Управляемый термоядерный синтез

Министерство образования и науки РФ

Федеральное агентство по образованию

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования

Иркутский государственный технический университет

Курсовая работа

"Управляемый термоядерный синтез"

Иркутск 2010г.

Содержание

1. Введение

2. Типы реакций

2.1 Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

2.2 Реакция дейтерий + гелий-3

2.3 Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

2.4 "Безнейтронные" реакции

3.Условия

4. Критерий Лоусона

5. Термоядерная энергетика и гелий-3

6. Управляемый термоядерный синтез с магнитной термоизоляцией

7. Установка с магнитным удержанием

8. Трудности и перспективы

Список литературы

1. Введение

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B). Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А.

2.                Типы реакций

Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более легкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород — самый распространенный элемент во Вселенной — является наилучшим горючим для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов , дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые "безнейтронные" реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

2.1 Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция — дейтерий + тритий:

2H + 3H = 4He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток — выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

2.2 Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p. при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTt (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

2.3 Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят :

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием

2.4 "Безнейтронные" реакции

Наиболее перспективны так называемые "безнейтронные" реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

3. Условия

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух критериев:

§     Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:

§     Соблюдение критерия Лоусона:

 (для реакции D-T)

где  — плотность высокотемпературной плазмы,  — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время (2010) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

4. Критерий Лоусона

Критерий Лоусона. Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые предъявляемые к реактору синтеза общие требования, не зависящие от каких-либо особенностей технологического или конструктивного характера рассматриваемой системы. Установка произвольной конструкции содержит чистую водородную плазму с плотностью п при температуре Т. В реактор вводится топливо, например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы время от времени сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие. Это полезный процесс; одновременно, однако, из реактора уходит энергия за счёт электромагнитного излучения плазмы и из рабочей зоны ускользает некоторая доля "горячих" (обладающих высокой энергией) частиц, которые не успели испытать ядерные взаимодействия. Пусть t – среднее время удержания частиц в реакторе; смысл величины t таков: за время в 1 сек из 1 см3 плазмы в среднем уходит n/t частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). Для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц. Эта дополнительная энергия должна компенсироваться за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэффициент преобразования в электрическую энергию продуктов ядерных реакций, электромагнитного излучения и частиц с тепловой энергией одинаков и равен h. Величину (часто называют коэффициент полезного действия (кпд). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:  h(Po + Pr + Pt) = Pr + Pt, (1)  где Po – мощность ядерного энерговыделения, Pr – мощность потока излучения и Pt – энергетическая мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть написанного равенства делается больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. При написании равенства (1) предполагается, что вся рекуперированная энергия без потерь возвращается в реактор через инжектор вместе с потоком подводимого нагретого топлива. Величины Ро, Pr и Pt известным образом зависят от температуры плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение nt = f (T), (2) где f (T) для заданного значения кпд h и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция температуры. На рис. 2 приведены графики f (T) для двух значений h и для обеих ядерных реакций. Если величины h, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f (T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При h =1/3 энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме (минимум на кривых рис. 2) отвечает условию ("критерии Лоусона"): реакции (d, d): nt >1015см-3·сек; Т ~ 109 К; (3) реакции (d, t): nt > 0,5·1015см-3·сек, Т ~ 2·108 К. Т.о., даже в оптимальных условиях, для наиболее интересного случая – реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистических предположениях относительно величины (необходимо достижение температур ~ 2·108 К. При этом для плазмы с плотностью ~ 1014см-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд.

Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких температурах, но за это придется "расплачиваться" увеличенными значениями nt.

Итак, сооружение реактора предполагает:

1) получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов;

2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций. Исследования по Управляемый термоядерный синтез ведутся в двух направлениях – по разработке квазистационарных систем, с одной стороны, и устройств, предельно быстродействующих, с другой.

5. Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия 2H и трития 3H с выделением гелия-4 4He и "быстрого" нейтрона n:

Однако при этом большая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов. В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:

, где p — протон

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор.

6. Управляемый термоядерный синтез с магнитной термоизоляцией

Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 108 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 1015 ядер/см3, а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 109 К

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n " 3Ч1015 ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.

Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.

Плазма. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 108 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.

Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным "пробкам". Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.

На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости. Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию. Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.

Страницы: 1, 2