Управляемый термоядерный синтез / 2008-02-19-21-20-Дамир-8888888

Введение

Ожидающийся к середине следующего века почти двукратный рост населения Земли, в основном за счёт развивающихся стран, рост среднедушевого потребления энергии в мире до уровня развитых стран может привести к увеличению мировых потребностей энергопотребления в 2-3 раза уже к середине следующего века.

Термоядерный синтез предлагает долговременный безопасный источник энергии с практически неисчерпаемыми запасами топлива и существенными экологическими преимуществами. Энергоемкость ядерного топлива в миллион раз выше, чем энергоемкость органического топлива. Это удобно, потому что это позволяет избежать транспортных расходов. Но с другой стороны, это вещь потенциально опасная, потому что в случае аварии выделяется большое количество энергии в заданном небольшом объеме. Изучение проблемы дальнейшего использования этого вида энергии и является актуальной и одной из основных на сегодняшний день.

Осн

В середине 50-ых годов основные ядерные страны начали широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. Первый токамак был построен в России в Институте Атомной энергии им. И. В. Курчатова в 1956 г.

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.

--- Первый этап исследований систем с магнитным удержанием плазмы выявил заметное преимущество токамака над другими возможными конфигурациями плазмы, и в семидесятые годы на токамаках первого поколения (Т-7, Т-10, Т-11 в России; PLT и DIII-D в США; ASDEX и TFR в Европе; JFT-2 в Японии и др.) были получены высокие параметры плазмы с температурой в несколько кэВ. Плотность плазмы в них достигала 10²⁰ м^-3. Были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы, различные плазменные диагностики и системы управления плазмой. Эксперименты показали также необходимость использования диверторной конфигурации плазмы.

В 80-90-ых годах вошли в строй большие экспериментальные токамаки второго поколения (JET и TOR-SUPRA в Европе; TFTR в США; JT-60 в Японии) предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору.

На этом поколении токамаков были успешно опробованы основные технологические системы, важные для создания экспериментального реактора: сверхпроводящие магнитные системы, способные создавать поле с индукцией 5-7 Тл на оси плазмы, тритиевые системы, приемные элементы дивертора и др. Важные шаги в интеграции физических параметров были сделаны в экспериментах на JET, TFTR и JT-60, послуживших базой при разработке экспериментального реактора ИТЭР.

--- Третьим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах, и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем демонстрационного термоядерного реактора (ДЕМО).

Завершением этапа явилась разработка Международного Термоядерного Экспериментального Реактора (ИТЭР) [2], завершившийся в 1998 г. выпуском первого варианта технического проекта в объеме, достаточным для принятия решения о строительстве. В настоящее время ИТЭР является стержнем термоядерных программ ведущих стран, и тесно связан с физическими и технологическими программами в области управляемого термоядерного синтеза. Предполагаемое время его строительства - первое десятилетие века, с последующим проведением двадцатилетней экспериментальной программы.

Конструкция ИТЭР представляет собой практически первую реальную попытку решить одну из главных проблем энергетических термоядерных систем: способность реализовать одновременно конструктивные решения различных элементов и систем реактора, удовлетворяющие требованиям физики плазмы, дистанционного обслуживания, ресурса, безопасности в режимах нормальной работы и при срывах плазмы.

Конструкция ИТЭР имеет все необходимые компоненты для поддержания 500 - 1500 МВт термоядерной мощности как в импульсном так и в стационарном (необходимом для перехода к ДЕМО) режиме работы, с достижением при необходимости воспроизводства трития и получения высокотемпературного тепла. Детально разработаны на уровне технического проекта основные системы реактора:

• сверхпроводящие магниты с полем до 13 Т;

• четыре возможных системы дополнительного нагрева и поддержания тока плазмы;

• система сборки\разборки и дистанционного обслуживания основных элементов реактора;

• система инжекции топлива и откачки плазмы;

• тритиевая система;

• большое количество вспомогательных систем и сооружений.

Радиоактивность материалов ТЯР сосредоточена в подавляющем количестве в твердых отходах (конструкционных материалах; бридере топлива (трития) и бериллии, если он есть в реакторе). Единственным активным газом является тритий, величины предельно допустимых концентраций которого на несколько порядков величины ниже чем для большинства остальных радиоактивных материалов ТЯР.

Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем 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 проектирования ИТЭРа большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Анализ проекта ИТЭР показал, что выход радиоактивности при всех возможных и гипотетических авариях ТЯР значительно ниже чем при авариях АЭС. Большинство продуктов активации связано в твердых материалах, выход из которых сильно затруднен или невозможен. Реальные запасы тепловой энергии в конструкциях ТЯР не очень велики и барьер безопасности легко может противостоять интегральным авариям. Аварии магнитных систем, обладающих максимальным запасом энергии (100 - 200 ГДж), также не приводят к существенным структурным изменениям реактора.

Анализ выбросов радиоактивности показал, что максимально возможный аварийный выброс не превосходит ~ 50 г. по тритию, 25 г. по продуктам коррозии и 40 - 100 г по пыли, образующейся в плазменной камере. Эти выбросы приводят к суммарным дозам облучения на границе площадки в 2-10 раз ниже допустимой дозы для населения.

Стратегия обращения с отработанными радиоактивными материалами ТЯР нацелена на переработку радиоактивных отходов и возвращение материалов обратно в цикл рефабрикации с максимально коротким периодом обращения.

При временах выдержки 30-100 лет (в зависимости от конкретных конструкционных материалов) возможна ручная переработка ~60-70 вес. % материалов реактора и дистанционная переработка ~20-30 вес. % материалов. Остальные материалы относятся к классу среднекоактивных отходов и подлежат поверхностному захоронению. Возможно некоторое увеличение доли дистанционно перерабатываемых материалов при увеличении срока выдержки до 300-500 лет.

Не так давно правительство Российской федерации рассмотрело и в целом одобрило основные направления стратегии овладения энергией термоядерного синтеза до 2015 года и поручило Росатому до 1 октября доработать соответствующую федеральную целевую программу (ФЦП). Она предусматривает создание в России научно-технологической базы термоядерной энергетики в 2009-2015 годах. В дальнейшем (до 2031 года) планируются создание и испытание материалов для серийной термоядерной электростанции, а после 2031 года - испытание технологий для создания такой станции, ее разработка и выход на коммерческую эксплуатацию.

*Ориентировочная стоимость первого этапа ФЦП - около 30 млрд рублей, а общее финансирование стратегии до 2050 года составляет 515 млрд рублей (из них 462 млрд - бюджетные средства). На заседании было подчёркнуто что эта технология 21 века позволит заложить основы благосостояния россиян на многие десятилетия вперед и обеспечит экономику страны безопасным, экологически чистым и практически неограниченным источником энергии.

Академик Евгений Велихов, принимавший участие в заседании, акцентировал внимание на важности использования научных разработок, которые будут получены при реализации проекта строительства международного термоядерного реактора ИТЭР, который намечено построить во Франции. В этом проекте, общей стоимостью около 13 млрд долларов, участвуют Россия, ЕС, Индия, Китай, США, Южная Корея и Япония. "Все участники проекта не только партнеры, но и конкуренты, каждый в процессе его реализации будет стремиться извлечь максимума выгоды для себя, - отметил ученый. И Россия в этой борьбе за свой кусок пирога не должна стоять в стороне".

По словам Велихова, США и Китай уже к этому готовятся, и именно поэтому важно осуществить первый этап работы в течение ближайших двух лет, так как именно от него будет зависеть дальнейшее влияние России в ИТЭР.

Понятно, что все три установки, на которых получен полезный эффект, не идут ни в какое сравнении со строящимся во Франции термоядерным реактором, предполагаемая мощность которого 500 мегаватт. Этап исследований на нем продлится порядка 20 лет. В результате, будут получены практически все данные для строительства термоядерных реакторов на коммерческой основе. Общая стоимость проекта оценивается в 13 млрд долларов, из которых 40 процентов вносит Евросоюз, а 60 в равных долях остальные участники проекта.

Радикальная перестройка нынешней энергетической системы – одна из главных проблем решающихся на мировом уровне. Есть примерно 50 лет для того, чтобы заменить прежнюю энергетическую систему, основанную на сжигании ископаемых энергоресурсов, на систему, использующую другие экологически чистые и возобновляемые источники энергии. Наиболее вероятно, что новая энергетическая система будет использовать комбинацию различных источников энергии: солнечную энергию, производство биомассы, ядерные реакторы синтеза и термоядерную энергетику, и только объединенные усилия людей работающих в различных областях научных исследований в энергетике способны решить эту глобальную проблему в такой исторически короткий срок.

В тоже время видно, что единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энергия. Ядерные электростанции, основанные на реакции деления, уже сейчас могут начать заменять тепловые электростанции, сжигающие ископаемые энергоресурсы. И хотя ядерная энергетика, использующая реакции деления, это тоже временное решение, она может дать время, необходимое для разработки термоядерных реакторов синтеза. Многолетние исследования в области управляемого термоядерного синтеза показали, что термоядерные реакторы могут стать тем способом производства энергии, который в будущем заменит нынешнюю базовую энергетическую систему.