Современные проблемы УТС (Багрянский, Бурдаков, Шошин) (1248471), страница 8
Текст из файла (страница 8)
Проблема захоронения радиоактивных отходов при использовании подобных реакторов значительно упрощается, поскольку отходы состоят из элементов, имеющих относительно небольшиезначения периодов полураспада, что позволит ожидать снижения их радиотоксичности до безопасного уровня за время хранения в несколько сотен лет. Для сравнения, ожидаемое время снижения радиотоксичностиминорных актинидов до безопасного уровня – около 10 тыс. лет, что делает задачу хранения отработанного ядерного топлива с минорными актинидами неприемлемо сложной.
Авторы проекта считают, что коммерческаяэлектростанция на основе подобного реактора может быть создана уже к2020 г. и в первой половине текущего столетия с помощью сети такихэлектростанций будет возможно решить существенную часть энергетических проблем США. В настоящее время большая часть экспертов в области ядерной энергетики полагают, что гибридные системы следует создавать в переходной период, в течение которого произойдет развитие технологий «чистого» УТС.347.
МАГНИТНАЯ ТЕРМОИЗОЛЯЦИЯВ стационарных условиях в природе термоядерный синтез происходитв недрах звезд и в частности Солнца. Огромные массы и высокие плотности обеспечивают протекание ядерных реакций даже на обычном водороде, несмотря на «скромные» температуры (не выше 2·107 °К) и ничтожныеэффективные сечения.
Космические масштабы процесса одновременноавтоматически решают проблемы удержания нагретой плазмы в зоне реакции и ее термоизоляции. Действительно, гравитационные силы надежноудерживают плазму от разлета, а огромные расстояния, отделяющие реакционную зону от периферии, позволяют сохранять внутри звезд температуру, достаточную для синтеза, так что это не сопровождается чрезмернобольшими потоками тепла наружу. Иными словами, горячая плазма взвездных глубинах закутана в достаточно толстую шубу наружных звездных оболочек.При переходе к лабораторным условиям возникают закономерные вопросы: Чем заменить гигантские силы тяготения, удерживающие плазму взвездах? Как при земных масштабах реактора снизить потоки тепла настенки, доведя их до приемлемого уровня? Основная идея, определившаяна долгие годы пути развития проблемы, была выдвинута практическиодновременно в СССР, США и Англии.
Она состоит в магнитной термоизоляции. В СССР в 1950 г. её впервые высказали И. Е. Тамм иА. Д. Сахаров.Если принять, что функция удержания частиц в зоне реакции возложена на магнитное поле, то для простых оценок можно положить в стационарных условиях равенство давлений плазмы и магнитного поля:2nkT = B2 / 8π(множитель 2 возникает из-за наличия двух составляющих плазмы – электронов и ионов). Тогда критерий Лоусона (3.5) можно переписать в следующем виде:B2τ > 16πkT⋅f(T)(7.1)Расчет для реакций d,d и d,t дает в оптимальных условиях следующиецифры:реакция (d,d): B2τ > 5⋅109 (Гс2⋅с);реакция (d,t): B2τ > 7⋅107 (Гс2⋅с).Полученные оценки с учетом небольшого «запаса прочности» можнопереписать в виде:реакция (d,d): B2τ > 1010 (Гс2⋅с);реакция (d,t): B2τ > 108 (Гс2⋅с).Эти неравенства наглядно показывают масштабы возникающих технических трудностей, особенно грозных при попытке использовать реакции35(d,d).
Действительно, при больших длительностях удержания, напримерпри τ > 1сек, когда B оказывается порядка 105 Гс, что допустимо, мощность, выделяемая в единице объема, очень мала, и объем экономическиоправданной машины достигает многих тысяч кубометров. При малыхдлительностях удержания, например, при 10-3 – 10-5 сек, магнитные полявозрастают до десятков мегагаусс, что находится далеко за пределами технических возможностей не только сегодняшнего, но и завтрашнего дня.В случае реакции (d,t), при полях масштаба 105 Гс, времена жизни должнысоставлять десятые доли секунды. При этом не следует забывать, чтоплазма представляет собой систему частиц, коллективно связанных и находящихся в крайне неравновесном состоянии. В таких условиях необычайно легко возникают всякого рода неустойчивости, приводящие к гибели исходной хрупкой плазменной конструкции.Термоизоляция плазмы в направлении, перпендикулярном силовымлиниям магнитного поля, является следствием замагниченности движенияэлектронов и ионов в поперечном направлении.
Вдоль силовых линиймагнитного поля движение заряженных частиц ничем не ограничено, и этодвижение при температурах термоядерного диапазона происходит с большой скоростью. Например, скорость дейтронов с энергией 20 кэВ превышает 1000 км/сек. При временах удержания секундного диапазона, чтотребует критерий Лоусона для энергетически оправданных реакторов сумеренной плотностью плазмы, размеры магнитной системы, где не приняты меры по ограничению движения плазмы вдоль магнитного поля, оказываются неприемлемо большими.
В магнитных системах с разумнымиразмерами требуется решать задачу подавления продольных потерь частици энергии. Один из способов решить проблему продольных потерь состоитв том, чтобы замкнуть силовые линии. При этом наиболее привлекательной конфигурацией для магнитной системы оказывается тор, посколькуон – единственная трехмерная фигура, на которой векторное поле без особенностей всюду касательно поверхности. Техническая реализация тороидальной магнитной конфигурации простейшего вида, в принципе, не представляет трудностей, достаточно придать кольцеобразную форму обычному соленоиду. Другой подход заключается в использовании так называемых магнитных пробок для ограничения продольного движения частицплазмы. Для реализации простейшего вида ловушки с магнитными пробками на концах обычного цилиндрического соленоида устанавливают дополнительные катушки, усиливающие магнитное поле вблизи торцов.
Согласно законам классической механики, в такой ловушке могут удерживаться заряженные частицы, совершая периодическое движение вдольмагнитного поля и отражаясь от пробок. Таким образом, системы для магнитного удержания плазмы можно разделить на два типа: ловушки с замкнутыми силовыми линиями и ловушки открытого типа.368. ЗАМКНУТЫЕ МАГНИТНЫЕ СИСТЕМЫРассмотрим движение электронов и ионов плазмы в магнитной системес тороидальной конфигурацией (рис. 9).
В такой системе, очевидно, существует градиент магнитного поля, направленный вдоль радиуса тора. Магнитное поле уменьшается как 1/r, где r – радиус. Его радиальный градиентприводит к разнонаправленному дрейфу электронов и ионов, в результатечего плазменный шнур поляризуется и внутри плазмы образуется электрическое поле, направленное вертикально. Как известно из механики, вскрещенных электрическом и магнитном полях частицы с разным знакомзаряда совершают дрейф E×B в одном направлении. В нашем случае этопроявляется в том, что плазма перемещается наружу вдоль радиуса, следовательно, в магнитной системе замкнутого типа с простой тороидальнойконфигурацией невозможно удержать плазму.
Решить проблему можно спомощью усложнения магнитной конфигурации системы путем прибавкик тороидальному полю перпендикулярной ему полоидальной компоненты.Это можно реализовать двумя способами: током, который течет по плазме(токамак), и внешними обмотками специальной формы (стелларатор)(рис. 10).
Введение полоидального поля приводит к тому, что силовая линия «наматывается» на тороидальную поверхность и дрейфовое движениекомпенсируется.BtE∇BE×Bдрейф∇BРис. 9. Особенности удержания плазмы в магнитной системе с тороидальной конфигурациейПлазменный шнур в токамаке представляет собой виток вторичной обмотки трансформатора (рис. 11). Ток в плазме возникает при возбуждениинарастающего во времени тока в его первичной обмотке. Кроме трансформаторной системы и катушек тороидального поля, имеются дополнительные катушки полоидального поля, служащие для управления пространственным положением и формой плазмы.
Магнитное поле, создаваемое катушками полоидального поля, взаимодействует с током, текущим по плаз37ме. Специальная система обратной связи, управляющая током в катушкахполоидального поля, позволяет стабилизировать положение плазмы внутри вакуумной камеры.Рис. 10. Замкнутые магнитные ловушки: а – токамак, б – слеллараторторсатрон. Короткие стрелки показывают направление токов: Ic – в виткахтороидального поля; Ih – в винтовых витках; I – в плазме токамакаПринципиальная возможность осуществления УТС в реакторе на основе токамака впервые была обоснована И.
Е. Таммом и А. Д. Сахаровым в1951 г. Экспериментальные исследования в СССР начались во второй половине 50-х гг. прошлого века и проводились в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова в лаборатории Н. А. Явлинского, который и являлся первым организатором этого направления. Термин «токамак» былпридуман Игорем Николаевичем Головиным, учеником академика Курчатова. Первоначально он звучал как «токамаг» – сокращение от слов«тороидальная камера магнитная», но Н. А.
Явлинский, предложил заменить «-маг» на «-мак» (тороидальная камера с магнитными катушками)для благозвучия. После смерти Н. А. Явлинского в 1962 г. исследованияудержания плазмы в токамаке систематически и во все возрастающихмасштабах проводились той же группой физиков под руководствомЛ. А.
Арцимовича. Важной вехой в истории развития этого направленияУТС стала демонстрация в конце 60-х гг. возможности достижения электронной температуры T∼1 кэВ. Мировой научной общественности этодостижение было представлено в 1968 г. на конференции МАГАТЭ в Новосибирске, а затем подтверждено с помощью системы лазерного рассеяния специалистами из Каллэмской лаборатории (Англия). Данные событияпослужили началом бурного развития исследований удержания плазмы втокамаках в ряде стран, включая США, Англию, Германию, Японию,Францию и др.38ТрансформаторноеярмоПервичная обмоткатрансформатораКатушкитороидальногополяПолоидальныекатушки (для управления положениемформой плазмы)Тороидальное полеПолоидальное полеПлазма с током Ip(вторичная обмотка)Результирующеевинтовое магнитноеполеРис.
11. Основные элементы установки токамакНа рис. 12 показан прогресс параметров плазмы в токамаках за всю историю их развития. Представлена зависимость от времени тройного произведения nτET, где n – плотность плазмы, τE – время удержания, T – температура плазмы. Для сравнения приведена временная зависимость, отражающая прогресс в развитии элементов компьютерной памяти. Видно, чтовплоть до начала третьего тысячелетия темп прироста результатов исследований на токамаках не уступал темпу развития наиболее прогрессирующих технологий.На рис.
12 обозначены названия токамаков, где были получены отмеченные результаты. Рекордсменами сегодня являются: JET [38] (Объединенная Европа) и JT-60U (Япония) [37]. Важнейшим достижением токамаков является демонстрация возможности приблизиться к значению коэффициента усиления мощности Q≈1. Это было продемонстрировано в экспериментах с d,t-плазмой сначала на установке TFTR (США, 1994 г.), гдетермоядерная мощность превысила 10 МВт (Q = 0,27), затем на токамакеJET, где термоядерная мощность достигла 16 МВт (Q = 0,65). На рис. 14отражены результаты соответствующих экспериментов на JET и TFTR.Рис. 13, показывающий магнито-вакуумную система установку JET, наружный диаметр вакуумной камеры которой составляет ∼8 м, позволяетоценить масштаб современного эксперимента на токамаках.39Т-10Т-3Рис.
12. Прогресс параметров плазмы в токамаках, выраженный в виде зависимости тройного произведения nτET от времени. Для сравнения приведенавременная зависимость, отражающая прогресс в развитии элементов компьютерной памятиЭксперименты, проведенные на крупнейших токамаках, подтверждают,что, как и в случае лазерного УТС, задача достижения Q >> 1 лежит награнице технологических возможностей современной цивилизации.
Данное обстоятельство вместе с успехами развития физики и технологий, связанных с нагревом и удержанием плазмы в токамаках, мотивировали создание международного проекта ИТЭР (ITER – International ThermonuclearExperimental Reactor), который реализуется в настоящее время на югеФранции в рамках международного соглашения между Европейским Союзом, Японией, Российской Федерацией, США, Южной Кореей, Китаем иИндией [40]. Основными физическими задачами экспериментов на ИТЭРявляются следующие:40•продемонстрировать длительное горение плазмы с индуктивнымподдержанием тока с Q не менее 10 для разных сценариев работы и с длительностью, достаточной для достижения стационарного состояния;•попытаться продемонстрировать стационарную работу снеиндуктивным поддержанием тока с Q не менее 5;•вдополнение,недолжнаисключатьсявозможностьконтролируемого зажигания;С точки зрения инженерных требований установка должна:•продемонстрировать отработанность технологий, ключевых длятермоядерного реактора;•позволить провести испытания компонентов будущего реактора;•испытать системы наработки трития, извлечения тепла ипроизводства электричества.Рис.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
