Реактор МГР-Т – источник энергии для производства водорода. Реактор водородный


Реактор МГР-Т – источник энергии для производства водорода

Единственной ядерной технологией, способной сегодня наиболее полно решить задачу вытеснения органического топлива из промышленного теплоснабжения и транспортной сферы, являются высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР), которые обеспечивают выработку тепла с температурой до 950°С. Одна из самых перспективных областей применения ВТГР – производство водорода из воды.

Перед традиционной электроэнергетикой остро стоят вопросы повышения стоимости углеводородов, ресурсных и экологических ограничений. В ответ на эти вызовы в России принята и реализуется федеральная программа интенсивного развития атомного энергопромышленного комплекса.

Однако атомная энергетика имеет значительный потенциал и в других сферах. Ядерные технологии, в частности, могут эффективно применяться при производстве водорода.В настоящее время растет внимание к водородной энергетике, прежде всего потому, что водород является наиболее перспективным энергоносителем – универсальным, высоко энергоемким и экологически чистым. Этот элемент сегодня рассматривается и как самый перспективный вид моторного топлива, в первую очередь для автотранспорта.

Наиболее освоенным и экономически оправданным способом производства водорода является технология паровой конверсии метана (ПКМ). Однако сырьевые и экологические ограничения этого метода стимулируют разработку промышленных процессов с использованием только воды в качестве исходного сырья для производства водорода. Среди них практический интерес представляет высокотемпературный электролиз пара (ВЭП) с использованием высокотемпературных электрохимических устройств (ВТЭХУ) с твердым электролитом, использующих тепло и электричество от высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов для расщепления воды на водород и кислород.

Для промышленного производства водорода в ОКБМ разрабатывается модульный высокотемпературный газоохлаждаемый реактор МГР-Т.

МГР-Т предназначен для безопасной и экономически эффективной комбинированной выработки высокопотенциального тепла и генерации электроэнергии в прямом газотурбинном цикле для нужд водородного производства. Основные участники разработки проекта – ОКБМ, РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИНМ, НПО «Луч», ВНИПИЭТ, НИИАР, СНТК им. Н.Д. Кузнецова.

Технической основой проекта МГР-Т является предшествующий опыт СССР по ВТГР и международная программа создания модульного гелиевого реактора ГТ-МГР, который разрабатывается совместно американскими компаниями и лабораториями (General Atomics, Национальная лаборатория в Окридже) при паритетном финансировании Росатомом и ДОЕ (США).

Основные компоненты реакторной установки МГР-Т представлены на рисунке. Это высокотемпературный модульный гелиевый реактор (МГР), система транспортирования тепла с высокотемпературными теплообменниками для водородного производства (ВТО), система преобразования энергии с прямым газотурбинным циклом (СПЭ).

Собственно производство водорода из воды осуществляется во ВТЭХУ, к которому подводится тепло от ВТО при температуре 800-850°С и электроэнергия от СПЭ. Разработки ВТЭХУ ведутся в РНЦ «Курчатовский Институт».

МГР-Т может производить до 140 тыс. м3 водорода в час. Для удовлетворения нынешних российских потребностей в водороде необходимо не менее 50 блоков МГР-Т.

Побочным продуктом производства водорода является чистый кислород, который может эффективно использоваться в различных отраслях промышленности, в первую очередь в металлургии.

***В США, Японии, Франции, Китае, Южной Корее, Европейском Союзе действуют государственные программы по так называемой атомно-водородной энергетике. В СССР это направление активно развивалось на государственном уровне в 70-80-е годы, работы велись во главе с ИАЭ им. И.В. Курчатова (в настоящее время – РНЦ «Курчатовский институт). Однако сегодня в России нет полномасштабной государственной программы по водородной энергетике. Тем не менее, имеется серьезная интеллектуальная и технологическая основа для системного продвижения этого направления, включая производство водорода, его хранение, распределение и использование. Реализовав этот потенциал, Россия сможет занять достойное место в международной кооперации по развитию водородной энергетики. 

ОАО «ОКБМ Африкантов» 603074, г. Нижний Новгород, Бурнаковский пр-д 15, тел.: 8 (831) 241-73-72, E-mail: [email protected]

www.atomic-energy.ru

В России создают гибридный термоядерный реактор

Несмотря на стремительное развитие источников альтернативной энергии, одним из самых выгодных видов энергоресурсов до сих пор является атомная энергия. Поэтому неудивительно, что и в этой сфере ведется масса разработок. К примеру, недавно было объявлено, что в Российской Федерации уже запущен проект по строительству реактора на тории. Такой реактор является своеобразным сплавом ядерных и термоядерных технологий.

Как считает Евгений Велихов, почетный глава Курчатовского института, Россия является приоритетной площадкой для строительства гибридного реактора потому, что наша страна является главным мировым поставщиком ядерного топлива.

«Если наблюдаемые сейчас геополитические проблемы будут преодолены, то построить гибридные реакторы смогут все партнеры по проекту International Thermonuclear Experimental Reactor».

International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) — это международный проект по созданию экспериментального термоядерного реактора. Его задача заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора, а также в решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути. Участниками ITER наряду с Россией являются ЕС, Япония, США, Корея, Китай, Индия и ряд других стран.

Гибридный реактор представляет собой комбинацию всех существующих ядерных и термоядерных технологий, но при этом устроен он значительно проще, чем термоядерный, и не требует для работы сверхвысоких давления и температуры. При этом торий гораздо выгоднее того же урана: он дешевле в производстве, его запасы больше, а отходы не требуют сложного процесса захоронения. При этом, по заявлениям специалистов, первый гибридный реактор может быть создан «уже в течение тридцатых годов нынешнего столетия».

hi-news.ru

Термоядерный реактор Википедия

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 термоядерных взрывных устройствах), 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).[источник не указан 320 дней]

История проблемы[ | код]

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[1][2].

Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм[1][2], а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года[3].

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века.

Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы.

Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.).

Физика процесса[ | код]

Зависимость энергии связи нуклона от числа нуклонов в ядре

Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких

ru-wiki.ru

Термоядерный реактор Википедия

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 термоядерных взрывных устройствах), 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).[источник не указан 320 дней]

История проблемы

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[1][2].

Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм[1][2], а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года[3].

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века.

Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы.

Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.).

Физика процесса

Зависимость энергии связи нуклона от числа нуклонов в ядре

Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растёт, а у тяжёлых падает. Если добавлять нуклоны в лёгкие ядра или удалять нуклоны из тяжёлых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.[источник не указан 320 дней]

Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией. Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом. Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра.[источник не указан 320 дней]

Протоны в ядре имеют электрический заряд, а значит, испытывают кулоновское отталкивание. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, удерживающим нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия гораздо меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно требуется сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание. Известно несколько таких способов. В недрах звёзд это гравитационные силы. В ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или элементарных частиц. В термоядерных реакторах и термоядерном оружии — энергия теплового движения ядер атомов. В наше время гравитационные силы не подконтрольны человеку. Ускорение частиц настолько энергозатратно, что не имеет никаких шансов на положительный энергобаланс. И только тепловой метод выглядит пригодным для управляемого синтеза с положительным выходом энергии.[источник не указан 320 дней]

Типы реакций

Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи, и по известной формуле E=mc² при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжёлые изотопы водорода являются лучшим видом топлива для управляемой реакции синтеза.[источник не указан 320 дней]

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует меньше 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 надёжнее 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 вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому реакция D-T считается только необходимым первым шагом.[источник не указан 320 дней]

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.[источник не указан 320 дней]

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Схема реакции дейтерий-тритий

Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — дейтерий + тритий[5]:

12H+13H→24He+01n+17,6 MeV.{\displaystyle {}_{1}^{2}{\mbox{H}}+{}_{1}^{3}{\mbox{H}}\rightarrow {}_{2}^{4}{\mbox{He}}+{}_{0}^{1}{\mbox{n}}+17,6{\mbox{ MeV}}.}

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

Такая реакция даёт значительный выход энергии. Недостатки — высокая цена трития, выход нежелательной нейтронной радиации.[источник не указан 320 дней]

Реакция дейтерий + гелий-3

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

2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ[5].

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится[уточнить]. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях[6]; или добыт на Луне[7][8].

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

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

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

D+D → p+T+4,032MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +\mathrm {T} +4{,}032\;\mathrm {MeV} .}D+D → n+3He+3,268MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +3{,}268\;\mathrm {MeV} .}

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

p+D → 3He+γ+5,4MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\gamma +5{,}4\;\mathrm {MeV} .} p+T → 4He+γ+19,814MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ {}^{4}\!\,\mathrm {He} +\gamma +19{,}814\;\mathrm {MeV} .} D+T → n+4He+17,589MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}589\;\mathrm {MeV} .} D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .} 3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .} T+T → 2n+4He+11,332MeV.{\displaystyle \mathrm {T} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +11{,}332\;\mathrm {MeV} .}

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.

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.

«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.

D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .} D+6Li → 24He+22,4MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +22{,}4\;\mathrm {MeV} .} p+6Li →4He+3He+4,0MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow {}^{4}\!\,\mathrm {He} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +4{,}0\;\mathrm {MeV} .} 3He+6Li → p+24He+16,9MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +16{,}9\;\mathrm {MeV} .} 3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .} p+7Li → 24He+17,2MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{7}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}2\;\mathrm {MeV} .} p+11B → 34He+8,7MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{1}\!^{1}\mathrm {B} \ \rightarrow \ 3\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +8{,}7\;\mathrm {MeV} .}
Реакции на лёгком водороде

Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.

p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

  • Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:
T > 108 K (для реакции D-T).nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

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

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

Управляемый термоядерный синтез пока не осуществлён в промышленных масштабах. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора[9].

Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Конструкции реакторов

Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2017):

  1. Квазистационарные системы (τ≥1c,n≥1014cm−3{\displaystyle \tau \geq 1c,n\geq 10^{14}cm^{-3}}), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
  2. Импульсные системы (τ∼10−8c,n≥1022cm−3{\displaystyle \tau \sim 10^{-8}c,n\geq 10^{22}cm^{-3}}). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов[10].

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяются сверхпроводники.[источник не указан 2828 дней]

Радиационная безопасность

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

  • радиоактивный изотоп водорода — тритий;
  • наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
  • радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
  • радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции, которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, например ITER, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.

36Li + 01n → 13T + 24He{\displaystyle {}_{3}^{6}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} }.37Li + 01n → 13T + 24He+ 01n{\displaystyle {}_{3}^{7}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} +\ _{0}^{1}\mathrm {n} }.

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[11]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

  • Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось[источник не указан 3171 день] разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[12][13].
  • Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
  • Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[14].
  • Использование реакции D-T зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, реакция D-T является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.[источник не указан 2828 дней]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

  • Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
  • Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.
  • Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
  • Отсутствие продуктов сгорания.
  • Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.
  • По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[15].

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[16].

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T- и D-D-реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 2828 дней]:

  1. Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
  2. Отказ от синтеза D-T и D-D в пользу других реакций синтеза (например D-He).
  3. Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

  1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.
  2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
  3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.
Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС — термоядерные электростанции). Строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года.[17]

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

  • СССР и Россия
    • Т-3 — первый функциональный аппарат.
    • Т-4 — увеличенный вариант Т-3
    • Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом[18] на базе сплава ниобий-олово, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
    • Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз.
    • Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом[18], дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
    • Глобус-М — сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.[19]
  • Казахстан
  • Ливия
  • Европа и Великобритания
    • Joint European Torus[22] — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
    • Tore Supra[23] — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1.8 K)[18], один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
  • США
    • Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[24] — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
    • National Spherical Torus Experiment (NSTX)[25] — сферический токамак (сферомак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
    • Alcator C-Mod[26] — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
    • DIII-D[27] — токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.
  • Япония
  • Китай
    • EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) — Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён[29] первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.[30]

См. также

Примечания

  1. ↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
  2. ↑ 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
  3. ↑ Арцимович, 1961, с. 458.
  4. ↑ 1 2 Арцимович, 1961, с. 6.
  5. ↑ The Helium-3 Shortage: Supply, Demand, andOptions for Congress // FAS, December 22, 2010 (англ.): « It is produced as a byproduct ofnuclear weapons maintenance … At present, helium-3 is only produced as a byproduct of the manufacture and purification oftritium for use in nuclear weapons. The supply of helium-3 therefore derives mostly, perhapsentirely, from two sources: the U.S. and Russian governments. … The U.S. weapons program currently produces tritium by irradiating lithium in a light-waternuclear reactor.», также раздел «Potential Additional Sources» (стр 12)
  6. ↑ Could the moon fuel Earth for 10,000 years? China says mining helium from our satellite may help solve the world’s energy crisis, 5 August 2014
  7. ↑ Why Go Back to the Moon? // NASA, 2008-01-14: «… helium 3, an isotope extremely rare on Earth, exists in quantity in the lunar soil, implanted by the solar wind. If — a very big if — thermonuclear fusion for energy is produced on Earth, helium 3 would be extremely valuable for fusion reactors because it does not make the reactor radioactive.»
  8. ↑ Арцимович, 1961, с. 15.
  9. ↑ Уэйт Гиббс Ядерный синтез: малые игроки // В мире науки. — 2017. — № 1/2. — С. 36-45.
  10. ↑ В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
  11. ↑ Remote Handling | EFDA.
  12. ↑ http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf 1999
  13. ↑ Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
  14. ↑ Е. П. Велихов, С. В. Путвинский. Термоядерный реактор. Fornit (22 октября 1999 года). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Проверено 16 января 2011. Архивировано 5 февраля 2012 года.
  15. ↑  (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
  16. ↑ http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Даёшь термояд к середине века!
  17. ↑ 1 2 3 4 http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf
  18. ↑ Сферический токамак Глобус-М
  19. ↑ Токамак КТМ
  20. ↑ Токамак КТМ — ktm.nnc.kz
  21. ↑ EFDA | European Fusion Development Agreement
  22. ↑ Tore Supra
  23. ↑ Tokamak Fusion Test Reactor
  24. ↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
  25. ↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
  26. ↑ Home — Fusion Website
  27. ↑ Fusion Plasma Research
  28. ↑ The Artificial Sun-中安在线-english
  29. ↑ Термояд вышел из нуля — Газета. Ru

Литература

wikiredia.ru

Водородная энергетика

Отрасли промышленности - потребители водородаТехнологическое назначение водородаПерспективные масштабы потребления водорода (типовые диапазоны)Способы снабжения водородом соответствующих установок, оборудования и т.п.
Электроника, производство полупроводников, компьютеров Очистка материалов от примесей Малые и сверхмалые, до 2,4 - 2,5 тыс. нм3/сут (до 200 - 220 кг/сут) Электролиз воды на месте потребления, поставка со специализированных производств в баллонах под давлением или в сжиженном виде, разложение метанола или аммиака на месте, поставки водорода в гидридных аккумуляторах
Связь Производство оптических волокон
Фармацевтика Производство большого количества медицинских препаратов, очистка сырья
Научные исследования Создание сверхнизких температур до 14 - 150К путем испарения жидкого водорода (в т.ч. в вакууме)
Учреждения, офисы, население Энергоснабжение компьютеров, мобильных телефонов и т.п.
Малая и средняя энергетика В качестве топлива на водородных топливно - элементных пиковых или маневренных электростанциях Малые и средние, до 12 тыс.нм3/сут (до 1000 кг/сут) Электролиз воды на месте потребления (в т.ч. с использованием возобновляемых видов энергии), поставка со специализированных производств в сжатом или сжиженном виде; малые установки риформинга углеводородов
В качестве топлива в автономных (распределенных системах малой энергетики)
Охлаждение мощных эл. генераторов в качестве теплоносителя
Как консервант энергии: генерирование водорода в часы недогрузок с обратным производством эл. энергии для покрытия пиковых нагрузок энергопотребления
В качестве топлива в газотурбинных установках на водороде
Транспорт (гл. образом автомобили, автобусы) В качестве топлива на водородных топливно-элементных транспортных средствах
В качестве моторного топлива в водородных ДВС транспортных средств
Пищевая промышленность Гидрогенизация жидких пищевых жиров и масел с целью повышения их стойкости к окислительному и термическому воздействию, получение твердых жиров для маргаринов
Гидрогенизация непищевых жиров для производства мыла, а так же кормов для животноводства
Производство заменителей сахара
Создание водородной среды для синтеза пищевых (кормовых) белков (протеинов) микробиологическими организмами
Стекольная промышленность Создание восстановительной атмосферы при производстве стекла и кварца Средние, до 70 - 72 тыс.нм3/сут (до 6.0 т/сут) Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
Металлообработка и машиностроение Создание восстановительной атмосферы против окисления при термообработке металлов (безокислительный нагрев), а так же при прокате и т.п.
Качественная резка и сварка металлов благодаря некоптящемуся высокотемпературному (3100oС пламени)
Черная и цветная металлургия Бездоменное производство губчатого железа Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 6.0 т/сут) Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
Процессы прямого восстановления металлов из окислов (например, из железных руд)
Технологии порошковой металлургии (получение порошковых Fe, Ti, Ni, Co, Cu)
Отжиг нержавеющей стали в атмосфере водорода
Получение редких и цветных металлов из окислов или кислых растворов (молибдена, вольфрама, кобальта, никеля, германия и т.п.)
Повышение производительности доменных печей заменой части кокса водородосодержащим восстановительным газом (Н2 + СО
Переработка угля и сланцев Производство синтетических жидких топлив, технологии Фишера - Тропша
Производство газообразных синтетических топлив
Вторичные химические и нефтехимические производства Производство перекиси водорода Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 20 т/сут) Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
Производство уксусного ангидрида
Производство этиленгликоля
Производство изоцианатов (исходных для получения полиуретанов)
Производство ароматиков
Производство пластмасс (полиэтилен, полипропилен и т.п.)
Производство олефинов
Гидрирование альдегидов в спирты
Производство капролактама, альдегидов, кетонов, нафталина
Нефтепереработка Гидроочистка от сернистых соединений нефтепродуктов (газойля, мазута, средних дистиллятов, бензина и т.п.) Крупные, до 250 тыс.нм3/сут (до 20 т/сут) Паровой и автотермический риформинг, парциальное окисление углеводородного сырья
Гидрокрекинг газойлей, тяжелых бензинов, мазутов, гудронов и т.п.
Стабилизация нефтепродуктов путем гидрирования олефинов в бензинах и дизтопливах вторичного происхождения
Гидродеароматизация газойлей, дизтоплив, нафты
Гидродеалкилирование толуола, ксилола и др.
Гидрирование бензола
Производство масел
Базовая химия, производство удобрений Производство аммиака
Производство метанола

www.okbm.nnov.ru

Получение термоядерной энергии синтезом в реакторе легких элементов

Когда атом расщепляется на две части, либо путем естественного распада, либо при возбуждении он высвобождает энергию. Этот процесс известен как ядерное деление обладающее большим потенциалом и потребление энергии такого типа сейчас в мире относительно велико. Ядерное деление или распад с выделением энергии имеет ряд связанных проблем в области безопасности, охраны окружающей среды и политики, которые могут препятствовать использованию атомной энергии. Существует и термоядерная энергия выделяемая при помощи синтеза.

Термоядерный синтез — процесс соединения в реакторе легких ядер в большие с помощью теплового метода с положительным выходом энергии.

Определение деления

Атом содержит протоны и нейтроны в своем центральном ядре. При делении ядро расщепляется либо путем радиоактивного распада, либо из-за того, что оно подверглось бомбардировке другими субатомными частицами, известными как нейтрино. Полученные части имеют меньшую комбинированную массу, чем исходное ядро, при этом недостающая масса превращается в ядерную энергию. Контролируемое деление происходит, когда очень легкий нейтрино бомбардирует ядро атома, разбивая его на два меньших, похожих по размеру ядра. Разрушение высвобождает значительное количество энергии — в 200 раз больше энергии нейтронов, которые начали процедуру — а также высвобождает по крайней мере еще два нейтрино.

Контролируемые реакции такого рода используются для высвобождения энергии на атомных электростанциях. Неконтролируемые реакции используются в ядерном оружии.

Радиоактивное деление, где центр тяжелого элемента самопроизвольно испускает заряженную частицу, когда распадается на меньшее ядро, происходит только с тяжелыми элементами.

Разделение отличается от процесса слияния, когда два ядра соединяются друг с другом, а не разделяются друг от друга. Слияние под воздействием температуры — термоядерный синтез.

Открытие атомной энергии

Отто Хан

Отто Хан

В 1938 году немецкие физики Отто Хан и Фриц Штрассман бомбардировали атом урана нейтронами в попытке образовать тяжелые элементы. Но ядро урана распалось на более лёгкие элементы барий и криптон, что значительно меньше, чем уран. Ученые озадачились неожиданными результатами так как открыли расщепление ядра.

Австрийский физик Лиза Мейтнер, бежавшая в Швецию после вторжения Гитлера в ее страну, поняла, что расщепление ядра также освобождает энергию. Работая над этой проблемой, она установила, что деление дает минимум два нейтрона. В конечном счете, другие физики поняли, что каждый вновь освобожденный нейтрон может продолжать вызывать две отдельные реакции, каждая из которых может вызвать по крайней мере еще. Один удар может запустить цепную реакцию, управляя выпуском еще большей энергии.

Энергия и разрушение

В интеллектуальной цепной реакции ученые начали реализовывать возможности, существующие в новом открытии. В письме президенту США Франклину Рузвельту в начале Второй мировой войны, подготовленном венгерским физиком Лео Силардом и подписанном Альбертом Эйнштейном, отмечалось, что такие исследования могли быть использованы для создания бомбы эпических масштабов, и рассматривалась идея о том, что немцы могли достоверно изготовить и использовать такое оружие. Рузвельт выделил деньги на американские исследования и в 1941 году было образовано Управление научных исследований и разработок с целью применения исследований для национальной обороны.

В 1943 году армейская корпорация инженеров взяла на себя исследования по созданию ядерного оружия. Известный как «Манхэттенский проект», сверхсекретные усилия привели к образованию первой атомной бомбы в июле 1945 года. Атомное оружие было использовано в рамках военного удара по городам Хиросима и Нагасаки в Японии.

С тех пор ядерные исследования считаются чрезвычайно чувствительными в политическом равновесии.

Чаще всего деление используется для генерации энергии на АЭС. Однако процесс создает значительное количество ядерных отходов, которые могут быть опасными для людей и окружающей среды. В то же время люди часто опасаются опасностей, которые могут возникнуть у атомных станций и не хотят, чтобы они находились на их территории. Такие вопросы означают, что ядерная энергия не столь популярна, как более традиционные методы получения энергии, такие как использование ископаемых видов топлива.

Международный термоядерный реактор

Международный термоядерный реактор

Строительство международного термоядерного реактора

Первый в мире атомный международный термоядерный реактор в настоящее время достиг 50-процентного завершения и по последней информации будет готов к 2025 году. Эта термоядерная электростанция строится на юге Франции. Управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения поэтому привлекаются ученые многих стран.

Когда он заработает в экспериментальном термоядерном реакторе будет циркулировать плазма, что в 10 раз жарче, чем солнце в межзвездном пространстве.

Основная цель заставить атомы водорода генерировать в 10 раз больше энергии к 2030-м годам. В конечном счете термоядерная энергия призвана доказать, что сила слияния может генерироваться в коммерческих масштабах и является устойчивой, обильной, безопасной и чистой.

Концептуальный проект

Термоядерный синтез, та же реакция, которая происходит в центре Солнца, соединяются атомные ядра, чтобы сформировать более тяжелые ядра. Термоядерный синтез генерирует гораздо больше поток энергии, чем сжигание ископаемого топлива.

Например, в количестве атомов водорода размером с ананас находится столько же энергии, сколько в 10 000 тонн угля, в соответствии с заявлением по проекту международного термоядерного реактора.

В отличие от ядерного деления которое разбивает большие атомы на более мелкие этот термоядерный реактор не будет производить высокий уровень радиоактивных отходов. И в отличие от установок по производству ископаемого топлива, термоядерная энергия слияния не генерирует парниковых газов, углекислого газа или других загрязнителей.

ядерное деление

Ядерное деление

В термоядерном реакторе выделяется энергия при синтезе лёгких ядер (водорода, гелия и лития). Чтоб два ядра водорода (на практике — дейтерия и/или трития, то есть изотопов водорода) сошлись на достаточно близкое расстояние, чтобы преодолеть кулоновское отталкивание одноименно заряженных ядер, необходимо создать либо огромное давление, либо крайне высокую температуру.

В термоядерном реакторе нет ничего самопроизвольного, поэтому он безопаснее.  Любое неконтролируемое повреждение и исчезают условия, необходимые для термоядерного синтеза.

термоядерная энергия

Термоядерный синтез

Атомный термоядерный реактор использует сверхпроводящие магниты для плавления атомов водорода и получения большого количества тепла. Будущие атомные термоядерные электростанции могут затем использовать эту теплоту для привода турбин и выработки электроэнергии.

Экспериментальный реактор не будет использовать обычные атомы водорода, ядра которых состоят из одного протона. Вместо этого он будет взрывать дейтерий, ядра которого имеют один протон и один нейтрон, с тритием, ядра которых имеют один протон и два нейтрона. Дейтерий легко извлекается из морской воды, а тритий будет сгенерирован внутри термоядерного реактора. Поставки этих видов топлива достаточно велики, достаточно на миллионы лет при нынешнем глобальном потреблении энергии.

И в отличие от реакторов деления, термоядерное синтезирование является очень безопасным: если реакции термоядерного синтеза нарушаются в пределах завода по термоядерному синтезу, термоядерные реакторы просто отключаются безопасно и без необходимости внешней помощи, отметил проект ITER. Теоретически, плавильные установки также используют только несколько граммов топлива одновременно, поэтому нет возможности аварии расплава.

Проблема управляемых термоядерных реакций

Хотя энергия слияния имеет много потенциальных преимуществ, она оказалась чрезвычайно трудной для достижения на Земле. Атомные ядра требуют огромного количества тепла и давления, прежде чем они объединятся.

Чтобы преодолеть эту огромную проблему необходимо нагревать водород примерно до 150 миллионов градусов по Цельсию что, в 10 раз жарче, чем ядро Солнца. Эта перегретая плазма водорода будет ограничена и распространяется внутри в форме под названием токамак, который находится в окружении гигантских сверхпроводящих магнитов, которые управляют электрически заряженной плазмой. Для того, чтобы сверхпроводящие магниты функционировали, их необходимо охлаждать до минус 269 градусов C, также холодно как и в межзвездном пространстве.

Промышленные объекты по всему миру производят 10 миллионов комплектующих для реактора. Реактор часто упоминается как самое сложное инженерное сооружение. Например, магниты высотой более 17 метров должны быть установлены вместе с погрешностью менее 1 миллиметра.

Охлаждение 10 000 тонн сверхпроводящего материала магнита до минус 269 градусов беспрецедентно по масштабу.

ИТЭР международный термоядерный экспериментальный реактор

Научное партнерство из 35 стран строит ИТЭР на юге Франции. Все члены разделяют технологии и они получают равный доступ к интеллектуальной собственности и инновациям которые применяются.

Идея научного партнерства по строительству термоядерного завода была впервые задумана на Женевском саммите 1985 года между Рональдом Рейганом и Михаилом Горбачевым. Проект ИТЭР начался в 2007 году, и изначально должен быть завершиться в 10 лет за 5,6 миллиарда долларов. Однако проект более десяти лет отстает от графика, и его сметная стоимость взлетела примерно до 22 миллиардов долларов.

Риски ИТЭР

В настоящее время ИТЭР находится на полпути к своей первоначальной цели циркуляции плазмы.

Разработчики постоянно работают над прогнозированием и смягчением рисков, которые могут привести к дополнительным задержкам или затратам.

Конечной целью, конечно, является не просто циркулирующая плазма, но и плавление дейтерия и трития для создания «горящей» плазмы, которая генерирует значительно больше энергии, чем поступает в нее. Токамак ИТЭР должен генерировать 500 мегаватт электроэнергии, в то время как коммерческие термоядерные установки будут размещать более крупные реакторы, чтобы генерировать от 10 до 15 раз больше энергии. Согласно планам, 2000-мегаваттный термоядерный завод поставит 2 миллиона домов электричеством..

Если проект окажется успешным, ученые ИТЭР предсказывают, что термоядерные электростанции могут начать выходить в эксплуатацию уже к 2040 году по производству 2 гигаватт и более. Капитальные затраты на строительство АЭС должны быть аналогичны капитальным затратам нынешних АЭС ― около 5 миллиардов долларов за гигаватт. В то же время термоядерные электростанции просто используют дейтерий и тритий, и поэтому избегают «затрат на добычу и обогащение урана, или затрат на уход за радиоактивными отходами и их утилизацию.

Строительство атомной станции синтеза стоит больше, чем строительство станции ископаемого топлива. Цены на ископаемое топливо очень высоки, а расходы на топливо для синтеза незначительны, так что в течение срока службы электростанции расходы будут незначительны.

В то же время ископаемое топливо обходится дорого не только из-за финансовых значений. Огромные затраты на ископаемое топливо связаны с воздействием на окружающую среду, будь то из-за добычи полезных ископаемых, загрязнения окружающей среды или выброса парниковых газов. Синтез углерода — бесплатен.

beelead.com

Термоядерный реактор

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОРThermonuclear reactor

    Термоядерный реактор – установка, где энергия получается за счёт самоподдерживающегося управляемого термоядерного синтеза. В земных условиях наиболее подходящими для такой установки являются следующие реакции синтеза, осуществляемые изотопами водорода, дейтерием – 2Н и тритием – 3Н, (в скобках приведена освобождающаяся энергия):

2Н + 2Н → 3Н + 1Н (4.03 МэВ),2Н + 2Н → 3Не + n (3.27 МэВ),2Н + 3Н → 4Не + n (17.59 МэВ).

    Видно, что выход энергии на единицу массы ядерного вещества в реакциях синтеза может быть в несколько раз больше, чем в реакциях деления. Более того, дейтерий, с которого начинается цепочка реакций синтеза, является практически неисчерпаемым источником дешёвого термоядерного горючего (1 г дейтерия содержится в 60 литрах воды).     Однако реализовать управляемый термоядерный синтез в земных условиях очень сложно и до сих пор это не удалось. Для этого надо создать установку, в которой нагретое до огромных температур (≈108 К), и поэтому представляющее собой высокотемпературную плазму, ядерное топливо необходимо достаточно долго удерживать в состоянии с высокой плотностью (как это имеет место внутри Солнца и других звёзд, которые представляют собой естественные термоядерные реакторы). Любой материал испарится при столь высоких температурах и, поэтому, не может быть использован, чтобы удержать высокотемпературную плазму в замкнутом объёме (в звёздах высокотемпературная плазма удерживается мощными гравитационным силами).     Есть два способа удержания горячей плазмы, которые считаются наиболее перспективными. Это магнитное удержание и, так называемое, инерционное удержание. Магнитное удержание использует магнитное поле для того, чтобы не дать горячей плазме выйти из замкнутого контролируемого объёма. В существующих системах магнитного удержания (токамаках) область, внутри которой удерживается горячая плазма, имеет форму тороида (правильного бублика).     В инерционном удержании маленький (≈1 мм) дейтерий-тритиевый шарик подвергают одновременному “удару” с нескольких направлений очень интенсивными лазерными или электронными (ионными) пучками. Огромное количество энергии, которое при таком ударе передаётся шарику, мгновенно сжимает, нагревает и ионизует его, превращая в кусочек плотной нагретой до 108 К плазмы. Нагрев должен быть сверхбыстрым (10-9 сек), чтобы испаряющееся вещество шарика не успело выйти из контролируемого объёма до “зажигания” термоядерной реакции. Таким образом, в этом методе используется инерционность вещества.     Создание эффективного термоядерного реактора оказалось намного более сложной проблемой, чем создание реактора, использующего деление ядер. Однако, возможно, она будет решена в первой половине 21-го века.

См. также

 

 

nuclphys.sinp.msu.ru