависящие в первом приближении от к.-л. особенностей технологического и конструкторского характера. На рисунке изображена принципиальная схема работы реактора. Установка содержит чистую водородную плазму плотностью N при температуре T. В реактор вводится «топливо», например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы сталкиваются между собой, и происходит их ядерное взаимодействие с выделением энергии. Параллельно с этим, однако, часть энергии теряется:

1) за счет Тормозного излучения плазмы;

2) ухода некоторой доли высокоэнергетичных частиц, не успевших провзаимодействовать;

3) охлаждения плазмы за счет различных для каждой конкретной установки механизмов и за счет выгорания ядерного топлива.

Пусть – среднее время удержания частиц в реакторе. Смысл величины таков: за 1 с из 1 см3 плазмы в среднем уходит частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор нужно ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчете на единицу объема). А для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц на величину потерь, обусловленных электромагнитным излучением плазмы. Пусть коэффициент преобразования в электроэнергию энергии, выделяющейся в ядерных реакциях, энергии электромагнитного излучения и тепловой энергии частиц одинаков и равен . Тогда в условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности, когда во внешнюю сеть электроэнергия не отдается, уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид

,

Где P0 – мощность ядерного энерговыделения;

Pr – мощность потока излучения;

Pt – энергетическая мощность ускользающих частиц.

Когда левая часть равенства становится больше правой, реактор начинает работать как электростанция, подавая энергию в сеть, а не потребляя ее.

Величины P0, Pr и Pt известным образом зависят от Т плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение , где F(T) для заданного значения и выбранного сорта топлива есть вполне определенная функция температуры. На рисунке 2 приведены графики F(T) для двух значений и для обеих ядерных реакций (D,D) и (D,T).

Если величины , достигнутые в данной установке, расположатся выше F(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме (минимизм на кривых) для реакции (D,D) отвечает условию (т. н. Лоусона критерий)

,

А для реакции (D,T) – условию

.

Таким образом, даже в оптимальном режиме для реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистических предположениях относительно величины кпд необходимо достижение температур . При этом для плазмы плотностью см-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд (T, NСм3, ).

Если хотим работать при более низких температурах, надо будет. увеличивать значение N или .

Таким образом, сооружение реактора предполагает:

1) получение плазмы, нагретой до температур ;

2) сохранение в рабочей зоне реактора плазмы с заданной плотностью в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций.

Так как в рассмотренный критерий реализации реактора синтеза n и входят не независимо, а в виде произведения, то исследования по проблеме УТС ведутся в двух основных направлениях:

1) разработки Квазистационарных систем с Магнитным удержанием плазмы;

2) разработки Предельно быстродействующих систем с Инерциальным удержанием плазмы.

Системы с магнитной термоизоляцией

Основной вопрос состоит в том, каким способом при указанных значениях N и T удерживать горячую плазму в зоне реактора. Диффузионные потоки частиц и тепловые потоки при этих условиях оказываются гигантскими и оказываются непригодными любые материальные стенки. Пути развития проблемы УТС на долгие годы были определены идеей, почти одновременно высказанной в СССР, США и Великобритании. Эта идея состоит в использовании магнитных полей для Удержания и Термоизоляции плазмы. В СССР она была высказана И. Е. Таммом и А. Д. Сахаровым в 1950 г.

Исследования в области УТС с магнитной термоизоляцией делятся на три основных направления:

1) открытые (или зеркальные) магнитные ловушки;

2) замкнутые магнитные системы;

3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны на стенки установки затруднен как поперек силовых линий, так и вдоль благодаря наличию областей усиленного магнитного поля (т. н. магнитных зеркал или магнитных пробок), размещенных на открытых концах ловушки.

В системах замкнутого типа (токамак, стелларатор) уход частиц на стенки тороидальной установки поперек продольного магнитного поля также затруднен. Нагревание плазменного шнура в токамаке на начальной стадии процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. При нагревании свыше 107 К применяются методы Высокочастотного нагрева или ввод энергии в плазму с помощью быстрых нейтральных частиц.

В установках импульсного действия (Z-пинч и Q-пинч) нагревание плазмы и ее удержание осуществляется сильными кратковременными токами, протекающими через плазму. При нарастании тока и одновременном нарастании магнитного давления плазма отжимается от стенок установки, чем обеспечивается ее термоизоляция. Повышение T происходит за счет джоулева нагрева, за счет адиабатического сжатия плазменного шнура.

Успешная работа и дальнейшее развитие любой из систем возможны только при условии, что исходная плазменная структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции.

Сверхбыстродействующие системы УТС с инерциальным удержанием

Трудности, связанные с магнитным удержанием, можно обойти, если "сжигать" термоядерное горючее за чрезвычайно малые "времена", когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Но в этом случае нужна очень высокая плотность рабочего вещества, как следует из условия Лоусона. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего: исходное топливо должно иметь вид небольших крупинок (Мм), приготовленных из смеси твердого D и T, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема – быстрое подведение необходимой энергии для разогрева крупинок горючего. Решение этой проблемы возлагается на применение ядерного излучения (лазерный термоядерный синтез) или сфокусированных пучков быстрых заряженных частиц (ионный термоядерный синтез).

Трудности и перспективы

Трудности возникают как чисто физического характера, так и технического характера. Во-первых, это проблема Устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Применение силовых магнитных полей специальной конфигурации позволило подавить многие виды макроскопических неустойчивостей, но окончательное решение этого вопроса пока отсутствует.

В частности, для интересной и важной системы – токамак – остается так называемая Проблема «большого срыва», которой плазменный шнур сначала стягивается к оси камеры, затем ток прерывается на несколько мс, и на стенки камеры сбрасывается большая энергия. Камера испытывает не только тепловой, но и механический удар.

Еще одна трудность с проблемой примесей, которые приводят к возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня.

На рисунке 3 указаны параметры, достигнутые на различных установках 1994 г. Как видно параметры этих систем близки к пороговым значениям. На самом большом работающем токамаке ТЕТ (Зап. Европа) в ноябре 1991 г. был впервые осуществлен разрядный импульс на () плазме длительностью около 2 сек. При этом была получена энергия синтеза в управляемых условиях на уровне мощности МВт. Годом позже на установке TFTR была получена энергия МВт. В эксперименте на TFTR отношение энергии синтеза к затраченной энергии равнялось 0,15. Успех этих экспериментов выдвинул токамак на ведущее место среди установок.

Следует, однако, понимать, что путь от работающего реактора до действующей электростанции еще очень долог.

Красивая возможность резкого сокращения радиоактивности работающей системы и остаточной наведенной активности может быть достигнута при работе на топливе с изотопом по реакции

.

Энерговыделение сохраняется на прежнем уровне, образование нейтронов будет происходить только за счет побочных () реакций. Но необходимый изотоп пришлось бы привозить с поверхности Луны, где он имеется в значительных концентрациях, тогда как на Земле его содержание ничтожно.

Оптимум, вероятно, следует искать в сочетании солнечной энергетики и УТС.

Для осуществления УТС очень интересны возможности, связанные с применением процесса Мюонного катализа.

3 – токамак-10 (СССР)

7 – токамак Пристонской лаборатории (США)

4 – токамак Массачусетского технического института(США)

5 – токамак Фонтене-о-Роз (Франция)

8 – открытая ловушка Ливерморской лаборатории(США)

6 – лазер «ШИВА» – США

1 – «ЛИВЕНЬ» стелларатор (г. Москва)

7 – стелларатор ФРГ