Управляемый термоядерный синтез реферат по естествознанию скачать бесплатно Энергетическая проблема Теория УТС Дейтерий тритий токамак ИТЭР Изотопы Возобновляемые термоядерная энергия плазма температура реактор поле частицы реакции Реакторы излучения, Сочинения из Нейропсихология. Moscow State University
refbank18320
refbank1832011 апреля 2017 г.

Управляемый термоядерный синтез реферат по естествознанию скачать бесплатно Энергетическая проблема Теория УТС Дейтерий тритий токамак ИТЭР Изотопы Возобновляемые термоядерная энергия плазма температура реактор поле частицы реакции Реакторы излучения, Сочинения из Нейропсихология. Moscow State University

DOC (1 MB)
24 страница
13Количество скачиваний
639Количество просмотров
100%на 1 голосовКоличество голосов
Описание
Управляемый термоядерный синтез реферат по естествознанию скачать бесплатно Энергетическая проблема Теория УТС Дейтерий тритий токамак ИТЭР Изотопы Возобновляемые термоядерная энергия плазма температура реактор поле част...
20 баллов
Количество баллов, необходимое для скачивания
этого документа
Скачать документ
Предварительный просмотр3 страница / 24

Это только предварительный просмотр

3 страница на 24 страницах

Скачать документ

Это только предварительный просмотр

3 страница на 24 страницах

Скачать документ

Это только предварительный просмотр

3 страница на 24 страницах

Скачать документ

Это только предварительный просмотр

3 страница на 24 страницах

Скачать документ

Новосибирский государственный университет Механико-математический факультет

Реферат

На тему: «Управляемый термоядерный синтез»

Панов Л. В. Курс 3, группа 4123

2007

PAGE 26

Содержание

1 Решение энергетической проблемы....................................................................... 4 2 Управляемый термоядерный синтез...................................................................... 6 3 Дейтерий. Тритий.................................................................................................... 13 4 ................................................................................................................................... 5 Физик Лаврентьев.................................................................................................... 15 6 ................................................................................................................................... 7 ................................................................................................................................... 8 Токамак..................................................................................................................... 18 9 Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР................ 21 10 Заключение............................................................................................................... 22 11 Список литературы.................................................................................................. 24

PAGE 26

Введение Управляемый термоядерный синтез (УТС) - одна из важнейших задач,

стоящих перед человечеством. Человеческая цивилизация не может существовать, а тем более развиваться без энергии. Сегодня основными источниками энергии служат нефть, газ и уголь. По данным Мирового энергетического совета, разведанных запасов углеводородного топлива на Земле осталось на 50-80 лет. Эксплуатация атомных электростанций, работающих за счет деления ядер урана, приводит к серьезным экологическим проблемам. Единственный долгосрочный источник энергии - это ядерная энергия, которая выделяется в процессе деления или синтеза. Немаловажно, что производство термоядерного топлива уже сегодня очень недорого. В данном реферате хотелось бы рассмотреть физические основы

процесса термоядерного синтеза, технические и инженерные решения для осуществления УТС. Разумеется, в рамках данной темы нельзя оставить без внимания первые шаги сделанные нашими учёными по направлению к УТС. Отдельно хотелось бы рассказать про значимость УТС в решении энергетических проблем Земли. Следует рассказать про реальные действующие установки – токамаки.

PAGE 26

Решение энергетической проблемы Благополучие человека, живущего в современном индустриальном

обществе, основано на большом потреблении относительно дешевой энергии. Предполагается, что потребление энергии будет расти быстрее, чем растет население Земли, и, по крайней мере, удвоится к 2050 году. Хорошо известно, что более чем 86 процентов от полной используемой человечеством энергии производится при сжигании полезных ископаемых – угля, нефти, природного газа и других, что приводит к ежегодным выбросам в атмосферу около 5,5 млрд тонн углерода в форме углекислого газа. В случае прежней структуры производства энергии выбросы возрастут к 2050 году до более чем 11 миллиардов тонн углерода в год, что составит заметную долю от полного круговорота углерода в биосфере. Даже нынешний уровень выбросов превосходит то, что может быть скомпенсировано естественной системой управления биосферой. Из 5,5 млрд тонн углерода, выбрасываемых в атмосферу, около 3,3 млрд тонн накапливается в ней в виде углекислого газа, который будет оставаться в ней в течение многих тысячелетий. За предыдущие 200 лет жизни человечества концентрация углекислого газа в атмосфере увеличилась на 30 процентов. Прогнозы предсказывают, что к 2050 году содержание двуокиси углерода в атмосфере удвоится по сравнению с прединдустриальным уровнем. Накопление углекислого и других сопутствующих производству энергии газов в атмосфере приводит к эффективному нагреву земной поверхности за счет усиленного поглощения теплового излучения с поверхности Земли. В настоящее время парниковый эффект от избыточного углекислого газа дает эффективный нагрев поверхности на уровне около двух с половиной ватт на квадратный метр земли. К 2050 году парниковый эффект может достичь уровня шести ватт на квадратный метр и станет сравним с теми естественными изменениями уровня солнечного излучения, которые приводили в геологическом прошлом к существенным климатическим изменениям. Палеоклиматические данные указывают на то, что климат может измениться быстро, за время, сравнимое с жизнью одного поколения. Серьезность экологического положения становится все более очевидной для широких слоев населения, и сегодня уже сделаны первые шаги, направленные на снижение выбросов углекислого газа в атмосферу. На последнем международном совещании в Киото (Япония) удалось достичь соглашения о снижении к 2008–2012 годам выбросов двуокиси углерода в атмосферу до уровня на 5 процентов ниже уровня 1990 года. То, что требуется для достижения этой цели – это радикальная перестройка нынешней энергетической системы. У нас есть примерно 50–100 лет для того, чтобы заменить прежнюю энергетическую систему, основанную на сжигании ископаемых энергоресурсов, на систему, использующую другие, более экологически чистые и возобновляемые источники энергии. Вполне вероятно, что новая энергетическая система будет в большей степени использовать комбинацию различных возобновляемых источников энергии: солнечную и ветряную энергетику, производство биомассы и энергию биотермальных вод, энергию морских приливов. Однако уже сегодня

PAGE 26

очевидно, что на роль базовой энергетики, которая не зависит от времени суток или сезона и может обеспечить постоянное потребление общества энергией

(главным образом, электрической и тепловой), могут претендовать помимо органических источников (уголь, нефть, газ) гидроэнергетика, ядерная и термоядерная энергетика. Ядерные электростанции, основанные на реакции деления, уже сейчас начинают в большей степени заменять тепловые электростанции, сжигающие ископаемые энергоресурсы (по крайней мере, в развивающихся странах). Многолетние исследования в области управляемого термоядерного синтеза показали, что термоядерные реакторы могут стать тем способом производства энергии, который в будущем в значительной степени дополнит нынешнюю базовую энергетическую систему.

PAGE 26

Управляемый термоядерный синтез Управляемый термоядерный синтез, процесс слияния лёгких атомных

ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях. Скорости протекания термоядерных реакций малы из-за кулоновского отталкивания положительно заряженных ядер. Поэтому процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера. В природных условиях термоядерные реакции между ядрами водорода (протонами) протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет. С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием 2H и тритием 3H) с образованием сильно связанных ядер гелия:

2Н+2Н→3Не+n+3,28Мэв 2Н+2Н→3Не+p+4,03Мэв 2Н+3Н→4Не+n+17,6Мэв

Именно названные реакции представляют наибольший интерес для проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития. С этой целью рабочая зона рассматриваемой системы может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в котором будет идти процесс воспроизводства

6Li + n ® 3H + 4He.

Вероятность (эффективное поперечное сечение) термоядерных реакций быстро возрастает с температурой, но даже в оптимальных условиях остаётся несравненно меньше эффективного сечения столкновений атомных. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Удельная мощность термоядерного реактора находится путём умножения числа ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

PAGE 26

Критерий Лоусона. Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые предъявляемые к реактору синтеза общие требования, не зависящие от каких-либо особенностей технологического или конструктивного характера рассматриваемой системы. На рис. 1 изображена принципиальная схема работы реактора.

Рис.1. Принципиальная схема работы реактора

Установка произвольной конструкции содержит чистую водородную плазму с плотностью n при температуре Т. В реактор вводится топливо, например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы время от времени сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие. Это полезный процесс; одновременно, однако, из реактора уходит энергия за счёт электромагнитного излучения плазмы и из рабочей зоны ускользает некоторая доля «горячих» (обладающих высокой энергией) частиц, которые не успели испытать ядерные взаимодействия. Пусть t – среднее время удержания частиц в реакторе; смысл величины t таков: за время в 1 сек из 1 см3 плазмы в среднем уходит n/t частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). Для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц. Эта дополнительная энергия должна компенсироваться за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэффициент преобразования в электрическую энергию продуктов ядерных реакций, электромагнитного излучения и частиц с тепловой энергией одинаков и равен η .Величину (часто называют коэффициент полезного действия (кпд). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

η(Po + Pr + Pt) = Pr + Pt, (1)

где Po – мощность ядерного энерговыделения, Pr – мощность потока излучения и Pt – энергетическая мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть написанного равенства делается больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. При написании равенства (1) предполагается, что вся рекуперированная энергия без потерь возвращается в реактор через инжектор вместе с потоком подводимого нагретого топлива. Величины Ро, Pr и Pt известным образом зависят от температуры плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение

nt = f (T), (2)

PAGE 26

где f (T) для заданного значения кпд η и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция температуры.

Рис.2. Графики зависимости f(T) для (d,d) и (d,t) реакций

На рис. 2 приведены графики f (T) для двух значений η и для обеих ядерных реакций. Если величины η, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f (T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При η= 1/3 энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме (минимум на кривых рис. 2) отвечает условию («критерии Лоусона»):

реакции (d, d): nt >1015 см-3 ·сек

Т ~ 109 К; (3)

реакции (d, t): nt > 0,5·1015 см-3 ·сек

Т ~ 2·108 К.

Т. о., даже в оптимальных условиях, для наиболее интересного случая – реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистических предположениях относительно величины (необходимо достижение температур ~ 2·108 К. При этом для плазмы с плотностью ~ 1014 см-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких температурах, но за это придется «расплачиваться» увеличенными значениями nt.

Итак, сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов; 2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций. Исследования по УТС ведутся в двух направлениях – по разработке квазистационарных систем, с одной стороны, и устройств, предельно быстродействующих, с другой.

УТС магнитной термоизоляцией. Рассмотрим сначала первый вариант. Энергетический выход на уровне 105 квт/м3 достигается для (d, t) реакций при плотности плазмы ~ 1015 см-3 и температуре ~ 108 K. Это означает, что размеры реактора на 106–107 квт (таковы типичные мощности современных больших электростанций) должны быть в пределах 10–100 м3, что вполне приемлемо. Основной вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепла при указанных значениях n и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, высказанная в 1950 в Советском Союзе и США, состоит в использовании принципа магнитной

PAGE 26

термоизоляции плазмы. Заряженные частицы, образующие плазму, находясь в магнитном поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно к силовым линиям поля. В результате коэффициенты диффузии и теплопроводности поперёк магнитного поля, в случае устойчивой плазмы, очень быстро убывают с возрастанием напряжённости поля и, например, при полях ~105 гс уменьшаются на 14–15 порядков величины против своего «незамагниченного» значения для плазмы с указанной выше плотностью и температурой. Т. о., применение достаточно сильного магнитного поля в принципе открывает дорогу для проектирования реактора синтеза.

Исследования в области УТС с магнитной термоизоляцией делятся на три основных направления: 1) открытые (или зеркальные) магнитные ловушки; 2) замкнутые магнитные системы; 3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён; он происходит либо в ходе процесса «замагниченной» диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на молекулах остаточного газа. Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен областями усиленного магнитного поля (т. н. «магнитными зеркалами» или «пробками»), размещенными на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или отдельных частиц, обладающих большой энергией. Дополнительный нагрев плазмы может быть осуществлен с помощью адиабатического сжатия в нарастающем магнитном поле.

В системах замкнутого типа (токамак, стелларатор) уход частиц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магнитного поля также затруднён и происходит за счёт замагниченной диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на начальных стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения температуры джоулев нагрев становится всё менее эффективным, т.к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом температуры. Для нагревания плазмы свыше 107 К применяются методы нагрева высокочастотным электромагнитным полем и ввод энергии с помощью потоков быстрых нейтральных частиц.

В установках импульсного действия (Z-пинч и Q-пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковременными токами, протекающими через плазму. При одновременном нарастании тока и магнитного давления плазма отжимается от стенок сосуда, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение температуры происходит за счёт джоулева нагрева, адиабатического сжатия плазменного шнура и, по- видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивости плазмы.

PAGE 26

Самостоятельное направление образуют исследования горячей плазмы в высокочастотных (ВЧ) полях. Как показали опыты П. Л. Капицы, в водороде и гелии при достаточно высоком давлении удаётся получить в ВЧ полях свободно парящий плазменный шнур с электронной температурой ~105 К. Система допускает замыкание шнура в кольцо и наложение дополнительного продольного магнитного поля.

Успешная работа любой из перечисленных установок возможна только при условии, что исходная плазменная структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции. Кроме того, в плазме должны быть подавлены микроскопические неустойчивости, при возникновении и развитии которых распределение частиц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки частиц и тепла поперек силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретическими значениями. Именно в направлении стабилизации плазменных конфигураций развивались основные исследования магнитных систем начиная с 1950, и эта работа всё ещё не может считаться полностью завершенной.

Сверхбыстродействующие системы УТС с инерциальным удержанием. Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, полезная энергия при таком способе сжигания может быть получена лишь при очень высокой плотности рабочего вещества. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего, исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диаметром 1–2 мм), приготовленных из смеси дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема здесь заключается в подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. В настоящая время решение этой проблемы возлагается на применение лазерных лучей или интенсивных электронных пучков. Исследования в области УТС с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование электронных пучков находится на более ранней стадии изучения – здесь выполнены пока сравнительно немногочисленные эксперименты.

Оценки показывают, что выражение для энергии W, которую необходимо подводить к установке для обеспечения работы реактора, имеет вид:

Дж

Здесь η – выражение общего вида для кпд устройства и α – коэффициент сжатия мишени. Как показывает написанное равенство, даже при самых оптимистических допущениях относительно возможного значения η величина W при α = 1 получается несоразмерно большой. Поэтому только

PAGE 26

в сочетании с резким увеличением плотности мишени (примерно в 104 раз) по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t) мишени можно подойти к приемлемым значениям W. Быстрое нагревание мишени сопровождается испарением её поверхностных слоев и реактивным сжатием внутренних зон. Если подводимая мощность определённым образом программирована во времени, то, как показывают вычисления, можно рассчитывать на достижение указанных коэффициентов сжатия. Другая возможность состоит в программировании радиального распределения плотности мишени. В обоих случаях необходимая энергия снижается до 106 Дж, что лежит в пределах технической осуществимости, учитывая стремительный прогресс лазерных устройств.

Трудности. Исследования в области УТС сталкиваются с большими трудностями как чисто физического, так и технического характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Правда, применение сильных магнитных полей специальной конфигурации подавляет потоки частиц, покидающих зону реакции, и позволяет получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазменные образования. Электромагнитное излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетические потери определяются только тормозным излучением электронов и в случая (d, t) реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при температурах выше 4·107 К.

Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, которые при рассматриваемых температурах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к резкому увеличению интенсивности сплошного спектра, к появлению линейчатого спектра и возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых металлов в качестве материала диафрагм, применение специальных устройств для улавливания чужеродных атомов и т.д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня. Точнее – «летальная» концентрация, исключающая возможность протекания термоядерных реакций, например для примеси вольфрама или молибдена, составляет десятые доли процента.

Рис. 3. Диаграмма (nt,T) параметров достигнутых на различных установках УТС

На рис. 3 на диаграмме (nt, Т) указаны параметры, достигнутые на различных установках к середине 1976. Ближе всего к области, где оказывается удовлетворённым критерий Лоусона и может протекать самоподдерживающаяся термоядерная реакция, располагаются установки

PAGE 26

типа токамак и системы с лазерным нагревом. Было бы, однако, ошибочным на основании имеющихся данных делать категорические заключения о типе того устройства, которое будет положено в основу термоядерного реактора будущего. Слишком быстрыми темпами происходит развитие данной области технической физики, и многие оценки могут измениться на протяжении ближайшего десятилетия.

PAGE 26

Дейтерий. Тритий Дейтерий (лат. deuterium от греч. δεύτερον — вторично) — стабильный

изотоп водорода с атомной массой, равной 2. Открыт в 1932 г. американским физико-химиком Г. Юри. Природное содержание — 0,0147 %. Для обозначения дейтерия используются символы D или ²H.

Ядро (дейтрон) состоит из одного протона и одного нейтрона. Вследствие такого соотношения масс протия и дейтерия (1:2) их химические свойства заметно различаются (гораздо сильнее, чем у изотопов любых других элементов), что используется для их разделения химическими методами. Вода состава D2O называется тяжёлой водой из-за большой разницы в массе протия и дейтерия. Дейтерий широко используется в атомной энергетике как замедлитель нейтронов в атомных реакторах; в смеси с тритием или в соединении с литием-6 применяют для термоядерной реакции в водородных бомбах, применяется в лабораторных исследованиях и технике. Перспективным также представляется применение дейтерия (в смеси с тритием) для получения высокотемпературной плазмы, необходимой для осуществления управляемого термоядерного синтеза (проект ITER).

Мировое производство дейтерия — десятки тысяч тонн в год. Основные методы получения: многоступенчатый электролиз воды, ректификация воды, ионный обмен, ректификация аммиака.

При длительном кипячении природной воды концентрация тяжёлой воды в ней повышается. Среди населения бытует миф о том, что это якобы может вредно сказаться на здоровье. В действительности же повышение концентрации тяжёлой воды при кипячении ничтожно (к тому же тяжёлая вода практически не ядовита); гораздо сильнее ощущается повышение концентрации растворённых солей.

Тритий, символ T или ³H (сверхтяжёлый водород) — радиоактивный изотоп водорода, получается в ядерных реакциях. В природе образуется в верхних слоях атмосферы при соударении частиц космического излучения с ядрами атомов, например азота. В процессе распада превращается в ³He с испусканием электрона и антинейтрино (бета-распад), период полураспада — 12,32 года. Доступная энергия распада очень мала (18,59 кэВ), средняя энергия электронов 6,5 кэВ.

Тритий открыт английскими учеными Э. Резерфордом, М. Л. Олифантом и П. Хартеком в 1934. Используется в биологии и химии как радиоактивная метка, в экспериментах по исследованию свойств нейтрино, в термоядерном оружии как источник нейтронов и одновременно термоядерное горючее, в геологии для датирования природных вод. Промышленный тритий получают облучением лития нейтронами в ядерных реакторах по реакции

6Li + n → 3H + 4He.

PAGE 26

Ядро трития называют тритоном и обозначают t.

PAGE 26

Физик Лаврентьев Идею термоядерного синтеза предложил сержант срочной службы, Олег

Александрович Лаврентьев.

В 1950 году Лаврентьев впервые в мире сформулировал задачу использования управляемого термоядерного синтеза для мирной энергетики и разработал конструкцию первого реактора. Тогда 24-летний Лаврентьев предложил и оригинальную конструкцию водородной бомбы.

Родился Олег Лаврентьев в 1926 году в Пскове. Прочитав в 7-м классе книгу "Введение в ядерную физику", он загорелся мечтой работать в области ядерной энергетики. Но началась война, оккупация, а когда немцев прогнали, Олег пошел добровольцем на фронт. Победу юноша встретил в Прибалтике, однако учебу опять пришлось отложить - нужно было продолжить срочную службу на Сахалине, в небольшом городке Поронайске.

Здесь он вернулся к ядерной физике. В части была библиотека с технической литературой и вузовскими учебниками, да еще Олег на свое сержантское денежное довольствие подписался на журнал "Успехи физических наук". Идея водородной бомбы и управляемого термоядерного синтеза впервые зародилась у него в 1948 году, когда командование части, отличавшее способного сержанта, поручило ему подготовить лекцию по атомной проблеме.

Имея несколько свободных дней на подготовку, Лаврентьев заново переосмыслил весь накопленный материал и нашел решение вопросов, над которыми бился не один год. Кому и как об этом сообщить? В только что освобожденном от японцев Сахалине нет специалистов. Солдат пишет письмо в ЦК ВКП (б), и вскоре командование части получает из Москвы предписание создать Лаврентьеву условия для работы. Ему выделяют охраняемую комнату, где он пишет свои первые статьи. В июле 1950 года он отсылает их секретной почтой в отдел тяжелого машиностроения ЦК.

Сахалинская работа состояла из двух частей - военной и мирной.

В первой части Лаврентьев описал принцип действия водородной бомбы, где в качестве горючего использовался твердый дейтерий лития. Во второй части он предложил использовать управляемый термоядерный синтез для производства электроэнергии. Цепная реакция синтеза легких элементов должна идти здесь не по взрывному типу, как в бомбе, а медленно и регулируемо. Опередив и отечественных, и зарубежных ядерщиков, Олег Лаврентьев решил главный вопрос - как изолировать разогретую до сотен миллионов градусов плазму от стенок реактора. Он предложил на тот момент революционное решение - в качестве оболочки для плазмы использовать силовое поле, до этого в первом варианте он предлагал использовать – электрическое поле.

PAGE 26

Рис.4. Схема для УТС предложенная Лаврентьевым

Олег не знал, что его послание сразу же было направлено на рецензию тогда кандидату наук, а впоследствии академику и трижды Герою Социалистического Труда А.Д. Сахарову, который так отозвался об идее управляемого термоядерного синтеза: "... Я считаю необходимым детальное обсуждение проекта тов. Лаврентьева. Независимо от результатов обсуждения необходимо уже сейчас отметить творческую инициативу автора".

В этом же 1950 году Лаврентьева демобилизуют. Он приезжает в Москву, успешно сдает вступительные экзамены и поступает на физический факультет МГУ. Спустя несколько месяцев его вызвал к себе министр измерительного приборостроения В.А. Махнев - так в царстве секретности называлось тогда Министерство атомной промышленности, соответственно, Институт атомной энергии назывался Лабораторией измерительных приборов АН СССР, то есть ЛИПАНом. У министра Лаврентьев впервые встретился с Сахаровым и узнал, что Андрей Дмитриевич читал его сахалинскую работу, но поговорить им удалось только через несколько дней, опять ночью. Это было в Кремле, в кабинете Лаврентия Берии, который был тогда членом Политбюро, председателем спецкомитета, ведавшего в СССР разработкой атомного и водородного оружия.

Тогда он услышал от Андрея Дмитриевича много теплых слов. Он заверил Лаврентьева, что теперь все будет хорошо, и предложил работать вместе. Лаврентьев согласился на предложение Андрея Дмитриевича.

Лаврентьев и не подозревал, что его идея управляемого термоядерного синтеза (УТС) так понравилась А.Д. Сахарову, что он решил ее использовать и вместе с И.Е. Таммом тоже начал работать над проблемой УТС. Правда, в их варианте реактора плазму удерживало не электрическое, а магнитное поле. Впоследствии это направление вылилось в реакторы под названием "токамак".

После встреч в "высоких кабинетах" жизнь Лаврентьева изменилась как в сказке. Ему дали комнату в новом доме, дали повышенную стипендию, доставляли по требованию необходимую научную литературу. Он взял разрешение на свободное посещение занятий. К нему прикрепили преподавателя математики, тогда кандидата наук, а впоследствии академика, Героя Социалистического Труда А.А. Самарского. В мае 1951 года Сталин подписал постановление Совета Министров, положившее начало Государственной программе термоядерных исследований. Олег получил допуск в ЛИПАН, где приобретал опыт работы в области нарождающейся физики высокотемпературной плазмы и одновременно постигал правила

PAGE 26

работы под грифом "Сов. секретно". В ЛИПАНе Лаврентьев впервые узнал об идеях Сахарова и Тамма по термоядерному реактору.

Для Олега Александровича это было большой неожиданностью. При встречах с Лаврентьевым Андрей Дмитриевич Сахаров ни одним

словом не обмолвливался о своих работах по магнитной термоизоляции плазмы. Андрей Дмитриевич Сахаров и Тамма пришли к идее изоляции плазмы полем независимо друг от друга, а Лаврентьев выбрал в качестве первого варианта магнитный электростатический термоядерный реактор.

12 августа 1953 года в СССР успешно испытывается термоядерный заряд, в котором используется дейтерий лития. Участники создания нового оружия получают государственные награды, звания и премии, зато Лаврентьев по совершенно непонятной для него причине в одночасье многое теряет. В ЛИПАНе был снят допуск, и он лишился постоянного пропуска в лабораторию. Пришлось пятикурснику писать дипломный проект без прохождения практики и без научного руководителя на основе уже сделанных им теоретических работ по УТС. Несмотря на это, он успешно защитился, получив диплом с отличием. Однако работать в ЛИПАН, единственное месте в СССР, где тогда занимались управляемым термоядерным синтезом, первооткрывателя этой идеи не взяли.

Весной 1956 года молодой специалист с необычной судьбой приехал в Харьков с отчетом о теории электромагнитных ловушек, который он хотел показать директору института К.Д. Синельникову. Но Харьков не Москва. Изобретателя УТС вновь поселили в общежитие, в комнату, где проживало одиннадцать человек. Постепенно у Олега появились друзья и единомышленники, и в 1958 году в ХФТИ была сооружена первая электромагнитная ловушка.

В конце 1973 года Лаврентьев написал в Госкомитет по изобретениям и открытиям заявку на открытие "Термоизоляционный эффект силового поля”. Госкомитет потребовал первую сахалинскую работу по термоядерному синтезу, поиски которой заняли длительное время у Лаврентьева. На запрос Лаврентьеву тогда ответили, что секретные архивы пятидесятых годов уничтожены, и посоветовали обратиться за подтверждением существования этой работы к ее первому рецензенту. Андрей Дмитриевич Сахаров прислал справку, которая подтверждала существование работы Лаврентьева и ее содержание. Но Госкомитету нужно было то самое рукописное сахалинское письмо, которое кануло в Лету.

PAGE 26

Токамак 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 полоидального поля, необходимого для равновесия плазмы. Этим он отличается от стелларатора, в котором и тороидальное и полоидальное поле создается с помощью магнитных катушек.

Термин «токамак» был введён русскими физиками Игорем Евгеньевичем Таммом и Андреем Дмитриевичем Сахаровым в 50х годах как сокращение фразы «тороидальная камера с магнитными катушками». Первый токамак был разработан под руководством академика Л. А. Арцимовича в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова в Москве и продемонстрирован в 1968 в Новосибирске.

В настоящее время токамак считается наиболее перспективным устройством для осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Устройство. Токамак представляет собой тороидальную вакуумную камеру, на которую намотаны катушки для создания (тороидального) магнитного поля. Из вакуумной камеры сначала откачивают воздух, а затем заполняют её смесью дейтерия и трития. Затем, с помощью индуктора, в камере создают вихревое электрическое поле. Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора, в котором камера токамака является вторичной обмоткой. Электрическое поле вызывает протекание тока и зажигание в камере плазмы.

Протекающий через плазму ток выполняет две задачи: Нагревает плазму так же, как нагревал бы любой другой проводник

(омический нагрев). Создает вокруг себя магнитное поле. Это магнитное поле называется

полоидальным (т. е. направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии «обвивают» плазменный шнур. При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в полоидальном направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя т. н. «магнитные поверхности» тороидальной формы.

Наличие полоидального поля необходимо для стабильного удержания плазмы в такой системе. Так как оно создается за счет увеличения тока в индукторе, а он не может быть бесконечным, время стабильного

PAGE 26

существования плазмы в классическом токамаке ограничено. Для преодоления этого ограничения разработаны дополнительные способы поддержания тока. Для этого может быть использована инжекция в плазму ускоренных нейтральных атомов дейтерия или трития или микроволновое излучение.

Кроме тороидальных катушек для управления плазменным шнуром необходимы дополнительные катушки полоидального поля. Они представляют собой кольцевые витки, вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Одного только нагрева за счет протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до температуры, необходимой для осуществления термоядерной реакции. Для дополнительного нагрева используется микроволновое излучение на т. н. резонансных частотах (например, совпадающих с циклотронной частотой либо электронов, либо ионов) или инжекция быстрых нейтральных атомов.

Токамаки и их характеристики: Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены

наиболее крупные из них. 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 на базе ниобата олова, 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.

JET(англ.) (Joint Europeus Tor) — самый крупный в мире 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. Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом,

дающим поле напряжённостью 3,5 Тл. TFTR(англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) — 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.

PAGE 26

Tore Supra(фр.) [1](англ.) — токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).

Рис.5. Принципиальная схема токамака-реактора:

Смесь тяжелых изотопов водорода дейтерия и трития нагревают в тороидальной плазменной камере реактора до температуры термоядерного горения (100 млн С) сильноточным (до 20 МА) газовым разрядом. Такой ток в плазме создают с помощью обыкновенного тороидального трансформатора. Плазма при этом выполняет роль вторичного короткозамкнутого витка. Чтобы он не «разорвался» и не коснулся стенок, его «подвешивают» в пространстве и стабилизируют так называемыми «полоидальным» и

«тороидальным» магнитными полями, которые создают с помощью специальных магнитных обмоток. Получающаяся в итоге замкнутая винтовая магнитная конфигурация оказывается для термоядерной плазмы почти идеальной ловушкой. Она позволяет эффективно защитить материальные стенки камеры от воздействия температур в миллионы градусов. Главный продукт термоядерного синтеза – быстрые (14 МэВ) нейтроны – преобразуются в тепло и пар в специальном устройстве бланкете, окружающем плазменную камеру.

Рис. 6. Токамак – JET (Англия).

Размер плазменной около двух метров, высота – около четырех. Максимальный плазменный ток, полученный в этом токамаке, равен 7,5 МА, тороидальное магнитное поле достигает 3,5 Тл, максимальная мощность термоядерной реакции – 17 000 кВт (Или «более 16 МВт», как в основном тексте?). Многочисленные пластины – защитные элементы плазменной камеры – изготовлены из графитовых композитов. Для снижения эрозии они покрыты тонким слоем бериллия. Решетчатые конструкции – антенны высокочастотного дополнительного нагрева плазмы

PAGE 26

Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР

В начале 70х годов международное сообщество пришло к заключению, что термоядерный реактор может быть построен только на основе широкого международного сотрудничества. Причиной этого послужили как техническая сложность реализации проекта, так и высокие финансовые затраты на его сооружение (от 4 до 10 млрд долларов США). В связи с этим в 1970 году был образован Международный совет по термоядерным исследованиям МАГАТЭ, а 5 мая 1978 года СССР выступил с предложением о совместной разработке под эгидой МАГАТЭ международного реактора токамака ИНТОР. Работа над этим проектом осуществлялась международным коллективом инженеров и физиков в течение 1979–1985 годов. В сентябре 1985 года последовало

предложение СССР о совместной разработке Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. В 1987–1990 годах совместными усилиями ученых США, Японии, Европы и СССР был разработан эскизный проект ИТЭР. А 21 июля 1992 года было подписано соглашение под эгидой МАГАТЭ между Евратомом, правительством Российской Федерации, правительством Соединенных Штатов Америки и правительством Японии о сотрудничестве в разработке технического проекта Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. Этот проект осуществлялся международной группой, включавшей физиков и инженеров из Европы, Японии, России и Канады, в течение 1992–2001 годов. Его общая стоимость, включая

научно исследовательские и технологические работы, составила около двух миллиардов долларов. Впервые в человеческой практике удалось создать реальный проект квазистационарного термоядерного устройства с расчетной тепловой мощностью около 500 миллионов ватт. В работах над инженерным проектом ИТЭР в России принимало участие

более 200 научно-исследовательских и проектных организаций, промышленных предприятий и учебных заведений. Работы по проекту проводились под руководством Министерства по атомной энергии созданной им национальной дирекцией проекта ИТЭР (директор О.Г.Филатов, НИИЭФА) в тесном сотрудничестве с Международной проектной группой ИТЭР (Директор Роберт Аймар из Европы). Ведущие роли в разработке проекта играли: российский научный центр “Курчатовский институт” (г. Москва) –физика плазмы, диагностика, системы дополнительного нагрева и безопасность, НИИЭФА им. Д.В.Ефремова(г. Санкт-Петербург) – электрофизические системы реакторного комплекса, Научно- исследовательский и конструкторский институт энерготехники (г.Москва) – ядерно-физические системы и государственный научный центр “Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов” – сверхпроводниковые и конструкционные материалы и системы тритиевого цикла. Значительный вклад в разработку проекта ИТЕР был внесен учеными санкт-петербургских учебных заведений и их научных

PAGE 26

организаций. Ученые Технического университета исследовали вопросы механики и инжекции топлива в реактор. Научно-исследовательский институт вычислительной математики и процессов управления имени В.И.Зубова СПбГУ провел разработку современных методов управления плазменными процессами в токамаке реакторе. В работе принимали участие сотрудники кафедры теории систем управления электрофизической аппаратурой (заведующий кафедрой профессор Д.А.Овсянников), кафедры теории управления (заведующий кафедрой профессор А.П.Жабко), лаборатории компьютерного моделирования систем управления (заведующий лабораторией профессор Е.И.Веремей). Работа велась в тесном сотрудничестве с учеными НИИЭФА им. Д.В.Ефремова и Международной проектной группой ИТЕР. По результатам работы опубликованы статьи, сделаны доклады на различных международных конференциях и совещаниях, защищены диссертационные работы. В настоящее время в НИИ ВМиПУ имени В.И.Зубова создается токамак для учебных целей. Основное предназначение данного токамака – это моделирование и разработка современных методов и систем управления плазмой.

.

Рис. 3. Модель термоядерного реактора ИТЭР в разрезе. Высота плазменной камеры около 8 метров, ее поперечник – около 4

метров. Тороидальное магнитное поле, создаваемое сверхпроводящими катушками, должно достигать на оси камеры 6 Тл, полный плазменный ток – 18 МА. Первичная обмотка трансформатора и обмотки полоидального поля также являются сверхпроводящими. Это принципиально позволяет получать импульс термоядерного горения длительностью 400–1000 секунд. Мощность термоядерного горения должна достичь при этом 500 МВт, что уже превысит полный уровень энергозатрат на его поддержание. Для изучения процессов наработки трития и утилизации энергии быстрых нейтронов в ИТЭРе будут установлены различные варианты бланкетных модулей. От прямого плазменного воздействия они будут защищены пластинами бериллия.

Заключение В данном реферате мы рассмотрели физические основы процесса

термоядерного синтеза и инженерные решения связанные с созданием установки - термоядерного реактора. Выяснили, что далеко не все технические проблемы, связанные, например, с термоизоляцией плазмы, удалось решить. Во второй главе показано, что запасы угля и нефти почти истощены и наиболее перспективный неисчерпаемый источник энергии – энергия термоядерного синтеза. Следует заметить, что исследования в этой области очень дороги, в частности строительство реакторов больших размеров стоит млрд долларов. Отдельная глава посвящена выдающемуся инженеру, предложившему осуществлять УТС, О.А. Лаврентьеву. Было рассказано про реакторы – токамаки и про международный проект реактора ИТЭР.

PAGE 26

Несмотря на большие успехи, достигнутые в этом направлении, термоядерным реакторам предстоит еще пройти большой путь, прежде чем будет построен первый коммерческий термоядерный реактор. Развитие термоядерной энергетики потребует больших затрат на развитие специальных технологий и материалов и на физические исследования. При нынешнем уровне развития работ и их финансового обеспечения можно ожидать, что термоядерная энергетика станет реальностью во второй половине этого столетия.

PAGE 26

Список литературы 1. http://www.cultinfo.ru/fulltext/1/001/008/114/313.htm 2. www.apmath.spbu.ru/ru/misc/journal/p16-19.pdf 3. http://ru.wikipedia.org/ 4. phns.mpei.ac.ru/articles/iter.pdf 5. journal.issep.rssi.ru/articles/pdf/9906_097.pdf 6. http://www.peoples.ru/science/physics/lavrentiev

PAGE 26

комментарии (0)

Здесь пока нет комментариев

Ваш комментарий может быть первым

Это только предварительный просмотр

3 страница на 24 страницах

Скачать документ