Ядерный синтез - источник энергии

Процессор и ..

Охлаждение ПК

Статьи

Полезные советы

Ссылки

Электроника

Linux

Список литературы

Проекты, идеи

Я помещаю на сайте первые статьи посвященные ядерному синтезу. У всех на слуху установки термоядерного синтеза типа ТОКАМАК,  которые поглощают огромные средства, плодят кандидатов с докторами и академиков. Но кроме результатов исследований никаких результатов эти установки пока не дали. Конечно если не считать некоторого положительного энергетического баланса наметившегося в последних установках.
Выход ли это для энергетики?
Имею на этот счет большие сомнения.

Если сейчас при выработки электро­энергии используется химическая реакции горения:

 

С + 0₂ = С0₂->4,2эв,

 

то при ядерном синтезе можно получить от 3,2 до 18,3 МэВ (для разных типов реакций) энергии на одно событие синтеза. Последнее дает выход энергии в 10⁶ раз выше. Это делает целесообразным применение ядерного синтеза в энергетике.

Но попробуем оценить в более понятной форме энергетическое соответствие величины 17,6 МэВ.

При соотношении 1 ЭВ = 1,602*10^-19 Дж. на одно событие синтеза получаем порядка 2,8*10^-12 Дж.

Или для получения энергии 1 Вт*сек  что соответствует 1 Дж необходимо около 10¹² событий синтеза типа дейтерий + тритий ²H + ³H = ⁴He + n.

 

Немного истории

*Работы по управляемому термоядерному синтезу (УТС) начаты в 1950, когда И.Е.Тамм и А.Д.Сахаров пришли к выводу, что реализовать УТС можно с помощью магнитного удержания горячей плазмы. На начальном этапе работы у нас в стране велись в Курчатовском институте под руководством Л.А.Арцимовича.

Основные проблемы можно разделить на две группы — проблемы неустойчивости плазмы и технологические (чистый вакуум, стойкость к облучению и т.п.).

Первые токамаки были созданы в 1954-1960, сейчас в мире построено более 100 токамаков. В 1960-х было показано, что только с помощью нагрева за счет пропускания тока ("омического нагрева") нельзя довести плазму до термоядерных температур. Наиболее естественным путем повышения энергосодержания плазмы казался метод внешней инжекции быстрых нейтральных частиц (атомов), но только в 1970-х был достигнут необходимый технический уровень и поставлены реальные эксперименты с применением инжекторов. Сейчас наиболее перспективными считаются нагрев нейтральных частиц инжекцией и электромагнитным излучением СВЧ-диапазона. 

В 1988 в Курчатовском институте построен токамак предреакторного поколения Т-15 со сверхпроводящими обмотками. С 1956, когда во время визита Н.С.Хрущева в Великобританию И.В.Курчатов сообщил о проведении этих работ в СССР. работы в этой области ведутся совместно несколькими странами. В 1988 СССР, США, Европейский Союз и Япония начали проектирование первого экспериментального реактора-токамака.
Установка будет строиться во Франции.

 

Характеристики

Размеры спроектированного реактора — 30 метров в диаметре при 30-метровой высоте. Ожидаемый срок сооружения этой установки — восемь лет, а срок эксплуатации — 25 лет. Объем плазмы в установке — порядка 850 кубических метров. Ток в плазме — 15 мегаампер. Сверхпроводящие соленоиды дают напряженность удерживающего поля 3,6 Тл. Термоядерная мощность установки 500 Мегаватт поддерживается в течение 400 секунд. В дальнейшем это время предполагается довести до 3000 секунд, что даст возможность проводить на реакторе ИТЭР первые реальные исследования физики термоядерного синтеза ("термоядерного горения") в плазме.

Для протекания термоядерной реакции в смеси дейтерия с тритием и получения положительного выхода энергии (когда энергия, выделившаяся в результате термоядерной реакции окажется больше энергии, затраченной на осуществление этой реакции), нужно создать плазму с плотностью хотя бы 10¹⁴ частиц/см³ (при давлении 10^–5 атм.), и нагреть ее примерно до 10⁹ градусов, при этом плазма становится полностью ионизованной.

 

Конструкция

Устройство выглядит так — тороидальная камера надета на сердечник трансформатора, плазма в камере является, по сути дела, обмоткой трансформатора. Из камеры откачивают атмосферный воздух, а потом напускают смесь газов, содержащих те атомы, которые будут участвовать в синтезе. Затем по первичной обмотке трансформатора пропускают импульс тока, достаточный для того, чтобы во вторичной "обмотке" (т.е. в газе) произошел пробой и начал течь ток. При протекании тока плазма нагревается, но одним этим методом не удается ее нагреть выше 20 млн. градусов, поскольку с ростом температуры сопротивление плазмы и выделение тепла уменьшаются. Ток, текущий по плазме, создает свое магнитное поле, которое сжимает плазму, увеличивая ее температуру и концентрацию, но этого еще недостаточно для достижения критерия Лоусона, поэтому плазму надо нагревать дополнительно. Этот добавочный нагрев может достигаться электромагнитным излучением частотой от 10 Мгц до 10 Ггц, потоком нейтральных атомов с высокой энергией — около 0,1 МэВ или сжатием внешним переменным магнитным полем.

Плазма "живет" в магнитном поле. ... используется электромагнит, ... при этом обмотки будут делать из сверхпроводящих материалов.

 

Как это выглядит

Обращаю внимание на цифры:
-ток в плазме — 15 МА (миллионов ампер),
- напряженность удерживающего поля 3 - 15 Тл,
- плазма должна иметь плотность хотя бы 10¹⁴ частиц/см³ ( при давлении 10^–5 атм.),
- нагреть ее примерно до 10⁹ градусов.

 

Главная проблема "Токамака" устойчивость плазмы в удерживающем магнитном поле (об этом говорят и проектировщики). Неустойчивости проявляются уже при рабочем режиме установки. Она определяется температурой плазмы.

Чем больше температура плазмы -> тем больше энергия ионизированных частиц плазмы -> тем больше необходима напряженность удерживающего ее магнитного поля. Она должна быть такой, чтобы вернуть ионизированную частицу с максимально возможной энергией (температурой) в зону синтеза.

Нас учили, что проектирование всегда ведется с коэффициентом запаса. Так вот для удержания плазмы разогретой нужно магнитное поле которое может удержать ее с определенным коэффициентом запаса. Он может быть 2х, 5, 10 кратным.

 

Устойчивость это главная проблема установок типа "Токамак", поскольку в результате термоядерного синтеза плазма дополнительно разогревается, и не может удерживаться магнитным полем.  Кроме того поскольку термоядерный синтез идет при низком давлении (10^-5 атм) разогрев плазмы приводит росту градиента давления вовне из рабочей зоны. Это тоже не добавляет устойчивости.

 

Термоядерный синтез при нормальном и высоком давлении

В прессе существует понятие "Холодный термоядерный синтез" что не совсем верно, поскольку любой ядерный синтез сопровождается выделением энергии, которое в свою очередь характеризуется ростом температуры. И даже если происходит единицы событий в час температура объекта повысится на десятки и сотни градусов. А это уже не холодный синтез. Скорее это ядерный (ТЯ) синтез при нормальном давлении или альтернативный ТЯ синтез. Поскольку при положительном выходе энергии и давление и температура растут.

На мой взгляд это наиболее перспективное направление.

Его достоинства:
- возможна более высокая плотность исходного материала для термоядерного синтеза, а значит и возможность более высокого энергетического выхода таких установок,
- простая теплопередача от зоны термоядерной реакции к устройствам преобразования энергии, поскольку реакция термоядерного синтеза может протекать прямо в теплоносителе,
- в установках высокого давления еще большая плотность топлива и поэтому больший энергетический выход.

 

Недостатки:
- в некоторых случаях слабая повторяемость результатов экспериментов,
- низкие затраты на эксперименты в установках с нормальным давлением,
- в установках высокого давления значительные энергетические затраты, но все же меньше чем в установках типа "Токамак".

 

Постараюсь найти и поместить на сайте материалы по другим фактам холодного термоядерного синтеза.

 

НО! Не следует забывать что во всех случаях новейших энергетических установок главная проблема - эффективное прямое преобразование тепловой энергии в виды необходимые потребителю.

Пока ничего лучшего "ПАРОВОЗА" нет!

 

Ссылки по теме:

1. Институт ядерного синтеза, Российский научный центр "Курчатовский институт", http://www.kiae.ru/nsi/usnsi.htm

2. Яндекс. Словари: ТОКАМАК, http://slovari.yandex.ru/dict/krugosvet/article/5/54/1012567.htm

3. Физика высокотемпературной плазмы и управляемый термоядерный синтез (УТС), http://www.triniti.ru/Base1.html

4. Управляемый термоядерный синтез, поищите в Википедии, http://ru.wikipedia.org/wiki/

5. Арцимович, Сахаров, Тамм, термоядерный реактор, токамак, термоядерный синтез, термоядерная реакция, стелларатор, плазма, установки инерционного ядерного синтеза - Соперники токамака, http://374.ru/index.php?x=2008-01-14-11

Попасть прямо в разделы сайта можно здесь: