1. Ядрена енергия - Това е областта на науката и промишлената технология, в която се разработват и използват методи и средства за трансформация на ядрената енергия в топлинна и електрическа енергия. Основите на ядрената енергия съставляват атомните електроцентрали (АЕЦ). Източникът на енергия в атомните електроцентрали се обслужва от ядрени реактори, в които се намира контролирана верижна реакция на разделяне на ядрата на тежки елементи, главно U-235 и RU-239.
Ядрените реактори са с два вида: реактори на бавни неутрони и реактори при бързи неутрони. Повечето АЕЦ в света са базирани на реактори на бавни неутрони. Първите реактори, построени в Съединените щати (1942 г.), в СССР (1946) и в други развити страни, са предназначени за експлоатация на оръжия плутоний RU-239. Топлината, пусната в тях, е страничен продукт. Тази топлина се отстранява от реактора, използвайки охладителната система и просто се нулира в околната среда.
Механизмът за изолиране на топлината в реактора е както следва. Двата фрагмента, които възникват при разделянето на ядрото на уран, извършват огромна кинетична енергия около 200 mev. Първоначалната им скорост достига 5000 км / и. Преместване сред уран, модератор или структурни елементи, тези фрагменти, обърнати към атомите, предават тяхната енергия за тях и постепенно се забавя до топлинните скорости. Активната зона на реактора се нагрява. Чрез увеличаване на интензивността на ядрената реакция можете да достигнете голям термичен капацитет.
Топлината, освободена в реактора, се извършва с използване на течен или газообразен охладител. Като цяло, реакторът на охлаждащата течност прилича на котел на тръбата (водата преминава през тръбите в пещта и се загрява). Следователно, заедно с концепцията за "ядрен реактор", често се използва синоним на ядрената котел.
На фиг. 144 показва схемата на АЕЦ, в реактора 1. Плътността на неутронния поток в работния реактор достига 10 14 частици след 1 cm 2 в секунда.
Разграничават се термичната и електрическата енергия на реактора. Електрическата енергия е не повече от 30% от термичната. Първият АЕЦ в света е построен през 1954 г. в СССР в Обннск. Термичният му капацитет е 30 MW, електрически 5 MW. Активната зона на реактора на уран-графит на бавни неутрони има формата на цилиндър с диаметър 1,5 m и височина 1,7 m. Охлаждаща техника. Температурата на водата на входа към реактора + 190 ° С, при изхода на + 280 ° С, налягане от 100 atm.
Натоварването на реактора е 550 kg уран, обогатен до 5%. Продължителност на работата по номиналната сила от 100 дни. Дълбочината на дизайна на изгарянето на U-235 е 15%. Реакторът съдържа 128 горивни елементи (подложки). АЕЦ "Обненск" е построен, за да се изработи технологични решения за ядрената енергия. В по-късен сериен АЕЦ, натоварването и мощността на реакторите увеличават стотици пъти.
2. Ядрен реактор на бавни неутрони. Както е посочено в §21, основната задача в развитието на ядрените реактори е да се гарантира, че реакторът може да работи върху естествения уран, т.е. Произведени по химичен метод от руда и съдържаща естествена смес от изотопи: U-238 (99.282%), U-235 (0.712%), U-234 (0.006%) или при сравнително нисък нисък доходен уран, в който Съдържанието на U-235 изотопно или RU-239 се увеличава до 2-5%.
За това е необходимо да се извършат три условия: първо, масата на делящото вещество в реактора (U-235 или RU-239) трябва да бъде в неговата конфигурация, която не е по-малко критична. Това означава, че средно един неутрон измежду ядреното разделение, получен във всеки акт, може да доведе до следващото деление. Второ, неутролите трябва да бъдат забавени към скоростите на топлина и да направят това да се сведат до минимум загубите им на радиационния припадък на ядрото на недеклариращи материали. Трето, развиват принципи и създаване на верижна ядрена реакция. Въпреки че всички тези условия са взаимосвързани, за всеки от тях можете да разпределите основните начини за тяхното прилагане.
но. Постигането на критичната маса на разделителното вещество е възможно по два начина: просто увеличаване на масата на уран и обогатяване на уран. Благодарение на ниската концентрация на разделителното вещество, нейната критична маса в реактора е много повече, отколкото в атомна бомба. Например, в Obnin NPP / M KR, U-235 е около 25 кг. В по-модерни мощни MA реактори MA достига няколко тона. За да се намалят загубите за неутронно изтичане от реактора, неговата активна зона е заобиколена от неутронски рефлектор. Това е вещество с леки ядра, слабо абсорбиращи неутрони (графит, берилий).
б. Бавен неутрон. На фиг.145, енергийният спектър на неутрони, излъчван от у-235 ядра, се споделя. В оста на абсциса кинетичната енергия на неутроните се отлага, по протежение на оксината, относителната честота ΔN / N е повторение на такава енергия в конвенционалните единици. Кривата има максимум при e \u003d 0.645 meV. От фигурата може да се види, че когато се разделят U-235 ядрата е предимно бързи неутрони с енергия E\u003e 1 MEV.
Както бе споменато по-рано, ефективното напречно сечение на неутронното улавяне на U-235 ядра е максимално за термични неутрони, когато тяхната енергия e< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного использования нейтронов их надо замедлять до тепловых скоростей. Казалось бы, это можно сделать простым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиационного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возможен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238
Така че тази абсорбция не се случва, неутролите трябва да бъдат получени от масата на уран, да се забавят в слабо абсорбиращ неутрон модератор (графит, тежка вода, берилий) и да се върне към масата на уран (обезсълван) това се постига чрез факта Този уран се зарежда в тънки тръби на горивни елементи (горили). И обложи да се потопи v.kanala speeder.
Обикновено двустранните тръби с диаметър 15-20 mm от циркониева сплав. Основното гориво е положено под формата на таблетки, компресирани от уран оксид U0 2. Оксидът не стиска при висока температура и лесно се отстранява, когато горивото се презарежда. В зависимост от размера на активната зона на реактора, дължината на подложките може да достигне 7-8 m. Монтирани две части в контейнери, които са тръби с диаметър 10-20 cm или призма. При презареждане на реакторите, тези контейнери се заменят и тяхното разглобяване и подмяна на горива се произвеждат във фабриката.
Самият реактор представлява най-често цилиндър, през горната основа, от които вертикалните канали се извършват в пулове. В тези канали има контейнери с горивни и контролни пръти на абсорбатора.
в. Управление на веригата ядрена реакция Той се извършва с пръчки от материали, които абсорбират неутрони - кадмий 48 113 CD и бор 5 10 V. Последното често е под формата на карбид в 4 ° С (точка на топене в кадмий 321 ° С, в бор 2075 ° С). Техните кръстосани секции, съответно, σ \u003d 20,000 и 4000 плевня. Параметрите на абсорбиращите пръти се изчисляват така, че с напълно вкарани пръти, ядрената реакция в реактора не е известна. С постепенно отстраняване на пръчките коефициентът на възпроизвеждане в активната зона се увеличава и в определена позиция на пръчката става едно. В този момент реакторът започва да работи. В процеса на работа коефициентът k постепенно намалява поради замърсяването на реактора чрез фрагменти от разделение. Това намаление се компенсира от възли. В случай на внезапен растеж в интензивността на реакцията, има допълнителни пръчки. Бързото им нулиране в активната зона незабавно спира реакцията.
Контролът на реактора се улеснява от присъствието на забавени неутрони. Тяхното съотношение в различни изотопи варира от 0.6 до 0.8%, в U-235 приблизително 0.64%. Средният полуживот на фрагментите на разделението скучен забавянето на неутроните, t \u003d 9 s, средният живот на едно поколение забавено неутрони τ \u003d t / ln2 \u003d 13 s.
Със стационарната работа на реактора, коефициентът на възпроизвеждане на бързи неутрони K B \u003d 1. Общият коефициент k \u003d до В + К е различен от устройството към дела на неутроните на закъснението и може да достигне K \u003d 1 + 0.006. Във второто поколение, след 13 секунди, броят на неутроните n \u003d n 0 k2 \u003d n 0 (1.006) 2 \u003d 1.012mn 0. В десетото поколение след 130s техният брой ще бъде n 0 k 10 \u003d 1.062mn 0, което далеч не е извънредно. Следователно, системата за автоматично управление, базирана на контролиране на плътността на неутронния поток в активната зона, съвсем има време за проследяване на най-малките нюанси в работата на реактора и реагиране на движението на регулиращите пръти.
3. Отравяне с реактор - Това е натрупването на радиоактивни продукти в него. Натрупването на стабилни продукти се нарича реактора. И в двата случая ядрата се натрупват, интензивно усвояват неутроните. Накрайното напречно сечение на най-мощното оздравление Xenon-135 достига 2.6 * 10 6 плевня.
Следващата механизъм за формиране на HE-135. Когато се разделят U-235 или RU-239 бавни неутрони с вероятност от 6%, се получава фрагмент - ядрото на TLODLUR 52 135 TE. С период от 0,5 min te-135, β-------Ienspad изпитва, превръщайки се в йодна йодна изотопа ядро. Този изотоп е също β - активен с период от 6,7 часа. Продуктът на разпадането I-135 е ксенон изотоп 54 135 х. С период t \u003d 9.2Н х-135, р изпитва β - разпада, превръщайки се в практически стабилен цезиев изотоп 55 135 cz. (/ T \u003d 3 * 10 6 години).
В резултат на други схеми за разпадане се формират други вредни ядки, например, Samaria 62 139 см. Особено бързо отравяне отива в началния период на работа на реактора. С течение на времето между продуктовете на разпада се установява радиоактивно равновесие. От тази точка започва ръст на акциите на реактора.
Реакторът, в който сцичестото вещество (уран), забавячът (графит) и абсорбер (кадмий) са отделни фази и имат границите на дяла, се наричат \u200b\u200bхетерогенни. Всички тези елементи в течно или газообразно състояние са една често срещана фаза, реакторът се нарича хомогенна. За енергийни вериги са изградени изключително хетерогенни реактори.
5. Бързи неутронни реактори. Ядрото U-235, RU-239 и U-233 са разделени на всички неутрони. Ето защо, ако увеличите обогатяването на уран, например, изотопът U-235, след това поради увеличаване на концентрацията на разделянето на ядрата, цялото мнозинство от неутроните ще разделят ядрото U-235, без да напускат масата на уран. При някои концентрация на разделянето на ядрата и с достатъчна маса на уран в активната зона, коефициентът на възпроизвеждане на неутрон достига единица и без забавяне. Реакторът ще работи върху бързи неутрони (съкратена - бърза реакция).
Предимството на бърза реакция преди бавно (т.е. преди реакцията да забавят неутроните) е, че неутроните са по-ефективно използвани. В резултат на това възпроизвеждането на ядрено гориво се увеличава. В бавната реакция от 2.5 неутрони, също 1 отива в U-235 ядрото, поддържане на реакцията, приблизително 1 в U-238 ядрото, образувайки RU-239 (ядрено гориво) и 0.5 неутрон. Pa Едно ядро \u200b\u200bна "изгоряла" U-235 се получава около 1 ядро \u200b\u200bRU-239. В бърза реакция от 2.5 неутрони, също 1 е при поддържане на реакцията. Но неутролите се губят по-малко от 0.5. Ето защо Y-238 ядрото пада повече неутрони. В резултат на това "изгореното" сърцевина на "изгореното" U-235 се образува повече от 1 RU-239. Има разширено възпроизвеждане на ядрено гориво. Създаването и функционирането на реакторите на бързи неутрони е по-сложно, отколкото бавно. Първо, обемът на активната зона рязко намалява. Това увеличава плътността на освобождаването на енергия, което води до увеличаване на температурата и затяга изискванията за структурни материали и охлаждащата течност. Второ, изискванията за увеличаване на системата за контрол на реактора, т.е. до скоростта на операциите на системата за управление.
6. Перспективи за ядрена енергия.Към днешна дата обикновено работещите АЕЦ са екологични за всички енергийни източници. Те не излъчват C0 2 и S0 2, като термични станции и следователно не изострят парниковия ефект и не се изливат обработваеми земи с вода като водноелектрически централи. Като се има предвид възможността за рециклиране на U-238 в РУ-239 и TH-232 в U-233, резервите на лесно достъпното ядрено гориво ще имат достатъчно за стотици години. Използването на атомни електроцентрали ще запази нефт, газ и въглища за химическата промишленост. Трудности с разширяването на парка на АЕЦ. Една от целите, същността на това е, че проблемите, свързани с обезвреждането и изхвърлянето на отпадъците от ядрено гориво и елементи на дизайна, които са разработили ресурс на реактори, не са напълно разрешени.
Втората трудност е субективна. В сравнение с топлинните и хидравличните станции, поддържането на АЕЦ изисква по-висока техническа култура и налага огромна отговорност за хората. Най-малкото отстъпление от технологичната дисциплина може да се превърне в трагедия за хиляди хора.
7. Термосален синтез. От кривата на разпределението на специфичната комуникация следва, че сливането на белодробните ядра в едно ядро, както и разделението на тежки ядра, трябва да бъде придружено от разпределението на огромно количество енергия. Всички ядрени носят същото положително зареждане. За да ги по-близо до разстоянието, на което започва синтез, двете взаимодействащи ядки трябва да бъдат разпръснати един към друг. Това може да се направи по два начина. Първо, с помощта на ускорители. Този път е тромав и влечен. Второ, просто нагряване на газа към необходимата температура. Следователно, сливането на леки ядра, инициирано чрез загряване, се нарича термоядрени реакции. Ние оценяваме температурата на деутериев газ, при който започва термоядният синтез на деутерий + деутерий. 1 2Н + 1 2 N → 2 3 не + 0 1 n + 3.27 meV.
За да се сливат ядрата, те трябва да ги доближат до разстоянието R \u003d 2 * 10-15 m. Потенциалната енергия с такава конвергенция трябва да бъде равна на кинетичната енергия на двете ядра в системата
център на масата. (1/4πε 0) * (e 2 / r) \u003d 2 * (mυ 2/2) \u003d 2 * (3/2) * ct. Газова температура t \u003d (1/3K) * (1 / 4πε 0) * (e 2 / r) \u003d 3 * 10 9 K. Разпределение на частици от енергии близо до Maxwelovsky. Следователно, винаги има повече "горещи" частици, както и благодарение на ефекта на тунела, реакцията на синтеза започва при по-малки температури t ≈ 10 7 K.
В допълнение към реакцията, още повече са по-интересни: Deuterium + Deuterium и Deuterium + Tritium. 2 1Н + 1 2Н + 1 2 p + 4.03 MeV. (22.3) и 1 2Н + 1 3 N → 2 4 не + 0 1 N +17.59 MeV. (22.4)
В последната реакция масата на масата се освобождава приблизително 5 пъти повече енергия, отколкото при разделянето на U-235. Тази енергия е кинетичната енергия на неутронно движение и генерираната хелий ядра. В земните условия е възможно да се реализира реакцията на ядрен синтез под формата на неуправляема експлозия на термоядрената водородна бомба.
8. водородна бомба Това е конвенционална атомна бомба, чийто ядрен заряд (U-235 или Ri-239) е заобиколен от одеяло от вещество, съдържащо леки атоми. Например, деутериден литиев капак. Високата температура в резултат на подкопаването на атомния заряд инициира термоядрен синтез на леки атоми. Поради това се различава допълнителна енергия, увеличавайки капацитета на бомбата. В допълнение към реакциите (22.1) и (22.3), друг може да отиде в бомба с одеяло на литий. 3 6 li + 1 1 p → 2 4 ne + 2 3 не + 4mev. (22.5). (22.4). Но тритий - β - - активен елемент. С период от 12 години се превръща в не-3. Следователно, водородните такси с тритий имат ограничен срок на годност и трябва да бъдат редовно тествани. От вещества, участващи в термоядрен синтез, не се формират радиоактивни продукти. Но поради интензивния неутрон, радиоактивността се ръководи в ядките на структурните материали и околните тела. Следователно е невъзможно да се приложи "чиста" реакция на синтеза без радиоактивни отпадъци.
9. Проблемът с контролиран термоядрен синтез (UH) Не са решени досега. Решението му е много обещаващо за енергия. Във водата на моретата и океаните тя съдържа приблизително 0,015% от деутерий (по броя на атомите). Вода на земята около 10 20 кг. Ако извличате деутерий от тази вода, тогава енергията, която може да бъде получена от нея, е еквивалентна на 6 * 10 18 k) "тонове каменни въглища, това е гигантска стойност (около 0.001 маса на земята), следователно, деутерий на моретата и океаните е практически неизчерпаем източник на енергия.
Проблемът TCB се свежда до две задачи, първо, е необходимо да се научат как да се създаде висока температура на Т\u003e 10 7 К., за да се държи обема на тази плазмена температура във времето, достатъчно да тече реакцията на синтеза на сърцевината . И двете задачи далеч не са решаване.
10. Термонуклейни реакции в звездите.Според съвременните идеи звездата се ражда от разширени облаци, състоящи се главно от водород. В резултат на гравитационна компресия облакът е уплътнен и започва да отказва, превръщайки се в протозезоза. Когато температурата в центъра на протозера достигне 10 7 k, термалидните реакции на синтеза на светлинните елементи са развълнувани в нея, главно водородна гравитационна компресия се суспендира с повишено газово-системно и оптично налягане. Протоколът се превръща в звезда. Възможни са два цикъла на преобразуването на водород в хелий. По-долу са основните реакции, които представляват всеки цикъл. В скоби до реакционните уравнения, средното реакционно време τ, изчислено от ефективното напречно сечение на реакцията за тези налягания и температури, които са вътре в звездата.
Според съвременните астрофизични идеи основният източник на енергия на слънцето и други звезди е синтезът на темалид в техните дълбочини. На земните условия се извършва в експлозията на водородна бомба. Термоядният синтез е придружен от колосално отделяне на енергия на единица маса от реагентни вещества (около 10 милиона пъти големи, отколкото при химични реакции). Ето защо е от голям интерес да се овладеят този процес и въз основа на това да създаде евтин и екологичен източник на енергия. Въпреки това, въпреки факта, че проучванията на контролирания термоядрен синтез (TCC) се занимават с големи научни и технически групи в много развити страни, все още има много сложни проблеми, преди промишленото производство на термоядрена енергия да стане реалност.
Съвременните атомни електроцентрали, използващи процеса на разделяне, само частично отговарят на глобалните нужди от електроенергия. Горивото за тях е естествените радиоактивни елементи на уран и торий, разпространението и резервите на които са много ограничени в природата; Ето защо, за много страни, възникват проблемът с вноса им. Основният компонент на термоядното гориво е деутериев водороден изотоп, който се съдържа в морската вода. Нейните резерви са публично достъпни и много високи (световният океан обхваща ~ 71% от площта на Земята, а делът на деутерий представлява около. 0.016% от общия брой водородни атоми, включени във водата). В допълнение към наличието на гориво, термоядните енергийни източници имат следните важни предимства пред атомните електроцентрали: 1) реакторът TCT съдържа много по-малко радиоактивни материали от атомния реактор, поради което последиците от случайните емисии на радиоактивни продукти са по-опасни Шпакловка 2) с термонуклеарни реакции се образуват по-малко дълготрайни радиоактивни отпадъци; 3) TTS позволява пряко електричество да се получи.
Физически основи на ядрения синтез
Успешното прилагане на синтезната реакция зависи от свойствата на използваната атомна ядра и възможността за получаване на гъста високотемпературна плазма, която е необходима за започване на реакцията.
Ядрени сили и реакции.
Енергийното освобождаване в ядрения синтез се дължи на изключително интензивните атракционни сили, действащи вътре в ядрото; Тези сили държат заедно протоните и неутроните, включени в ядрото. Те са много интензивни на разстояния ~ 10 -13 cm и изключително бързо отслабват с нарастващото разстояние. В допълнение към тези сили, положително заредени протони създават електростатични сили на отблъскване. Радиусът на електростатичните сили е много по-голям от този на ядрената енергия, така че те започват да преобладават, когато ядрото е отстранено един от друг.
Както е показано на G. Gama, вероятността за реакцията между две конвергентни светлинни ядра е пропорционална, където д. – основата на естествените логаритми, Z. 1 и Z. 2 - броя на протоните в взаимодействащите ядра, \\ t W. - енергията на тяхното относително сближаване, и К. - постоянен мултипликатор. Енергията, необходима за извършване на реакцията, зависи от броя на протоните във всяко ядро. Ако е повече от три, тази енергия е твърде голяма и реакцията е практически неприложима. По този начин, с увеличаване Z. 1 I. Z. 2 Вероятността за реакцията намалява.
Вероятността две ядра да влязат във взаимодействие, характеризираща се с "напречното сечение на реакцията", измерено в ленни (1 b \u003d 10 -24 cm2). Напречното сечение на реакцията е областта на ефективно напречно сечение на ядрото, при което другото ядро \u200b\u200bтрябва да "се получи", така че тяхното взаимодействие да се случи. Реакционната реакция на деутерий с тритий достига максималната стойност (~ 5 b), когато взаимодействащите частици имат енергия на относителната конвергенция на около 200 keV. При енергията от 20 keV напречното сечение става по-малко от 0,1 b.
От милиони ускорени частици влизат в целта, не повече от един влезе в ядреното взаимодействие. Останалите разпръскват енергията си върху електроните на целевите атоми и забавят скоростта, в която реакцията става невъзможна. Следователно, методът на бомбардиране на солидна цел чрез ускорено ядра (както е в експеримента на Crookfft - Walton) за TCB, тъй като получената енергия е много по-малко изразходвана.
Термоядрено гориво.
Реакции с участие пс.Възпроизвеждане на важна роля в процесите на ядрения синтез в слънцето и други хомогенни звезди, на земните условия не са практически интерес, тъй като те имат твърде малки. За прилагане на термоядрен синтез на Земята, по-подходящ тип гориво, както е споменато по-горе, е деутерий.
Но най-вероятната реакция се осъществява в еквиваленна смес от деутерий и тритий (DT-смес). За съжаление, тритиев радиоактивен и поради краткия период на половин живот (t 1/2 ~ 12.3 години), на практика не е намерен в природата. Получава се изкуствено в делене реактори, както и като страничен продукт в респондентите с деутерий. Въпреки това, липсата на тритий в природата не е пречка за използването на DT - реакцията на синтеза, защото Тритий може да бъде произведен, изотопен изотоп 6 ли, образуван от неутронния синтез: н. + 6 LI ® 4 HE + t..
Ако заобикаляте термоядрената камера със слой от 6 li (в естествен литий, той съдържа 7%), тогава можете напълно да възпроизведете прекарването на тритий. И въпреки че на практика, някои неутрони са неизбежно изгубени, загубата им е лесна за попълване, влизайки в такъв елемент в черупката, като берилий, ядрото от които, ако се появи един бърз неутрон, яде две.
Принципа на действието на термоядрения реактор.
Отлежаването на реакцията на белодробните ядри, чиято цел е да се получи полезна енергия - се нарича контролиран термоядрен синтез. Тя се извършва при температури от стотици милиони Келвинов. Такъв процес се изпълнява досега само в лаборатории.
Темперирани и температурни условия.
Получаването на полезна термоядрена енергия е възможно само при извършване на две условия. Първо, сместа, предназначена за синтез, трябва да се нагрява до температура, при която кинетичната енергия на ядрата осигурява висока вероятност за тяхното сливане по време на сблъсък. Второ, реактивната смес трябва да бъде много добре термично изолирана (т.е., висока температура трябва да се поддържа достатъчно дълго, така че необходимия брой реакции са настъпили и енергията, избрани поради тази енергия, надвишава енергията, изразходвана за нагряване на горивото).
В количествена форма, това условие се изразява както следва. За да се загрее термоядрената смес, един кубичен сантиметър от обема му трябва да бъде информатор Пс. 1 = kNT.където к. - Числен коефициент н. - плътността на сместа (брой ядра в 1 cm 3), \\ t T. - необходима температура. За да се поддържа реакцията, информираната термоядрена смес трябва да се поддържа с течение на времето t. За да може реакторът да бъде енергично полезен, е необходимо по време на това време да бъде пусната термоядрена енергия в нея повече, отколкото е изразходвана за отопление. Отделената енергия (също 1 cm 3) се изразява, както следва:
където е.(T.) - коефициент в зависимост от температурата на сместа и неговия състав, \\ t R. - Енергия, освободена в един елементарен акт на синтез. Тогава състоянието на енергийната рентабилност Пс. 2 > Пс. 1 ще се появи
Последното неравенство, известно като критерий на Louuson, е количествен израз на изискванията за съвършенство на топлоизолация. Дясната страна е "броят на Louuson" - зависи от температурата и състава на сместа, и колкото по-силни е топлоизолационните изисквания, т.е. Колкото по-трудно е да се създаде реактор. В областта на приемливите температури броят на Louuson за чист деутерий е 10 16 c / cm 3 и за компонентна DT смес - 2H10 14 C / cm3. По този начин, DT смес е по-предпочитано термоядрено гориво.
В съответствие с критерия за Louuson, който определя енергийната плътност на плътността по време на приспадане, в термоядрения реактор трябва да се използва като голям н. или t. . Ето защо изследването на TCC е разделено от две различни области: в първите изследователи те се опитаха да държат относително разредена плазма с помощта на магнитно поле от доста време; Във втория - с помощта на лазери за кратко време, създайте плазма с много висока плътност. Първият подход беше посветен много повече от втория.
Магнитно задържане на плазмата.
По време на реакцията на синтеза, плътността на горещия реагент трябва да остане на ниво, което да осигури достатъчно висок добив на полезна енергия на единица сила при налягане, което може да издържи на камерата с плазма. Например, за смес от деутерий - триитий при температура от 10 8 към изхода се определя от изразяването
Ако е взето Пс. равен на 100 w / cm 3 (който приблизително съответства на енергията, секретирана от горивни клетки в ядрените реактори), след това плътността н. трябва да бъде прибл. 10 15 ядра / cm 3 и съответно налягане nT. - приблизително 3 mPa. Времето на задържане, според критерия за Louuson, трябва да бъде най-малко 0.1 с. За деутериев деутерий плазма при температура от 10 9 до
В този случай, когато Пс. \u003d 100 w / cm 3, н. »3H10 15 ядра / cm 3 и налягане от около 100 mPa необходимото време на задържане ще бъде повече от 1 s. Имайте предвид, че тези плътности представляват само 0,0001 от плътността на атмосферния въздух, така че реакторната камера трябва да помпа до висок вакуум.
Горепосочените оценки на времето за приспадане, температурата и плътността са типични минимални параметри, необходими за работата на термоядрения реактор и те са по-лесни за постигане в деутерий-тритийска смес. Що се отнася до термоядрените реакции, протичащи по време на експлозията на водородната бомба и в дълбините на звездите, трябва да се има предвид, че чрез напълно различни условия в първия случай те продължават много бързо, а във второто - изключително бавно сравнение към процесите в термоядрения реактор.
Плазма.
Със силно нагряване на газа неговите атоми са частично или напълно губещи електрони, в резултат на което се образуват положително заредени частици, наречени йони и свободни електрони. При температури от повече от един милион степени газът, състоящ се от леки елементи, е напълно йонизиран, т.е. Всеки атом губи всичките си електрони. Газът в йонизираното състояние се нарича плазма (терминът се въвежда от i.nongmyur). Плазмените свойства се различават значително от свойствата на неутралния газ. Тъй като в плазмата има свободни електрони, плазмата извършва много добре електрически ток, а проводимостта е пропорционална на T. 3/2. Плазмата може да се нагрява, като преминава през него електрически ток. Проводимостта на водородната плазма при 10 8 към същата като в мед при стайна температура. Много голяма и топлопроводимост на плазмата.
За да запазите плазмата, например, при температура от 10 8 k, тя трябва да бъде сигурно изолирана. По принцип е възможно да се изолира плазма от стените на камерата, като го постави в силно магнитно поле. Това се осигурява от силите, които се появяват, когато взаимодействието на токове с магнитно поле в плазмата.
Под действието на магнитното поле, йони и електрони се движат по спиралите по нейните електропроводи. Преходът от една електропровод към друг е възможен в сблъсъци на частиците и когато се прилага напречното електрическо поле. При липса на електрически полета, високотемпературната плазма, в която се появяват рядко срещани сблъсъци, ще се разпръскват само през магнитните електропроводи. Ако захранващите линии на затварянето на магнитното поле, дават им формата на цикъла, тогава плазмените частици ще се движат по тези линии, докато държат в зоната на веригата. В допълнение към такава затворена магнитна конфигурация, бяха предложени и отворени системи за задържане на плазмата (с електропроводните линии на полето, идващи от краищата на камерата навън), в която частиците остават вътре в камерата поради скоростта на частиците на магнитни "задръствания". Магнитните щепсели се създават в краищата на камерата, където, в резултат на постепенно увеличаване на силата на полето, се образува течлив лъч на захранващите линии.
На практика магнитното задържане на плазмата е доста голяма плътност, която се оказа далеч от просто: често възниква магнитродинамична и кинетична нестабилност.
Магнитохидродинамичната нестабилност се свързва с огъвания и гъвкавост на магнитните линии. В този случай плазмата може да започне да се движи през магнитното поле под формата на съсиреци, за няколко милиона долара ще напуснат зоната на задържане и ще дадат топлина на стените на камерата. Такава нестабилност може да бъде потисната чрез определяне на определена конфигурация на магнитно поле.
Кинетичната нестабилност е много разнообразна и те са научили по-малко подробности. Сред тях има такива, които разбиват поръчани процеси, като течаща през плазмата на постоянен електрически ток или поток от частици. Друга кинетична нестабилност причинява по-висока напречна скорост на дифузия на плазмата в магнитно поле, отколкото прогнозираната теория на сблъсъка за спокойна плазма.
Системи със затворена магнитна конфигурация.
Ако се прилага силно електрическо поле към йонизирания газ-проводящ газ, тогава ще има ток за разреждане, едновременно с който ще се появи магнитното поле. Взаимодействието на магнитното поле с ток ще доведе до появата на компресивни сили, действащи върху заредени частици. Ако текущият поток по оста на проводящия плазмен кабел, тогава нововъзникващите радиални сили са като каучук, притиснали кабела, като натискат плазмената граница от стените, съдържащи камерата му. Това явление, което е теоретично прогнозирано от U. Bennett през 1934 г. и за първи път експериментално демонстриран от a.weer през 1951 г., наречен ефект на прищипване. Методът на щипка се използва за задържане на плазмата; Неговата забележителна характеристика е, че газът се загрява до високи температури чрез електрически ток (омично отопление). Основната простота на метода доведе до използването му в първите опити за задържане на гореща плазма и изследване на обикновен щифт, въпреки факта, че впоследствие е бил заменен с повече от перфектни методи, по-добре е да се разберат проблемите с кои експериментатори са изправени пред днес.
В допълнение към дифузията на плазмата в радиалната посока, все още има надлъжно отклонение и изход през краищата на плазмения кабел. Загубите през краищата могат да бъдат елиминирани, ако дадете плазмена камера за бейгъл (Torus). В този случай се оказва тороидална щипка.
За простата щипка, описана по-горе, магнитродинамичната нестабилност, присъща в нея, е сериозен проблем. Ако в плазмения кабел се появи нисък огън, след това плътността на захранващите линии на магнитното поле от вътрешната страна на завой се увеличава (фиг. 1). Магнитните електропроводи, които се държат като притискаща компресия на сбруя, ще започнат да "освобождават" бързо, така че завой да се увеличи до унищожаването на цялата структура на плазмения кабел. В резултат на плазмата влизат в контакт със стените на камерата и се охлаждат. За да се изключи този разрушителен феномен, докато основният аксиален ток се предава в камерата, се създава надлъжно магнитно поле, което, заедно с генерираното огъване на плазмения кабел (фиг. 2), създава надлъжно магнитно поле. Принципът на стабилизиране на плазмения кабел чрез аксиално поле се основава на два обещаващи проекта на термоядрени реактори - токамак и щипка с преобразувано магнитно поле.
Отворете магнитни конфигурации.
Инерционно задържане.
Теоретичните изчисления показват, че е възможно термоядрен синтез и без използването на магнитни капани. За да направите това, се извършва бързото компресиране на специално варена цел (топката от деутерий от радиуса е приблизително. 1 mm) към такива високи плътности, които термонуклеарната реакция има време да завърши преди изпаряване на целта на горивото. Компресията и отоплението до термолуклеарни температури могат да бъдат произведени с тежки лазерни импулси, от всички страни равномерно и в същото време облъчването на горивната топка (фиг. 4). С незабавно изпаряване на повърхностните си слоеве, издълбаните частици придобиват много високи скорости, а топката е под действието на големи компресивни сили. Те са подобни на движещата се ракета с реактивни сили, като единствената разлика, която тези сили са насочени вътре в центъра на целта. Този метод може да създаде налягане от около 10 11 МРа и плътност, 10 000 пъти по-висока от плътността на водата. При такава плътност почти цялата термоядрена енергия ще бъде освободена като малка експлозия по време на ~ 10 -12 p. Микровалетите, всяка от които е еквивалентна на 1-2 kg тротил, няма да причини повреда на реактора, а последователността на такива микрокраси през кратки периоди от време ще позволи да се приложи почти непрекъснатото производство на полезна енергия. За инерционно задържане устройството за гориво е много важно. Целта под формата на концентрични сфери от тежки и леки материали ще позволи постигането на най-ефективното изпаряване на частиците и следователно най-голямата компресия.
Изчисленията показват, че при енергията на лазерната радиация за Мегаджаул (10 6 й) и лазерната ефективност най-малко 10%, произведената термоядрена енергия трябва да надвишава консумираната енергия за изпомпване на лазера. Термонуклеарни лазерни инсталации се предлагат в руските изследователски лаборатории, САЩ, Западна Европа и Япония. В момента се изследва възможността за използване вместо лазерен лъч на тежки йони или комбинации от такъв лъч със светло лъч. Благодарение на съвременната технология, този метод за започване на реакцията има предимство пред лазера, тъй като ви позволява да получите по-полезна енергия. Недостатъкът е трудността да се съсредоточи гредата върху целта.
Магнитни инсталации
Методите за запазване на магнитните плазмени се изследват в Русия, САЩ, Япония и редица европейски страни. Основното внимание се отделя на настройките на тороидалния тип, като токамак и щипка с преобразувано магнитно поле, което се появява в резултат на развитието на по-прости щипки с стабилизиращо надлъжно магнитно поле.
За задържане на плазмата с тороидално магнитно поле Б. Необходимо е да се създадат условия, при които плазмата няма да се премести на стените на тор. Това се постига чрез "обрат" на електропроводите на магнитното поле (така наречената "ротационна трансформация"). Такова усукване се извършва по два начина. В първия метод токът се предава през плазмата, което води до конфигурацията на вече разглежданата устойчива притискане. Магнитно поле Tok. Б. Q en - Б. q Заедно S. Б. J създава обобщение с необходимото усукване. Ако Б. Й. Б. Q, тогава конфигурацията е известна като токамак (съкращение на експресията "тороидална камера с магнитни намотки"). Токамак (фиг. 5) е проектиран под ръководството на L.A.ARZIMOVICH в Института за атомна енергия. I.v. Kurchatova в Москва. За Б. Й. ~ Б. Q Изключва конфигурация на щипка с преобразувано магнитно поле.
Във втория начин се използват специални намотки за винт около тороидната плазмена камера, за да се осигури равновесна плазма. Теченията в тези намотки създават комплексно магнитно поле, което води до усукване на електропроводите на общото поле в тора. Тази инсталация, наречена Stellarator, е разработена в Принстънския университет (САЩ) Л. Уестзер със служители.
Токамак.
Важен параметър, при който задържането на тороидална плазма зависи "марж за устойчивост" q.равен rB. j / RB. Q, където r. и R. - съответно малки и големи радиуси на тороидалната плазма. В малки q. Може да се развие винтова нестабилност - аналог на огъване на директна щипка. Учените в Москва експериментално показаха това q. \u003e 1 (т.е. Б. Й. Б. Q) Възможността за винтова нестабилност е значително намалена. Това дава възможност за ефективно използване на топлината, освободена топлинна енергия за загряване на плазмата. В резултат на многогодишни проучвания характеристиките на токамаките са се подобрили значително, по-специално чрез увеличаване на хомогенността на полето и ефективното почистване на вакуумната камера.
Окуражаващите резултати, получени в Русия, стимулират създаването на Токамаки в много лаборатории на света и тяхната конфигурация стана тема на интензивно изследване.
Ohmic плазменото нагряване в токамака е недостатъчно за прилагане на реакцията на термоядрен синтез. Това се дължи на факта, че когато плазмата се нагрява, нейното електрическо съпротивление е силно намалено и полученото освобождаване на топлина по време на ток е рязко намалено. Увеличете тока в Токамак над някаква граница е невъзможно, тъй като плазменият кабел може да загуби стабилност и да се прехвърли към стените на камерата. Следователно, различни допълнителни методи използват плазменото отопление. Най-ефективният от тях е инжектирането на гредите на неутрални атоми с висока енергия и микровълново облъчване. В първия случай, йоните, ускорени до енергии 50-200, са неутрализирани (за да се избегнат "отражения" от тях обратно с магнитно поле, когато влизат в камерата) и инжектирани в плазмата. Тук те отново са йонизирани и в процеса на сблъсъци дават плазмата тяхната енергия. Във втория случай се използва микровълнова радиация, чиято честота е равна на йонната циклотронна честота (честотата на въртене на йони в магнитното поле). При тази честота плътната плазма се държи като абсолютно черно тяло, т.е. Напълно абсорбира падащата енергия. От страните от Европейския съюз на Токамак чрез инжектиране на неутрални частици се получава чрез плазма с йонни температури от 280 милиона келвинов и времето за задържане 0.85 s. На деутерий-тритий плазмата, получената термоядрена енергия, достигаща 2 MW. Продължителността на поддръжката на реакцията е ограничена от появата на примеси, дължащи се на пръскане на камерните стени: примесите проникват в плазмата и, йонинга, значително увеличават загубите на енергия поради радиация. Сега работата по програмата JET е насочена към изследване на възможността за контролиране на примесите и тяхното заличаване на т.нар. "Магнитен дивертер".
Големият Токамаки също създаден в САЩ - TFTR, в Русия - T15 и в Япония - JT60. Проучванията, направени по тези и други инсталации, поставиха основата за по-нататъшната фаза на работа в областта на контролирана термоядрена фюст: за 2010 г. стартирането на голям реактор за технически тестове. Предполага се, че това ще бъде съвместната работа на Съединените щати, Русия, страните от Европейския съюз и Япония. Вижте също Токамак.
Щипка с обърната област (поп).
Поп конфигурацията се различава от Токамак с какво в него Б. Q ~. Б. J, но в същото време посоката на тороидалното поле извън плазмата е противоположна на посоката му в плазмения кабел. J.Teallor показа, че такава система е в състояние с минимална енергия и въпреки q.
Предимството на конфигурационния поп е, че има съотношение на обемната плътност на плазмената енергия и магнитното поле (стойност б) повече, отколкото в токамака. Съществено е важно B е възможно най-много, тъй като ще намали тороидалното поле, и следователно ще намали разходите за създаване на намотки и цялата поддържаща структура. Слабата страна на поп е, че топлоизолацията от тези системи е по-лоша от тази на токамаките и проблемът за поддържане на обратното поле не е решен.
Stellarator.
В Stellarator на затворено тороидално магнитно поле, поле, създадено от специална навиване на винта, измет на камерното тяло. Общото магнитно поле предотвратява плазмения дрейф към центъра и потиска определени видове магнитродинамична нестабилност. Самата плазма може да бъде създадена и нагрявана от някой от методите, използвани в токамака.
Основното предимство на Stellarator е, че прилаганият в него метод не е свързан с наличието на ток в плазмата (както в токамаците, или в базовите инсталации), и следователно, звездаторът може да работи в стационарен режим. В допълнение, намотката на винта може да има действие "Divertore", т.е. Почистете плазмата от примесите и отстранете реакционните продукти.
Плазменото стопанство в Rallarators е изчерпателно изследвано на инсталациите на Европейския съюз, Русия, Япония и САЩ. На Stellarator "Weddelshtein VII" в Германия е възможно да се поддържа плазмена плазма с температура повече от 5H10 6 Kelvin, отоплява се чрез инжектиране на високоенергиен атомния лъч.
Последните теоретични и експериментални проучвания показват, че в повечето от описаните настройки и особено в затворените тороидални системи, времето за задържане на плазмата може да бъде увеличено чрез увеличаване на неговите радиални размери и задържащото магнитно поле. Например, за Токамак се изчислява, че критерият Louuson ще бъде изпълнен (и дори с известен резерв) в напрежението на магнитното поле от ~ 50 × 100 kgf и малкия радиус на тороидната камера OK. 2 m. Това са параметрите на инсталацията на 1000 MW електричество.
Когато създавате такива големи плазмени плазмени настройки, възникват напълно нови технологични проблеми. За да се създаде магнитно поле от около 50 kgf в обем от няколко кубични метра с медни охладени охладени намотки, ще се изисква източник на енергия от няколко стотин мегавата. Ето защо е очевидно, че намотките на намотките трябва да бъдат направени от свръхпроводящи материали, като ниобий сплави с титан или с калай. Съпротивлението на тези материали електрически ток в свръхпроводящото състояние е нула и следователно минималното количество електроенергия ще бъде изразходвано за поддържане на магнитното поле.
Реактивна технология.
Перспективи за термоядрени изследвания.
Експериментите, направени на инсталациите тип Tokamak, показват, че тази система е много обещаваща като възможна база на реактора TCC. Най-добри резултати се получават отгоре днес и се надява, че с подходящото увеличение на мащаба на инсталациите те ще могат да прилагат индустриални ТС. Въпреки това, Токамак не е достатъчно икономичен. За да се елиминира този недостатък, е необходимо да не работи в пулс, както сега, но в непрекъснат режим. Но физическите аспекти на този проблем са все още малко разследвани. Необходимо е също така да се разработят технически средства, които биха подобрили плазмените параметри и да премахнат нейната нестабилност. Като се има предвид всичко това, не трябва да забравяте за други възможни, макар и по-малко развити варианти на термоядрения реактор, като стелатор или щипка с обърната област. Статутът на проучванията в тази област е достигнал етапа, когато има концептуални проекти за реактори за повечето от високотемпературните плазмени системи за задържане и за някои системи със инерционно задържане. Пример за индустриалното развитие на Токамак може да бъде проектът "Възникване" (САЩ).
Втората половина на ХХ век е период на бързо развитие на ядрената физика. Стана ясно, че ядрените реакции могат да бъдат използвани за получаване на огромна енергия от оскъдното количество гориво. Общо девет години са преминали от експлозията на първата ядрена бомба до първата атомна електроцентрала и когато е тествана водородна бомба през 1952 г., се появяват прогнози, които през 60-те години ще бъдат под внимание термоядрените електроцентрали. Уви, тези надежди не бяха оправдани.
Термонуклеарни реакции на всички термоялеарни реакции в близко бъдеще са интересни само четири: деутерий + деутерий (продукти - тритий и протон, енергии 4.0 meV), деутерий + деутерий (хелий-3 и неутрон, 3.3 mev), деутерий + тритий (хелий 4 и неутрон, 17.6 mev) и деутерий + хелий-3 (хелий-4 и протон, 18.2 meV). Първата и втората реакция върви паралелно с еднаква вероятност. Полученият тритий и хелий-3 "изгаряне" в третата и четвъртата реакция
Игор Егоров
Основният източник на енергия за човечеството понастоящем е изгаряне на въглища, петрол и газ. Но техните резерви са ограничени и горивни продукти замърсяват околната среда. Въглища електроцентралата дава повече радиоактивни емисии от АЕЦ на една и съща сила! Защо все още не сме преминали към ядрените енергийни източници? Има много причини за това, но основната е станала радио трета. Въпреки факта, че въглеродната електроцентрала дори на редовна работа вреди на здравето на много по-голям брой хора, отколкото аварийните емисии в атомните електроцентрали, това го прави тихо и незабелязано на обществеността. Авариите в АЕЦ незабавно се превърнат в основната новина в медиите, причинявайки обща паника (често напълно неразумна). Това обаче не означава, че ядрената енергия няма обективни проблеми. Много проблеми доставят радиоактивни отпадъци: технологиите за работа с тях са все още изключително скъпи и преди идеалната ситуация, когато всички те са напълно рециклирани и използвани, далеч.
От всички термоядрени реакции в близко бъдеще, само четири са интересни: Deuterium + Deuterium (продукти - тритий и протон, енергетика 4.0 MeV), деутерий + деутерий (хелий-3 и неутрон, 3.3 MeV), деутерий + тритий (хелий -4 (хелий -4) \\ t и неутрон, 17.6 mev) и деутерий + хелий-3 (хелий-4 и протон, 18.2 meV). Първата и втората реакция върви паралелно с еднаква вероятност. Трите и четвъртата реакция образуват тритий и хелий-3 са "изгорени" в третата и четвъртата реакция.
От разделение до синтез
Потенциално решават тези проблеми, позволявайки прехода от делене реактори за синтез реактори. Ако типичният реактор отдел съдържа десетки тона радиоактивно гориво, което се превръща в десетки тона радиоактивни отпадъци, съдържащи голямо разнообразие от радиоактивни изотопи, реакторът за синтез използва само стотици грама, максимум килограм, един радиоактивен водороден изотоп - тритий. В допълнение, реакцията изисква незначително количество този най-малък радиоактивен изотоп, производството му също се планира директно върху електроцентралата, за да се сведат до минимум рисковете, свързани с транспортирането. Продуктите на синтеза са стабилни (нерадиоактивни) и нетоксичен водород и хелий. В допълнение, за разлика от реакцията на делене, термонуклейната реакция по време на унищожаването на инсталацията незабавно спира, без да се създават опасности от термичната експлозия. Така че защо не е нито една действаща термоядрена електроцентрала? Причината е, че недостатъците неизбежно изтичат от изброените предимства: създаването на условията на синтеза се оказа много по-трудно от очакваното в началото.
Критерии Louuson
За да може термонуклейната реакция да бъде енергично изгодна, е необходимо да се осигури достатъчно висока температура на термоядното гориво, високата му плътност и достатъчно малка загуба на енергия. Последните са числено, характеризиращи се с така нареченото "време на задържане", което е равно на съотношението на плазмата на топлинната енергия към силата на енергийните загуби (много погрешно вярват, че "времето за приспадане" е времето, през което е гореща плазма поддържан в инсталацията). При температурата на смес от деутерий и тритий, равен на 10 keV (приблизително 110,000,000 градуса), трябва да получим продукт на броя на горивните частици в 1 cm 3 (т.е. плазмени концентрации) по време на задържане (за секунди ) Най-малко 10 14. В същото време няма значение дали имаме плазма с концентрация от 1014 cm -3 и време на приспадане 1 С, или плазма с концентрация от 10 23 и времето за задържане от 1 ns. Този критерий се нарича "критерий на Лузун".
В допълнение към критерия на Louuson, който е отговорен за получаване на енергийно изгодна реакция, има и друг критерий за плазмено запалване, който за реакцията на деутерий-тритий е приблизително три пъти повече от критерия Louuson. "Запалването" означава, че делът на термоядрената енергия, който остава в плазмата, ще бъде достатъчно, за да се поддържа необходимата температура, а допълнителното нагряване на плазмата вече не е необходимо.
Z-pint.
Първото устройство, в което е планирано да се получи контролирана термоядрена реакция, е така наречената z-pinch. Тази настройка в най-простия случай се състои от всички два електрода, които имат деутерий (водород-2) среда или смес от деутерий и тритий и батериите на импулс на високо напрежение. На пръв поглед изглежда, че ви позволява да получите компресирана плазма, нагрявана до огромна температура: точно това, което е необходимо за термоядрена реакция! Но всичко се оказа в живота, уви, далеч от това розово. Плазмената сбруя се оказа нестабилна: най-малкото му огъване води до увеличаване на магнитното поле от едната страна и разхлабване от другата, възникващите сили увеличават огъването на сбруята - и цялата плазма "пада" отстрани от страната стена на камерата. Кобрата е нестабилна не само към завоя, най-малкото по-тънко ще доведе до увеличаване на тази част на магнитното поле, което допълнително компресира плазмата, като я притискаше в оставащия обем на сбруята, докато сбруята приключи "предава". Предаваната част има висока електрическа устойчивост, така че токът да е счупен, магнитното поле изчезва и цялата плазма се разсейва.
Принципът на Z-pick операцията е прост: електрическият ток генерира пръстеновидното магнитно поле, което взаимодейства със същия ток и го компресира. В резултат на това плътността и плазмената температура, през която текущите потоци се увеличават.
Стабилизиране на плазмената сбруя е в състояние да наложи мощно външно магнитно поле върху него, успоредно с него и поставяне в дебела проводима обвивка (когато плазмата се премества, магнитното поле се движи, което индуцира електрически ток в корпуса, стремеж да върне плазмата на мястото). Плазмата престана да бъде навита и предизвикана, но преди термонуклейската реакция във всяка сериозна скала все още е далеч: плазмата се отнася до електродите и им дава топлина.
Модерната работа в областта на синтеза на Z-Pince предполагат друг принцип за създаване на термоядрена плазмена: текущите течения през волфрамовата тръба, която създава мощна рентгенова връзка, компресиране и затопляне капсула с термоядрена горива вътре в плазмената тръба, както се случва в термоядрена бомба. Тези произведения обаче имат чисто изследователска природа (изследва се механизмите на експлоатацията на ядрените оръжия), а освобождаването на енергия в този процес все още е милиони пъти по-малко от консумацията.
Колкото по-малко е съотношението на големия радиус на Tormaque Torus (разстояния от центъра на целия тор до центъра на напречното сечение на неговата тръба) към малкия (напречно сечение на тръбата), толкова по-голямо е плазменото налягане в същия магнитен поле. Намалява това съотношение, учените се движеха от кръговото напречно сечение на плазмата и вакуумната камера към D-образец (в този случай, ролята на малък радиус изпълнява половината от височината на секцията). Всички съвременни Tokamaks имат формата на раздел. Крайният случай беше така нареченият "сферичен токак". При такива токама вакуумната камера и плазмата имат почти сферична форма, с изключение на тесен канал, свързващ полюсите на сферата. Поведенията се извършват чрез магнитни намотки. Първият сферичен токамак, започнете, се появяваше само през 1991 г., така че това е доста млада посока, но вече е показала възможността да получи същото плазмено налягане с по-малко магнитно поле.
Procoscotron, stellarator, токамак
Друга възможност за създаване на необходимите условия за реакцията е така наречените отворени магнитни капани. Най-известният от тях е "Proboscotron": тръба с надлъжно магнитно поле, което е подобрено в краищата му и отслабва в средата. Полето, увеличено в краищата, създава "магнитен корк" (от където руското име), или "магнитно огледало" (английски - огледална машина), което поддържа плазмата от изхода на инсталацията през краищата. Въпреки това, такова приспадане е непълно, някои от заредените частици се движат според някои траектории, се оказва, че може да премине през тези задръствания. И в резултат на сблъсъците, всяка частица ще по-рано или късно ще падне върху такава траектория. В допълнение, плазмата в пробукскотрона също е нестабилна: ако на някакъв място се отстранява малка плазмена част от осите на инсталиране, има сили, излъчващи плазма върху камерната стена. Въпреки че основната идея на пробоскотрона е значително подобрена (което е възможно да се намали както плазмената нестабилност, така и пропускливостта на щепселите), към параметрите, необходими за енергично изгодния синтез, на практика дори не се приближаваше.
Възможно ли е плазмата да не оставя чрез "задръствания"? Изглежда, очевидно решение - да се срутят плазмата в пръстена. Въпреки това, магнитното поле в пръстена е по-силно отвън, а плазмата отново има тенденция да остави стената на камерата. Начинът от тази трудна ситуация също изглеждаше съвсем очевиден: вместо пръстена да се направи "осем", след това на едно парче от частицата ще бъде отстранен от осната ос и от друга страна е да се върне назад. Така учените стигнаха до идеята за първия Ралар. Но такава "осем" не може да бъде направена в една и съща равнина, така че трябваше да използвам третото измерение, огъване на магнитното поле във втората посока, която също доведе до постепенно грижа за частиците от оста на стената на камерата.
Ситуацията се промени драстично със създаването на настройки за тип Токамак. Резултатите, получени на T-3 Tokamak през втората половина на 60-те години, бяха толкова зашеметяващи за времето, когато западните учени дойдоха в СССР с измервателното си оборудване, за да се уверят, че плазмените параметри сами. Реалността дори надмина очакванията си.
Тези фантастично усукани тръби не са проект за изкуство, но камерата на звездатора е извита под формата на сложна триизмерна крива.
В ръцете на инерцията
В допълнение към магнитното задържане, има фундаментално различен подход към термоядрения синтез - инерционно задържане. Ако в първия случай се опитваме да държим много ниска концентрационна плазма за дълго време (концентрацията на молекулите във въздуха около вас е стотици хиляди пъти повече), след това във втория - компресират плазмата към огромна плътност, Поръчка с величина по-висока от плътността на най-тежките метали, изчислявайки, че реакцията ще бъде време да премине през краткото време, докато плазмата има време да се разпадне.
Първоначално през 60-те години е планирано да се използва малка топка от замразено термоядрено гориво, равномерно облъчено от всички страни с множество лазерни лъчи. Повърхността на топката беше незабавно да се изпари и равномерно разширяване във всички посоки, стискане и затопляне на останалата част от горивото. На практика обаче облъчването не е достатъчно равномерно. В допълнение, част от радиационната енергия се предава на вътрешните слоеве, което ги кара да се нагрява, което сложна компресия. В резултат на това топката се стича неравномерно и слабо.
Има редица съвременни конфигурации на Ралар и всички те са близо до Тора. Една от най-често срещаните конфигурации включва използването на намотки, подобни на намотките на полиидното поле на токамаки и четири-шест усукани винта около вакуумната камера на проводниците с многопосочен ток. Комплексното магнитно поле, създадено с това, позволява надеждно да държи плазмата, без да изисква поток от пръстеновидния ток. В допълнение, намотките на тороидалното поле могат да се използват в милараторите, като токамаките. И винтовите тръбопроводи могат да отсъстват, но след това намотките на "тороидалното" поле са монтирани по сложна триизмерна крива. Последните развития в областта на разграчниците включват използването на магнитни намотки и вакуумна камера на много сложна форма (силно "смачкан" тор), изчислен на компютъра.
Проблемът с неравностите е решен чрез по същество промяна на изграждането на целта. Сега топката се поставя в специална малка метална камера (нарича се "Holraum", от него. Hohlraum - кухина) с дупки, през които лазерни лъчи попадат вътре. В допълнение се използват кристали, които превръщат лазерното излъчване на IR гамата в ултравиолетовете. Това UV лъчение се абсорбира от най-финия слой на Holraum материал, който в същото време се загрява до огромна температура и излъчва в областта на меката рентгенова снимка. На свой ред рентгеновите лъчи се абсорбират от най-финия слой върху повърхността на горивната капсула (крушка за гориво). Тя дава възможност за решаване на проблема с преждевременното отопление на вътрешните слоеве.
Въпреки това, силата на лазерите е недостатъчна, за да се гарантира, че забележимата част от горивото може да стигне до реакцията. В допълнение, ефективността на лазерите беше доста малка, само около 1%. За да може синтезът да бъде енергично благоприятен с такива ниско DGD лазери, почти всички компресирани горива трябва да реагират. Когато се опитвате да замени лазерите за леки или тежки йони, които могат да бъдат генерирани от много по-ефективност, учените също срещат много проблеми: леките йони се отблъскват един от друг, което им пречи да се фокусират и се инхибират в сблъсъци с остатъчен газ В камерата и ускорителите тежки йони с желаните параметри не могат да бъдат създадени.
Магнитни перспективи
Повечето от надеждата в областта на термоядрата енергия вече са свързани с Токамаки. Особено след отварянето им с подобрено задържане. Токамакът е едновременно и се сгъва в Z-пин пръстена (плазмата тече пръстен електрически ток, който създава магнитното поле, необходимо за неговото задържане), и последователността на извадниците, събрани в пръстена и създава "гофриран" тороидално магнитно поле. В допълнение, тороидалното поле на намотките и плазменото текущо поле се наслагват от перпендикулярната равнина на полето Тора, създадено от няколко отделни намотки. Това е допълнително поле, наречено Poloidal, подобрява магнитното поле на плазмения ток (също полиидално) от външната страна на Тората и отслабва отвътре. Така общото магнитно поле от всички страни на плазмената сбруя е равно, а позицията му остава стабилна. Промяна на това допълнително поле, можете да преместите плазмения цип във вакуумната камера в определени граници.
Един фундаментално различен подход към синтеза предлага концепция за катализация на мюон. Muon е нестабилна елементарна частица, която има една и съща такса като електрон, но 207 пъти голяма маса. Muon може да замени електрона в водородния атом, докато размерът на атома намалява 207 пъти. Това позволява на едно водородно ядро \u200b\u200bда се приближи до друго, без да харчат енергия. Но около 10 гев на енергия се изразходват за получаване на един мюон, което означава, че трябва да се получат няколко хиляди реакции на синтез на един мусън за получаване на енергия. Поради възможността за "залепване" на муона до хелий, образуван в реакцията, все още не е възможно да се постигне повече от няколкостотин реакции. На снимката - сглобяване на Wittdlestein Z-X плазменския институт на Плазмен институт.
Важен проблем на Токамаков за дълго време беше да се създаде пръстеновидник в плазмата. За да направите това, магнитната верига, в която магнитният поток, в който непрекъснато се променя през централния отвор на токамак на токамак. Промяната в магнитния поток създава електрическо поле Vortex, което йонизира газ във вакуумна камера и поддържа ток в получената плазма. Въпреки това плазменият ток трябва да се поддържа непрекъснато, което означава, че магнитният поток трябва непрекъснато да се променя в една посока. Това, разбира се, е невъзможно, така че токът в Thekamaks успя да поддържа само ограничен период от време (от частта от секундата до няколко секунди). За щастие е открит така нареченият BootStart-ток, който се среща в плазма без външно вихрово поле. В допълнение, са разработени плазмени методи за отопление, едновременно причиняване на необходимия пръстен ток. Заедно това дава потенциална възможност за това колко дългосрочна поддръжка на горещата плазма. На практика, записът в момента принадлежи към разкъсания супра Токамак, където плазмата непрекъснато "изгоряла" за повече от шест минути.
Вторият вид плазмени съоръжения за задържане, с които са свързани големи надежди, са rallarators. През последните десетилетия дизайнът на Ралар се промени драстично. От първоначалното "осем" почти нищо, и тези инсталации станаха много по-близо до Токамаките. Въпреки че докато времето на задържане на родаторите е по-малко от това на токамаките (поради по-малко ефективно H-мода), и цената на тяхното изграждане е по-висока, плазменото поведение в тях е по-спокойно, което означава по-висок ресурс на първата вътрешна стена на вакуумната камера. За търговско развитие на термоядрения синтез този фактор е много важен.
Изберете реакция
На пръв поглед, това е най-логично да се използва чист деутерий в най-логично за използване: тя е сравнително евтина и безопасна. Въпреки това, деутерий с деутерий реагира на сто пъти по-малко нетърпелив, отколкото с тритий. Това означава, че за работата на реактора върху сместа от деутерий и тритий има температура от 10 keV за работа и повече от 50 keV температури са необходими в чист деутерий. И колкото по-висока е температурата - колкото по-висока е загубата на енергия. Следователно, най-малкото за първи път термоядрена енергия се планира да бъде изградена върху деутерий-тритий гориво. Тритий ще бъде разработен в самия реактор поради облъчване на литий бързи неутрони, образувани в него.
"Погрешни" неутрони. В култовия филм "9 дни от една година", главният герой, работещ върху термоядрената инсталация, получи сериозна доза неутронно облъчване. Обаче се оказа, че неутроните са родени не в резултат на реакцията на синтеза. Това не е фантастика на директора, но реален ефект, наблюдаван в Z-щифт. По време на прекъсването на електрическия ток индуктивността на плазмата води до генериране на огромно напрежение - милиони волтове. Отделни водородни йони, ускоряващи се в това поле, могат буквално да извадят неутрони от електродите. Първоначално това явление наистина е било взето за правилния знак за потока от термонуклеарна реакция, но последващият анализ на неутронния спектър показа, че те имат различен произход.
Подобрен режим на задържане. H-Fashion Tokamaka е такъв начин на своята работа, когато с висока мощност на допълнително загряване загубата на енергийно плазмена намалява рязко. Случайно откритие през 1982 г. режимът с подобрено задържане не е по-малък от изобретяването на самия токамак. Все още не съществува общоприета теория на това явление, но това не пречи на практика на практика. Всички съвременни Tokamaks работят в този режим, тъй като намалява загубата на повече от два пъти. Впоследствие, подобен режим е намерен на rallarators, който показва, че това е цялостното свойство на тороидалните системи, но задържането се подобрява само с около 30%.
Плазмено отопление. Има три основни плазмени отоплителни метода за термоядрена температура. Ohmic отопление е плазменото отопление поради електрически ток през него. Този метод е най-ефективен в първите етапи, тъй като с нарастващата температура на плазмата се намалява електрическото съпротивление. Електромагнитното отопление използва електромагнитни вълни с честота, която съвпада с честотата на въртене около магнитните електрически линии на електроните или йони. При инжектиране на бързи неутрални атоми се създава поток от отрицателни йони, които след това се неутрализират, превръщайки се в неутрални атоми, които могат да преминат през магнитното поле към плазмения център, за да се предаде своята енергия там.
Има ли този реактор? Тритий радиоактивен и мощно неутронно облъчване от D-T реакцията създава индуцирана радиоактивност в елементите на реактора. Трябва да използвате роботи, които усложняват работата. В същото време поведението на плазмата на обикновения водород или деутерий е много близо до плазменото поведение от смес от деутерий и тритий. Това доведе до факта, че в цялата история само две термонуклейни инсталации са напълно работещи върху смес от деутерий и тритий: TFTR и Jet Tokamaki. На другите инсталации дори деутерий не винаги се използва. Така че името "Thermonuclear" в дефиницията на инсталацията не означава, че термоядрите реакции всъщност са се случили в него (и в тези, където се срещат почти винаги използват чист деутерий).
Хибриден реактор. Реакцията D-T води до 14 MEV неутрони, които дори изчерпват уран, който може да споделя. Разделението на едно ядро \u200b\u200bна уран е придружено от разпределението на приблизително 200 meV на енергията, което е десет пъти повече от веднъж надвишава енергията, освободена по време на синтеза. Така че вече съществуващите токамаки могат да станат енергично полезни, ако са били заобиколени от черупка на уран. Преди делене реактори, такива хибридни реактори биха имали предимство в невъзможността за развитие на неуправляема верижна реакция в тях. В допълнение, изключително интензивните неутролни потоци трябва да обработват дълготрайни продукти от дивизията на уран в краткотрайни, което значително намалява проблема с изхвърлянето на отпадъци.
Инерционни надежди
Инерционният синтез също не стои неподвижно. За десетки години развитие на лазерна технология се появиха перспективи, за да повишат ефективността на лазерите около десет пъти. И тяхната власт на практика успя да увеличи стотици и хиляди пъти. Работата е в ход над тежките йонни ускорители с параметри, подходящи за термоядрена употреба. В допълнение, концепцията за "бързо запалване" беше най-важният фактор в областта на инерционния синтез. Тя включва използването на две импулси: едно изстисква термоядрено гориво, а другият го загрява с малка част. Предполага се, че реакцията, започнала в малка част от горивото, впоследствие ще се разпространи по-нататък и ще покрива цялото гориво. Този подход позволява значително намаляване на разходите за енергия и следователно да се направи реакция благоприятна с по-малък дял от реакционното гориво.
Проблеми с Токамаков
Въпреки напредъка на инсталациите на други видове, Tokamaks все още не са извън конкуренцията: ако на два токамаки (TFTR и Jet) през 90-те години, всъщност се получава освобождаването на термоядрена енергия, приблизително равно на цената на енергията за отопление Плазмата (нека такъв режим и той продължи само за секунда), след това на инсталациите на други видове, нищо подобно не успя. Дори простото увеличение на размера на токамаките ще се вземе в зависимостта от енергийно изгодния синтез. Сега във Франция се изгражда международният реактор ITER, който ще трябва да го демонстрира на практика.
Има обаче достатъчно проблеми в Токамаков. ITER струва милиарди долари, което е неприемливо за бъдещи търговски реактори. Никой реактор не работи непрекъснато през още няколко часа, да не говорим за седмици и месеци, които отново е необходимо за промишлена употреба. Досега няма увереност, че материалите на вътрешната стена на вакуумната камера ще могат да издържат на дългосрочните ефекти на плазмата.
Направете проект по-малко скъп концепцията за Токамак със силно поле. Чрез увеличаване на полето, два до три пъти се планира да се получат желаните плазмени параметри в относително малка инсталация. На такава концепция, по-специално, реакторът на запалване е създаден, който заедно с италианските колеги сега започва да изгражда в Троицата близо до Москва (Trinity Institute of Intorative и Thermonuclear). Ако изчисленията на инженерите са оправдани, след това с многократно по-малко в сравнение с цените на ITER в този реактор ще могат да получат запалването на плазмата.
Напред, към звездите!
Продуктите от термонуклеарната реакция се разлят в различни посоки със скорост, които съставляват хиляди километри в секунда. Това дава възможност за създаване на супер ефективни ракетни двигатели. Специфичният импулс ще бъде по-висок от този на най-добрите електрически проактивни двигатели, а потреблението на енергия може дори да бъде отрицателно (теоретично, производството е възможно, а не потребление на енергия). Освен това има всички основания да се смята, че термоядреният ракетен двигател ще по-лесно от наземния реактор: няма проблем със създаването на вакуум, с топлоизолация на свръхпроводящи магнити, в допълнение няма ограничения за размерите и т.н. , производството на електрически двигател е желателно, но не е задължително необходимо, достатъчно, за да не го консумира твърде много.
Електростатично задържане
Концепцията за електростатична приспадане на йони е най-лесна за разбиране при пример за инсталация, наречена "Fuss". Неговата база е сферичен мрежов електрод, към който се доставя отрицателен потенциал. Ускори се в отделен ускорител или полето на най-централните електроиони, попада в него и се държи там с електростатично поле: Ако йонът се стреми да излети, полето на електрод го обръща назад. Уви, вероятността за сблъсък на йон с решетка за много поръчки е по-висока от вероятността да се влезе в реакцията на синтеза, което прави енергийна благоприятна реакция невъзможна. Такива инсталации се използват само като източници на неутрони.
В усилие да се направи сензационно откритие, много учени се стремят да видят синтеза навсякъде, където само можете. В пресата съобщенията многократно са възникнали за различни опции за т.нар. "Студен синтез". Синтезът е открит в "импрегнирания" от деутерий на металите, когато електрическият ток преминава през тях, с електролиза на деутерий-наситените течности, по време на образуването на кавитационни мехурчета, както и в други случаи. Въпреки това, повечето от тези експерименти не са имали задоволителна възпроизводимост в други лаборатории и техните резултати почти винаги могат да бъдат обяснени без използването на синтез.
Продължавайки "славната традиция", която започна с "философския камък" и след това се превръща в "вечния двигател", много съвременни измамници им предлагат сега да купуват "генератор на студено синтез", "кавитационен реактор" и други "най-добри взискателни \\ t Генератори: За философския камъкът вече беше забравен, те не вярват в вечния двигател, но ядреният синтез сега звучи доста убедително. Но, всъщност, такива източници на енергия все още не съществуват (и когато могат да създадат, тя ще бъде във всички новини). Така знам: Ако ви се предложи да закупите устройство, генериращо енергия за сметка на студения ядрен синтез, тогава се опитвате просто да "надувате"!
По предварителни оценки, дори и на съвременното ниво на технологиите е възможно да се създаде термоядрен ракетен двигател за полет до планетите на слънчевата система (с подходящо финансиране). Овладяването на технологията на такива двигатели в десетки пъти ще увеличи скоростта на пилотните полети и ще предостави възможност да има големи резерви на гориво на борда, което ще ви позволи да летите до Марс не по-трудно, отколкото сега да работите на МКС. За автоматични станции скоростта ще се превърне в достъпна скорост от 10% от скоростта на светлината, което означава възможността за изпращане на изследвания сонди до най-близките звезди и получаване на научни данни по време на техните създатели.
Най-обработената в момента се счита за концепцията за термоядрения ракетен двигател, основан на инертен синтез. В същото време разликата между двигателя от реактора е в магнитното поле, което насочва заредените реакционни продукти в една посока. Вторият вариант включва използването на отворен капан, който умишлено отслабва от един от задръстванията. Плазмената изтичаща от нея ще създаде реактивна сила.
Термонуклейно бъдеще
Развитието на термоядрея синтез се оказа по-трудно за много порядъци, отколкото изглеждаше в началото. И въпреки че вече са решени много проблеми, останалите са достатъчни за следващите няколко десетилетия на интензивния труд на хиляди учени и инженери. Но перспективите, които се отварят пред нас, за да трансформират изотопите на водород и хелий, толкова велики, а пътят вече е толкова значителен, че няма смисъл да се спре на половината път. Каквито и да било многобройни скептици, бъдещето определено е зад синтеза.
Атом е строителен елемент на Вселената. Има само около сто атоми различни видове. Повечето елементи са стабилни (например, кислород и азотна атмосфера; въглерод, кислород и водород са основните компоненти на нашето тяло и всички други живи организми). Други елементи са предимно много тежки, нестабилни и това означава, че те спонтанно се разпадат чрез генериране на други елементи. Тази трансформация се нарича ядрена реакция.
Ядрени реакции - трансформации на атомни ядра, когато взаимодействат с елементарни частици, g-quanta или един с друг.
Ядрените реакции се разделят на два вида: ядрено разделение и термоядрен синтез.
Реакцията на ядрената делене е процесът на разделяне на атомното ядро \u200b\u200bс две (по-рядко три) ядра с близки маси, наречени фрагменти от разделение. В резултат на разделяне могат да се появят други реакционни продукти: леки ядра (главно алфа частици), неутрони и гама кванти. Дивизията е спонтанна (спонтанна) и принудена.
Спонтанност (спонтанно) е разделението на ядрата, в процеса, от който някои достатъчно тежки ядра се разпадат на два фрагмента с приблизително равни маси.
Спонтанното разделение за първи път е открито за естествен уран. Подобно на всеки друг вид радиоактивен разпад, спонтанното разделение се характеризира с полуживот (период на разделяне). Полуживотът на спонтанното разделение се променя за различни ядра в много широки граници (от 1018 години за 93 np237 до няколко десети от секунда за трансурансон елементи).
Принудителното разделение на ядрата може да бъде причинено от никакви частици: фотони, неутрони, протони, деутерон, б-частици и т.н., ако енергията, която те допринасят в ядрото, е достатъчна за преодоляване на бариерата за разделяне. За атомната енергия, разделението, причинено от неутрон, е по-голямо значение. Реакцията на делене на тежки ядра е направена за първи път в уран U235. За да може уранът да се побере на два фрагмента, се докладва за активиране на енергията. Тази енергия на ядрото на уран получава, улавяйки неутрон. Ядрото идва на възбуденото състояние, деформира се, "джъмпер" се случва между частите на ядрото и при действието на кулона на отблъскването, ядрото е разделено на два фрагмента от неравномерната маса. Двата фрагмента от радиоактивни и отделят 2 или 3 вторични неутрон.
Фиг. четири
Вторичните неутрони се абсорбират от съседните уранови сърцевини, които причиняват тяхното разделение. При подходящи условия може да възникне самостоятелен процес на масово разделение на ядрата, наречен верижна ядрена реакция. Тази реакция е придружена от екскреция на колосална енергия. Например, с пълно изгаряне на 1 g уран, 8.28 · 1010 J енергия се разпределя. Ядрената реакция се характеризира с термичен ефект, който представлява разликата в масите за почивка на ядрената реакция и се образува в резултат на реакцията на ядрата, т.е. Енергийният ефект на ядрената реакция се определя главно от разликата на масите на крайните и източници. Въз основа на еквивалентността на енергетиката и масата е възможно да се изчисли енергията, която се излъчва или изразходва по време на потока на ядрена реакция, ако знаете точно масата на всички ядрени и частици, участващи в реакцията. Според закона на Айнщайн:
- ? E \u003d? Mc2
- ? E \u003d (ma + mx - mb - my) c2
където MA и MX са съответно маса, целевото ядро \u200b\u200bи бомбардиращото ядро \u200b\u200b(частици);
mB и моите - маси и оформени в резултат на реакцията на ядрата.
Колкото повече енергия се освобождава по време на образуването на ядрото, толкова по-силни. Основната комуникационна енергия се нарича количество енергия, необходима за разлагането на атомното ядро \u200b\u200bна компонентите - нуклеонски (протони и неутрони).
Пример за неуправлявана верижна реакция на разделяне може да бъде експлозия на атомна бомба, контролирана ядрена реакция се извършва в ядрени реактори.
Термосалният синтез е реакцията, обратното разделение на атомите, реакцията на сливане на белите дробове на атомните ядра в по-тежки ядки, протичащи при ултра-висока температура и придружени от освобождаването на огромни количества енергия. Изпълнението на контролирания термоядрен синтез ще даде на човечеството нов екологично чист и почти неизчерпаем източник на енергия, който се основава на сблъсък на водородните изотопи, и водородът е най-честото вещество във вселената.
Синтезният процес идва с забележим интензитет само между леки ядра с малък положителен заряд и само при високи температури, когато кинетичната енергия на възникналите ядра е достатъчна, за да се преодолее потенциалната бариера на кулук. С несравнимо реакцията между тежките водородни изотопи (деутерий 2H и тирността 3H) отиват до образуването на силно свързани ядки на хелий.
2D + 3T\u003e 4HE (3.5 mev) + 1n (14.1,1 mev)
Тези реакции са от най-голям интерес за проблема с контролиран термоядрен синтез. Деутерий се съдържа в морската вода. Нейните резерви са публично достъпни и много високи: делът на деутерий представлява около 0.016% от общия брой водородни атоми, включени във водата, докато световният океан покрива 71% от площта на земята. Отговорът, включващ тритий, е по-привлекателен, тъй като е придружен от голямо енергийно освобождаване и потоци със значителна скорост. Тритиев радиоактивен (полуживот от 12,5 години) и не се среща в природата. Следователно, за да се гарантира работата на планирания телалиден реактор, който използва като тритий на ядрено гориво, следва да се предостави възможността за възпроизвеждане на тритий.
Реакцията с така наречения лунния изотоп 3N има редица предимства в сравнение с най-близката деутерий-тритий реакция върху земните условия.
2D + 3HE\u003e 4HE (3.7 mev) + 1p (14.7 mev)
Ползи:
- 1. 3HE не е радиоактивен.
- 2. десетки пъти по-ниският поток от неутрони от реакционната зона, който рязко намалява индуцираната радиоактивност и разграждането на реакторните структурни материали;
- 3. Получените протони, за разлика от неутроните, са лесно заловени и могат да се използват за допълнително генериране на електричество.
Естественото изотопно разпространение в атмосферата 3HE е 0,000137%. Повечето от 3he на Земята останаха от неговото формиране. Разтваря се в мантията и постепенно влиза в атмосферата. На Земята се добива в много малки количества, изчислени от няколко десетки грама годишно.
Хелий-3 е страничен продукт на реакциите, които текат в слънцето. В резултат на Луната, която няма атмосфера, това ценно вещество е до 10 милиона тона (при минимални оценки - 500 хиляди тона). С термоядрен синтез, когато 1 тон хелий-3 с 0.67 тона деутерий влиза в реакцията, енергията еквивалентна на изгарянето на 15 милиона тона масло се освобождава (обаче, не се изследва техническата възможност на тази реакция). Следователно населението на нашата планета на Helium-3 на лунния ресурс трябва да бъде достатъчно поне за следващото хилядолетие. Основният проблем остава реалността на хелийното производство от лунната почва. Съдържанието на хелий-3 в регелия е ~ 1 g на 100 тона. Следователно най-малко 100 милиона тона почва трябва да бъдат рециклирани, за да произвеждат тонове на този изотоп. Температурата, при която реакцията на термоядрения синтез е възможна, достига стойността от около 108 - 109 К. при тази температура, веществото е в напълно йонизирано състояние, което се нарича плазма. По този начин, конструкцията на реактора предполага: получаване на плазма, загрята до температури в стотици милиони степени; Запазване на плазмена конфигурация във времето за ядрени реакции.
Термонуклеарната енергия има важни предимства пред ядрените станции: използва абсолютно нерадоактивен деутерий и Helen-3 изотоп и радиоактивен тритий, но в обеми хиляди пъти по-малки, отколкото в ядрената енергия. И в възможни извънредни ситуации, радиоактивен фон в близост до термоядрената електроцентрала няма да надвишава естествените показатели. В същото време, единицата на теглото на термоядното гориво се получава около 10 милиона пъти повече енергия, отколкото при изгаряне на органично гориво и около 100 пъти повече, отколкото когато се разделя на ядрата на уран. В естествени условия термонуклеарни реакции текат в дълбините на звездите, по-специално във вътрешните райони на слънцето и служат като постоянен източник на енергия, който определя тяхната радиация. Изгарянето на водород в звездите е при ниска скорост, но гигантските размери и плътността на звездите осигуряват непрекъснато излъчване на огромни потоци енергия за милиарди години.
Всички химични елементи на нашата планета и вселената обикновено се образуват в резултат на термоядрени реакции, които се появяват в звездите ядрени. Термонуклеарни реакции в звездите водят до постепенна промяна в химическия състав на звездното вещество, което причинява преструктуриране на звездите и нейната промоция по еволюционния път. Първият етап на еволюцията завършва с изчерпване на водород в централните зони на звездите. След това, след увеличаване на температурата, причинена от компресирането на централните слоеве на звезда, лишени от енергийни източници, термичните болести реакции на изгарянето на хелий са ефективни, които се заменят с изгаряне С, О, Si и след последващите Елементи - до Fe и Ni. Всеки етап от еволюцията на звездите съответства на някои термоядрени реакции. Първият във веригата на такива ядрени реакции струва на водородните термоядрени реакции. Те изтичат по два начина в зависимост от началната температура в центъра на звездата. Първият начин е водородният цикъл, вторият път е CNO-цикъл.
Цикъл на водород:
- 1H + 1H \u003d 2D + E + + V +1.44 MeV
- 2D + 1H \u003d 3HE + g +5.49 mev
I: 3HE + 3HE \u003d 4HE + 21H + 12.86 MEV
или 3HE + 4HE \u003d 7BE + G + 1.59 MEV
7be + e- \u003d 7li + V + 0,862 MeV или 7Be + 1H \u003d 8B + G +0.137 MeV
II: 7LI + 1H \u003d 2 4HE + 17,348 MEV 8B \u003d 8BE * + E + + V + 15.08mev
III. 8be * \u003d 2 4HE + 2.99 mev
Цикълът на водород започва реакцията на сблъсъка на два протони (1Н, или p), за да се образува ядрото на деутан (2D). Деутерий реагира с протон, образуващ лек (лунен) изотопен хелий 3Ne с емисиите на гама фотон (g). Лунният изотоп 3 може да реагира два различни начина: две ядра 3 с форма на сблъсък 4 с разцепване на два протони или 3Ne свързани от 4TU и дава 7W. Последното, от своя страна, улавя или електрон (e-), или протон, а друго разклонение възниква протонна верига от реакции. В резултат на това цикълът на водород може да приключи три различни начина I, II и III. За прилагане на клон на първите две реакции на V. C. Трябва да се направи два пъти, защото в този случай две ядра 3 не изчезват. В клоновете III, особено енергийните неутрино се излъчват в разпадането на основата на Boron 8B с образуването на нестабилно берилиево ядро \u200b\u200bв възбудено състояние (8W *), което почти моментално се разпада в две ядра 4. CNO-цикълът е комбинация от три клипа помежду си или, по-точно, частично припокриващи се цикли: CN, No I, No II. Синтезът на хелий от водород в реакциите на този цикъл продължава с участието на катализатори, чиято роля се играе от малки примеси на изотопите С, N и O в звездното вещество.
Основният начин на реакция CN-цикъл:
- 12c + p \u003d 13n + g +1.95 mev
- 13N \u003d 13C + E + + N +1.37 MeV
- 13C + P \u003d 14N + G +7.54 MeV (2.7 · 106 години)
- 14N + P \u003d 15O + g +7.29 MeV (3.2 · 108 години)
- 15o \u003d 15N + E + + N +2.76 MeV (82 секунди)
- 15N + P \u003d 12C + 4HE +4.96 MeV (1,12 · 105 години)
Същността на този цикъл се състои в непряк синтез на B-частици от четири протони в техните последователни центрове, започвайки с 12с.
В реакцията с протонното улавяне, ядрото 15n е друг резултат - образуването на ядрото 16O и новия цикъл на I-цикъл се ражда.
Тя има точно същата структура като цикъл на CN:
- 14N + 1H \u003d 15O + g +7.29 mev
- 15o \u003d 15N + E + + N +2.76 MEV
- 15N + 1H \u003d 16O + G +12.13 MeV
- 16o + 1H \u003d 17F + g +0.60 mev
- 17F \u003d 17O + E + + N +2.76 MeV
- 17o + 1H \u003d 14N + 4HE +1.19 MeV
No I-цикъл увеличава скоростта на освобождаване на енергия в цикъла на ЦН, увеличаване на броя на катализаторите на ЦН-цикъл.
Последната реакция на този цикъл може също да има различен резултат, генериращ друг не II цикъл:
- 15N + 1H \u003d 16O + G +12.13 MeV
- 16o + 1H \u003d 17F + g +0.60 mev
- 17F \u003d 17O + E + + N +2.76 MeV
- 17o + 1H \u003d 18F + g +5.61 mev
- 18o + 1H \u003d 15N + 4HE +3, 98 mev
Така, CN, No I и No II цикли образуват троен цикъл на ЦНО.
Има още един много бавен четвърти цикъл, но неговата роля в развитието на енергията е незначителна. Този цикъл обаче е много важен при обяснение на 19F произхода.
- 17o + 1H \u003d 18F + G + 5.61 MEV
- 18F \u003d 18O + E + + H + 1.656 MEV
- 18o + 1H \u003d 19F + G + 7.994 MEV
- 19F + 1H \u003d 16O + 4HE + 8.114 MEV
- 16o + 1H \u003d 17F + g + 0.60 mev
- 17F \u003d 17O + E + + H + 2.76 MEV
С експлозивното изгаряне на водород в повърхностните слоеве на звездите, например, с огнища на свръхнови, могат да се развият много високи температури, а характерът на ЦНО-цикъла се променя драстично. Тя се превръща в така наречения цикъл на гореща CNO, в който реакциите вървят много бързо и объркващи.
Химичните елементи са по-тежки от 4HE започват да синтезират само след общото прегаряне на водород в централната част на звездата:
4HE + 4HE + 4HE\u003e 12C + G + 7,367 MEV
Реакции на изгаряне на въглерод:
- 12C + 12C \u003d 20NE + 4HE +4,617 MEV
- 12C + 12C \u003d 23NA + 1H -2,241 MEV
- 12C + 12C \u003d 23 mg + 1N +2,599 mev
- 23mg \u003d 23NA + E + + H + 8, 51 MeV
- 12C + 12C \u003d 24 mg + g +13,933 mev
- 12C + 12C \u003d 16O + 24HE -0,113 MEV
- 24 mg + 1H \u003d 25AL + g
Когато температурата се достигне 5 · 109 k в звездите при условия на термодинамично равновесие, голямо количество различни реакции потоци, в резултат на което атомното ядра се образува до Fe и Ni.
Реакцията на синтеза е следната: две или повече атомни ядра се вземат и с помощта на някаква сила се приближават толкова много, че силите, действащи на такива разстояния, преобладават над силите на отблъскването на кула между същите заредени ядра, в резултат на това което се формира ново ядро. Тя ще има малко по-малка маса от сумата на масата на изходните ядра и разликата става енергия, която се отличава по време на реакционния процес. Количеството на освободената енергия описва известната формула E \u003d MC². По-лекото атомните ядра е по-лесно да се намали желаното разстояние, така че водородът е най-често срещаният елемент във вселената - е най-доброто запалимо за синтезната реакция.
Установено е, че смес от два водородни изотопа, деутерий и тритий изисква по-малко от енергията за реакцията на синтеза в сравнение с енергията, отпусната по време на реакцията. Въпреки това, въпреки че смес от деутерий и тритий (D-T) е предмет на повечето синтез проучвания, във всеки случай е единственият тип потенциално гориво. Други смеси могат да бъдат по-лесни за производството; Техният отговор може да бъде по-надежден, за да бъде наблюдаван или по-важното, да произвеждат по-малко неутрони. Специален интерес е причинен от така наречените "предстоящи" реакции, тъй като успешната промишлена употреба на такова гориво ще означава липсата на дългосрочно радиоактивно замърсяване на материалите и дизайна на реактора, който от своя страна може да има Положителен ефект върху общественото мнение и общата стойност на реактора, значително намалява разходите за нейното извеждане от експлоатация. Проблемът остава, че реакцията на синтеза, използваща алтернативни горива, е много по-трудна за поддържане, тъй като реакцията D-T се счита само за необходимата първа стъпка.
Деутерий-тритиум реакционна схема
Контролиран термоядрен синтез може да използва различни видове термоядрени реакции в зависимост от вида на използваното гориво.
Реакция на деутерий + тритий (гориво D-t)
Най-лесната реакция е деутерий + тритий:
2Н + 3 h \u003d 4 HE + N при енергийна мощност от 17.6 mev (Megaelectronvolt)
Тази реакция е най-лесно осъществима от гледна точка на съвременните технологии, дава значителен енергиен изход, компонентите на горивото са евтини. Липсата на неговото освобождаване на нежелана неутронна радиация.
Две ядра: деутерий и тритий сливане, с образуването на хелий ядрото (алфа частица) и високоенергиен неутрон.
² + he \u003d 4 той +. При енергийната продукция 18.4 mev
Условията за постигането му са много по-сложни. Хелий-3, в допълнение, е рядък и изключително скъп изотоп. В индустриален мащаб в момента не е произведен. Въпреки това, той може да бъде получен от тритий, получен на свой ред на атомните електроцентрали.
Сложността на прилагането на термоядрената реакция може да се характеризира с трисърса на NTT (плътност на температурата по време на приспадане). Съгласно този параметър реакцията D-3HE е по-сложна от D-T.
Реакция между деутерий ядра (D-D, монотокол)
Реакциите между деутерий ядра също са възможни, те са малко по-трудна реакция с хелий-3:
В резултат на това, в допълнение към основната реакция в DD плазмата, тя също се случва:
Тези реакции бавно текат паралелно с реакцията Deuterium + хелий-3, а тритий и хелий-3, образувани по време на тях, е много вероятно да реагират незабавно с деутерий.
Други видове реакции
Възможни са някои други видове реакции. Изборът на гориво зависи от много фактори - неговата наличност и ниска цена, енергиен изход, лекота на постигане на условията, необходими за реакцията на синтеза на темалид (предимно температури), необходимите дизайнерски характеристики на реактора и т.н.
Реакции на "имунитет"
Най-обещаващите t. N. "Имунирани" реакции, тъй като неутронният поток, генериран чрез термоядрен синтез (например в деутерий-тритий реакцията), приема значителна част от мощността и генерира индуцирана радиоактивност в дизайна на реактора. Реакцията Deuterium-3 е обещаваща, включително поради липсата на неутронно изход.
Условия
Литиево-6 ядрена реакция с деутерий 6 li (d, α) α
TCB е възможно с едновременното изпълнение на два критерия:
- Температура на плазмата:
- Съответствие с критериите на Louuuson:
къде - плътността на високотемпературната плазма е времето на задържане на плазмата в системата.
Това е от смисъла на тези два критерия, скоростта на течение на определена термоядрена реакция е основно зависима.
Понастоящем контролираният термоядрен синтез все още не се извършва в индустриален мащаб. Изграждането на международен изследователски реактор ITER е в началния етап.
Термоядрена енергия и хелий-3
Резервите Gely-3 на земята варират от 500 кг до 1 тон, но на Луната е в значително количество: до 10 милиона тона (при минимални оценки - 500 хиляди тона). В момента, контролираната термоядрена реакция се извършва чрез синтезиране на деутерий ² и тритий, като освобождаването на хелий-4 4 той и "бързо" неутрон n:
Въпреки това, голяма част (повече от 80%) от подчертаната кинетична енергия представлява неутрон. В резултат на сблъсъци на фрагменти с други атоми, тази енергия се превръща в термична. В допълнение, бързите неутрони създават значително количество радиоактивни отпадъци. За разлика от това, синтезът на деутерий и хелий-3, който не произвежда (почти) радиоактивни продукти:
Където p - протон
Това ви позволява да използвате по-прости и ефективни синтез кинетични системи за преобразуване, като магнитродинамичен генератор.
Реакторен дизайн
Разглеждат се две основни схеми за извършване на контролиран термоядрен синтез.
Проучванията на първия тип термоядрени реактори са значително по-развити от втората. В ядрената физика, с проучване на термоядрен синтез, се използва магнитен капан за задържане на плазмата в някакъв обем. Магнитният капан е предназначен да държи плазмата от контакт с елементите на термоядния реактор, т.е. Използвани предимно като топлинния изолатор. Принципът по подразбиране се основава на взаимодействието на заредените частици с магнитно поле, а именно върху въртенето на заредените частици около линиите на магнитното поле. За съжаление, намагнитната плазма не е много стабилна и се стреми да напусне магнитното поле. Ето защо, за да се създаде ефективен магнитен капан, се използва най-високото мито електромагнит, което консумира огромно количество енергия.
Възможно е да се намали размерът на термоядрения реактор, ако се използва едновременно три начина за създаване на арконуклеарната реакция.
А. Инерционен синтез. Спуснете малките капсули на деутерий-тритий гориво с лазер с капацитет от 500 трилиона вата: 5. 10 ^ 14 W. Този гигант, много краткотраен лазерен импулс 10 ^ -8 С води до експлозия на горивни капсули, в резултат на което мини звезда се ражда на фракцията от секундата. Но термонуклеанната реакция не достига.
Б. В същото време използвайте Z-машина с Токамак.
Z-машината действа иначе от лазера. Тя преминава през мрежата на най-добрите кабели около горивната капсула, зарядът на захранването в отлима Watt 5. 10 ^ 11 W.
След това се случва приблизително едно и също нещо като с лазер: в резултат на въздействието на Z-удара, която се оказва звезда. По време на тестовете на Z машината, реакцията на синтеза вече беше управлявана. http://www.sandia.gov/media/z290.htm.Капсулите покриват сребро и свържете нишката от сребро или графит. Процесът на запалване изглежда така: Снимайте нишката (прикрепена към групата от сребърни топки, в която смес от деутерий и тритий) във вакуумна камера. За да се образува с разбивка (разтоварване) на цип канал за тях, захранват плазмен ток. В същото време, облъчващите капсули и плазма с лазерно лъчение. И в същото време или по-рано на Токамак. Използвайте три плазмени отоплителни процеси едновременно. Това е, поставете z машината и лазерно отопление заедно в токамака. Можете да създадете осцилираща верига от намотките на Токамака и да организирате резонанса. Тогава той ще работи в икономически асоциационен режим.
Горивен цикъл
Реакторите от първото поколение най-вероятно ще работят върху смес от деутерий и тритий. Неутроните, които се появяват в реакционния процес, ще абсорбират защитата на реактора и ще се използва топлината ще се използва за загряване на охлаждащата течност в топлообменника и тази енергия, на свой ред, ще се използва за завъртане на генератора.
. .Реакцията с Li6 е екзотермична, осигуряваща малка енергия за реактора. Реакцията с Li7 е ендотермична - но не консумира неутрони. Необходими са поне някои Li7 реакции, за да се замени загубените в реакцията неутрони с други елементи. Повечето от дизайна на реактора използват естествените смеси от литиеви изотопи.
Това гориво има редица недостатъци:
Реакцията произвежда значително количество неутрони, които активират реактора и топлообменника (радиоактивно заразяване). Също така се изисква също да се предпази от възможния източник на радиоактивен тритий.
Само около 20% от енергията на синтеза е под формата на заредени частици (останалите неутрони), което ограничава възможността за пряка трансформация на енергията на синтеза в електричество. Използването на реакцията на D-T зависи от съществуващите литиеви резерви, които са значително по-малки от резервите на деутерий. Неутронното облъчване по време на реакцията на DT е толкова значимо, че след първата серия от тестове върху струята, най-големият реактор днес, който използва това гориво, реакторът е станал толкова радиоактивен, че е необходимо да се добави роботизирана система за отдалечена услуга, за да завърши годишната система Изпитвателен цикъл.
На теория има алтернативно гориво, които са лишени от тези недостатъци. Но тяхната употреба възпрепятства фундаменталното физическо ограничение. За да се получи достатъчно количество енергия от реакцията на синтеза, е необходимо да се запази достатъчно плътна плазма при температура на синтез (10 8 к) за определено време. Този основен аспект на синтеза е описан чрез производството на плазмена обозначение, n, по време на нагрята плазма τ, която е необходима за постигане на равновесна точка. Продуктът, Nτ, зависи от вида на горивото и е функцията на плазмената температура. От всички видове гориво, деутерий-тритийната смес изисква най-ниската стойност на Nτ най-малко по ред на величина, а най-ниската реакционна температура е най-малко 5 пъти. Така реакцията на D-T е необходимата първа стъпка, но използването на други видове гориво остава важна цел на изследванията.
Реакция на синтеза като индустриален източник на електричество
Синтезната енергия се разглежда от много изследователи като "естествен" енергиен източник в дългосрочен план. Поддръжниците на търговското използване на термоядрени реактори за производството на електроенергия водят следните аргументи в тяхна полза:
- Практически неизчерпаеми горива (водород)
- Горивото може да бъде извлечено от морска вода на всяко крайбрежие на света, което прави невъзможно монополизирането на гориво една или група държави
- Невъзможност за неконтролируема реакция на синтез
- Липса на горивни продукти
- Няма нужда да се използват материали, които могат да се използват за производство на ядрени оръжия, като по този начин се елиминират случаи на саботаж и тероризъм
- В сравнение с ядрените реактори се произвежда леко количество радиоактивни отпадъци с кратък полуживот.
- Изчислено е, че напръстникът, изпълнен с деутерий, произвежда енергия, еквивалентна на 20 тона въглища. Езерото на средния размер е в състояние да осигури всяка страна енергия за стотици години. Въпреки това следва да се отбележи, че съществуващите изследователски реактори са предназначени да постигнат пряка реакция на деутерий-тритий (DT), чийто горивен цикъл изисква използването на литий за производството на тритий, а изявленията за неизчерпаемостта на енергията се отнасят до Използване на реакция на деутерий-деутерий (DD) във второто поколение реактори.
- Точно като реакцията на разделяне, реакцията на синтез не произвежда атмосферни емисии на въглероден диоксид, който е основният принос за глобалното затопляне. Това е значително предимство, тъй като използването на горими вкаменелости за производство на електроенергия има последствия, че например 29 kg CO 2 (един от основните газове може да се счита за причина за глобалното затопляне) на жител на Съединените щати на ден.
Разходи за електричество в сравнение с традиционните източници
Критиците показват, че въпросът за икономическата осъществимост на използването на ядрен синтез за производството на електроенергия остава отворен. В същото проучване, възложено в правото на науката и технологиите на британския парламент, е посочено, че цената на производството на електроенергия, използваща термоядрения реактор, вероятно ще бъде на върха на спектъра на цената на традиционните енергийни източници. Много ще зависи от бъдещите технологии, пазарната структура и регулиране. Цената на електроенергията зависи пряко от ефективността на употребата, продължителността на експлоатацията и цената на демисията на реактора. Критиците за търговско използване на енергията на ядрената синтез отричат, че въглеводородното гориво е значително субсидирано от правителството, както пряко, така и косвено, например използването на въоръжени сили, за да се гарантира непрекъснатото им снабдяване, войната в Ирак често се дава като двусмислен пример за такъв метод на субсидиране. Отчитането на такива непреки субсидии е много трудно и прави точното сравнение на цената почти невъзможно.
Поотделно има въпрос за научни изследвания. Страните от Европейската общност прекарват около 200 милиона евро годишно за научни изследвания и се предвижда, че тя отнема няколко десетилетия, докато промишленото използване на ядрен синтез ще стане възможно. Поддръжниците на алтернативни източници на електроенергия смятат, че би било по-целесъобразно да се изпратят тези средства за въвеждане на възобновяеми източници на електроенергия.
Наличие на търговска енергия на ядрен синтез
За съжаление, въпреки общия оптимизъм (общ от 50-те години, когато започне първите проучвания), все още не се преодоляват значителните пречки между днешното разбиране за процесите на ядрена синтез, технологичните възможности и практическото използване на ядрения синтез, не е ясно, че дори е икономически Благоприятното производство на електроенергия с помощта на термоядрен синтез. Въпреки че напредъкът в научните изследвания е постоянен, изследователите все още са изправени пред нови проблеми. Например, проблемът е развитието на материал, способен да издържи неутронно бомбардиране, което се оценява на 100 пъти по-интензивно, отколкото в традиционните ядрени реактори.
Разграничават следните етапи в проучванията:
1.Равновесие или режим "преминаване" (До рахите): Когато общата енергия, която се откроява в процеса на синтез, се равнява на общата енергия за изразходване при стартиране и поддържане на реакцията. Това съотношение е маркирано със символ Q. Реакционното равновесие е демонстрирано на реактивен (съвместен европейски тор) в Обединеното кралство през 1997 година. (Като се изразходва за отопление 52 MW електроенергия, на продукцията, учените са получавали сила с 0,2 mw над изразходваното.)
2.Изгаряне на плазмата (Изгаряне на плазмата): междинен етап, върху който реакцията ще бъде поддържана главно от алфа частици, които се произвеждат по време на реакционния процес, а не външно нагряване. Q ≈ 5. досега не се постига.
3. Запалване (Запалване): стабилен отговор, който се подкрепя. Трябва да се постигне с големи стойности на Q. досега не са постигнати.
Следващата стъпка в изследванията трябва да бъде била (международен термоядрен експериментален реактор), международен термоядрен експериментален реактор. В този реактор се планира да се изследва поведението на високотемпературната плазма (пламнал плазма с Q ~ 30) и структурни материали за индустриален реактор. Последната фаза на изследванията ще бъде демо: прототипът на индустриалния реактор, който ще бъде достигнат със запалване и се демонстрира практическа пригодност на новите материали. Най-оптимистичните прогнози за прекратяване на фазовата демонстрация: 30 години. Като се има предвид приблизителното време за изграждане и въвеждане в експлоатация на индустриалния реактор, той разделя ~ 40 години от промишлената употреба на термоядрена енергия.
Съществуващи токамаки
Общо в света са построени около 300 токамаки. По-долу са най-големият от тях.
- СССР и Русия
- T-3 е първият функционален апарат.
- T-4 - увеличена версия T-3
- T-7 е уникална инсталация, в която за първи път в света е относително голяма магнитна система с суперпроводящ соленоид въз основа на ниобата на калай, охладен от течен хелий. Основната задача на Т-7 е завършена: приготвена е перспектива за следващото поколение свръхпроводящи соленоиди на термоядрена енергия.
- T-10 и PLT - следващата стъпка в световните термоядрени проучвания, те са почти със същия размер, равен на мощността, със същия фактор за откриване. Получените резултати са идентични: на двата реактора е постигната целевата температура на термоядрения синтез и закъснението според критерия на Луусън - само два пъти.
- T-15 - дневен реактор със свръхпроводящ соленоид, даващо поле от 3.6 t. напрежение.
- Либия
- TM-4A.
- Европа и Обединеното кралство
- Jet (ENG.) (Съвместен Europeus tor) е най-големият токамак в света, създаден от организацията на Евратом във Великобритания. Той използва комбинирано отопление: 20 MW - неутрално инжектиране, 32 mw - йон-циклотрон резонанс. В резултат на това критерият на Louuson е само 4-5 пъти по-нисък от нивото на запалване.
- Tore supra (fr.) (инж) - токамак със свръхпроводящи бобини, един от най-големите в света. Намира се в изследователския център Kadarash (Франция).
- САЩ
- TFTR (ENG.) (Тест Fusion Tokamak реактор) е най-големият токамак САЩ (в Принстънския университет) с допълнително отопление от бързо неутрални частици. Постигнат е висок резултат: критерият на Louuson с истинска термоядрена температура е само 5.5 пъти по-нисък от прага на запалване. Затворен през 1997 година
- NSTX (английски) (Национален сферичен експеримент Torus) е сферичен Токамак (Sponamecha) в момента в Принстънския университет. Първата плазма в реактора е получена през 1999 г., две години след затварянето на TFTR.
Зареждане...
