Гибридные термоядерные реакторы

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

«МИФИ»

 

Кафедра энергетического машиностроения

 

 

Курс “Основы научных исследований”

 

 

Реферат

На тему: «Гибридные термоядерные реакторы»

 

 

 

 

 

 

 

Исполнитель: студент гр. М02-76

Н. В. Волков

Проверил: В.В. Афанасьев

 

 

 

 

 

Москва 2015

 

Содержание

 

Введение……………………………………………………………………………………….3

1 История термоядерного синтеза………………………………………………..……….…4

2 Как работает термоядерный реактор…………………………………………...………….8

2.1 Устройство термоядерного  реактора…………………………………….………………8

2.2 Типы термоядерных реакторов……………………………………………….………….10

2.3 Принцип работы термоядерного  реактора………………………………………………11

2.4 Что такое «токамак»? …………………………………………………………………….13

3 Гибридный термоядерный  реактор……………………………………………..………….16

3.1 Принцип работы гибридного термоядерного реактора…………………………………17

3.2 Преимущества использования  гибридного термоядерного реактора……….…………18

Заключение………………………………………………………………………………….…19

Список литературы……………………………………………………….……………….…..20

 

Введение

Наиболее очевидное полезное использование термоядерных нейтронов состоит в получении с их помощью высокопотенциального тепла и электроэнергии. Гибридные системы синтеза и деления открывают дополнительные возможности по наработке большого количества ядерного топлива для последующего использования в обычных ядерных реакторах, по трансмутации радиоактивных отходов в стабильные или короткоживущие изотопы и др. Такой, ставший уже традиционным подход к термоядерным системам предполагает создание реакторов-токамаков большой единичной мощности, работающих в базовом режиме для производства электроэнергии, наработки ядерного топлива или переработки отходов. Современный взгляд на гибридные системы сформировался в результате разработки проектов ускорительных и термоядерных источников нейтронов. Его суть состоит в том, что зона термоядерной реакции рассматривается как источник («генератор») термоядерных нейтронов, управляющий цепной ядерной реакцией в подкритическом бланкете или активной зоне деления, в которых происходит размножение («усиление») нейтронов и энергии. В настоящей работе с указанных позиций обсуждаются специфические особенности кинетики нейтронов слабо подкритических гибридных систем и возможные области их коммерческого применения. Представляется, что благодаря снижению требований к плазмофизической части, нейтронным свойствам подкритической части и ожидаемой повышенной безопасности такие системы могут быть реализованы в ближайшем будущем на основе уже существующих ядерных технологий, что будет способствовать внедрению термоядерного синтеза в ядерную энергетику.

 

1. История термоядерного синтеза

Фактически обстоятельства сложились так, и в этом был элемент исторической необходимости, что форсирование работ по исследованию термоядерного синтеза оказалось связанным, в первую очередь, с разработкой атомных и водородных бомб. Тому причиной Вторая мировая война и последовавшая за ней "гонка вооружений". Создание мощного ядерного оружия явилось главным фактором в атомной проблеме.

При этом оказалось, что концентрация энергии в атомной бомбе в результате развития быстротечной цепной реакции деления такова, что там создаются "звездные" температуры (сотни миллионов градусов), достаточные для поджигания термоядерных реакций. Таким образом, атомная бомба может стать детонатором для термоядерного горючего – тяжелых изотопов водорода. Первоначально усилия ученых и конструкторов были сосредоточены главным образом на развитии этого направления.

Предпосылкой изучения ядерных реакций синтеза легких элементов и возможно начала исследовательских работ по УТС можно считать открытия Резерфордом, Олифантом и Хартеком в 1934 г. элементарной реакции ядерного синтеза, в которой два атома тяжелого водорода D образуют атом гелия с попутным выделением энергии. С помощью ускорителя частиц разгоняли ионы дейтерия и направляли их на дейтериевую мишень. Далее в 1938 г. в журнале "Physical Review" появилась знаменита статья Г. Бете "Генерация энергии в звездах", в которой приведены реакции и сделаны расчеты по термоядерным реакциям, протекающим внутри звезд. Согласно этим расчетам для достижения заметной интенсивности протекания термоядерных реакций, например, в дейтериевой плазме, необходимо нагреть ее до температуры сто миллионов градусов. Теперь оставалось найти технически приемлемый способ нагрева плазмы до столь высокой температур и осуществит ее термоизоляцию от стенок реактора.

Но прошло более десяти лет, а такие предложения не появились. Не было высказано какой-либо идеи о возможной конструкции реактора УТС.

Впервые в СССР (и возможно, в мире) подобную задачу поставил и предложил ее конструктивное решение в 1950 г. младший сержант советской армии О.А. Лаврентьев, который проходил тогда воинскую службу на острове Сахалин. В середине 1950 г. он написал письмо в ЦК ВКП(б), в котором изложил две основные идеи. Первая – представляла описание принципа действия водородной бомбы с дейтеридом лития (D6Li) в качестве основного взрывчатого вещества и урановым детонатором, основанным на принципе пушечного сближения двух подкритических масс урана-235. Урановый детонатор располагался в центре сферы, заполненной дейтеридом лития. Вторая - содержала предложение по созданию термоядерного реактора для промышленной цели, первый прообраз управляемой энергетической установки на водородном ТЯ-топливе.

Олег Лаврентьев был первым в мире человеком, который задумался о реальном проекте термоядерного реактора, опередив всех крупнейших отечественных и зарубежных ученых, профессионально занятых этой проблемой.

А.Д. Сахаров высоко оценил предложения Лаврентьева. В результате обсуждения этих предложений со своим руководителем И.Е. Таммом, ими были сформулированы принципы термоизоляции плазмы магнитным полем и рассчитаны первые модели магнитного термоядерного реактора (МТР) тороидальной формы, трансформировавшегося впоследствии в ТОКАМАК (тороидальная камера с магнитными катушками). Токамаки стали главным и наиболее перспективным направлением развития работ по УТС сначала в нашей стране, а затем и во всем мире.

Опыты с тороидальными лабораторными установками МТР начались в ЛИПАНе в 1951 г. и проходили с переменным успехом. Сперва было достаточно много неудач.

Выяснилось, что в поведении высокотемпературной плазмы в магнитном поле возникает много неустойчивостей, способствующих попаданию ионов плазмы на стенки реактора. Пришлось потратить несколько десятилетий на теоретические и экспериментальные работы, позволившие подавить эти неустойчивости и найти технически осуществимые способы разогрева плазмы до температур близких к 108 К.

Постановление СМ СССР, подписанное И.В. Сталиным, вышло 05.05.1951 г. и положило начало государственной, видимо первой в мире, программе термоядерных исследований. Был создан научный совет по МТР под председательством И.В. Курчатова.

В середине XX века человечество приступило к искусственному освоению гигантской энергии, заключённой в ядрах. Атомная бомба (урановая, плутониевая) «работает» на реакции деления, водородная бомба (которая вовсе не из водорода, но называется так) – на реакции синтеза. В бомбе реакции идут в одно мгновение и носят взрывной характер. Можно уменьшить интенсивность ядерных реакций, растянуть их во времени и использовать их разумно в качестве управляемого источника энергии. В мире построены многие сотни ядерных реакторов разного типа, где идут реакции деления, и «сжигаются» тяжёлые элементы – уран, торий или плутоний. Возникла также задача сделать управляемой реакцию синтеза, чтобы и она служила источником энергии.

Извлечение ядерной энергии основано на том фундаментальном факте, что ядра химических элементов из середины таблицы Менделеева упакованы плотно, а по краям таблицы, т.е. самые лёгкие и самые тяжёлые ядра – менее плотно. Наиболее плотно упакованы ядра железа и его соседи по периодической системе. Поэтому мы выигрываем энергию в двух случаях: когда мы делим тяжёлые ядра на более мелкие осколки, и когда мы склеиваем лёгкие ядра в более крупные.

Соответственно, энергию можно извлекать двумя способами: в ядерных реакциях деления тяжёлых элементов – урана, плутония, тория или в ядерных реакциях синтеза (слипания) лёгких элементов – водорода, лития, бериллия и их изотопов. В природе, в естественных условиях реализуются оба типа реакций. Реакции синтеза идут во всех звёздах, включая солнце, и являются практически единственным исходным источником энергии на Земле – если не непосредственно через солнечный свет, то опосредованно – через нефть, уголь, газ, воду и ветер. Природная реакция деления имела место на Земле около 2-х миллиардов лет назад на территории нынешнего Габона в Африке: там случайно скопилось много урана в одном месте, и в течение 100 миллионов лет работал природный ядерный реактор! Потом концентрация урана уменьшилась, и природный реактор заглох.

На осуществление управляемой реакции деления человечеству потребовалось лишь несколько лет. Однако управляемая реакция синтеза оказалась намного более трудной задачей, с которой до конца ещё не справились. Дело в том, что для того, чтобы два лёгких ядра, например, дейтерия и трития, могли слиться, им надо преодолеть большой потенциальный барьер.

Наиболее прямолинейный способ добиться этого – разогнать два лёгких ядра до высокой энергии, так чтобы они сами проскочили барьер. Это подразумевает, что смесь дейтерия и трития должна быть разогрета до очень высокой температуры – порядка 100 млн. градусов! При такой температуре смесь, разумеется, ионизована, т.е. представляет собой плазму. Плазму удерживают в сосуде в форме бублика магнитным полем сложной конфигурации и разогревают. Эта установка, изобретение И.Е.Тамма, А.Д.Сахарова, Л.А.Арцимовича и др., называется «токамак». Главная проблема здесь – добиться стабильности очень горячей плазмы, чтобы она не «высадилась на стенки» сосуда. Это требует больших размеров установки и соответственно очень сильных магнитных полей в большом объёме. Принципиальных трудностей здесь почти нет, но есть множество технических проблем, которые пока не решены.

В начале пятидесятых годов работы по УТС как в СССР, так и в других странах были строго засекречены, поскольку они могли иметь отношение к решению определенных военных задач. Рассекречивание этих работ произошло позднее по инициативе СССР, после доклада И.В. Курчатова в Английском ядерном центре в Харуэлле в 1956 г. о работах по УТС, ведущихся в ЛИПАНе.

В 1968 году на токамаке Т-3А (Курчатовский институт) получены рекордные температуры электронов (Те~20 млн.град.) и ионов (Тi~4 млн.град.) После 1969 года в мире построено ~ 100 токамаков.

Позднее появилось много альтернативных проектов по решению проблемы "мирного термояда". Кроме направления с магнитным удержанием плазмы, разрабатывается направление с инерционным удержанием (инерциальный термоядерный синтез): лазерный термоядерный синтез, применение мощных электронных пучков. Разрабатываются различные плазменные технологии, различные способы нагрева высокотемпературной плазмы. Большое внимание уделяется разработке новейших физических методик по диагностике высокотемпературной плазмы.

Недавно начали строить международную установку ИТЭР в районе Экс-ан-Прованса во Франции. В проекте активно участвует и Россия, внося 1/11 финансирования. К 2018 году международный токамак должен заработать и продемонстрировать принципиальную возможность генерации энергии за счёт термоядерной реакции синтеза

 

2. Как работает термоядерный реактор

Прежде чем говорить о том, что такое гибридные термоядерные реакторы стоит разобраться с тем, что такое термоядерный синтез и как всё это работает.

Термоядерный реактор - разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах ( 108 К). Основное требование, которому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

 

      2.1 Устройство термоядерного реактора

Схема Международного термоядерного экспериментального реактора-токамака ИТЭР, проект которого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией, - представлена на рисунке 1. T. р. имеет следующие параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый радиус плазмы в ср. плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное магнитное поле на оси 5,7 Тл; номинальный ток плазмы 21 MA; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит следующие основные узлы: центр. соленоид I, электрическое поле которого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. нагрева плазмы; первая стенка 9, которая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет - защита 2, которые являются неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-тритиевом (DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. 

Рис. 1 - Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный соленоид; 2 - бланкет - защита; 3 - плазма; 4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6 - криостат; 7 - катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки полоидального магнитного поля.

Рис. 2 – Устройство термоядерного реактора.

 

2. Типы термоядерных реакторов

Различают два типа термоядерных реакторов (далее Т.р.) К первому относятся реакторы, которым энергия от внешних источников необходима только для зажигания TP. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при TP, направленной в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой температуры расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с 3He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой температуры плазмы. В стационарном режиме работы T. р. энергия, которую несут заряженные продукты реакций, компенсирует энергетические потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. Такие реакторы наз. реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции (см. Зажигания критерий). Пример такого T. р.: токамак, стелларатор.