Нерешенные проблемы термоядерного синтеза

                Цыцаркин Анатолиий Федорович, к.т.н.

        Нерешенные проблемы термоядерного синтеза. Надежды и перспективы.



               
Реферат.

Современная атомная энергетика расточительна, т.к. ориентирована на использование только 235 U, что снижает природный ресурс ядерного топлива в десятки раз.
Низкая допустимая концентрация реагентов: дейтерия и трития в рабочей тороидальной камере системы токамак определяет максимальный уровень энерговыделения в 70 Вт/м2,что исключает его применение для получения электричества.
Высокая температура плазмы (~100 млн.о К) не дает возможность отводить наработанный гелий, ингибирующей реакцию синтеза и поддерживать на постоянном уровне концентрацию реагентов.
Эффективность термоядерного синтеза, при котором 80% выделяемой энергии связана со сверхбыстрыми нейтронами может быть достигнута только при гибридной увязке с атомным реактором для конверсии не делящего 238U в делящийся плутоний (239Рu).
Гибридная установка может быть реализована на принципе гомогенного жидкосолевого реактора, в котором один из компонентов топливной соли является смесь дейтерида и трития лития. Использование 6L2I даст возможность воспроизводить тритий.













Оглавление.
Введение.

1.Перспективы управляемого термоядерного синтеза.
2.Обескураживающая особенность термоядерного реактора типа токмак.
3. Вариант термоядерного синтеза путем бомбардировки мишени из смеси дейтерия и трития в твердом состоянии потоком лазерного излучения (способ инерциального удержания плазмы).
4. О возможности осуществления термоядерного синтеза в жидком состоянии.
Заключение.
Список литературы.



Введение.
Насущной проблемой человеческой цивилизации является энергетическая. Опора энергетики на углеводородное топливо чревато быстрым истощением практически невозобновляемых ресурсов.
В ближайшем будущем неуклонное снижение концентрации диоксида углерода в атмосфере создаст угрозу наступления ледникового периода и снижения урожайности сельскохозяйственных культур путем фотосинтеза. Это потребует нормированной подачи углекислого газа, который может быть получен сжигание углеводорода или энергозатратным извлечением из холодных океанических бассейнов.
Использование возобновляемых источников энергии, связанных с солнечной радиацией (непосредственный нагрев, ветровые установки и т.д.) только частично обеспечат проблемы энергосбережения.
Ядерная энергетика использует в качестве топлива делящийся изотоп урана с молекулярным весом 235 (235U), содержание которого в природном уране составляет всего 0,7 % (остальное-238U).
При таком подходе ресурсов урана будет незначительно больше, чем нефти и газа (л.1).
Однако топливная база ядерной энергетики может быть расширена в 30-40 раз применением реакторов на быстрых нейтронах. В них 238U перерабатывается в новое делящееся под действием тепловых нейтронов вещество-плутоний (239Рu), подобный по свойствам 235U.
Практически неисчерпаемым источником энергии мог бы стать термоядерный синтез, исследования в области которого продолжаются уже около 70 лет.
Автор выражает большую признательность генеральному директору НПК «Экология» Арсеньеву Д.В. и коллективу компании за всестороннюю поддержку.
Автор благодарен проф. Чиннову В. Ф. за плодотворное обсуждение некоторых вопросов физики высокотемпературной плазмы.

               


1.Перспективы управляемого термоядерного синтеза

Источником энергии звезд и Солнца являются реакции соединения ядер водорода (протонов), протекающих в центральной области. Этому способствуют высокая плотность (~100 г/см3) и температура порядка 10 млн.К.
Реакции синтеза происходят последовательно: сначала с образованием преимущественно дейтерия, частично-трития, а затем ядер дейтерия с дейтерия, а также дейтериям с тритием. Продуктом синтеза является гелий, являющийся ингибитором реакций и отводимый из активной зоны по мере накопления.
Для образования ядра гелия из ядер дейтерия необходимо преодолеть силы электростатического (кулоновского) отталкивания между ними. Потреления энергия для этого соответствует по расчетным средней энергии частиц при температуре ~400 млн. К.
В соответствии с больцмановским распределением по энергиям лишь незначительная часть молекул при 10 млн. К. имеет энергию, сравнимую со средней для температуры 400 млн. К. Однако высокое давление в активной зоне (порядка 1014 Па) эквивалентно повышению температуры примерно на 10 млн. К., что способствует ускорению реакций синтеза.
Шансы осуществить термоядерный синтез в земных условиях связаны с использованием дейтерия и трития. По оценочным данным для инициации этой реакции температура должна быть на уровне 100 млн. К.
На выходе образуется гелий (4Не), нейтрон 1; и выделяется 17,6 МЭВ энергии:
2D+3T ;4Не+1 ;+17,6 Мэв.
Около 80% энергии приходится на кинетическую энергию нейтрона, который приобретает скорость около 5 · 107 м/сек, остальное передается гелию, сообщая ему скорость примерно 1,3 ·107 м/сек.
Дейтерий можно извлекать из воды, где его содержится в 6500 раз меньше водорода.
Трития в природе не существует, поскольку он является радиоактивным изотопом водорода с периодом полураспада 12 лет. Он может быть получен облучением лития нейтронам:
6L2+1п ;3T+4He.
В природном литий содержится 7.4% 6L2I, остальное приходится на 7L2I.
Литий является лимитирующим сырьем для термоядерной энергетики, использующей тритий. При осуществлении реакции (2D+2D) можно получить энергию в 100 млн. раз больше, чем при сжигании всех запасов органического топлива.
Удельный расход термоядерного топлива является самый минимальным при выработке тепловой энергии, причем в этом отношении имеется преимущество перед ядерным топливом.
Так, для получения 1 млн. квт•час энергии необходимо затратить 10,7 г. дейтерий – тритиевой смеси; 44;3 г. 235U (в 4,1 раза больше) и 123 тн. условного топлива (теплотворная способность 29,3·106 дж/кг).






2. Обескураживающая особенность термоядерного реактора типа токамак

В этой системе смесь дейтерия с тритием загружается в тороидальную камеру при достаточно низком давлении. Нагрев производится индукционным способом. В проводящей плазме от индуктора возбуждается ток порядка миллиона ампер. За счет джоулевых потерь плазму разогревают до рабочих температур.
С помощью магнитного поля, создаваемого сверхпроводящей магнитной системой, расположенной снаружи камер, плазма отжимается к оси. При этом устраняется непосредственный контакт высокотемпературной плазмы со стенкой. Полностью ионизированная плазма не излучает, как обычные газы и материалы при невысоких температурах, однако в конкретном случае характеризуется тормозным излучением ядер, поскольку их скорость поперек оси камер гасится магнитным полем.
Чтобы термоядерная реакция произошла, в плазме должны выполняться условия, соответствующие критерию Лоусона [л.1]: n·t>1014, где n-концентрация атомов в 1см3. t- время удержания плазмы при необходимой температуре.
В настоящее время достигнута температура около 30 млн. К. с удержанием в течение <0,1 сек  и концентрацией частиц ~1014 1/см3=1020 1/м3.
Представляет интерес оценить некоторые параметры термоядерного реактора системы токамак при его гипотетической реализации.
Примем загрузку камеры дейтерий – тритиевой газовой смесью в соответствие с критерием Лоусона равной 1020 частиц на 1 м3.
Потенциально возможное число термоядерных актов для объема камеры в 1м3 составит половину концентрации частиц, т. е. 5·1019.
Энергетический потенциал дейтерий-тритиевой смеси в 1м3. При этом давление в камере составит 0,37 Па. После разогрева до 100 млн. градусов давление оказалось бы на уровне атмосферного, но под действием магнитного поля, создаваемого сверхпроводящей системой, оно увеличивается примерно в 6 раз, что приводит к сокращению диаметра плазменного шнура в 2,45 раз.
При энергетическом эффекте одного термоядерного акта 17,6 Мэв или 2,82·109Дж/м2. (1эв=1,602·10-19дж). Энергетический потенциал дейтерий-тритиевой смеси в 1м3 камеры составит: объемный энергетический потенциал
ЭП=5·1019·2,82·10-12 Дж/м3=1,41·108 Дж/м3, а для одного погонного метра длины тора при его диаметре около 5м-2,77·109 Дж/м3, что определяет удельное энерговыделение на 1м2 поверхности камеры Q=1,764·108 Дж/м2,.
Расчетное значение ЭП для солнечного ядра составляет 3,3·1019 Дж/м3,, однако мощность энерговыделения оказывается равной всего 72 вт/м3, что обеспечивает активность в течение миллиардов лет.
По данным л.2 величина ЭП ядерного реактора ВВЭР~1000 равна 6,4·1015 Дж/м3 на 3 года эксплуатации, а удельное энерговыделение -110 Мвт/м3.
Проведем оценку удельного энерговыделения рассматриваемого термоядерного реактора.
В отношении кинетики термоядерной реакции в токамаке имеется некоторая неопределенность, однако расчетное значение объемного энергетического потенциала ЭП=1,41·108 Дж/м3 можно считать установленным достаточно оптимальным.
Время запитки токамака, настройки всех подсистем, выхода на режим может быть оценено в несколько суток.
В этих условиях минимальное время эксплуатации следует принять около месяца (720 часов).
Получим для камеры диаметром 5 м., при длине 1м. Энергетический ресурс Е~ЭП·V=1,41·108·19,6=2,764·109Дж/м. Удельное энерговыделение:
Q=E/S=(2,764·;10;^9)/;(15,7@)=1,76·108 Дж/м2, S-наружная поверхность тора при 1 м. длины. Предполагаемый тепловой поток:
q=Q/T=(1,76·;10;^8)/720 Дж/м2·час=2,44·105Дж/м2·час~68 вт/м2.
Для сравнения тепловой поток с поверхности тела человека составляет тела человека составляет 100 вт/м2, а при тяжелой нагрузке – в несколько раз больше. На порядок выше тепловая мощность комнатной панели отопления.
Основная возможность повышения удельного энерговыделения могла быть связана с повышением концентрации частиц. Это потребовало бы соответствующего усиления магнитного поля, что представляется неосуществимым.
Кроме того, процесс торможения частиц с составляющей скорости, ; оси токмака  препятствует достижению требуемой температуры плазмы.
При эксплуатации токамака происходит снижение удельного энерговыделения. Это усугубляется наработкой гелия, оказывающего ингибирующее воздействие.
Система отвода образующегося гелия и поддержания концентрации реагентов представляется не только крайне сложной, но и невозможной для реализации.
Поражают размеры и расход материалов для изготовления тороидальной камеры токамака. Для тепловой мощности 106 КВТ и удельного теплового потока 0,068 квт/м2 потребная поверхность камеры составит ~15·106 м2. При диаметре камеры 5м. ее длина будет на уровне 0,94 млн. метров, что соответствует диаметру тора около 300 км.
Принимая толщину стенки камеры равной 15 мм из соображений устойчивости, получим объем материала около 2,2·105 м3, а массу на уровне 2 млн. тн. при изготовлении из стали.
Для сравнения: масса корпуса реактора ВВЭР – 1000, вырабатывающего в 3 раза больше тепла, составляет 240 т. н., что в 8000 раз с лишним меньше.
Столь низкая удельная мощность термоядерного реактора системы токамак объясняется прежде всего незначительной плотностью смеси дейтерия с тритием при невозможности ее существенного повышения.
Положение усугубляет тем обстоятельством, что всего 20% выделяемой энергии связано с гелием, а 80% - с нейтронами высокой энергии (14 мэв).
Их использование дало бы максимальную отдачу при преобразовании 238U делящийся изотоп 239Рu, для чего камеру следовало бы окружить отдельной рубашкой – бланкетом. Его расположение между стенкой камеры и сверхпроводящей системой представляется невозможным. К этому следует добавить присутствие в непосредственной близости индукционной системы.
Многолетняя безуспешная работа квалифицированных специалистов над принципиально неразрешимой проблемой увенчалась достаточно ценными технологическими достижениями в ряде областей.
Уже продолжительное время ведутся работы по обузданию термоядерного синтеза в новом направлении.


3. Вариант термоядерного синтеза путем бомбардировки мишени из смеси дейтерия и трития в твердом состоянии потоком лазерного излучения (способ инерциального удержания плазмы)

Принцип действия заключается в следующем (л.1)
Внутрь сферического сосуда радиусом несколько метров вводится шарик из смеси твердых дейтерия и трития диаметром 1;2 мм. Через 8;12 окон на поверхности сферы его синхронно обстреливают лазерными лучами. Энергия импульса составляет около 100 тыс. Дж, который длится несколько наносекунд (~10-9 сек). При этом мощность импульса достигает 1014 Вт.
Предполагается, что под действием облучения произойдет быстрое испарение с поверхности мишени некоторой доли его массы в виде высокоскоростных частиц. Оставшиеся внутренние слои за счет сил отдачи могут уплотниться в сотни и даже тысячи раз с одновременным нагревом до высоких температур.
По замыслу исследователей в центральной части шарика могут быть созданы условия для прохождения термоядерных реакций.
Проведем анализ происходящих процессов.
Прием диаметр шарика-мишени равным 2 мм. Его объем составит 4,2·10-3 см3. С учетом трехкратной разницы в плотностях (плотность трития составляет ~0,24 г/см3; дейтерия ~0,08 г/см3) занимаемые ими объемы для создания в смеси равного числа частиц реагентов будут равны соответственно 1,4·10-3 и 2,8·10-3 см3.При этом исходный энергетический потенциал оказался бы равным 0,67·1020·2,82·10-12Дж=1,89·108Дж/м3, практически совпадающий с таким же параметром для 1м3 рабочей смеси в токамаке. Однако объемная плотность частиц в нашем случае с учетом предполагаемого уплотнения в ~1000 раз оказывается значительно выше.
Если начальный объем 4,2·10-3см3=4,2·10-9 м3 сократится до 4,2·10-12м3, концентрация частиц окажется равной (0,67·2·;10;^20)/(4,2·;10;^(-12) )1/м3 =3,19·1031 1/м3 против 1020 1/м3 в токмаке
Однако даже столь высокая плотность не гарантирует значительной доли прореагирущего материала мишени. Повод для сомнений дает большая (несколько сантиметров) средняя величина свободного пробега до столкновения частиц.
Реальное срабатывание ~70% имеющегося энергетического потенциала может дать выход около 1,3·108 Дж, что является оптимистической оценкой. Только 20% этого количества энергии 2,6·107 Дж имеет тепловую природу и связана с образующимся гелием. Остающаяся часть (1,04·108Дж) – энергия нейтронов. Преобразовать эту энергию непосредственно в тепловую крайне расточительно.
В ядерном реакторе, где большая часть загрузки – неделящийся 238U, нейтрон как продукт термоядерной реакции может трансформировать его в элемент 239Рu (плутоний), являющийся уже делящимся. При этом будет затрачено ~2 Мэв энергии нейтрона из располагаемых >14 Мэв.
В итоге мы получим 212 Мэв энергии вместо 14 Мэв, т. е. увеличим выход в 15 с лишним раз. В сумме полученная энергия составит ~1,6·109 Дж. Однако на это можно рассчитывать только в случае реализации гибридного реактора, предполагающего непосредственную связь термоядерной стадии и ядерной установки с дополнительной функцией конвертора.
Такую гибридизацию с камерой инерциального удержания плазмы выполнить практически невозможно.
Отметим еще раз низкий уровень собственно теплового потока для сферической камеры термоядерной установки.
Принимая ее радиус равным 3м., получим тепловой поток на уровне 2,3·105 Дж/м2;64 Вт·час, образующийся в импульсном режиме, демпфируемый во времени тепловодностью стенки.
Ее подогрев при толщине 10 мм составит менее 10 град.

4. О возможности осуществления температурного синтеза в жидком состоянии

Препятствием к реализации проекта токамака является не только низкий уровень выделения энергии на единицу поверхности, но и невозможность использования энергии нейтронов для конвертирования 238U в делящийся плутоний. Это представляет единственный способ реабилитации данной концепции термоядерного синтеза.
Те же недостатки в несколько меньшей степени характерны и для проекта инерциального удержания плазмы, хотя он является существенным шагом в развитии актуальной проблемы.
Здесь находит выражение попытка повышения эффективности термоядерного синтеза за счет увеличения объемной концентрации реагентов, что является обязательным фактором.
Высокая концентрация дейтерия и трития достигается переводом их в твердое состояние применением сложной технологии (глубокое охлаждение до нескольких градусов Кельвина).
Сравнимая концентрация реагентов устанавливается и в их соединении с литием (дейтерид и тритид). В твердом состоянии их плотность составляет 0,7;1,0 г/см3, температура плавления около 700о С. Концентрация D и Т находится на уровне 1028 1/м3. Для облегчения термоядерной реакции предпочтительней использование не смеси этих соединений, а вещества, образованного насыщением лития газовой смесью дейтерия и трития.
Существует определенная вероятность протекания термоядерных реакций при размещении этого вещества в активной зоне ядерного реактора.
Известны результаты (л.3) о прохождении термоядерных реакций между изотопами водорода:
а) бомбардировка ледяной мишени из тяжелой воды (D2O) молекулами дейтерия:
2D+2D;3Не+1no+3,2 МэВ.
б) Бомбардировка мишени из циркониевой фольги, в которую предварительно абсорбировали тритий:
 2D+3Т;4Не+1no+17,6 МэВ.
Дейтоны ускоряли до энергии ~0,3 МэВ, достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера.
Энергия нейтронов в активной зоне ядерных реакторов находится в диапазоне 0;13 МэВ. Для большинства нейтронов при рождении она составляет 2 МэВ.
Для нашей цели неприменимы гетерогенные твердотвэльные реакторы типов ВВЭР и на быстрых нейтронах по ряду соображений. Перспективно использование гомогенных реакторов, где топливо находится в жидком состоянии в виде солей и выполняет функцию теплоносителя с смеси с другими солями в первом контуре. Во втором промежуточном контуре циркулирует более дешевая соль. Третий контур обычный пароводяной [л.2].
В 50-ых годах в США был создан экспериментальный реактор на расплавленных солях, а в 60-х годах ввели в эксплуатацию реактор тепловой мощностью 8 МЭВ. Накопленный опыт разработать проект крупной АЭС с жидко солевым реактором размножителем на тепловых нейтронах электрической мощностью1000 Мвт с составом соли, % вес.
Li F-71,772; BeF2-16,0; ТhF4-12,0; 233UF4-0,228.
Температура плавления топливной соли -500оС; на выходе -704оС, расход -3,69м3/сек. Тепловая мощность -2250 Мвт; удельное энерговыделение в топливной соли: среднее – 74 Мвт/м3; максимальное ~492 Мвт/м3.
Размеры реактора; м:
Диаметр корпуса – 6,8; высота корпуса – 6,1.
Диаметр активной зоны – 4,39; высота – 3,96.
Количество тория в контуре 88,6 тн.
Количество делящегося материала 1,5 тн.
Реактор в данном исполнении сочетает свойства гетерогенного и гомогенного реактора. Наличия графитового замедлителя в активной зоне реактора дает выигрыш в нейтронно-физических характеристиках, а циркуляция топливной соли дает возможность использовать преимущества гомогенных реакторов. К ним относятся благоприятный баланс нейтронов, вследствие отсутствия конструкционных материалов, возможность осуществлять непрерывной вывод продуктов реакций и деления, производить непрерывную перегрузку топлива.
Последнее обстоятельство позволяет регулировать по ходу состав топливной соли, свести к минимуму избыточную реактивность и упростить регулирование.
Наличие твэлов в гетерогенных реакторах с загрузкой ядерного топлива на несколько лет является основной причиной ядерной опасности особенно при их огромном количестве (несколько десятков тысяч).
Термоциклирование твэлов при переменных нагрузках существенно снижает их ресурс, а ксеноновое отравление вообще исключает оперативное изменение мощности.
К недостаткам жидкосолевых реакторов следует отнести высокую радиоактивность контура. В гетерогенных реакторах оболочка твэла являются важным барьером по удержанию продуктов деления.
Поэтому для гомогенных реакторов требуется создание устройств и механизмов по дистанционному обслуживанию оборудования первого контура.
Однако для гетерогенных реакторов неизбежным является извлечение отработанных твэлов и их транспортировка на заводы для переработки.
К дополнительному недостатку гомогенного реактора относится необходимость предварительного разогрева первого и промежуточного контуров для расплавления используемых в них солей. Температура порядка 500о С обеспечивается электронагревом.
Применительно к нашей задаче: осуществить спутный термоядерный синтез и обеспечить трансформацию 238U в делящийся материал характеристики гомогенного реактора следует пересмотреть, но это не является целью данной работы.


Заключение.

Имеющие распространение оптимистические прогнозы в отношении возможности решения термоядерной проблемы лишены четкого системного обоснования.
Органическим недостатком системы токамак с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы является невозможность обеспечения стационарного режима. Для этого требовалось бы отводить наработанный гелий, ингибирующий реакцию и возмещать убыль реагентов по ходу эксплуатации. Не в пользу проекта говорят огромные массы и габариты, а также сложность подсистем.
Альтернативный вариант осуществления термоядерного синтеза, базирующийся на инерциальном удержании плазмы характеризуется импульсным режимом энерговыделения, значительным расходом энергии, а также сложнной подготовкой камеры, включая ее освобождение от балласта, к последующему циклу.
Общим недостатком вариантов является невозможность эффективной утилизации образующихся нейтронов высокой энергии.
Это реально достижимо только при гибридном объединении термоядерного и атомного реакторов, что дает возможность конвертировать ядра пассивного 238U в ядра делящегося 239Pu. С значительным увеличением энергетического ресурса.
Представляется перспективным использовать для этого принципа гомогенный жидкосолевой реактора, а активную зону которого вводится дейтерид и тритид лития, имеющих высокую концентрацию термоядерных реагентов.

Список литературы.

1.Стырикович М.А., Шпильрайн Э.Э.  Энергетика. Проблемы и перспективы –М.: «Энергия». 1981
2.Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы.м.: «Энергоатомиздат», 1984.
3. Ракобольская И. Я. Ядерная физика. Издю МГУ, 1971.
4. Физические постоянные. Справочник. Под редакцией Григорьева И. С. – м.: «Энергоатомиздат», 1991.