Načelo delovanja termonuklearnega reaktorja. Fuzijski reaktor: ITER

fuzijski reaktor

fuzijski reaktor

Trenutno se razvija. (80) naprava za pridobivanje energije z reakcijami sinteze svetlobe pri. jedra, ki se pojavljajo pri zelo visokih temperaturah (=108 K). Osnovno Zahteva, ki jo morajo izpolnjevati termonuklearne reakcije, je, da sproščanje energije kot posledica termonuklearnih reakcij več kot nadomesti stroške energije iz zunanjih virov. vire za vzdrževanje reakcije.

Obstajata dve vrsti T. r. Prva vrsta vključuje TR, do-Krim je potreben od zunanjih. viri samo za vžig termonuklearnih fuzij. reakcije. Nadaljnje reakcije so podprte z energijo, ki se sprosti v plazmi med fuzijo. reakcije; na primer v zmesi devterija in tritija se energija a-delcev, ki nastanejo med reakcijami, porabi za vzdrževanje visoke temperature plazme. V stacionarnem načinu delovanja T.r. energija, ki jo prenašajo a-delci, kompenzira energijo. izgube iz plazme, predvsem zaradi toplotne prevodnosti plazme in sevanja. Temu tipu T. r. velja, na primer,.

Do druge vrste T. r. Med reaktorje uvrščamo reaktorje, v katerih energija, ki se sprošča v obliki a-delcev, ne zadošča za vzdrževanje zgorevanja reakcij, temveč je potrebna energija iz zunanjih virov. viri. To se zgodi v tistih reaktorjih, v katerih so ravni energije visoke. izgube, npr. odprta magnetna past.

T.r. se lahko gradi na osnovi sistemov z magnetnim. zaprtje plazme, kot je tokamak, odprta magnetna. pasti itd. ali sistemi z inercialnim zadrževanjem plazme, ko je energija vnesena v plazmo v kratkem času (10-8-10-7 s) (bodisi z uporabo laserskega sevanja bodisi z uporabo žarkov relativnih elektronov ali ionov), zadostna za nastanek in vzdrževanje reakcij. T.r. z magnetnim zadrževanje plazme lahko deluje v kvazistacionarnem ali stacionarnem načinu. V primeru inercialnega omejevanja plazme T. r. mora delovati v načinu kratkega impulza.

T.r. označen s koeficientom. ojačanje moči (faktor kakovosti) Q, ki je enako razmerju med toplotno močjo, pridobljeno v reaktorju, in stroški električne energije za njegovo proizvodnjo. Termalni T.r. sestoji iz moči, ki se sprosti med fuzijo. reakcije v plazmi, in moč, ki se sprošča v t.i. TR odeja - posebna lupina, ki obdaja plazmo, ki uporablja energijo termonuklearnih jeder in nevtronov. Zdi se, da je najbolj obetavna tehnologija tista, ki deluje na mešanici devterija in tritija zaradi višje hitrosti reakcije kot druge fuzijske reakcije.

T.r. na gorivu devterij-tritij, odvisno od sestave odeje, je lahko "čisto" ali hibridno. Odeja “čistega” T. r. vsebuje Li; v njem se pod vplivom nevtronov proizvaja, ki »zgori« v plazmi devterij-tritij, pri čemer se poveča energija termonuklearjev. reakcije od 17,6 do 22,4 MeV. V odeji hibridnega T. r. Ne samo, da se proizvaja tritij, ampak obstajajo cone, v katerih je mogoče pridobiti 239Pu, ko je 238U v njih (glej JEDRSKI REAKTOR). Ob tem se v odeji sprosti energija v višini cca. 140 MeV na eno termonuklearno. . Tako je v hibridnem T. r. mogoče pridobiti približno šestkrat več energije kot v »čistem« jedrskem reaktorju, vendar prisotnost cepljivih radioaktov v prvem. in-in ustvarja okolje, ki je blizu tistemu, v katerem je strup. fisijski reaktorji.

Fizični enciklopedični slovar. - M.: Sovjetska enciklopedija. Glavni urednik A. M. Prohorov. 1983 .

fuzijski reaktor

Razvito v devetdesetih letih prejšnjega stoletja. naprava za pridobivanje energije zaradi fuzijskih reakcij lahkih atomskih jeder, ki potekajo v plazmi pri zelo visokih temperaturah (10 8 K). Osnovno Zahteva, ki jo mora izpolnjevati T.R., je, da sproščanje energije kot rezultat termonuklearne reakcije(TP) več kot nadomestila stroške energije iz zunanjih virov. vire za vzdrževanje reakcije.

Obstajata dve vrsti T. r. Prva vključuje reaktorje, ki pridobivajo energijo iz zunanjih virov. virov je potreben samo za vžig TP. Nadaljnje reakcije so podprte z energijo, ki se na primer sprosti v plazmi pri TP. v mešanici devterija in tritija se energija a-delcev, ki nastanejo med reakcijami, porablja za vzdrževanje visoke temperature. V mešanici devterija s 3 He se energija vseh produktov reakcije, to je a-delcev in protonov, porabi za vzdrževanje zahtevane temperature plazme. V stacionarnem načinu delovanja T.r. energija, ki nosi naboj. produktov reakcije, kompenzira energijo. izgube iz plazme, ki jih povzroča predvsem toplotna prevodnost in sevanje plazme. Takšni reaktorji se imenujejo reaktorji z vžigom samozadostne termonuklearne reakcije (glej. Kriterij vžiga). Primer takega T.r.: tokamak, stelarator.

Za druge vrste T. r. Reaktorji vključujejo reaktorje, v katerih energija, sproščena v plazmi v obliki nabojev, ne zadošča za vzdrževanje zgorevanja reakcij. reakcijskih produktov, vendar je potrebna energija iz zunanjih virov. viri. Takšni reaktorji se običajno imenujejo reaktorji, ki podpirajo izgorevanje termonuklearnih reakcij. To se zgodi v tistih T. rekah, kjer je energija visoka. izgube, npr. odprta magnetna past, tokamak, ki deluje v načinu z gostoto plazme in temperaturo pod krivuljo vžiga TP. Ti dve vrsti reaktorjev vključujeta vse možne vrste T. r., ki jih je mogoče zgraditi na osnovi sistemov z magnetnim. zadrževanje plazme (tokamak, stelarator, odprta magnetna past itd.) ali sistemi z inercialno držanje plazma.

Mednarodni termonuklearni eksperimentalni reaktor ITER: 1 - osrednji; 2 - odeja - ; 3 - plazma; 4 - vakuumska stena; 5 - črpalni cevovod; 6- kriostat; 7- aktivne krmilne tuljave; 8 - tuljave toroidnega magnetnega polja; 9 - prva stena; 10 - pretvorne plošče; 11 - tuljave poloidnega magnetnega polja.

Za reaktor z inercialnim zadrževanjem plazme je značilno, da se v kratkem času (10 -8 -10 -7 s) vanj vnese bodisi z laserskim sevanjem bodisi s snopi relativističnih elektronov ali ionov energija, ki zadošča za nastanek in vzdrževanje TP. Takšen reaktor bo za razliko od reaktorja z magnetom deloval samo v načinu kratkih impulzov. zadrževanje plazme, ki lahko deluje v kvazistacionarnem ali celo stacionarnem načinu.

T.r. označen s koeficientom. pridobitev moči (faktor kakovosti) Q, enaka razmerju med toplotno močjo reaktorja in stroški električne energije za njegovo proizvodnjo. Toplotna moč reaktorja je sestavljena iz moči, ki se med TP sprosti v plazmi, moči, ki se vnese v plazmo za vzdrževanje temperature zgorevanja TP ali vzdrževanja stacionarnega toka v plazmi v primeru tokamaka, in moči, ki se sprosti v plazmi. plazma.

Razvoj T.r. z magnetnim zadrževanje je naprednejše od inercijskih zadrževalnih sistemov. Shema mednarodnega termonuklearnega eksperimenta. Tokamak reaktor ITER, projekt, ki so ga od leta 1988 razvijale štiri strani - ZSSR (od leta 1992 Rusija), ZDA, države Euratom in Japonska, je predstavljen na sliki. T.r. ima . parametri: veliki polmer plazme 8,1 m; majhen polmer plazme v povpr. letalo 3 m; plazemski raztezek preseka 1,6; toroidni mag. na osi 5,7 Tesla; ocenjena plazma 21 MA; nazivna termonuklearna moč z DT gorivom 1500 MW. Reaktor vsebuje sledi. osnovni vozlišča: središče. solenoid jaz, električni polje katerega izvaja, uravnava povečanje toka in ga vzdržuje skupaj s posebnimi. sistem bo dopolnjen ogrevanje s plazmo; prva stena 9, robovi so neposredno obrnjeni proti plazmi in zaznavajo toplotne tokove v obliki sevanja in nevtralnih delcev; odeja - zaščita 2, kateri pojavi sestavni del T. r. na gorivu devterij-tri-tij (DT), saj se tritij, zgorel v plazmi, reproducira v odejo. T.r. na gorivo DT, odvisno od materiala odeje, je lahko "čisto" ali hibridno. Odeja "čistega" T. r. vsebuje Li; v njej pod vplivom termonuklearnih nevtronov nastaja tritij: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 MeV, energija TP pa se poveča s 17,6 MeV na 22,4 MeV. V prazno hibridni fuzijski reaktor Ne samo, da se proizvaja tritij, ampak obstajajo cone, v katerih se odlaga 238 U, da se proizvede 239 Pu. Ob tem se v odeji sprosti energija enaka 140 MeV na termonuklearni nevtron. T. o., v hibridnem T. r. je možno pridobiti približno šestkrat več energije na začetni fuzijski dogodek kot v "čisti" T.R., vendar prisotnost v prvem primeru cepljivih radioaktov. snovi ustvarjajo sevanje. okolju, podobnem nebesom, ki obstaja jedrski reaktorji delitev.

V T.r. z gorivom na mešanici D s 3 He ni odeje, saj ni potrebe po reprodukciji tritija: D + 3 He 4 He (3,6 MeV) + p (14,7 MeV), vsa energija pa se sprosti v oblika dajatve. produkti reakcije. sevanje Zaščita je zasnovana tako, da absorbira energijo nevtronov in radioaktivnih dejanj. sevanje in zmanjšanje toplote in tokov sevanja do superprevodnega magneta. sistem na raven, sprejemljivo za stacionarno delovanje. Toroidne magnetne tuljave polja 8 služijo za ustvarjanje toroidnega magneta. polja in so superprevodni z uporabo superprevodnika Nb 3 Sn in bakrene matrike, ki deluje pri temperaturi tekočega helija (4,2 K). Razvoj tehnologije za pridobivanje visokotemperaturne superprevodnosti bo morda omogočil odpravo hlajenja tuljav s tekočim helijem in prehod na npr. cenejši način hlajenja. tekoči dušik. Zasnova reaktorja se ne bo bistveno spremenila. Tuljave poloidnega polja 11 so tudi superprevodni in skupaj z magnezijem. polje plazemskega toka ustvarja ravnovesno konfiguracijo poloidnega magnetnega polja. polja z eno ali dvema ničelnima poloidnima d i v e r t o r 10, ki služi za odvzem toplote iz plazme v obliki toka nabojev. delcev in za črpanje produktov reakcije, nevtraliziranih na divertorskih ploščah: helija in protija. V T.r. pri gorivu D 3 He lahko divertorske plošče služijo kot eden od elementov sistema za pretvorbo energije z direktnim nabojem. produktov reakcije v elektriko. Kriostat 6 služi za hlajenje superprevodnih tuljav na temperaturo tekočega helija ali višje temperature pri uporabi naprednejših visokotemperaturnih superprevodnikov. Vakuumska komora 4 in črpalna sredstva 5 so zasnovana za doseganje visokega vakuuma v delovni komori reaktorja, v kateri se ustvarja plazma 3, in v vseh pomožnih volumnih, vključno s kriostatom.

Kot prvi korak k ustvarjanju termonuklearne energije se zdi, da termonuklearni reaktor deluje na mešanici DT zaradi višje hitrosti reakcije kot druge fuzijske reakcije. V prihodnosti se preučuje možnost ustvarjanja nizkoradioaktivnega T. r. na zmesi D s 3 He, v kateri osn. energija nosi naboj. reakcijski produkti, nevtroni pa se pojavljajo samo v reakcijah DD in DT med izgorevanjem tritija, ki nastane v reakcijah DD. Kot rezultat biol. nevarnost T. r. mogoče očitno zmanjšati za štiri do pet velikosti v primerjavi z jedrskimi fisijskimi reaktorji, ni potrebe po industrijskih radioaktivna obdelava materialov in njihov transport, je odlaganje radioaktivnih snovi kakovostno poenostavljeno. odpadki. Vendar pa so možnosti za ustvarjanje okolju prijaznega TR v prihodnosti. na mešanici D s 3 Ni zapleteno s problemom surovin: naravne. koncentracije izotopa 3 He na Zemlji so deli na milijon izotopa 4 He. Zato se pojavi težko vprašanje pridobivanja surovin, npr. z dostavo z Lune.

Druga polovica 20. stoletja je bila obdobje hitrega razvoja jedrske fizike. Postalo je jasno, da je mogoče jedrske reakcije uporabiti za proizvodnjo ogromne količine energije iz majhnih količin goriva. Od eksplozije prve jedrske bombe do prve jedrske elektrarne je minilo le devet let in ko so leta 1952 preizkusili vodikovo bombo, so bile napovedi, da bodo termonuklearne elektrarne zaživele v šestdesetih letih prejšnjega stoletja. Žal ti upi niso bili upravičeni.

Termonuklearne reakcije Od vseh termonuklearnih reakcij so v bližnji prihodnosti zanimive samo štiri: devterij + devterij (produkta - tritij in proton, sproščena energija 4,0 MeV), devterij + devterij (helij-3 in nevtron, 3,3 MeV), devterij + tritij (helij-4 in nevtron, 17,6 MeV) in devterij + helij-3 (helij-4 in proton, 18,2 MeV). Prva in druga reakcija se pojavita vzporedno z enako verjetnostjo. Nastala tritij in helij-3 "zgorita" v tretji in četrti reakciji

Glavni vir energije za današnje človeštvo je zgorevanje premoga, nafte in plina. Toda njihove zaloge so omejene, produkti izgorevanja pa onesnažujejo okolje. Elektrarna na premog proizvede več radioaktivnih izpustov kot jedrska elektrarna enake moči! Zakaj torej še nismo prešli na jedrske vire energije? Razlogov za to je veliko, vendar je bil glavni v zadnjem času radiofobija. Kljub temu, da elektrarna na premog tudi med normalnim obratovanjem škoduje zdravju veliko več ljudi kot izredni izpusti jedrske elektrarne, to počne tiho in neopazno za javnost. Nesreče v jedrskih elektrarnah takoj postanejo glavne novice v medijih in povzročijo splošno paniko (pogosto povsem neutemeljeno). Vendar to ne pomeni, da jedrska energija nima objektivnih težav. Radioaktivni odpadki povzročajo veliko težav: tehnologije za delo z njimi so še vedno izjemno drage, idealna situacija, ko bodo vsi v celoti reciklirani in uporabljeni, pa je še daleč.

Od vseh termonuklearnih reakcij so v bližnji prihodnosti zanimive samo štiri: devterij + devterij (produkta - tritij in proton, sproščena energija 4,0 MeV), devterij + devterij (helij-3 in nevtron, 3,3 MeV), devterij + tritij ( helij -4 in nevtron, 17,6 MeV) in devterij + helij-3 (helij-4 in proton, 18,2 MeV). Prva in druga reakcija se pojavita vzporedno z enako verjetnostjo. Nastala tritij in helij-3 "zgorita" v tretji in četrti reakciji.

Od cepitve do fuzije

Potencialna rešitev teh težav je prehod s fisijskih na fuzijske reaktorje. Medtem ko tipičen fisijski reaktor vsebuje več deset ton radioaktivnega goriva, ki se pretvori v več deset ton radioaktivnih odpadkov, ki vsebujejo široko paleto radioaktivnih izotopov, fuzijski reaktor porabi le stotine gramov, največ kilogramov, enega radioaktivnega izotopa vodika, tritij. Poleg tega, da je za reakcijo potrebna nepomembna količina tega najmanj nevarnega radioaktivnega izotopa, je predvidena tudi njegova proizvodnja neposredno v elektrarni, da se zmanjšajo tveganja, povezana s transportom. Produkta sinteze sta stabilna (neradioaktivna) in nestrupena vodik in helij. Poleg tega se za razliko od fisijske reakcije termonuklearna reakcija takoj ustavi, ko je naprava uničena, ne da bi pri tem nastala nevarnost toplotne eksplozije. Zakaj torej še ni zgrajena niti ena delujoča termonuklearna elektrarna? Razlog je v tem, da naštete prednosti neizogibno prinašajo slabosti: ustvarjanje pogojev za sintezo se je izkazalo za veliko težje, kot je bilo sprva pričakovano.

Lawsonov kriterij

Da bi bila termonuklearna reakcija energetsko ugodna, je treba zagotoviti dovolj visoko temperaturo termonuklearnega goriva, dovolj visoko gostoto in dovolj majhne izgube energije. Slednje so numerično označene s tako imenovanim »retenzijskim časom«, ki je enak razmerju med toplotno energijo, shranjeno v plazmi, in močjo izgube energije (mnogi ljudje zmotno verjamejo, da je »retenzijski čas« čas, v katerem vroča plazma se ohranja v namestitvi, vendar to ni tako) . Pri temperaturi mešanice devterija in tritija, ki je enaka 10 keV (približno 110.000.000 stopinj), moramo dobiti zmnožek števila delcev goriva v 1 cm 3 (tj. koncentracija v plazmi) in retencijskega časa (v sekundah) vsaj 10 14. Pri tem ni vseeno, ali imamo plazmo s koncentracijo 1014 cm -3 in retencijskim časom 1 s ali plazmo s koncentracijo 10 23 in retencijskim časom 1 ns. Ta kriterij se imenuje Lawsonov kriterij.
Poleg Lawsonovega kriterija, ki je odgovoren za pridobitev energijsko ugodne reakcije, obstaja tudi kriterij vžiga plazme, ki je za reakcijo devterij-tritij približno trikrat večji od Lawsonovega kriterija. "Vžig" pomeni, da bo delež termonuklearne energije, ki ostane v plazmi, zadostoval za vzdrževanje zahtevane temperature in dodatno segrevanje plazme ne bo več potrebno.

Z-ščip

Prva naprava, v kateri je bilo načrtovano pridobiti nadzorovano termonuklearno reakcijo, je bil tako imenovani Z-pinč. V najpreprostejšem primeru je ta instalacija sestavljena iz samo dveh elektrod, ki se nahajata v okolju devterija (vodik-2) ali mešanice devterija in tritija, in baterije visokonapetostnih impulznih kondenzatorjev. Na prvi pogled se zdi, da omogoča pridobivanje stisnjene plazme, segrete na ogromne temperature: točno to, kar je potrebno za termonuklearno reakcijo! Vendar se je v življenju vse izkazalo, žal, da še zdaleč ni tako rožnato. Izkazalo se je, da je plazemska vrv nestabilna: že najmanjši upogib vodi do okrepitve magnetnega polja na eni strani in oslabitve na drugi; nastale sile še povečajo upogib vrvi - in vsa plazma "pade" nanjo stransko steno komore. Vrv ni le nestabilna na upogibanje, že njeno najmanjše stanjšanje vodi do povečanja magnetnega polja na tem delu, kar dodatno stisne plazmo in jo stisne v preostalo prostornino vrvi, dokler se vrv končno ne »iztisne« .” Stisnjeni del ima velik električni upor, zato se tok prekine, magnetno polje izgine in vsa plazma se razprši.

Načelo delovanja Z-pinča je preprosto: električni tok ustvari obročasto magnetno polje, ki medsebojno deluje z istim tokom in ga stisne. Posledično se povečata gostota in temperatura plazme, skozi katero teče tok.

Plazemski snop je bilo mogoče stabilizirati tako, da smo nanj uporabili močno zunanje magnetno polje, vzporedno s tokom, in ga položili v debelo prevodno ohišje (ko se plazma premika, se premika tudi magnetno polje, ki inducira električni tok v ohišje, ki poskuša vrniti plazmo na svoje mesto). Plazma se je nehala upogibati in stiskati, vendar je bila še vedno daleč od termonuklearne reakcije v resnem obsegu: plazma se dotika elektrod in jim odda svojo toploto.

Sodobno delo na področju fuzije Z-pinch predlaga drugo načelo za ustvarjanje fuzijske plazme: tok teče skozi volframovo plazemsko cev, ki ustvarja močne rentgenske žarke, ki stisnejo in segrejejo fuzijsko gorivno kapsulo znotraj plazemske cevi, tako kot to počne v termonuklearni bombi. Vendar so ta dela izključno raziskovalne narave (preučujejo se mehanizmi delovanja jedrskega orožja), sproščanje energije pri tem procesu pa je še vedno milijonkrat manjše od porabe.

Čim manjše je razmerje med velikim polmerom torusa tokamaka (razdalja od središča celotnega torusa do središča prečnega prereza njegove cevi) proti majhnemu (polmer prečnega prereza cevi), večji je lahko tlak plazme pod istim magnetnim poljem. Z zmanjšanjem tega razmerja so znanstveniki prešli s krožnega prereza plazme in vakuumske komore na obliko D (v tem primeru vlogo majhnega radija igra polovica višine prereza). Vsi sodobni tokamaki imajo natanko takšno obliko preseka. Omejevalni primer je bil tako imenovani "sferični tokamak". V takih tokamakih sta vakuumska komora in plazma skoraj sferične oblike, z izjemo ozkega kanala, ki povezuje pola krogle. Prevodniki magnetnih tuljav potekajo skozi kanal. Prvi sferični tokamak START se je pojavil šele leta 1991, torej je to precej mlada smer, vendar je že pokazala možnost pridobivanja enakega tlaka plazme s trikrat nižjim magnetnim poljem.

Plutovinasta komora, stelarator, tokamak

Druga možnost za ustvarjanje pogojev, potrebnih za reakcijo, so tako imenovane odprte magnetne pasti. Najbolj znana med njimi je "plutovinasta celica": cev z vzdolžnim magnetnim poljem, ki se krepi na koncih in oslabi na sredini. Polje, povečano na koncih, ustvarja "magnetni čep" (od tod rusko ime) ali "magnetno ogledalo" (angleško - zrcalni stroj), ki preprečuje, da bi plazma zapustila instalacijo skozi konce. Vendar je takšno zadrževanje nepopolno; nekateri nabiti delci, ki se gibljejo po določenih trajektorijah, lahko preidejo skozi te zastoje. In zaradi trkov bo vsak delec prej ali slej padel na takšno pot. Poleg tega se je izkazalo, da je tudi plazma v zrcalni celici nestabilna: če se na nekem mestu majhen del plazme odmakne od osi naprave, se pojavijo sile, ki plazmo izvržejo na steno komore. Čeprav je bila osnovna ideja zrcalne celice bistveno izboljšana (kar je omogočilo zmanjšanje tako nestabilnosti plazme kot prepustnosti zrcal), se v praksi ni bilo mogoče niti približati parametrom, potrebnim za energijsko ugodno fuzijo. .

Ali je mogoče zagotoviti, da plazma ne uide skozi »čepke«? Zdi se, da je očitna rešitev zviti plazmo v obroč. Vendar pa je takrat magnetno polje znotraj obroča močnejše kot zunaj in plazma spet teži k steni komore. Tudi izhod iz te težke situacije se je zdel povsem očiten: namesto obroča naredite "osmico", potem se bo v enem delu delec odmaknil od osi namestitve, v drugem pa se bo vrnil nazaj. Tako so znanstveniki prišli na idejo o prvem stelaratorju. Toda takšne "osmice" ni mogoče izdelati v eni ravnini, zato smo morali uporabiti tretjo dimenzijo, ukriviti magnetno polje v drugo smer, kar je privedlo tudi do postopnega premikanja delcev od osi do stene komore.

Razmere so se dramatično spremenile z nastankom naprav tipa tokamak. Rezultati, pridobljeni na tokamaku T-3 v drugi polovici šestdesetih let prejšnjega stoletja, so bili za tisti čas tako osupljivi, da so zahodni znanstveniki prišli v ZSSR s svojo merilno opremo, da bi sami preverili parametre plazme. Realnost je celo presegla njihova pričakovanja.

Te fantastično prepletene cevi niso umetniški projekt, temveč stelaratorska komora, upognjena v kompleksno tridimenzionalno krivuljo.

V rokah inercije

Poleg magnetne konfinacije obstaja bistveno drugačen pristop k termonuklearni fuziji - inercialna konfinacija. Če v prvem primeru poskušamo dolgo časa obdržati plazmo pri zelo nizki koncentraciji (koncentracija molekul v zraku okoli vas je stotisočkrat večja), potem v drugem primeru plazmo stisnemo na velika gostota, za red velikosti višja od gostote najtežjih kovin, v pričakovanju, da bo reakcija imela čas, da mine v tem kratkem času, preden bo plazma imela čas, da se razprši na strani.

Prvotno, v šestdesetih letih prejšnjega stoletja, je bil načrt uporabiti majhno kroglico zamrznjenega fuzijskega goriva, enakomerno obsevano z vseh strani z več laserskimi žarki. Površina kroglice bi morala takoj izhlapeti in se enakomerno širiti v vse smeri stisniti in segreti preostali del goriva. Vendar se je v praksi izkazalo, da je obsevanje premalo enakomerno. Poleg tega se je del energije sevanja prenesel na notranje plasti, kar je povzročilo njihovo segrevanje, kar je otežilo stiskanje. Posledično je bila žogica neenakomerno in šibko stisnjena.

Obstaja več sodobnih konfiguracij stelaratorjev, ki so vse blizu torusu. Ena najpogostejših konfiguracij vključuje uporabo tuljav, podobnih tuljavam poloidnega polja tokamakov, in štirih do šestih vodnikov, zvitih okoli vakuumske komore z večsmernim tokom. Kompleksno magnetno polje, ustvarjeno na ta način, omogoča, da se plazma zanesljivo zadrži, ne da bi skozi njo moral teči obročni električni tok. Poleg tega lahko stelaratorji uporabljajo tudi tuljave toroidnega polja, kot tokamaki. In morda ni vijačnih vodnikov, potem pa so tuljave "toroidnega" polja nameščene vzdolž kompleksne tridimenzionalne krivulje. Najnovejši razvoj na področju stelaratorjev vključuje uporabo magnetnih tuljav in vakuumske komore zelo kompleksne oblike (zelo "zmečkan" torus), izračunane na računalniku.

Problem neenakosti je bil rešen s precejšnjo spremembo zasnove tarče. Zdaj je krogla nameščena v posebno majhno kovinsko komoro (imenuje se "holraum", iz nemškega hohlraum - votlina) z luknjami, skozi katere v notranjost vstopajo laserski žarki. Poleg tega se uporabljajo kristali, ki pretvorijo IR lasersko sevanje v ultravijolično. To UV sevanje absorbira tanka plast hohlraum materiala, ki se segreje na enormne temperature in oddaja mehke rentgenske žarke. Rentgensko sevanje pa absorbira tanka plast na površini gorivne kapsule (krogla z gorivom). To je omogočilo tudi rešitev problema prezgodnjega segrevanja notranjih plasti.

Vendar se je izkazalo, da je moč laserjev nezadostna, da bi opazen del goriva reagiral. Poleg tega je bila učinkovitost laserjev zelo nizka, le okoli 1%. Da bi bila fuzija energetsko koristna pri tako nizki laserski učinkovitosti, je moralo reagirati skoraj vse stisnjeno gorivo. Ko so poskušali laserje nadomestiti s snopi lahkih ali težkih ionov, ki jih je mogoče generirati z veliko večjo učinkovitostjo, so znanstveniki naleteli tudi na veliko težav: lahki ioni se odbijajo, kar jim onemogoča fokusiranje, in se upočasnijo ob trku z ostanki. plin v komori in pospeševalniki Ni bilo mogoče ustvariti težkih ionov z zahtevanimi parametri.

Magnetični obeti

Največ upanja na področju fuzijske energije zdaj polagajo v tokamake. Še posebej potem, ko so odprli način z izboljšanim zadrževanjem. Tokamak je tako Z-ščepec, zvit v obroč (obročasti električni tok teče skozi plazmo, kar ustvarja magnetno polje, potrebno za njegovo zadrževanje), in zaporedje zrcalnih celic, sestavljenih v obroč in ustvarjajo "valovit" toroidni magnet polje. Poleg tega je polje, pravokotno na ravnino torusa, ki ga ustvari več posameznih tuljav, superponirano na toroidno polje tuljav in polje plazemskega toka. To dodatno polje, imenovano poloidno, krepi magnetno polje plazemskega toka (tudi poloidnega) na zunanji strani torusa in ga oslabi na notranji. Tako se izkaže, da je celotno magnetno polje na vseh straneh plazemske vrvi enako, njegov položaj pa ostane stabilen. S spreminjanjem tega dodatnega polja je mogoče premikati plazemski snop znotraj vakuumske komore v določenih mejah.

Bistveno drugačen pristop k sintezi predlaga koncept mionske katalize. Mion je nestabilen osnovni delec, ki ima enak naboj kot elektron, vendar 207-krat večjo maso. Mion lahko nadomesti elektron v vodikovem atomu, pri čemer se velikost atoma zmanjša za faktor 207. To omogoča, da se eno vodikovo jedro približa drugemu brez porabe energije. Toda za proizvodnjo enega miona se porabi približno 10 GeV energije, kar pomeni, da je za pridobitev energetskih koristi potrebno izvesti več tisoč fuzijskih reakcij na mion. Zaradi možnosti, da se mion "prilepi" na helij, ki nastane pri reakciji, več kot nekaj sto reakcij še ni bilo doseženih. Fotografija prikazuje sestavljanje stelaratorja Wendelstein z-x na Inštitutu Maxa Plancka za fiziko plazme.

Pomembna težava tokamakov je bila dolgo časa potreba po ustvarjanju obročnega toka v plazmi. Da bi to naredili, je bilo magnetno vezje speljano skozi osrednjo luknjo torusa tokamaka, v katerem se je magnetni tok nenehno spreminjal. Sprememba magnetnega pretoka generira vrtinčno električno polje, ki ionizira plin v vakuumski komori in vzdržuje tok v nastali plazmi. Tok v plazmi pa je treba vzdrževati neprekinjeno, kar pomeni, da se mora magnetni tok nenehno spreminjati v eno smer. To je seveda nemogoče, zato je bilo mogoče tok v tokamakih vzdrževati le omejen čas (od delčka sekunde do nekaj sekund). Na srečo so odkrili tako imenovani bootstrap tok, ki nastane v plazmi brez zunanjega vrtinčnega polja. Poleg tega so bile razvite metode za segrevanje plazme, ki hkrati inducira potreben obročni tok v njej. Skupaj je to zagotovilo potencial za vzdrževanje vroče plazme tako dolgo, kot je želeno. V praksi trenutno rekord pripada tokamaku Tore Supra, kjer je plazma neprekinjeno »gorela« več kot šest minut.

Druga vrsta naprav za zadrževanje plazme, ki veliko obeta, so stelaratorji. V zadnjih desetletjih se je zasnova stelaratorjev dramatično spremenila. Od prvotne "osmice" ni ostalo skoraj nič in te naprave so postale veliko bližje tokamakom. Čeprav je zadrževalni čas stelaratorjev krajši kot pri tokamakih (zaradi manj učinkovitega H-moda) in so stroški njihove gradnje višji, je obnašanje plazme v njih mirnejše, kar pomeni daljšo življenjsko dobo prvega notranja stena vakuumske komore. Za komercialni razvoj termonuklearne fuzije je ta dejavnik velikega pomena.

Izbira reakcije

Na prvi pogled je najbolj logično, da kot termonuklearno gorivo uporabimo čisti devterij: je relativno poceni in varen. Vendar pa devterij reagira z devterijem stokrat manj hitro kot s tritijem. To pomeni, da za obratovanje reaktorja na mešanici devterija in tritija zadostuje temperatura 10 keV, za delovanje na čisti devterij pa temperatura več kot 50 keV. In višja kot je temperatura, večja je izguba energije. Zato je vsaj prvič predvidena izgradnja termonuklearne energije na devterij-tritijevem gorivu. Tritij bo nastajal v samem reaktorju zaradi obsevanja s hitrimi litijevimi nevtroni, ki nastajajo v njem.
"Napačni" nevtroni. V kultnem filmu "9 dni enega leta" je glavni lik med delom na termonuklearni napravi prejel resen odmerek nevtronskega sevanja. Vendar se je pozneje izkazalo, da ti nevtroni niso nastali kot posledica fuzijske reakcije. To ni režiserjeva iznajdba, ampak resničen učinek, opažen v Z-pinčah. V trenutku prekinitve električnega toka induktivnost plazme povzroči nastanek ogromne napetosti - na milijone voltov. Posamezni vodikovi ioni, pospešeni v tem polju, so sposobni dobesedno izbiti nevtrone iz elektrod. Sprva so ta pojav res jemali kot zanesljiv znak termonuklearne reakcije, vendar je kasnejša analiza energijskega spektra nevtronov pokazala, da imajo drugačen izvor.
Izboljšan način zadrževanja. H-način tokamaka je način njegovega delovanja, ko se z visoko močjo dodatnega ogrevanja izgube energije v plazmi močno zmanjšajo. Naključno odkritje izboljšanega načina zaprtja leta 1982 je enako pomembno kot izum samega tokamaka. Splošno sprejete teorije o tem pojavu še ni, vendar to ne preprečuje njegove uporabe v praksi. Vsi sodobni tokamaki delujejo v tem načinu, saj zmanjša izgube za več kot polovico. Pozneje so podoben režim odkrili v stelaratorjih, kar kaže, da je to splošna lastnost toroidnih sistemov, vendar se omejitev v njih izboljša le za približno 30 %.
Plazma ogrevanje. Obstajajo tri glavne metode segrevanja plazme na termonuklearne temperature. Ohmsko segrevanje je segrevanje plazme zaradi pretoka električnega toka skozi njo. Ta metoda je najučinkovitejša v prvih fazah, saj se s povišanjem temperature električni upor plazme zmanjšuje. Elektromagnetno ogrevanje uporablja elektromagnetne valove s frekvenco, ki se ujema s frekvenco vrtenja okoli silnic magnetnega polja elektronov ali ionov. Z vbrizgavanjem hitrih nevtralnih atomov se ustvari tok negativnih ionov, ki se nato nevtralizirajo in spremenijo v nevtralne atome, ki lahko skozi magnetno polje preidejo v središče plazme in tam prenesejo svojo energijo.
So to reaktorji? Tritij je radioaktiven in močno nevtronsko obsevanje iz D-T reakcije ustvarja inducirano radioaktivnost v konstrukcijskih elementih reaktorja. Uporabljati moramo robote, kar oteži delo. Hkrati je obnašanje plazme navadnega vodika ali devterija zelo blizu obnašanju plazme iz mešanice devterija in tritija. To je pripeljalo do dejstva, da sta v zgodovini samo dve termonuklearni napravi v celoti delovali na mešanici devterija in tritija: tokamaka TFTR in JET. V drugih napravah se tudi devterij ne uporablja vedno. Ime »termonuklearno« v definiciji objekta torej sploh ne pomeni, da so v njem dejansko kdaj potekale termonuklearne reakcije (in v tistih, ki se zgodijo, se skoraj vedno uporablja čisti devterij).
Hibridni reaktor. Reakcija D-T proizvaja nevtrone s 14 MeV, ki lahko celo cepijo osiromašeni uran. Cepitev enega uranovega jedra spremlja sprostitev približno 200 MeV energije, kar je več kot desetkrat več od energije, ki se sprosti pri fuziji. Tako bi lahko obstoječi tokamaki postali energetsko koristni, če bi bili obdani z uranovim oklepom. V primerjavi s fisijskimi reaktorji bi imeli takšni hibridni reaktorji to prednost, da v njih ne bi prišlo do nenadzorovane verižne reakcije. Poleg tega naj bi izredno intenzivni nevtronski tokovi pretvorili dolgožive cepitvene produkte urana v kratkožive, kar bistveno zmanjša problem odlaganja odpadkov.

Inercijski upi

Inercialna fuzija tudi ne miruje. V desetletjih razvoja laserske tehnologije so se pokazale možnosti za približno desetkratno povečanje učinkovitosti laserjev. In v praksi se je njihova moč povečala sto in tisočkrat. Delo poteka tudi na pospeševalnikih težkih ionov s parametri, primernimi za termonuklearno uporabo. Poleg tega je bil koncept "hitrega vžiga" ključni dejavnik pri napredku inercialne fuzije. Gre za uporabo dveh impulzov: eden stisne termonuklearno gorivo, drugi pa segreje njegov majhen del. Predpostavlja se, da se bo reakcija, ki se začne v manjšem delu goriva, nato razširila naprej in zajela celotno gorivo. Ta pristop omogoča znatno zmanjšanje stroškov energije in s tem donosnost reakcije z manjšim deležem zreagiranega goriva.

Težave s tokamakom

Kljub napredku naprav drugih vrst tokamaki trenutno še vedno ostajajo izven konkurence: če sta dva tokamaka (TFTR in JET) v devetdesetih letih prejšnjega stoletja dejansko dosegla sproščanje termonuklearne energije, približno enako porabi energije za segrevanje plazme (četudi čeprav je takšen način trajal le približno sekundo), potem nič podobnega ni bilo mogoče doseči z drugimi vrstami instalacij. Že preprosto povečanje velikosti tokamakov bo privedlo do izvedljivosti energijsko ugodne fuzije v njih. V Franciji trenutno gradijo mednarodni reaktor ITER, ki bo moral to pokazati tudi v praksi.

Vendar imajo tudi tokamaki težave. ITER stane milijarde dolarjev, kar je nesprejemljivo za bodoče komercialne reaktorje. Noben reaktor ni neprekinjeno deloval niti nekaj ur, kaj šele tedne in mesece, kar je spet nujno za industrijsko uporabo. Nobene gotovosti še ni, da bodo materiali notranje stene vakuumske komore zdržali dolgotrajno izpostavljenost plazmi.

Koncept tokamaka z močnim poljem lahko poceni projekt. Z dvo- do trikratnim povečanjem polja je načrtovano pridobiti zahtevane parametre plazme v relativno majhni napravi. Ta koncept je zlasti osnova za reaktor Ignitor, ki ga skupaj z italijanskimi kolegi zdaj začenjajo graditi v TRINIT-u (Trinity Institute for Innovation and Thermonuclear Research) blizu Moskve. Če se bodo izračuni inženirjev uresničili, bo po ceni, ki je večkrat nižja od ITER, v tem reaktorju mogoče vžgati plazmo.

Naprej do zvezd!

Produkti termonuklearne reakcije odletijo v različne smeri s hitrostjo na tisoče kilometrov na sekundo. To omogoča ustvarjanje ultra učinkovitih raketnih motorjev. Njihov specifični impulz bo večji od tistega pri najboljših elektroreaktivnih motorjih, njihova poraba energije pa bo lahko celo negativna (teoretično je možno ustvarjati, namesto porabljati energijo). Poleg tega obstajajo vsi razlogi za domnevo, da bo izdelava termonuklearnega raketnega motorja še enostavnejša od zemeljskega reaktorja: ni težav z ustvarjanjem vakuuma, s toplotno izolacijo superprevodnih magnetov, ni omejitev glede dimenzij itd. Poleg tega je proizvodnja električne energije z motorjem zaželena, ni pa nujna, dovolj je, da je ne porabi preveč.

Elektrostatična omejitev

Koncept elektrostatične omejitve ionov je najlažje razumeti z nastavitvijo, imenovano fusor. Temelji na sferični mrežasti elektrodi, na katero je priključen negativni potencial. Ioni, pospešeni v ločenem pospeševalniku ali s poljem same centralne elektrode, padejo vanj in jih tam zadrži elektrostatično polje: če želi ion poleteti ven, ga polje elektrode obrne nazaj. Na žalost je verjetnost, da ion trči v mrežo, veliko vrst velikosti večja od verjetnosti vstopa v fuzijsko reakcijo, zaradi česar je energijsko ugodna reakcija nemogoča. Takšne naprave so se uporabljale le kot viri nevtronov.
Mnogi znanstveniki si v želji po senzacionalnem odkritju prizadevajo videti sintezo, kjer koli je to mogoče. V tisku je bilo veliko poročil o različnih možnostih tako imenovane "hladne fuzije". Sintezo so odkrili v kovinah, »impregniranih« z devterijem, ko skozenj teče električni tok, med elektrolizo z devterijem nasičenih tekočin, med nastajanjem kavitacijskih mehurčkov v njih, pa tudi v drugih primerih. Vendar večina teh poskusov ni imela zadovoljive ponovljivosti v drugih laboratorijih in njihove rezultate je skoraj vedno mogoče razložiti brez uporabe sinteze.
Nadaljevanje »veličastne tradicije«, ki se je začela s »filozofskim kamnom« in se nato spremenila v »večni stroj«, mnogi sodobni prevaranti zdaj ponujajo nakup »generatorja hladne fuzije«, »kavitacijskega reaktorja« in drugega »goriva«. -brezplačni generatorji«: o filozofskem Vsi so že pozabili na kamen, ne verjamejo v večno gibanje, a jedrska fuzija zdaj zveni precej prepričljivo. Toda, žal, v resnici takšni viri energije še ne obstajajo (in ko jih bo mogoče ustvariti, bo to v vseh sporočilih za javnost). Zato se zavedajte: če vam v nakup ponudijo napravo, ki ustvarja energijo s hladno jedrsko fuzijo, vas preprosto poskušajo »ogljufati«!

Po predhodnih ocenah je tudi s sedanjo stopnjo tehnologije mogoče ustvariti termonuklearni raketni motor za letenje na planete Osončja (z ustreznim financiranjem). Obvladovanje tehnologije takšnih motorjev bo povečalo hitrost poletov s posadko za desetkrat in bo omogočilo velike rezervne rezerve goriva na krovu, zaradi česar letenje na Mars ne bo nič težje kot zdajšnje delo na ISS. Hitrosti 10 % svetlobne hitrosti bodo potencialno na voljo za avtomatske postaje, kar pomeni, da bo mogoče pošiljati raziskovalne sonde do bližnjih zvezd in pridobivati ​​znanstvene podatke v času življenja njihovih ustvarjalcev.

Koncept termonuklearnega raketnega motorja, ki temelji na inercialni fuziji, trenutno velja za najbolj razvitega. Razlika med motorjem in reaktorjem je v magnetnem polju, ki usmerja nabite reakcijske produkte v eno smer. Druga možnost vključuje uporabo odprte pasti, v kateri je eden od čepov namerno oslabljen. Plazma, ki teče iz njega, bo ustvarila reaktivno silo.

Termonuklearna prihodnost

Izkazalo se je, da je obvladovanje termonuklearne fuzije veliko vrst velikosti težje, kot se je sprva zdelo. In čeprav je veliko problemov že rešenih, bo preostalih dovolj za naslednjih nekaj desetletij trdega dela na tisoče znanstvenikov in inženirjev. Toda obeti, ki se nam odpirajo pri transformacijah izotopov vodika in helija, so tako veliki, prehojena pot pa je že tako pomembna, da se nima smisla ustaviti na pol poti. Ne glede na to, kaj pravijo številni skeptiki, je prihodnost nedvomno v sintezi.

Pravimo, da bomo dali sonce v škatlo. Ideja je lepa. Težava je v tem, da ne znamo narediti škatle.

Pierre-Gilles de Gennes
Francoski Nobelov nagrajenec

Vse elektronske naprave in stroji potrebujejo energijo in človeštvo je porabi veliko. A fosilnih goriv zmanjkuje, alternativna energija pa še ni dovolj učinkovita.
Obstaja metoda pridobivanja energije, ki idealno ustreza vsem zahtevam - termonuklearna fuzija. Reakcija termonuklearne fuzije (pretvorba vodika v helij in sproščanje energije) na soncu nenehno poteka in ta proces zagotavlja planetu energijo v obliki sončnih žarkov. Samo posnemati ga morate na Zemlji, v manjšem obsegu. Dovolj je zagotoviti visok tlak in zelo visoko temperaturo (10-krat višjo kot na Soncu) in fuzijska reakcija se bo sprožila. Če želite ustvariti takšne pogoje, morate zgraditi termonuklearni reaktor. Uporabljala bo več virov na zemlji, bo varnejša in močnejša od običajnih jedrskih elektrarn. Več kot 40 let so ga poskušali zgraditi in izvajali poskuse. V zadnjih letih je enemu od prototipov celo uspelo pridobiti več energije, kot je bilo porabljene. Spodaj so predstavljeni najbolj ambiciozni projekti na tem področju:

Vladni projekti

Največjo pozornost javnosti je v zadnjem času namenila še ena zasnova termonuklearnega reaktorja - stelarator Wendelstein 7-X (stelarator je po svoji notranji strukturi kompleksnejši od ITER, ki je tokamak). Po porabi nekaj več kot milijardo dolarjev so nemški znanstveniki do leta 2015 v 9 letih izdelali pomanjšan demonstracijski model reaktorja. Če bo pokazal dobre rezultate, bo izdelana večja različica.

Francoski laser MegaJoule bo najzmogljivejši laser na svetu in bo poskušal napredovati lasersko zasnovano metodo gradnje fuzijskega reaktorja. Francoska instalacija bo predvidoma predana leta 2018.

NIF (National Ignition Facility) so v ZDA gradili 12 let in 4 milijarde dolarjev do leta 2012. Pričakovali so, da bodo preizkusili tehnologijo in nato takoj zgradili reaktor, a se je izkazalo, da je, kot poroča Wikipedia, potrebno veliko dela, če sistem kdaj doseže vžig. Posledično so bili grandiozni načrti preklicani in znanstveniki so začeli postopoma izboljševati laser. Zadnji izziv je dvig učinkovitosti prenosa energije s 7 % na 15 %. V nasprotnem primeru lahko kongresno financiranje te metode doseganja sinteze preneha.

Konec leta 2015 se je začela gradnja stavbe za najmočnejšo lasersko instalacijo na svetu v Sarovu. Močnejši bo od sedanjih ameriških in bodočih francoskih in bo omogočal izvajanje poskusov, potrebnih za izdelavo "laserske" različice reaktorja. Zaključek gradnje 2020.

Fuzijski laser MagLIF, ki se nahaja v ZDA, je prepoznan kot temni konj med metodami za doseganje termonuklearne fuzije. V zadnjem času je ta metoda pokazala boljše rezultate od pričakovanih, vendar je treba moč še povečati za 1000-krat. Laser je trenutno v nadgradnji in do leta 2018 znanstveniki upajo, da bodo prejeli enako količino energije, kot so jo porabili. Če bo uspešna, bo izdelana večja različica.

Ruski inštitut za jedrsko fiziko je vztrajno eksperimentiral z metodo "odprte pasti", ki so jo ZDA opustile v 90. letih. Posledično so bili pridobljeni kazalniki, ki so bili za to metodo nemogoči. Znanstveniki BINP menijo, da je njihova namestitev zdaj na ravni nemškega Wendelstein 7-X (Q=0,1), vendar cenejša. Zdaj gradijo novo instalacijo za 3 milijarde rubljev

Vodja inštituta Kurčatov nenehno opozarja na načrte za izgradnjo majhnega termonuklearnega reaktorja v Rusiji - Ignitor. Po načrtu naj bi bil tako učinkovit kot ITER, čeprav manjši. Njegova gradnja bi se morala začeti že pred tremi leti, vendar je to stanje značilno za velike znanstvene projekte.

V začetku leta 2016 je kitajski tokamak EAST uspel doseči temperaturo 50 milijonov stopinj in jo vzdrževati 102 sekundi. Pred začetkom gradnje ogromnih reaktorjev in laserjev so bile vse novice o termonuklearni fuziji takšne. Morda bi kdo mislil, da gre le za tekmovanje med znanstveniki, kdo bo dlje vzdržal vse višjo temperaturo. Višja kot je temperatura plazme in dlje kot jo lahko vzdržujemo, bližje smo začetku fuzijske reakcije. Na svetu je na desetine takšnih naprav, gradijo jih še več () (), tako da bo rekord EAST kmalu podrl. V bistvu so ti majhni reaktorji le oprema za testiranje, preden jih pošljejo v ITER.

Lockheed Martin je leta 2015 napovedal preboj v fuzijski energiji, ki jim bo omogočil izgradnjo majhnega in mobilnega fuzijskega reaktorja v 10 letih. Glede na to, da tudi zelo velike in prav nič mobilne komercialne reaktorje pričakujemo šele leta 2040, je bila napoved korporacije sprejeta s skepso. Toda podjetje ima veliko virov, tako da kdo ve. Prototip se pričakuje leta 2020.

Priljubljeno zagonsko podjetje Helion Energy iz Silicijeve doline ima svoj edinstven načrt za doseganje termonuklearne fuzije. Podjetje je zbralo več kot 10 milijonov dolarjev in pričakuje, da bo do leta 2019 ustvarilo prototip.

Nizkoprofilno zagonsko podjetje Tri Alpha Energy je pred kratkim doseglo impresivne rezultate pri promociji svoje metode fuzije (teoretiki so razvili več kot 100 teoretičnih načinov za dosego fuzije, tokamak je preprosto najpreprostejši in najbolj priljubljen). Podjetje je zbralo tudi več kot 100 milijonov dolarjev sredstev vlagateljev.

Projekt reaktorja kanadskega startupa General Fusion je še bolj drugačen od ostalih, a razvijalci vanj verjamejo in so v 10 letih zbrali več kot 100 milijonov dolarjev za izgradnjo reaktorja do leta 2020.

Startup iz Združenega kraljestva First light ima najbolj dostopno spletno mesto, ustanovljeno leta 2014, in je objavilo načrte za uporabo najnovejših znanstvenih podatkov za doseganje jedrske fuzije po nižji ceni.

Znanstveniki z MIT-a so napisali članek, v katerem opisujejo kompaktni fuzijski reaktor. Zanašajo se na nove tehnologije, ki so se pojavile po začetku gradnje velikanskih tokamakov, in obljubljajo, da bodo projekt dokončali v 10 letih. Ali bodo dobili zeleno luč za začetek gradnje, še ni znano. Tudi če je odobren, je članek v reviji celo zgodnejša faza kot startup

Jedrska fuzija je morda najmanj primerna panoga za množično financiranje. A prav z njegovo pomočjo in tudi s financiranjem Nase bo podjetje Lawrenceville Plasma Physics izdelalo prototip svojega reaktorja. Od vseh tekočih projektov je ta še najbolj podoben prevari, a kdo ve, morda bo prinesel kaj koristnega v to veličastno delo.

ITER bo le prototip za izgradnjo popolne naprave DEMO – prvega komercialnega fuzijskega reaktorja. Njegova izstrelitev je zdaj predvidena za leto 2044 in to je še vedno optimistična napoved.

Obstajajo pa načrti za naslednjo fazo. Hibridni termonuklearni reaktor bo prejemal energijo iz atomskega razpada (kot običajna jedrska elektrarna) in fuzije. V tej konfiguraciji je lahko energija 10-krat večja, vendar je varnost manjša. Kitajska upa, da bo prototip izdelala do leta 2030, vendar strokovnjaki pravijo, da bi bilo to tako, kot če bi poskušali izdelati hibridne avtomobile pred izumom motorja z notranjim zgorevanjem.

Bottom line

Oznake: dodajte oznake

Fuzijski reaktor E.P. Velihov, S.V. Putvinsky

E.P. Velihov, S.V. Putvinsky.
Poročilo z dne 22. oktobra 1999, izvedeno v okviru Energetskega centra Svetovne federacije znanstvenikov

Opomba

Ta članek ponuja kratek pregled trenutnega stanja fuzijske raziskave in oriše možnosti fuzijske moči v energetskem sistemu 21. stoletja. Pregled je namenjen širokemu krogu bralcev, ki poznajo osnove fizike in tehnike.

Po sodobnih fizikalnih konceptih obstaja le nekaj temeljnih virov energije, ki jih človeštvo načeloma lahko obvladuje in uporablja. Reakcije jedrske fuzije so en tak vir energije in... Pri fuzijskih reakcijah energija nastaja zaradi dela jedrskih sil, ki se izvaja pri zlitju jeder lahkih elementov in nastajanju težjih jeder. Te reakcije so v naravi zelo razširjene – domneva se, da energija zvezd, vključno s Soncem, nastane kot posledica verige reakcij jedrske fuzije, ki pretvorijo štiri jedra atoma vodika v jedro helija. Lahko rečemo, da je Sonce velik naravni termonuklearni reaktor, ki oskrbuje Zemljin ekološki sistem z energijo.

Trenutno več kot 85 % energije, ki jo proizvede človek, pridobimo s sežiganjem organskih goriv – premoga, nafte in zemeljskega plina. Ta poceni vir energije, ki ga je človek obvladal pred približno 200 - 300 leti, je privedel do hitrega razvoja človeške družbe, njenega blagostanja in posledično do rasti prebivalstva Zemlje. Predvideva se, da se bo zaradi rasti prebivalstva in bolj enakomerne porabe energije po regijah proizvodnja energije do leta 2050 povečala za približno trikrat v primerjavi s trenutno ravnjo in dosegla 10 21 J na leto. Nedvomno bo treba v doglednem času dosedanji vir energije - organska goriva - nadomestiti z drugimi vrstami pridobivanja energije. To se bo zgodilo tako zaradi izčrpavanja naravnih virov kot zaradi onesnaževanja okolja, do katerega naj bi po mnenju strokovnjakov prišlo veliko prej, kot se začnejo razvijati poceni naravni viri (trenutni način pridobivanja energije izkorišča atmosfero kot smetišče, odmetavanje 17 milijonov ton dnevno ogljikovega dioksida in drugih plinov, ki spremljajo zgorevanje goriv). Prehod s fosilnih goriv na obsežno alternativno energijo pričakujemo sredi 21. stoletja. Predvideva se, da bo prihodnji energetski sistem uporabljal različne vire energije, vključno z obnovljivimi viri energije, širše kot sedanji energetski sistem, kot so sončna energija, vetrna energija, hidroelektrarna, rastoča in sežigajoča biomasa ter jedrska energija. Delež posameznega energenta v skupni proizvodnji energije bo odvisen od strukture porabe energije in ekonomske učinkovitosti vsakega od teh energentov.

V današnji industrijski družbi se več kot polovica energije porabi v načinu stalne porabe, neodvisno od časa dneva in letnega časa. Na to konstantno osnovno moč so nadgrajene dnevne in sezonske razlike. Tako mora biti energetski sistem sestavljen iz osnovne energije, ki oskrbuje družbo z energijo na stalni ali skoraj trajni ravni, in energetskih virov, ki se uporabljajo po potrebi. Pričakuje se, da se bodo obnovljivi viri energije, kot so sončna energija, zgorevanje biomase itd., uporabljali predvsem v variabilni komponenti porabe energije in. Glavni in edini kandidat za osnovno energijo je jedrska energija. Trenutno so za proizvodnjo energije obvladane le reakcije jedrske cepitve, ki se uporabljajo v sodobnih jedrskih elektrarnah. Nadzorovana termonuklearna fuzija je zaenkrat le potencialni kandidat za osnovno energijo.

Kakšne prednosti ima termonuklearna fuzija pred reakcijami jedrske cepitve, zaradi česar lahko upamo na obsežen razvoj termonuklearne energije? Glavna in temeljna razlika je odsotnost dolgoživih radioaktivnih odpadkov, ki so značilni za fisijske jedrske reaktorje. In čeprav med delovanjem termonuklearnega reaktorja prvo steno aktivirajo nevtroni, izbira ustreznih strukturnih materialov z nizko aktivacijo odpira temeljno možnost za ustvarjanje termonuklearnega reaktorja, v katerem se bo inducirana aktivnost prve stene zmanjšala na popolnoma varni ravni trideset let po zaustavitvi reaktorja. To pomeni, da bo moral izčrpan reaktor ostati v stanju mirovanja le 30 let, nato pa bo mogoče materiale reciklirati in uporabiti v novem sinteznem reaktorju. To stanje se bistveno razlikuje od fisijskih reaktorjev, ki proizvajajo radioaktivne odpadke, ki jih je treba predelati in skladiščiti več deset tisoč let. Poleg nizke radioaktivnosti ima termonuklearna energija ogromne, praktično neizčrpne zaloge goriva in drugih potrebnih materialov, ki zadostujejo za proizvodnjo energije več sto, če ne tisoč let.

Prav te prednosti so spodbudile glavne jedrske države, da so sredi 50. let začele obsežne raziskave nadzorovane termonuklearne fuzije. V tem času sta Sovjetska zveza in ZDA že izvedli prve uspešne preizkuse vodikovih bomb, ki so potrdile temeljno možnost uporabe energije in jedrske fuzije v kopenskih razmerah. Že na samem začetku je postalo jasno, da nadzorovana termonuklearna fuzija nima vojaške uporabe. Raziskava je bila preklicana leta 1956 in od takrat poteka v okviru širokega mednarodnega sodelovanja. Vodikova bomba je nastala v le nekaj letih in takrat se je zdelo, da je cilj blizu in da bodo prve velike eksperimentalne naprave, zgrajene v poznih 50. letih, proizvajale termonuklearno plazmo. Vendar je bilo potrebnih več kot 40 let raziskav, da so se ustvarili pogoji, pod katerimi je sproščanje termonuklearne moči primerljivo z močjo segrevanja reakcijske mešanice. Leta 1997 je največja termonuklearna naprava, evropski TOKAMAK (JET), prejela 16 MW termonuklearne energije in se približala temu pragu.

Kaj je bil razlog za to zamudo? Izkazalo se je, da so morali fiziki in inženirji za dosego cilja rešiti kopico problemov, o katerih na začetku svoje poti niso imeli pojma. V teh 40 letih je bila ustvarjena znanost o fiziki plazme, ki je omogočila razumevanje in opis kompleksnih fizikalnih procesov, ki se odvijajo v reakcijski mešanici. Inženirji so morali rešiti enako zapletene probleme, vključno z učenjem, kako ustvariti globok vakuum v velikih prostorninah, izbiro in preizkušanjem primernih gradbenih materialov, razvojem velikih superprevodnih magnetov, močnih laserjev in rentgenskih virov, razvojem impulznih energetskih sistemov, ki so sposobni ustvarjati močne žarke delcev, razvijati metode za visokofrekvenčno segrevanje zmesi in še mnogo več.

§4 je posvečen pregledu raziskav na področju magnetno nadzorovane fuzije, ki vključuje sisteme z magnetno omejitvijo in impulzne sisteme. Večina tega pregleda je posvečena najnaprednejšim sistemom za zadrževanje magnetne plazme, napravam tipa TOKAMAK.

Obseg tega pregleda nam omogoča, da razpravljamo le o najpomembnejših vidikih raziskav nadzorovane termonuklearne fuzije. Bralcu, ki ga zanima bolj poglobljena študija različnih vidikov tega problema, priporočamo, da si ogleda pregledno literaturo. Obstaja obsežna literatura, posvečena nadzorovani termonuklearni fuziji. Posebej je treba omeniti tako zdaj že klasične knjige utemeljiteljev nadzorovanih termonuklearnih raziskav kot tudi zelo novejše publikacije, kot na primer opisujejo trenutno stanje termonuklearnih raziskav.

Čeprav obstaja precej reakcij jedrske fuzije, ki vodijo do sproščanja energije, so za praktične namene uporabe jedrske energije zanimive le reakcije, navedene v tabeli 1. Tukaj in spodaj uporabljamo standardno oznako za vodikove izotope: p -. proton z atomsko maso 1, D - devteron, z atomsko maso 2 in T - tritij, izotop z maso 3. Vsa jedra, ki sodelujejo v teh reakcijah, razen tritija, so stabilna. Tritij je radioaktivni izotop vodika z razpolovno dobo 12,3 leta. Zaradi β-razpada se spremeni v He 3, ki oddaja nizkoenergijski elektron. Za razliko od reakcij jedrske cepitve, fuzijske reakcije ne proizvajajo dolgoživih radioaktivnih fragmentov težkih jeder, kar načeloma omogoča ustvarjanje "čistega" reaktorja, ki ni obremenjen s problemom dolgoročnega skladiščenja radioaktivnih odpadkov.

Tabela 1.
Jedrske reakcije, zanimive za nadzorovano fuzijo

Vse reakcije, prikazane v preglednici 1, razen zadnje, potekajo s sproščanjem energije in v obliki kinetične energije ter reakcijskih produktov q, ki je v oklepajih navedena v enotah milijonov elektronvoltov (MeV),
(1 eV = 1,6 ·10 –19 J = 11600 °K). Zadnji dve reakciji imata pri nadzorovani fuziji posebno vlogo – iz njiju bodo proizvedli tritij, ki ga v naravi ni.

Reakcije jedrske fuzije 1-5 imajo razmeroma visoko reakcijsko hitrost, ki je običajno označena s presekom reakcije σ. Reakcijski prerezi iz tabele 1 so prikazani na sliki 1 kot funkcija energije in trkov delcev v sistemu središča mase.

Zaradi prisotnosti Coulombovega odbijanja med jedri so preseki reakcij pri nizki energiji in delcih zanemarljivi, zato pri običajnih temperaturah mešanica vodikovih izotopov in drugih lahkih atomov praktično ne reagira. Da bi imela katera koli od teh reakcij opazen presek, morajo imeti trkajoči delci visoko kinetično energijo. Takrat bodo delci lahko premagali Coulombovo pregrado, se približali na razdaljo reda jedrske in reagirali. Na primer, največji presek za reakcijo devterija s tritijem je dosežen pri energiji delcev okoli 80 KeV, in da bi imela mešanica DT visoko hitrost reakcije, mora biti njena temperatura na lestvici sto milijonov stopinj, T = 10 8 ° K.

Najenostavnejši način za ustvarjanje energije in jedrsko fuzijo, ki takoj pride na misel, je uporaba ionskega pospeševalnika in bombardiranje, recimo, tritijevih ionov, pospešenih na energijo 100 KeV, na trdno ali plinasto tarčo, ki vsebuje ione devterija. Vendar pa se vbrizgani ioni ob trčenju s hladnimi elektroni tarče prehitro upočasnijo in nimajo časa proizvesti dovolj energije, da bi pokrili stroške energije za njihov pospešek, kljub veliki razliki v začetni (približno 100 KeV) in energija, ki nastane pri reakciji (približno 10 MeV). Z drugimi besedami, s to "metodo" proizvodnje energije in koeficientom reprodukcije energije ter,
Q fus = P sinteza / P stroški bodo manjši od 1.

Da bi povečali Q fus, lahko ciljne elektrone segrejemo. Nato se bodo hitri ioni počasneje upočasnjevali in Q fus se bo povečal. Vendar pa je pozitiven izkoristek dosežen le pri zelo visoki ciljni temperaturi - reda velikosti nekaj KeV. Pri tej temperaturi vbrizgavanje hitrih ionov ni več pomembno, v mešanici je dovolj energijskih termičnih ionov, ki sami vstopajo v reakcije. Z drugimi besedami, v mešanici pride do termonuklearnih reakcij ali termonuklearne fuzije.

Hitrost termonuklearnih reakcij je mogoče izračunati z integracijo preseka reakcije, prikazanega na sliki 1, prek ravnotežne Maxwellove funkcije porazdelitve delcev. Posledično je mogoče dobiti hitrost reakcije K(T), ki določa število reakcij, ki se zgodijo na enoto volumna, n 1 n 2 K(T), in posledično volumetrično gostoto sproščanja energije v reakcijski mešanici,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

V zadnji formuli n 1 n 2- volumetrične koncentracije reagirajočih komponent, T- temperatura reagirajočih delcev in q- energijski izkoristek reakcije, podan v tabeli 1.

Pri visoki temperaturi, ki je značilna za reakcijsko zmes, je zmes v stanju plazme, tj. sestoji iz prostih elektronov in pozitivno nabitih ionov, ki medsebojno delujejo prek skupnih elektromagnetnih polj. Elektromagnetna polja, ki so v skladu z gibanjem plazemskih delcev, določajo dinamiko plazme in predvsem ohranjajo njeno kvazinevtralnost. Z zelo visoko natančnostjo sta gostoti naboja ionov in elektronov v plazmi enaki, n e = Zn z, kjer je Z naboj iona (za vodikove izotope Z = 1). Ionska in elektronska komponenta si izmenjujeta energijo zaradi Coulombovih trkov in pri parametrih plazme, značilnih za termonuklearne aplikacije, sta njuni temperaturi približno enaki.

Visoko temperaturo mešanice morate plačati z dodatnimi stroški energije. Najprej moramo upoštevati zavorno sevanje, ki ga oddajajo elektroni ob trku z ioni:

Moč zavornega sevanja, kot tudi moč termonuklearnih reakcij v zmesi, je sorazmerna s kvadratom gostote plazme, zato je razmerje P fus /P b odvisno le od temperature plazme. Zavorno sevanje je v nasprotju z močjo termonuklearnih reakcij šibko odvisno od temperature plazme, kar vodi do prisotnosti spodnje meje temperature plazme, pri kateri je moč termonuklearnih reakcij enaka moči izgub zavornega sevanja, P fus / P b = 1. Pri temperaturah pod mejno vrednostjo izgube moči zavornega sevanja presegajo termonuklearno sproščanje energije in zato v hladni zmesi pozitivna sprostitev energije ni mogoča. Mešanica devterija in tritija ima najnižjo mejno temperaturo, vendar mora tudi v tem primeru temperatura mešanice preseči 3 KeV (3,5 10 7 °K). Mejne temperature za reakciji DD in DHe 3 so približno za red velikosti višje kot za reakcijo DT. Za reakcijo protona z borom zavorno sevanje pri kateri koli temperaturi presega izkoristek reakcije, zato so za uporabo te reakcije potrebne posebne pasti, v katerih je temperatura elektronov nižja od temperature ionov ali pa je gostota plazme toliko visoka, da sevanje absorbira delovna mešanica.

Poleg visoke temperature zmesi mora za potek pozitivnih reakcij vroča zmes obstajati dovolj dolgo, da pride do reakcij. V vsakem termonuklearnem sistemu s končnimi dimenzijami obstajajo poleg zavornega sevanja še dodatni kanali izgube energije iz plazme (na primer zaradi toplotne prevodnosti, linijskega sevanja nečistoč itd.), katerih moč ne sme presegati termonuklearne energije. sprostitev. V splošnem primeru lahko dodatne izgube energije označimo z življenjsko dobo energije plazme t E, definirano tako, da razmerje 3nT / t E daje izgubo moči na enoto prostornine plazme. Očitno je za pozitiven izkoristek potrebno, da termonuklearna moč presega moč dodatnih izgub, P fus > 3nT / t E , kar daje pogoj za minimalni produkt gostote in življenjske dobe plazme, nt E . Na primer, za reakcijo DT je ​​potrebno, da

nt E > 5 10 19 s/m 3 (3)

Ta pogoj se običajno imenuje Lawsonov kriterij (strogo gledano je bil Lawsonov kriterij v originalnem delu izpeljan za specifično vezje termonuklearnega reaktorja in za razliko od (3) vključuje učinkovitost pretvorbe toplotne energije v električno energijo). V obliki, kot je zapisano zgoraj, je kriterij praktično neodvisen od termonuklearnega sistema in je posplošen nujen pogoj za pozitiven rezultat. Lawsonov kriterij za druge reakcije je za en ali dva reda velikosti višji kot za reakcijo DT, višja pa je tudi mejna temperatura. Bližina naprave za doseganje pozitivnega izhoda je običajno prikazana na ravnini T - nt E, ki je prikazana na sliki 2.

nt E

Slika 2. Območje s pozitivnim izkoristkom jedrske reakcije na ravnini T-nt E.
Prikazani so dosežki različnih eksperimentalnih naprav za omejevanje termonuklearne plazme.

Vidimo lahko, da so reakcije DT lažje izvedljive - zahtevajo bistveno nižjo temperaturo plazme kot reakcije DD in postavljajo manj stroge pogoje za njeno zadrževanje. Sodobni termonuklearni program je namenjen izvajanju DT-kontrolirane fuzije.

Tako so nadzorovane termonuklearne reakcije načeloma možne, glavna naloga termonuklearnih raziskav pa je razvoj praktične naprave, ki bi lahko ekonomsko konkurirala drugim virom energije in.

Vse naprave, izumljene v zadnjih 50 letih, lahko razdelimo v dva velika razreda: 1) stacionarni ali kvazistacionarni sistemi, ki temeljijo na magnetnem zadrževanju vroče plazme; 2) impulzni sistemi. V prvem primeru je gostota plazme nizka in je Lawsonov kriterij dosežen zaradi dobrega zadrževanja energije v sistemu, tj. dolga življenjska doba energijske plazme. Zato imajo sistemi z magnetno konfinacijo značilno velikost plazme reda nekaj metrov in relativno nizko gostoto plazme, n ~ 10 20 m -3 (to je približno 10 5-krat manjše od atomske gostote pri normalnem tlaku in sobni temperaturi) .

V impulznih sistemih se Lawsonov kriterij doseže s stiskanjem fuzijskih tarč z laserskim ali rentgenskim sevanjem in ustvarjanjem mešanice z zelo visoko gostoto. Življenjska doba v impulznih sistemih je kratka in je določena s prostim širjenjem tarče. Glavni fizični izziv v tej smeri nadzorovane fuzije je zmanjšati skupno energijo in eksplozijo na raven, ki bo omogočila izdelavo praktičnega fuzijskega reaktorja.

Obe vrsti sistemov sta se že približali ustvarjanju eksperimentalnih strojev s pozitivnim izhodom energije in Q fus > 1, v katerih bodo testirani glavni elementi bodočih termonuklearnih reaktorjev. Preden pa preidemo na razpravo o fuzijskih napravah, bomo razmislili o gorivnem ciklu prihodnjega fuzijskega reaktorja, ki je v veliki meri neodvisen od posebne zasnove sistema.

1) TOKAMAK T-15 je do sedaj deloval le v načinu z ohmskim segrevanjem plazme, zato so parametri plazme, dobljeni s to napravo, precej nizki. V prihodnosti je predvidena uvedba 10 MW nevtralnega vbrizgavanja in 10 MW elektronskega ciklotronskega ogrevanja.

2) Dani Q fus je bil preračunan iz parametrov plazme DD, pridobljenih v nastavitvi, v plazmo DT.

In čeprav eksperimentalni program na teh TOKAMAK-ih še ni zaključen, je ta generacija strojev praktično opravila naloge, ki so ji bile dodeljene. TOKAMAKA JET in TFTR sta prvič prejela visoko termonuklearno moč reakcij DT v plazmi, 11 MW v TFTR in 16 MW v JET. Slika 6 prikazuje časovne odvisnosti termonuklearne moči v poskusih DT.

Slika 6. Odvisnost termonuklearne moči od časa pri rekordnih razelektritvah devterija in tritija v tokamakih JET in TFTR.

Ta generacija TOKAMAK-ov je dosegla mejno vrednost Q fus = 1 in prejela nt E le nekajkrat nižje od tistega, ki je potreben za reaktor TOKAMAK v polnem obsegu. TOKAMAKI so se naučili vzdrževati stacionarni tok plazme z uporabo RF polj in nevtralnih žarkov. Raziskana je bila fizika segrevanja plazme s hitrimi delci, vključno s termonuklearnimi delci alfa, preučeno je bilo delovanje divertorja in razviti načini njegovega delovanja z nizkimi toplotnimi obremenitvami. Rezultati teh študij so omogočili ustvarjanje fizičnih temeljev, potrebnih za naslednji korak - prvi reaktor TOKAMAK, ki bo deloval v načinu zgorevanja.

Katere fizikalne omejitve glede parametrov plazme obstajajo v TOKAMAK-ih?

Najvišji plazemski tlak v TOKAMAK-u ali največja vrednost β je določena s stabilnostjo plazme in je približno opisana s Troyonovo relacijo,

kje β izraženo v %, Ip– tok, ki teče v plazmi in β N je brezdimenzijska konstanta, imenovana Troyonov koeficient. Parametri v (5) imajo dimenzije MA, T, m Največje vrednosti Troyonovega koeficienta β N= 3÷5, dosežena v eksperimentih, se dobro ujemajo s teoretičnimi napovedmi na podlagi izračunov stabilnosti plazme. Slika 7 prikazuje mejne vrednosti β , pridobljen v različnih TOKAMAKIH.

Slika 7. Primerjava mejnih vrednosti β dosežen v poskusih Troyonovega skaliranja.

Če je mejna vrednost presežena β , se v plazmi TOKAMAK razvijejo spiralne motnje velikega obsega, plazma se hitro ohladi in umre na steni. Ta pojav imenujemo zastoj plazme.

Kot je razvidno iz slike 7, so za TOKAMAK značilne precej nizke vrednosti β na ravni več odstotkov. Obstaja temeljna možnost povečanja vrednosti β z zmanjšanjem razmerja stranic plazme na izjemno nizke vrednosti R/ a= 1,3÷1,5. Teorija napoveduje, da v takih strojih β lahko doseže nekaj deset odstotkov. Prvi TOKAMAK z ultra nizkim razmerjem stranic, START, zgrajen pred nekaj leti v Angliji, je že dobil vrednosti β = 30 %. Po drugi strani pa so ti sistemi tehnično zahtevnejši in zahtevajo posebne tehnične rešitve za toroidno tuljavo, divertor in nevtronsko zaščito. Trenutno se gradi več večjih eksperimentalnih TOKAMAK-ov kot START z nizkim razmerjem stranic in plazemskim tokom nad 1 MA. Pričakuje se, da bodo v naslednjih 5 letih poskusi zagotovili dovolj podatkov za razumevanje, ali bo doseženo pričakovano izboljšanje parametrov plazme in ali bo lahko nadomestilo tehnične težave, pričakovane v tej smeri.

Dolgoročne študije omejevanja plazme v TOKAMAK-ih so pokazale, da procese prenosa energije in delcev preko magnetnega polja določajo kompleksni turbulentni procesi v plazmi. In čeprav so bile plazemske nestabilnosti, odgovorne za nenormalne izgube plazme, že ugotovljene, teoretično razumevanje nelinearnih procesov še ni dovolj za opis življenjske dobe plazme na podlagi prvih principov. Zato se za ekstrapolacijo življenjskih dob plazme, pridobljenih v sodobnih napravah, na merilo reaktorja TOKAMAK trenutno uporabljajo empirični zakoni – skaliranja. Eno od teh skaliranja (ITER-97(y)), pridobljeno s statistično obdelavo eksperimentalne baze podatkov iz različnih TOKAMAK-ov, napoveduje, da se življenjska doba povečuje z velikostjo plazme, R, plazemskim tokom I p in raztezkom plazemskega preseka k = b/ A= 4 in pada z naraščajočo grelno močjo plazme, P:

t E ~ R 2 k 0,9 I р 0,9 / P 0,66

Odvisnost življenjske dobe energije od drugih parametrov plazme je precej šibka. Slika 8 prikazuje, da je življenjska doba, izmerjena v skoraj vseh eksperimentalnih TOKAMAK-ih, dobro opisana s tem skaliranjem.

Slika 8. Odvisnost eksperimentalno opazovane življenjske dobe energije od tiste, ki jo napoveduje skaliranje ITER-97(y).
Povprečno statistično odstopanje eksperimentalnih točk od skaliranja je 15 %.
Različne oznake ustrezajo različnim TOKAMAK-om in predvidenemu reaktorju TOKAMAK ITER.

To skaliranje predvideva, da bi moral imeti TOKAMAK, v katerem bo prišlo do samovzdrževalnega termonuklearnega zgorevanja, velik polmer 7-8 m in plazemski tok 20 MA. V takem TOKAMAKU bo življenjska doba energije presegla 5 sekund, moč termonuklearnih reakcij pa bo na ravni 1-1,5 GW.

Leta 1998 je bilo dokončano inženirsko načrtovanje reaktorja TOKAMAK ITER. Delo so skupaj izvedle štiri strani: Evropa, Rusija, ZDA in Japonska z namenom ustvariti prvi eksperimentalni reaktor TOKAMAK, zasnovan za doseganje termonuklearnega zgorevanja mešanice devterija in tritija. Glavni fizikalni in inženirski parametri naprave so podani v tabeli 3, njen prečni prerez pa je prikazan na sliki 9.

Slika 9. Splošni pogled na projektirani reaktor TOKAMAK ITER.

ITER bo že imel vse glavne lastnosti reaktorja TOKAMAK. Imel bo popolnoma superprevodni magnetni sistem, hlajeno odejo in zaščito pred nevtronskim sevanjem ter sistem za daljinsko vzdrževanje inštalacije. Predvideva se, da bodo na prvi steni pridobljeni nevtronski tokovi z gostoto moči 1 MW/m 2 in skupnim fluencem 0,3 MW × leto/m 2, kar bo omogočilo jedrske tehnološke preizkuse materialov in optičnih modulov, sposobnih reprodukcije tritij.

Tabela 3.
Osnovni parametri prvega eksperimentalnega termonuklearnega reaktorja TOKAMAK, ITER.

ITER naj bi bil zgrajen v letih 2010-2011, ki se bo na tem eksperimentalnem reaktorju nadaljeval približno dvajset let, zagotovil bo plazemsko-fizikalne in jedrsko-tehnološke podatke, potrebne za izgradnjo prvega demonstracijskega reaktorja v letih 2030-2035. - TOKAMAK, ki že bo proizvajal elektriko. Glavna naloga ITER bo prikazati praktičnost reaktorja TOKAMAK za proizvodnjo električne energije in.

Poleg TOKAMAKA, ki je trenutno najnaprednejši sistem za izvajanje nadzorovane termonuklearne fuzije, obstajajo tudi druge magnetne pasti, ki uspešno konkurirajo TOKAMAKU.

Poleg TOKAMAK-ov in STELLARATOR-jev se poskusi, čeprav v manjšem obsegu, nadaljujejo na nekaterih drugih sistemih z zaprto magnetno konfiguracijo. Med njimi je treba omeniti polje obrnjene pinče, SPHEROMAK-e in kompaktne torije. Ščipci z obrnjenim poljem imajo razmeroma nizko toroidno magnetno polje. V SPHEROMAK-u ali kompaktnih torusih sploh ni toroidnega magnetnega sistema. V skladu s tem vsi ti sistemi obljubljajo možnost ustvarjanja plazme z visoko vrednostjo parametrov β in je zato lahko v prihodnosti privlačen za ustvarjanje kompaktnih fuzijskih reaktorjev ali reaktorjev, ki uporabljajo alternativne reakcije, kot sta DHe 3 ali rB, pri katerih je za zmanjšanje magnetnega zavornega sevanja potrebno nizko polje. Trenutni parametri plazme, doseženi v teh pasteh, so še vedno znatno nižji od tistih, pridobljenih v TOKAMAKSIH in STELLARATORS.

Študija interakcije laserskega sevanja s snovjo je pokazala, da se lasersko sevanje dobro absorbira v izhlapevajoči snovi tarčne lupine do zahtevanih gostot moči 2÷4 · 10 14 W/cm 2 . Absorpcijski koeficient lahko doseže 40÷80% in narašča z zmanjševanjem valovne dolžine sevanja. Kot je navedeno zgoraj, je mogoče doseči velik termonuklearni izkoristek, če ostane večina goriva med stiskanjem hladna. Za to je potrebno, da je stiskanje adiabatno, tj. Izogibati se je treba predgretju tarče, do katerega lahko pride zaradi generiranja energijskih elektronov, udarnih valov ali trdih rentgenskih žarkov z laserskim sevanjem. Številne študije so pokazale, da je te neželene učinke mogoče zmanjšati s profiliranjem sevalnega impulza, optimizacijo tablet in zmanjšanjem valovne dolžine sevanja. Slika 16, izposojena iz dela, prikazuje meje regije na ravnini gostota moči - valovna dolžina laserji, primerni za stiskanje ciljev.

Slika 16. Območje na ravnini parametrov, v katerem lahko laserji stisnejo termonuklearne tarče (osenčeno).

Prva laserska naprava (NIF) z laserskimi parametri, ki zadostujejo za vžig tarč, bo zgrajena leta 2002 v ZDA. Namestitev bo omogočila preučevanje fizike stiskanja tarč, ki bodo imele termonuklearni izhod na ravni 1-20. MJ in bo v skladu s tem omogočila pridobivanje visokih vrednosti Q>1.

Čeprav laserji omogočajo laboratorijske raziskave stiskanja in vžiga tarč, je njihova pomanjkljivost nizek izkoristek, ki v najboljšem primeru zaenkrat dosega 1-2 %. Pri tako nizkih izkoristkih mora termonuklearni izkoristek tarče preseči 10 3, kar je zelo težka naloga. Poleg tega imajo stekleni laserji nizko ponovljivost impulzov. Da bi lahko laserji služili kot gonilnik reaktorja za fuzijsko elektrarno, je treba njihove stroške zmanjšati za približno dva reda velikosti. Zato so se raziskovalci vzporedno z razvojem laserske tehnologije usmerili v razvoj učinkovitejših gonilnikov – ionskih žarkov.

Ionski žarki

Trenutno se obravnavata dve vrsti ionskih žarkov: žarki lahkih ionov tipa Li z energijo več deset MeV in žarki težkih ionov tipa Pb z energijo do 10 GeV. Če govorimo o reaktorskih aplikacijah, potem je treba v obeh primerih do tarče s polmerom nekaj milimetrov v času približno 10 ns dovajati energijo več MJ. Žarek je treba ne samo fokusirati, ampak ga tudi znati voditi v reaktorski komori na razdalji približno nekaj metrov od izhoda pospeševalnika do tarče, kar za žarke delcev sploh ni lahka naloga.

Žarke lahkih ionov z energijami več deset MeV je mogoče ustvariti z relativno visoko učinkovitostjo. z uporabo impulzne napetosti, ki se uporablja za diodo. Sodobna impulzna tehnologija omogoča pridobivanje moči, ki je potrebna za stiskanje tarč, zato so svetlobni ionski žarki najcenejši kandidat za pogon. Poskusi z lahkimi ioni se že vrsto let izvajajo v objektu PBFA-11 v nacionalnem laboratoriju Sandywood v ZDA. Nastavitev omogoča ustvarjanje kratkih (15 ns) impulzov 30 MeV Li ionov z vrhom toka 3,5 MA in skupno energijo približno 1 MJ. Ohišje iz velikega Z materiala s tarčo v notranjosti je bilo postavljeno v sredino sferično simetrične diode, kar je omogočilo proizvodnjo velikega števila radialno usmerjenih ionskih žarkov. Ionska energija je bila absorbirana v ohišju hohlrauma in poroznem polnilu med tarčo in ohišjem ter pretvorjena v mehke rentgenske žarke, ki so stisnili tarčo.

Pričakovala se je gostota moči več kot 5 × 10 13 W/cm 2, ki je potrebna za stiskanje in vžig tarč. Vendar pa so bile dosežene gostote moči približno za red velikosti nižje od pričakovanih. Reaktor, ki uporablja lahke ione kot gonilnik, zahteva ogromne tokove hitrih delcev z visoko gostoto delcev v bližini tarče. Usmerjanje takšnih žarkov na milimetrske tarče je izjemno zapletena naloga. Poleg tega bodo lahki ioni opazno inhibirani v preostalem plinu v zgorevalni komori.

Prehod na težke ione in visoke energije delcev omogoča bistveno omilitev teh težav in predvsem zmanjšanje tokovnih gostot delcev ter s tem omilitev problema ostrenja delcev. Vendar pa so za pridobitev zahtevanih delcev 10 GeV potrebni ogromni pospeševalniki s hranilniki delcev in druga kompleksna oprema za pospeševanje. Predpostavimo, da je skupna energija žarka 3 MJ, čas impulza 10 ns, območje, na katerega naj žarek usmerimo, pa je krog s polmerom 3 mm. Primerjalni parametri hipotetičnih gonilnikov za ciljno stiskanje so podani v tabeli 6.

Tabela 6.
Primerjalne značilnosti gonilnikov na lahke in težke ione.

*) – v ciljnem območju

Žarki težkih ionov in tudi lahkih ionov zahtevajo uporabo hohlrauma, v katerem se energija ionov pretvori v rentgensko sevanje, ki enakomerno obseva samo tarčo. Zasnova hohlrauma za žarek težkih ionov se le malo razlikuje od hohlrauma za lasersko sevanje. Razlika je v tem, da žarki ne potrebujejo lukenj, skozi katere laserski žarki prodrejo v hohlraum. Zato se pri žarkih uporabljajo posebni absorberji delcev, ki svojo energijo pretvorijo v rentgensko sevanje. Ena od možnih možnosti je prikazana na sliki 14b. Izkazalo se je, da se učinkovitost pretvorbe zmanjšuje s povečanjem energije in ionov ter povečanjem velikosti območja, na katerega je žarek fokusiran. Zato je povečanje energije in delcev nad 10 GeV nepraktično.

Trenutno je tako v Evropi kot v ZDA odločeno, da se glavna prizadevanja usmerijo v razvoj gonilnikov na osnovi težkih ionskih žarkov. Pričakuje se, da bodo ti gonilniki razviti do leta 2010–2020 in bodo, če bodo uspešni, nadomestili laserje v napravah NIF naslednje generacije. Zaenkrat pospeševalci, potrebni za inercialno fuzijo, ne obstajajo. Glavna težava pri njihovem ustvarjanju je povezana s potrebo po povečanju gostote toka delcev do ravni, pri kateri prostorska gostota naboja ionov že bistveno vpliva na dinamiko in fokusiranje delcev. Da bi zmanjšali učinek prostorskega naboja, se predlaga ustvarjanje velikega števila vzporednih žarkov, ki bodo povezani v reaktorski komori in usmerjeni proti cilju. Tipična velikost linearnega pospeševalnika je nekaj kilometrov.

Kako naj vodi ionske žarke na razdalji nekaj metrov v reaktorski komori in jih fokusira na nekaj milimetrov veliko območje? Ena od možnih shem je samofokusiranje žarkov, ki se lahko zgodi v nizkotlačnem plinu. Žarek bo povzročil ionizacijo plina in kompenzacijski nasprotni električni tok, ki teče skozi plazmo. Azimutno magnetno polje, ki ga ustvari nastali tok (razlika med tokom žarka in obratnim tokom plazme), bo povzročilo radialno stiskanje žarka in njegovo fokusiranje. Numerične simulacije kažejo, da je načeloma takšna shema možna, če se tlak plina vzdržuje v želenem območju 1-100 Torr.

In čeprav težki ionski žarki ponujajo možnost ustvarjanja učinkovitega pogona za fuzijski reaktor, se soočajo z ogromnimi tehničnimi težavami, ki jih je še vedno treba premagati, preden je cilj dosežen. Za termonuklearne aplikacije je potreben pospeševalnik, ki bo ustvaril žarek ionov 10 GeV z vršnim tokom več deset vesoljskih plovil in povprečno močjo približno 15 MW. Prostornina magnetnega sistema takšnega pospeševalnika je primerljiva z prostornino magnetnega sistema reaktorja TOKAMAK, zato lahko pričakujemo, da bodo njihovi stroški enakega reda.

Komora pulznega reaktorja

Za razliko od magnetnega fuzijskega reaktorja, kjer sta potrebna visok vakuum in čistost plazme, takšne zahteve niso naložene komori impulznega reaktorja. Glavne tehnološke težave pri ustvarjanju impulznih reaktorjev so na področju pogonske tehnologije, ustvarjanja natančnih tarč in sistemov, ki omogočajo dovajanje in nadzor položaja tarče v komori. Sama komora pulznega reaktorja ima razmeroma preprosto zasnovo. Večina projektov vključuje uporabo tekoče stene, ki jo ustvari odprta hladilna tekočina. Na primer, zasnova reaktorja HYLIFE-11 uporablja staljeno sol Li 2 BeF 4, tekočo zaveso, iz katere obdaja območje, kamor prispejo tarče. Tekoča stena bo absorbirala nevtronsko sevanje in sprala ostanke tarč. Prav tako ublaži pritisk mikroeksplozij in ga enakomerno prenese na glavno steno komore. Značilen zunanji premer komore je približno 8 m, njena višina je približno 20 m.

Skupni pretok hladilne tekočine je ocenjen na približno 50 m 3 /s, kar je povsem dosegljivo. Predvideva se, da bo poleg glavnega, stacionarnega toka v komori izdelan impulzni tekočinski zaklop, ki se bo odprl sinhronizirano z dovodom tarče s frekvenco približno 5 Hz za prenos žarka težkih ionov.

Zahtevana natančnost podajanja cilja je delček milimetrov. Očitno je, da je pasivna dostava tarče na razdalji nekaj metrov s tako natančnostjo v komori, v kateri se bodo pojavili turbulentni plinski tokovi, ki jih povzročajo eksplozije prejšnjih tarč, praktično nemogoča naloga. Zato bo reaktor potreboval nadzorni sistem, ki bo omogočal sledenje položaju tarče in dinamično fokusiranje žarka. Načeloma je takšna naloga izvedljiva, vendar lahko močno zaplete vodenje reaktorja.

Vodstvo Lockheed Martin je objavilo, da je februarja 2018 prejelo patent za kompaktni fuzijski reaktor. Strokovnjaki to imenujejo nemogoče, čeprav je po poročanju The War Zone "možno, da bo ameriška korporacija v bližnji prihodnosti podala uradno izjavo."

Poročevalec FlightGlobal Stephen Trimble je tvitnil, da »nov patent inženirja Skunk Works prikazuje zasnovo kompaktnega fuzijskega reaktorja z načrtom za F-16 kot potencialno uporabo. Prototip reaktorja testirajo v Palmdaleu.«

Glede na publikacijo, "Dejstvo, da je Skunk Works ostal vključen v patentni postopek v zadnjih štirih letih, prav tako kaže, da so dejansko napredovali s programom, vsaj do neke mere." Avtorji gradiva ugotavljajo, da so razvijalci projekta pred štirimi leti objavili osnovne informacije o osnovni zasnovi reaktorja, načrtu projekta in splošnih ciljih programa, kar kaže na resno delo.

Spomnimo se, da je Lockheed Martin 4. aprila 2013 vložil začasno patentno prijavo za "Encapsulating magnetic fields for plasma confinament". Hkrati je uradna prijava pri ameriškem uradu za patente in blagovne znamke prispela 2. aprila 2014.

Lockheed Martin je dejal, da je bil patent prejet 15. februarja 2018. Nekoč je vodja projekta Compact Fusion Thomas McGuire dejal, da bo leta 2014 izdelan pilotni obrat, leta 2019 prototip in leta 2024 delujoči prototip.

Družba na svoji spletni strani poroča, da se lahko termonuklearni reaktor, na katerem delajo njeni strokovnjaki, uporabi za oskrbo z energijo letalonosilke, bojnega letala ali majhnega mesta.

Oktobra 2014 je korporacija dejala, da preliminarni rezultati raziskav kažejo na možnost ustvarjanja lahkih jedrskih fuzijskih reaktorjev z močjo približno 100 megavatov in dimenzijami, primerljivimi s tovornjakom (kar je približno desetkrat manjše od obstoječih modelov). V bistvu govorimo o aplikaciji za odkritje stoletja - pred sevanjem varen reaktor, ki je sposoben zagotoviti energijo karkoli.

Ruski znanstveniki, ki se ukvarjajo z raziskavami na področju nadzorovane termonuklearne fuzije, pa so sporočilo Lockheed Martin označili za neznanstveno izjavo, katere namen je pritegniti pozornost širše javnosti. Se je pa na Twitterju pojavila fotografija kompaktnega termonuklearnega reaktorja, ki naj bi ga ustvarila ameriška korporacija Lockheed Martin.

»To se ne more zgoditi. Dejstvo je, da je s fizikalnega vidika zelo dobro znano, kaj pomeni termonuklearni reaktor. Če se sliši "helij 3? - Takoj morate razumeti, da je to prevara. To je značilnost takšnih kvaziodkritij - kjer je ena vrstica "kako to narediti, kako to izvesti" in deset strani o tem, kako bo potem dobro. To je zelo značilen znak - tukaj smo izumili hladno termonuklearno fuzijo, potem pa ne povedo, kako to izvesti, potem pa šele čez deset strani, kako bo super,« je poimenoval namestnik direktorja Laboratorija za jedrske reakcije po A. Flerov JINR v Dubni Andrej Papeko.

»Glavno vprašanje je, kako vzbuditi termonuklearno reakcijo, s čim jo segreti, v čem jo zadržati - to je tudi na splošno vprašanje, ki zdaj ni rešeno. In tudi, recimo, laserske termonuklearne instalacije, normalna termonuklearna reakcija se tam ne vžge. In, žal, rešitve v doglednem času ni na vidiku,« je pojasnil jedrski fizik.

»Rusija izvaja precej raziskav, to je razumljivo, objavljeno je bilo v celotnem odprtem tisku, to je, da je treba preučiti pogoje za segrevanje materialov za termonuklearno reakcijo. Na splošno je to mešanica z devterijem - ni znanstvene fantastike, ta fizika je vsem dobro znana. Kako ga segreti, kako ga zadržati, kako odvzeti energijo, če vžgete zelo vročo plazmo, bo pojedla stene reaktorja, jih bo stopila. V velikih napravah je mogoče uporabiti magnetna polja, da ga zadržijo in usmerijo v sredino komore, tako da ne stopi sten reaktorja. Toda v majhnih napravah preprosto ne bo delovalo, stopilo se bo in zažgalo. Se pravi, to so po mojem mnenju zelo preuranjene izjave,” je zaključil.