Yu.N. Dnyesztrovszkij – Ph.D. Tudományok, professzor, Nukleáris Fúziós Intézet,
RRC "Kurchatov Institute", Moszkva, Oroszország
A nemzetközi konferencia anyaga
„ÚT A JÖVŐBE – TUDOMÁNY, GLOBÁLIS PROBLÉMÁK, ÁLMOK ÉS REMÉNYEK”
2007. november 26–28. Alkalmazott Matematika Intézet. M.V. Keldysh RAS, Moszkva

A szabályozott termonukleáris fúzió (CNF) hosszú távon megoldhatja az energiaproblémát? A TCB elsajátításához vezető út mely részét járták már be, és mennyi van még hátra? Milyen nehézségek várhatók a jövőben? Ezeket a problémákat tárgyaljuk ebben a cikkben.

1. A CTS fizikai előfeltételei

A könnyű atommagok magfúziós reakcióit feltételezik energiatermelésre. Számos ilyen típusú reakció közül a legkönnyebben megvalósítható reakció a deutérium és trícium magok fúziója.

Itt egy stabil hélium atommagot (alfa részecske) jelölünk, N egy neutront, és a reakció utáni részecske energiáját zárójelben, . Ebben a reakcióban a neutrontömegű részecskénként felszabaduló energia körülbelül 3,5 MeV. Ez körülbelül 3-4-szer több energia az urán hasadása során felszabaduló részecskénként.

Milyen problémák merülnek fel, amikor az (1) reakciót energiaszerzésre próbálják végrehajtani?

A fő probléma az, hogy a trícium nem létezik a természetben. Radioaktív, felezési ideje megközelítőleg 12 év, ezért ha egyszer nagy mennyiségben volt a Földön, akkor sokáig semmi sem maradt belőle. A természetes radioaktivitás vagy a kozmikus sugárzás következtében a Földön nyert trícium mennyisége elenyésző. Kis mennyiségű trícium képződik a nukleáris uránreaktorban lezajló reakciókban. Az egyik kanadai reaktor szervezi az ilyen trícium begyűjtését, de a reaktorokban történő előállítása nagyon lassú, és a termelés túlságosan költségesnek bizonyul.

Így a termonukleáris reaktorban az (1) reakción alapuló energiatermelést párhuzamosan trícium előállításával kell kísérni ugyanabban a reaktorban. Az alábbiakban arról lesz szó, hogyan lehet ezt megtenni.

Mindkét részecske, a deutérium és a trícium magja, amelyek részt vesznek az (1) reakcióban, pozitív töltésűek, ezért a Coulomb-erő hatására taszítják egymást. Ennek az erőnek a leküzdéséhez a részecskéknek nagy energiával kell rendelkezniük. A reakciósebesség (1), , trícium-deutérium keverék hőmérsékletétől való függését az 1. ábra mutatja kettős logaritmikus skálán.

Látható, hogy az (1) reakció valószínűsége gyorsan nő a hőmérséklet emelkedésével. A reaktor számára elfogadható reakciósebességet T > 10 keV hőmérsékleten érjük el. Ha ezt a fokot vesszük figyelembe, akkor a reaktor hőmérsékletének meg kell haladnia a 100 millió fokot. Egy ilyen hőmérsékleten lévő anyag minden atomját ionizálni kell, és magát az anyagot ebben az állapotban általában plazmának nevezik. Emlékezzünk vissza, hogy a modern becslések szerint a Nap középpontjában a hőmérséklet „csak” a 20 millió fokot éri el.

Vannak más fúziós reakciók is, amelyek elvileg alkalmasak termonukleáris energia előállítására. Itt csak két, a szakirodalomban széles körben tárgyalt reakciót jegyzünk meg

Itt a héliummag izotópja, amelynek tömege 3, p egy proton (hidrogénmag). A (2) reakció azért jó, mert elegendő üzemanyag (deutérium) van hozzá a Földön. Kifejlesztették a deutérium tengervíztől való elválasztásának technológiáját, amely viszonylag olcsó. Sajnos ennek a reakciónak a sebessége észrevehetően kisebb, mint az (1) reakció sebessége (lásd 1. ábra), így a (2) reakcióhoz körülbelül 500 millió fokos hőmérsékletre van szükség.

A (3) reakció jelenleg nagy izgalmat kelt az űrrepülésekben résztvevők körében. Ismeretes, hogy sok az izotóp a Holdon, ezért az űrhajózás egyik kiemelt feladataként tárgyalják a Földre szállításának lehetőségét. Sajnos ennek a reakciónak a sebessége (1. ábra) is észrevehetően alacsonyabb, az (1) reakciósebességek és a reakcióhoz szükséges hőmérsékletek is 500 millió fokon vannak.

Körülbelül 100-500 millió fokos plazma tartásához mágneses mezőt javasoltak (I. E. Tamm, A. D. Sakharov). A legígéretesebbnek most azok az installációk tűnnek, amelyekben a plazma tórusz (fánk) formájú. Ennek a tórusznak a nagy sugarát jelöljük R, és kicsi keresztül a. Az instabil plazmamozgások visszaszorításához a toroidális (hosszirányú) B0 mágneses téren kívül transzverzális (poloidális) térre is szükség van. Kétféle telepítés létezik, amelyekben ilyen mágneses konfiguráció valósul meg. A tokamak típusú eszközökben az I hosszirányú áram hatására poloidális mező jön létre, amely a plazmában a tér irányába áramlik. A sztellarátor típusú telepítéseknél a poloidális mezőt külső spirális áramvezető tekercsek hozzák létre. Mindegyik beállításnak megvannak a maga előnyei és hátrányai. A tokamakban az I áramerősséget a mezőhöz kell illeszteni. A sztellarátor technikailag bonyolultabb. Ma a tokamak típusú telepítések fejlettebbek. Bár vannak nagy, sikeresen működő sztellarátorok is.

2. A tokamak reaktor feltételei

Itt csak két szükséges feltételt jelölünk meg, amelyek meghatározzák a reaktor tokamak plazma paramétereinek terében az „ablakot”. Természetesen sok más körülmény is csökkenti ezt az "ablakot", de ezek még mindig nem olyan jelentősek.

1). Ahhoz, hogy a reaktor kereskedelmileg életképes legyen (nem túl nagy), a felszabaduló energia P fajlagos teljesítményének elég nagynak kell lennie

Itt n 1 és n 2 a deutérium sűrűsége, a trícium pedig az egy reakciólépésben felszabaduló energia (1). A (4) feltétel alulról korlátozza az n 1 és n 2 sűrűséget.

2). Ahhoz, hogy a plazma stabil legyen, a plazmanyomásnak észrevehetően kisebbnek kell lennie, mint a hosszanti mágneses tér nyomása. Egy ésszerű geometriájú plazma esetében ennek a feltételnek a formája van

Egy adott mágneses térnél ez a feltétel felülről korlátozza a plazma sűrűségét és hőmérsékletét. Ha a reakció a hőmérséklet emelését igényli (például az (1) reakciótól a (2) vagy (3) reakcióig), akkor az (5) feltétel teljesítéséhez növelni kell a mágneses teret.

Milyen mágneses térre van szükség a CTS megvalósításához? Tekintsünk először egy (1) típusú reakciót. Tegyük fel az egyszerűség kedvéért, hogy n 1 = n 2 = n /2, ahol n a plazma sűrűsége. Ezután az (1) hőmérsékleti feltétel megadja

Az (5) feltételt felhasználva megtaláljuk a mágneses tér alsó korlátját

A toroid geometriában a hosszirányú mágneses tér 1/r-ként esik le, ahogy eltávolodunk a tórusz fő tengelyétől. A mező a plazma meridionális szakaszának közepén lévő mező. A tórusz belső kontúrján a mező nagyobb lesz. Képaránnyal

R/ a~ 3 a toroidális tér tekercseiben a mágneses tér 2-szer nagyobbnak bizonyul. Így a (4-5) feltételek teljesítéséhez a hosszirányú tekercseknek olyan anyagból kell készülniük, amely képes 13-14 Tesla nagyságrendű mágneses térben működni.

A tokamak reaktor stacioner működéséhez a tekercsekben lévő vezetőket szupravezető anyagból kell készíteni. A modern szupravezetők néhány tulajdonságát a 2. ábra mutatja.

Jelenleg több szupravezető tekercses tokamakot építettek a világon. A legelső ilyen típusú tokamak (T-7 tokamak), amelyet a Szovjetunióban építettek a hetvenes években, nióbium-titánt (NbTi) használtak szupravezetőként. Ugyanezt az anyagot használták a nagy francia Tore Supra tokamaknál (80-as évek közepe). A 2. ábrán látható, hogy folyékony hélium hőmérsékleten a mágneses tér egy ilyen szupravezetővel ellátott tokamakban elérheti a 4 Teslát. Az ITER nemzetközi tokamak reaktorhoz a nagy potenciállal rendelkező, de még kifinomultabb technológiájú nióbium-ón szupravezető alkalmazása mellett döntöttek. Ezt a szupravezetőt az 1989-ben elindított orosz T-15 telepítésben használják. A 2. ábrán látható, hogy az ITER-ben nagyságrendileg nagyságrendű hélium hőmérsékleten a plazmában lévő mágneses tér nagy tartalékkal elérheti a szükséges 6 Tesla térerőt.

A (2) és (3) reakciók esetében a (4)–(5) feltételek sokkal szigorúbbnak bizonyulnak. A (4) feltétel teljesítéséhez a T reaktorban a plazma hőmérsékletének 4-szeresnek, az n plazmasűrűségnek pedig 2-szer nagyobbnak kell lennie, mint a reaktorban az (1) reakció alapján. Ennek eredményeként a plazmanyomás 8-szorosára, a szükséges mágneses térerősség pedig 2,8-szorosára nő. Ez azt jelenti, hogy a szupravezető mágneses mezőjének el kell érnie a 30 Teslát. Eddig még senki nem dolgozott ilyen mezőkkel nagy mennyiségben álló üzemmódban. A 2. ábrán látható, hogy a jövőben van remény egy ilyen térhez szupravezető létrehozására. Jelenleg azonban a (2)-(3) típusú reakciókra vonatkozó (4)-(5) feltételek nem valósíthatók meg tokamak telepítésben.

3. Trícium termelés

A tokamak reaktorban a plazmával ellátott kamrát vastag anyagréteggel kell körülvenni, amely megvédi a toroid tér tekercsét a neutronok által okozott szupravezetéstől. Az ilyen, körülbelül egy méter vastag réteget takarónak hívták. Itt, a takaróban el kell távolítani a neutronok által a lassítás során felszabaduló hőt. Ebben az esetben a neutronok egy része trícium előállítására használható a takaró belsejében. Az ilyen folyamatokhoz legalkalmasabb magreakció a következő reakció, amely energia felszabadulásával megy végbe

Itt van egy 6 tömegű lítium izotóp. Mivel a neutron semleges részecske, nincs Coulomb-gát, és a (8) reakció 1 MeV-nál jóval alacsonyabb neutronenergiánál is lezajlik. A trícium hatékony előállításához a (8) típusú reakciók számának kellően nagynak kell lennie, ehhez pedig a reagáló neutronok számának. A neutronok számának növelése érdekében itt, a takaróban kell elhelyezni azokat az anyagokat, amelyekben neutronszaporodási reakció megy végbe. Mivel az (1) reakcióban keletkező primer neutronok energiája nagy (14 MeV), a (8) reakcióhoz pedig kisenergiájú neutronokra van szükség, így elvileg 10-szeresére növelhető a takaróban lévő neutronok száma. –15, és így zárja le a tríciummérleget: minden reakcióeseményhez (1) kap egy vagy több reakcióeseményt (8). Megvalósítható-e ez az egyensúly a gyakorlatban? A kérdés megválaszolása részletes kísérleteket és számításokat igényel. Az ITER reaktornak nem kell tüzelőanyaggal ellátnia magát, de kísérleteket fognak végezni rajta a trícium egyensúlyi probléma tisztázására.

Mennyi trícium szükséges a reaktor működtetéséhez? Az egyszerű becslések azt mutatják, hogy egy 3 GW hőteljesítményű reaktor (1 GW nagyságrendű elektromos teljesítmény) 150 kg tríciumot igényelne évente. Ez megközelítőleg egy alkalommal kevesebb, mint egy azonos teljesítményű hőerőmű éves működéséhez szükséges fűtőolaj tömege.

A (8) értelmében a reaktor elsődleges „üzemanyaga” a lítium-izotóp. Sok van belőle a természetben? A természetes lítium két izotópot tartalmaz

Látható, hogy a természetes lítium izotóptartalma meglehetősen magas. A Föld lítiumkészletei a jelenlegi energiafogyasztási szinten több ezer évig, az óceánban pedig több tízmillió évig tartanak. A (8)-(9) képleteken alapuló becslések azt mutatják, hogy a természetes lítiumot 50-100-szor többet kell bányászni, mint amennyi tríciumot igényel. Így egy, a tárgyalt kapacitású reaktorhoz évi 15 tonna természetes lítiumra lesz szükség. Ez 10 5-ször kevesebb, mint egy hőerőműhöz szükséges fűtőolaj mennyisége. Bár a természetes lítium izotópszétválasztásához jelentős energia szükséges, a (8) reakcióban felszabaduló többletenergia kompenzálhatja ezeket a költségeket.

4. A CTS kutatásának rövid története

Történelmileg I. E. Tamm és AD Szaharov titkos jelentése, amelyet 1950. március-áprilisban tettek közzé, hazánkban az első CTS-tanulmánynak számít. Később, 1958-ban jelent meg. A jelentés áttekintést tartalmazott a forró plazma mágneses térrel való elzárására vonatkozó főbb elképzelésekről egy toroid létesítményben, valamint egy termonukleáris reaktor méretének becslését. Meglepő módon a jelenleg építés alatt álló ITER tokamak paramétereiben közel áll a történelmi jelentés előrejelzéseihez.

A forró plazmával végzett kísérletek a Szovjetunióban kezdődtek az ötvenes évek elején. Eleinte különféle típusú, egyenes és toroid alakú kis installációkról volt szó, de már az évtized közepén a kísérletezők és teoretikusok közös munkája nyomán olyan installációk születtek, amelyeket „tokamak”-nak neveztek. Évről évre nőtt az installációk mérete és összetettsége, és 1962-ben piacra dobták a T-3 installációt R = 100 cm, a = 20 cm méretekkel és négy Tesláig terjedő mágneses térrel. A másfél évtized alatt felhalmozott tapasztalatok azt mutatják, hogy egy fémkamrával, jól tisztított falakkal és nagy vákuummal (akár Hgmm-ig) rendelkező létesítményben tiszta, stabil, magas elektronhőmérsékletű plazmát lehet nyerni. LA Artsimovich ezekről az eredményekről számolt be a Plazmafizikai és CTS Nemzetközi Konferencián 1968-ban Novoszibirszkben. Ezt követően a világ tudományos közössége felismerte a tokamakok irányát, és sok országban elkezdték építeni az ilyen típusú létesítményeket.

A következő, második generációs tokamakok (T-10 a Szovjetunióban és PLT az USA-ban) 1975-ben kezdtek el plazmával dolgozni. Megmutatták, hogy az első generációs tokamakok által keltett remények beigazolódnak. A nagy méretű tokamakban pedig stabil és forró plazmával is lehet dolgozni. Azonban már ekkor világossá vált, hogy nem lehet kis méretű reaktort létrehozni, és a plazmaméretet növelni kell.

A harmadik generációs tokamak tervezése körülbelül öt évig tartott, építésük a hetvenes évek végén kezdődött. A következő évtizedben sorra kerültek üzembe, és 1989-re 7 nagy tokamak működött: TFTR és DIII - D az USA-ban, JET (a legnagyobb) az egyesült Európában, ASDEX - U Németországban, TORE - SUPRA Franciaországban, JT 60-U Japánban és T-15 a Szovjetunióban. Ezeket a berendezéseket használták a reaktorhoz szükséges hőmérséklet és plazmasűrűség elérésére. Természetesen, míg külön-külön szerezték be, külön a hőmérsékletre és külön a sűrűségre. A TFTR és a JET létesítmények lehetővé tették a tríciummal való munkát, és először sikerült rajtuk a plazmába bevezetett külső P aux teljesítményhez mérhető (1) reakció szerint érezhető P DT termonukleáris teljesítményt. A maximális P DT teljesítmény a JET létesítményben az 1997-es kísérletekben elérte a 16 MW-ot körülbelül 25 MW P aux teljesítmény mellett. A JET beépítés metszetét és a kamra belső nézetét az ábra mutatja. 3 a, b. Itt összehasonlításképpen egy személy méretei láthatók.

Az 1980-as évek legelején egy nemzetközi tudóscsoport (Oroszország, USA, Európa, Japán) kezdett együtt dolgozni a következő (negyedik) generációs tokamak, az INTOR reaktor tervezésén. Ebben a szakaszban az volt a feladat, hogy megvizsgáljuk a jövőbeli telepítés „szűk keresztmetszeteit” anélkül, hogy teljes projektet hoznának létre. Az 1980-as évek közepére azonban világossá vált, hogy egy teljesebb feladatot kell kitűzni, ideértve egy projekt létrehozását is. E. P. Velikhov javaslatára, az államok vezetői szintjén (M. S. Gorbacsov és R. Reagan) folytatott hosszas tárgyalások után 1988-ban aláírták a megállapodást, és megkezdődött az ITER tokamak reaktor projektjének kidolgozása. A munka három szakaszban, megszakításokkal zajlott, és összesen 13 évig tartott. Maga az ITER-projekt diplomáciai története drámai, nem egyszer vezetett zsákutcába, és külön leírást érdemel (lásd például a könyvet). Formálisan a projekt 2000 júliusában fejeződött be, de továbbra is ki kellett választani az építési helyet, valamint ki kellett dolgozni az építési megállapodást és az ITER Chartát. Összességében ez csaknem 6 évig tartott, és végül 2006 novemberében aláírták a megállapodást az ITER dél-franciaországi megépítéséről. Maga az építkezés várhatóan körülbelül 10 évig tart. Így körülbelül 30 év telik el a tárgyalások kezdetétől az első plazma előállításáig az ITER termonukleáris reaktorában. Ez már az ember aktív életének idejéhez hasonlítható. Ezek a haladás realitásai.

Lineáris méreteit tekintve az ITER körülbelül kétszer akkora, mint a JET létesítmény. A projekt szerint benne a mágneses tér = 5,8 Tesla, az áramerősség I = 12-14 MA. Feltételezzük, hogy a termonukleáris teljesítmény eléri a plazmába melegítésre bevitt értéket, ami 10-es nagyságrendű lesz.

5. Plazmafűtési eszközök fejlesztése.

A tokamak méretének növekedésével párhuzamosan fejlődött a plazmafűtő eszközök technológiája. Jelenleg három különböző fűtési módot alkalmaznak:

1. A plazma ohmos melegítése a rajta átfolyó áram hatására.
2. Melegítés forró semleges deutérium vagy trícium részecskék sugaraival.
3. Fűtés elektromágneses hullámokkal különböző frekvenciatartományokban.

Ohmos plazmafűtés a tokamakban mindig jelen van, de ez nem elegendő a 10-15 keV (100-150 millió fok) nagyságrendű termonukleáris hőmérsékletre való felmelegítéshez. Az a helyzet, hogy az elektronok melegedésével a plazma ellenállása rohamosan csökken (fordított arányban -vel), ezért fix áramnál a bemeneti teljesítmény is csökken. Példaként megemlítjük, hogy a 3-4 MA áramerősségű JET létesítményben csak ~ 2-3 keV-ig lehet a plazmát felmelegíteni. Ugyanakkor a plazma ellenállása olyan alacsony, hogy több millió amper (MA) áramot tart fenn 0,1-0,2 V feszültség.

A forró semleges sugárnyalábú befecskendezők először 1976-77-ben jelentek meg az amerikai PLT létesítményben, és azóta hosszú utat tettek meg. Most egy tipikus befecskendezőben van egy 80-150 keV energiájú és akár 3-5 MW teljesítményű részecskenyaláb. Nagy telepítés esetén általában legfeljebb 10-15 különböző teljesítményű injektort telepítenek. A plazma által felvett teljes nyalábteljesítmény eléri a 25-30 MW-ot. Ez egy kis hőerőmű kapacitásához hasonlítható. A tervek szerint az ITER-ben legfeljebb 1 MeV részecskeenergiájú és 50 MW összteljesítményű befecskendezőket telepítenek. Ilyen gerendák még nincsenek, de intenzív fejlesztés folyik. Az ITER-megállapodásban Japán vállalta a felelősséget ezekért a fejleményekért.

Manapság úgy tartják, hogy az elektromágneses hullámokkal történő plazmamelegítés három frekvenciatartományban hatékony:

• elektronmelegítés f ~ 170 GHz ciklotronfrekvenciájukon;
• ionok és elektronok melegítése f ~ 100 MHz ionciklotron frekvencián;
• fűtés közbenső (alsó hibrid) frekvencián f ~ 5 GHz.

Az utolsó két frekvenciatartományban már régóta léteznek erős sugárzási források, és itt a fő probléma a források (antennák) megfelelő illesztése a plazmához a hullámvisszaverődés hatásainak csökkentése érdekében. Számos nagy telepítésnél a kísérletezők nagy szaktudásának köszönhetően akár 10 MW teljesítményt is sikerült ilyen módon bevinni a plazmába.

Az első, legmagasabb frekvenciatartományban a probléma kezdetben az l ~ 2 mm hullámhosszú erős sugárforrások kifejlesztésében volt. Az úttörő itt a Nyizsnyij Novgorod-i Alkalmazott Fizikai Intézet volt. Fél évszázados céltudatos munkával lehetőség nyílt álló üzemmódban akár 1 MW teljesítményű sugárforrások (girotronok) létrehozására. Ezeket a műszereket telepítik az ITER-be. A girotronokban a technológia a művészet szintjére került. A hullámokat elektronsugárral gerjesztő rezonátor mérete 20 cm nagyságrendű, és a szükséges hullámhossz 10-szer kisebb. Ezért a teljesítmény akár 95%-át rezonánsan be kell fektetni egy és nagyon magas térbeli harmonikusba, és az összes többibe együtt - legfeljebb 5%. Az egyik ITER girotronban a sugár mentén = 25 és a szög mentén = 10 számokkal (csomópontok számával) rendelkező harmonikust használnak ilyen kiválasztott harmonikusként. és 106 mm átmérőjű ablakként használják. Így a plazmafűtés problémájának megoldásához szükség volt az óriási mesterséges gyémántok előállításának fejlesztésére.

6. Diagnosztika

100 millió fokos plazmahőmérsékletnél nem lehet mérőeszközt behelyezni a plazmába. El fog párologni, és nem lesz ideje ésszerű információkat továbbítani. Ezért minden mérés közvetett. A plazmán kívüli áramokat, mezőket, részecskéket mérik, majd matematikai modellek segítségével értelmezik a rögzített jeleket.

Mit mérnek valójában?

Először is, ezek a plazmát körülvevő áramkörök áramai és feszültségei. A helyi szondák a plazmán kívül mérik az elektromos és mágneses tereket. Az ilyen szondák száma elérheti a több százat. Ezekből a mérésekből inverz feladatok megoldásával rekonstruálható a plazma alakja, a kamrában elfoglalt helyzete és az áram nagysága.

A plazma hőmérsékletének és sűrűségének mérésére aktív és passzív módszereket is alkalmaznak. Aktív módszer alatt azt a módszert értjük, amikor bármilyen sugárzást (például lézersugarat vagy semleges részecskék sugarát) fecskendeznek a plazmába, és szórt sugárzást mérnek, amely információt hordoz a plazma paramétereiről. A probléma egyik nehézsége, hogy a befecskendezett sugárzásnak általában csak kis része szóródik szét. Így ha lézert használunk az elektronok hőmérsékletének és sűrűségének mérésére, a lézerimpulzus energiájának csak 10-10 része szóródik. Ha semleges sugarat használunk az ionhőmérséklet mérésére, megmérjük a plazmaionok töltéscseréje során megjelenő optikai vonalak intenzitását, alakját és helyzetét a nyalábsemlegeseknél. Ezeknek a vonalaknak az intenzitása nagyon alacsony, és nagy érzékenységű spektrométerekre van szükség alakjuk elemzéséhez.

Passzív módszerek alatt olyan módszereket értünk, amelyek a plazmából folyamatosan kibocsátott sugárzást mérik. Ebben az esetben az elektromágneses sugárzást különböző frekvenciatartományokban vagy a feltörekvő semleges részecskék fluxusaiban és spektrumában mérik. Ez magában foglalja a kemény és lágy röntgensugárzás, az ultraibolya sugárzás mérését, valamint az optikai, infravörös és rádiós tartományban végzett méréseket. Érdekes mind a spektrumok mérése, mind az egyes vonalak helyzete és alakja. Az egyéni diagnosztikában a térbeli csatornák száma eléri a több százat. A jel regisztrációs frekvenciája eléri a több MHz-et. Minden önbecsülő telepítés 25-30 diagnosztikai készlettel rendelkezik. Az ITER tokamak reaktornál még csak a kezdeti szakaszban több tucat passzív és aktív diagnosztikával kell rendelkeznie.

7. A plazma matematikai modelljei

A plazma matematikai modellezésének problémái nagyjából két csoportra oszthatók. Az első csoportba a kísérlet értelmezési problémái tartoznak. Általában tévesek, és rendszerezési módszerek kidolgozását igénylik. Íme néhány példa a csoport problémáira.

1. A plazmahatár rekonstrukciója a plazmán kívüli mezők mágneses (szondás) méréséből. Ez a probléma az első típusú Fredholm-integrálegyenletekhez vagy erősen degenerált lineáris algebrai rendszerekhez vezet.
2. Húrmérések feldolgozása. Itt jutunk el az első típusú vegyes Volterra-Fredholm típusú integrálegyenletekhez.
3. Spektrális vonalak méréseinek feldolgozása. Itt figyelembe kell venni az instrumentális függvényeket, és ismét elérkezünk az első típusú Fredholm-integrálegyenletekhez.
4. Zajos időjelek feldolgozása. Különféle spektrális dekompozíciókat (Fourier, hullámévek), különböző rendű korrelációk számításait alkalmazzuk.
5. Részecskespektrumok elemzése. Itt az első típusú nemlineáris integrálegyenletekkel van dolgunk.

A következő ábrák a fenti példák közül néhányat illusztrálnak. A 4. ábra a lágy röntgenjelek időbeli viselkedését mutatja a MAST létesítményben (Anglia), a húrok mentén, kollimált detektorokkal mérve.

A telepített diagnosztika több mint 100 ilyen jelet regisztrál. A görbék éles csúcsai a plazma gyors belső mozgásainak („töréseinek”) felelnek meg. Az ilyen mozgások kétdimenziós szerkezete nagyszámú jel tomográfiás feldolgozásával állapítható meg.

Az 5. ábra az elektronnyomás térbeli eloszlását mutatja két, ugyanabból a MAST-beállításból származó impulzus esetén.

A lézersugár szórt sugárzási spektrumát a sugár mentén 300 pontban mérjük. Az 5. ábra minden pontja a detektorok által regisztrált fotonok energiaspektrumának komplex feldolgozásának eredménye. Mivel a lézersugár energiájának csak kis része van szórva, a spektrumban kicsi a fotonok száma, és a spektrum szélességéből történő hőmérséklet-rekonstrukció hibás problémának bizonyul.

A második csoportba a plazmában előforduló folyamatok modellezésének aktuális problémái tartoznak. A tokamakban lévő forró plazma számos jellemző idővel rendelkezik, amelyek szélső értéke 12 nagyságrenddel különbözik. Ezért hiába számítunk arra, hogy a plazmában „minden” folyamatot tartalmazó modellek létrejöhetnek. Olyan modelleket kell használnunk, amelyek a jellemző idők meglehetősen szűk sávjában érvényesek.

A fő modellek a következők:

• A plazma girokinetikai leírása. Itt az ismeretlen az ioneloszlási függvény, amely hat változótól függ: három térbeli koordinátától a toroid geometriában, a hossz- és keresztirányú sebességektől, valamint az időtől. Az elektronok ilyen modellekben történő leírására átlagolási módszereket alkalmaznak. A probléma megoldására számos külföldi központban óriási kódokat fejlesztettek ki. Az általuk végzett számítások sok időt igényelnek a szuperszámítógépeken. Oroszországban jelenleg nincsenek ilyen kódok, a világ többi részén körülbelül egy tucat van belőlük. Jelenleg a girokinetikai kódok 10 -5 -10 -2 másodperces időtartományban írják le a plazmafolyamatokat. Ez magában foglalja az instabilitások kialakulását és a plazma turbulencia viselkedését. Sajnos ezek a kódok még nem adnak ésszerű képet a plazmában történő transzportról. A számítások eredményeinek kísérlettel való összehasonlítása még kezdeti szakaszban van.
• A plazma magnetohidrodinamikai (MHD) leírása. Ezen a területen számos központ készített kódokat linearizált háromdimenziós modellekhez. Ezeket a plazma stabilitásának tanulmányozására használják. Általános szabály, hogy a paraméterek és az inkremensek terén az instabilitások határait keresik. Ezzel párhuzamosan nemlineáris kódok fejlesztése folyik.

Vegye figyelembe, hogy a fizikusok hozzáállása a plazma instabilitásához észrevehetően megváltozott az elmúlt 2 évtizedben. Az 1950-es és 1960-as években "szinte minden nap" fedeztek fel plazma instabilitást. Idővel azonban világossá vált, hogy csak néhányuk vezet a plazma részleges vagy teljes pusztulásához, míg a többi csak növeli (vagy nem növeli) az energia és a részecskék átadását. A legveszélyesebb instabilitást, amely a plazma teljes pusztulásához vezet, „leállási instabilitásnak” vagy egyszerűen „leállásnak” nevezik. Nemlineáris, és akkor alakul ki, amikor az egyes rezonáns felületekhez kapcsolódó elemibb lineáris MHD módok metszik egymást a térben, és ezáltal tönkreteszik a mágneses felületeket. A lebontási folyamat leírására tett kísérletek nemlineáris kódok létrehozásához vezettek. Sajnos egyelőre egyikük sem tudja leírni a plazmapusztulás képét.

A mai kísérletek plazmájában az istállóinstabilitás mellett kis számú instabilitás számít veszélyesnek. Itt csak kettőt nevezünk meg közülük. Ezek az úgynevezett RWM üzemmód, amely a kamrafalak véges vezetőképességével és a benne lévő plazmastabilizáló áramok csillapításával, valamint az NTM móddal kapcsolatos, amely a rezonáns mágneses felületeken mágneses szigetek kialakulásához kapcsolódik. A mai napig számos 3D MHD kódot hoztak létre a toroid geometriában az ilyen típusú zavarok tanulmányozására. Aktívan keresik a módszereket ezen instabilitások elnyomására, mind a korai szakaszban, mind a kialakult turbulencia szakaszában.

• A transzport leírása a plazmában, hővezető képesség és diffúzió. Körülbelül negyven évvel ezelőtt született meg a toroid plazmában történő transzport klasszikus (részecskepáros ütközésen alapuló) elmélete. Ezt az elméletet "neoklasszikusnak" nevezték. Azonban már az 1960-as évek végén a kísérletek kimutatták, hogy a plazmában az energia- és részecskék átadása sokkal nagyobb, mint a neoklasszikusé (1-2 nagyságrenddel). Ezen az alapon a kísérleti plazmában a szokásos transzportot "anomálisnak" nevezik.

Számos kísérlet történt a rendellenes transzport leírására a plazmában turbulens sejtek kifejlődésén keresztül. A szokásos módszer, amelyet az elmúlt évtizedben a világ számos laboratóriumában alkalmaztak, a következő. Feltételezhető, hogy az anomális transzport elsődleges oka az ionok és elektronok hőmérsékleti gradienseivel vagy a plazma toroidális geometriájában csapdába esett részecskék jelenlétével összefüggő drift típusú instabilitás. Az ilyen kódokra vonatkozó számítások eredményei a következő képhez vezetnek. Ha a hőmérsékleti gradiensek meghaladnak egy bizonyos kritikus értéket, akkor a kialakuló instabilitás plazma turbulenciához és az energiaáramok meredek növekedéséhez vezet. Feltételezzük, hogy ezek a fluxusok a kísérleti és a kritikus gradiens közötti távolsággal (bizonyos metrikában) arányosan nőnek. Ily módon az elmúlt évtizedben számos transzportmodellt készítettek a tokamak plazmában történő energiaátvitel leírására. Az ezeken a modelleken alapuló számítások kísérletekkel való összehasonlítására tett kísérletek azonban nem mindig vezetnek sikerre. A kísérletek leírásához fel kell tételezni, hogy a különböző kisülési módokban és a plazma keresztmetszetének különböző térbeli pontjain az átvitelben a különböző instabilitások játsszák a főszerepet. Ennek eredményeként az előrejelzés nem mindig megbízható.

A dolgot tovább bonyolítja, hogy az elmúlt negyedszázad során a plazma „önszerveződésének” számos jelét fedezték fel. Ilyen hatásra mutatunk be példát a 6. a, b. ábra.

A 6a. ábra mutatja a plazmasűrűség-profilokat n(r) két MAST-kisüléshez azonos áramerősség és mágneses tér mellett, de a sűrűség fenntartása érdekében eltérő deutériumgáz-áramlási sebességgel. Itt r a távolság a tórusz központi tengelyétől. Látható, hogy a sűrűségprofilok alakjukban nagyon eltérőek. A 6b. ábra ugyanazon impulzusok esetén az elektronnyomás-profilokat mutatja a pontban normalizálva - az elektronhőmérséklet-profilt. Látható, hogy a nyomásprofilok „szárnyai” jól egybeesnek. Ebből az következik, hogy az elektronhőmérséklet-profilok mintha „beállnának”, hogy a nyomásprofilok azonosak legyenek. Ez azonban azt jelenti, hogy az átviteli együtthatók „beállítottak”, azaz nem a helyi plazmaparaméterek függvényei. Az ilyen képet összességében önszerveződésnek nevezzük. A nyomásprofilok közötti eltérés a központi részben azzal magyarázható, hogy a nagyobb sűrűségű kisülés központi zónájában periodikus MHD-oszcillációk jelennek meg. A nyomásprofilok a szárnyakon egybeesnek, ennek az instacionaritásnak a ellenére.

Munkánk során feltételezzük, hogy az önszerveződő hatást számos instabilitás egyidejű fellépése határozza meg. A fő instabilitást nem lehet kiemelni közülük, ezért az átvitel leírását össze kell kapcsolni néhány variációs elvvel, amely a plazmában a disszipatív folyamatok miatt valósul meg. Ilyen alapelvként javasolt a Kadomcev által javasolt minimális mágneses energia elvének alkalmazása. Ez az elv lehetővé teszi néhány speciális áram- és nyomásprofil megkülönböztetését, amelyeket általában kanonikusnak neveznek. A közlekedési modellekben ugyanazt a szerepet töltik be, mint a kritikus gradiensek. Az ezen az úton megépített modellek lehetővé teszik a kísérleti hőmérséklet és plazmasűrűség profilok ésszerű leírását a tokamak különböző üzemmódjaiban.

8. Út a jövőbe. Remények és álmok.

A forró plazma több mint fél évszázados kutatása során a termonukleáris reaktorhoz vezető út jelentős részét lefedték. Jelenleg erre a célra a tokamak típusú telepítések alkalmazása tűnik a legígéretesebbnek. Ezzel párhuzamosan, bár 10-15 éves késéssel, de alakul a sztellarátorok iránya. Ma már nem lehet megmondani, hogy ezek közül a létesítmények közül melyik lesz alkalmasabb egy kereskedelmi reaktor számára. Ezt csak a jövőben lehet eldönteni.

A CTS-kutatásban az 1960-as évek óta elért előrehaladást a 7. ábra mutatja kettős logaritmikus skálán.

A termonukleáris reakciók végrehajtásával kapcsolatos főbb problémák

A fúziós reaktorban a fúziós reakciónak lassúnak kell lennie, és azt szabályozni kell. A magas hőmérsékletű deutériumplazmában végbemenő reakciók tanulmányozása az elméleti alapja a mesterséges szabályozott termonukleáris reakciók előállításának. A fő nehézséget az önfenntartó termonukleáris reakció eléréséhez szükséges feltételek fenntartása jelenti. Egy ilyen reakcióhoz szükséges, hogy az energiafelszabadulás sebessége abban a rendszerben, ahol a reakció lezajlik, ne legyen kisebb, mint a rendszerből történő energiaelvonás sebessége. 10 8 K nagyságrendű hőmérsékleten a deutériumplazmában a termonukleáris reakciók észrevehető intenzitásúak, és nagy energia felszabadulásával járnak. Egy egységnyi plazmatérfogatban a deutériummagok kombinálásakor 3 kW/m 3 teljesítmény szabadul fel. 10 6 K nagyságrendű hőmérsékleten a teljesítmény csak 10 -17 W/m 3 .

De hogyan lehet a gyakorlatban felhasználni a felszabaduló energiát? A deutérium tritériummal történő szintézise során a felszabaduló energia nagy része (kb. 80%) neutronok mozgási energiája formájában nyilvánul meg. Ha ezeket a neutronokat a mágneses csapdán kívül lelassítják, akkor hő nyerhető, majd elektromos energiává alakítható. A deutériumban végbemenő fúziós reakció során a felszabaduló energia körülbelül 2/3-át töltött részecskék - reakciótermékek - hordozzák, és az energiának csak az 1/3-a a neutron. A töltött részecskék mozgási energiája pedig közvetlenül elektromos energiává alakítható.

Milyen feltételek szükségesek a szintézis reakciók megvalósításához? Ezekben a reakciókban az atommagoknak egyesülniük kell egymással. De minden atommag pozitív töltésű, ami azt jelenti, hogy taszító erők hatnak közöttük, amelyeket a Coulomb-törvény határoz meg:

Ahol Z 1 e az egyik atommag töltése, Z 2 e a második atommag töltése, e pedig az elektron töltési modulusa. Ahhoz, hogy összekapcsolódjanak egymással, az atommagoknak le kell győzniük a Coulomb taszító erőket. Ezek az erők nagyon nagyokká válnak, ahogy az atommagok közelednek egymáshoz. A legkisebb taszító erő a legkisebb töltésű (Z=1) hidrogénatomok esetében lesz. A Coulomb taszító erők leküzdéséhez és az összekapcsoláshoz az atommagok kinetikai energiájának körülbelül 0,01-0,1 MeV-nak kell lennie. Ez az energia 10 8 - 10 9 K nagyságrendű hőmérsékletnek felel meg. Ez pedig több, mint a Nap belsejében uralkodó hőmérséklet! Tekintettel arra, hogy a fúziós reakciók nagyon magas hőmérsékleten mennek végbe, ezeket termonukleárisnak nevezik.

A termonukleáris reakciók energiaforrások lehetnek, ha az energia felszabadulása meghaladja a költségeket. Akkor, ahogy mondják, a szintézis folyamata önfenntartó lesz.

Azt a hőmérsékletet, amelyen ez bekövetkezik, gyulladási hőmérsékletnek vagy kritikus hőmérsékletnek nevezzük. A DT (deutérium - tritérium) reakciónál a gyulladási hőmérséklet körülbelül 45 millió K, a DD (deutérium - deutérium) reakcióé pedig körülbelül 400 millió K. Így a DT reakciók sokkal alacsonyabb hőmérsékletet igényelnek, mint a DD reakciók. Ezért a plazmakutatók a DT-reakciókat részesítik előnyben, bár a trícium a természetben nem fordul elő, termonukleáris reaktorban történő szaporodásához speciális feltételeket kell teremteni.

Hogyan lehet a plazmát valamilyen létesítményben - termonukleáris reaktorban - tartani és felmelegíteni, hogy a fúziós folyamat meginduljon? A magas hőmérsékletű plazmában az energiaveszteség főként a hőnek a készülék falain keresztül történő kiszökésével jár. A plazmát ezután a falakkal el kell szigetelni. Erre a célra erős mágneses tereket használnak (a plazma mágneses hőszigetelése). Ha a plazmaoszlopon a tengelye irányában nagy elektromos áramot vezetünk át, akkor ennek az áramnak a mágneses terében olyan erők jelennek meg, amelyek a plazmát a falakról levált plazmaoszlopba tömörítik. A plazma falaktól való elválasztása és a különféle plazma instabilitások leküzdése a legösszetettebb probléma, amelynek megoldása irányított termonukleáris reakciók gyakorlati megvalósításához kell, hogy vezet.

Nyilvánvaló, hogy minél nagyobb a részecskék koncentrációja, annál gyakrabban ütköznek egymással. Ezért úgy tűnhet, hogy a termonukleáris reakciók végrehajtásához nagy részecskekoncentrációjú plazmát kell használni. Ha azonban a részecskék koncentrációja megegyezik a gázokban lévő molekulák koncentrációjával normál körülmények között (10 25 m -3), akkor termonukleáris hőmérsékleten a plazmában a nyomás kolosszális - körülbelül 10 12 Pa - lenne. Ekkora nyomást egyetlen műszaki eszköz sem tud ellenállni! Ahhoz, hogy a nyomás 10 6 Pa nagyságrendű legyen és megfeleljen az anyag szilárdságának, a termonukleáris plazmát erősen ritkítani kell (a részecskék koncentrációjának 10 21 m -3 nagyságrendűnek kell lennie). egy ritka plazmában ritkábban fordulnak elő részecskék ütközések egymással. Ahhoz, hogy a termonukleáris reakció ilyen körülmények között fennmaradjon, meg kell növelni a részecskék tartózkodási idejét a reaktorban. Ebben a tekintetben a csapda tartóképességét a részecskék n koncentrációjának a csapdában való tartózkodási idejével t szorzatával jellemzik.

Kiderült, hogy a DD reakcióhoz

nt>10 22 m -3. tól től,

és a DT reakcióhoz

nt>10 20 m -3. tól től.

Ez azt mutatja, hogy a DD reakciónál n=10 21 m -3-nál a retenciós időnek 10 s-nál nagyobbnak kell lennie; ha n=10 24 m -3, akkor elegendő, ha a retenciós idő meghaladja a 0,1 s-ot.

A deutérium és trícium keveréke esetén n=10 21 m -3-nél termonukleáris fúziós reakció indulhat be, ha a plazma záródási ideje nagyobb, mint 0,1 s, és n=10 24 m -3-nál elegendő, ha ez az idő nagyobb. mint 10 -4 s. Így azonos körülmények között a DT reakció szükséges retenciós ideje lényegesen rövidebb lehet, mint a DD reakciókban. Ebben az értelemben a DT reakciót könnyebb végrehajtani, mint a DD reakciót.

A napelemek, vegyületeik - akkumulátoraik működési mechanizmusának tanulmányozása

A napelemek hatásfoka alacsony, 10-20% tartományba esik. A legnagyobb hatásfokú napelemek 300 mikron vastagságú egykristály és polikristályos szilícium alapúak. Az ilyen akkumulátorok hatékonysága eléri a 20% -ot ...

Két szabadságfokú mechanikai rendszer mozgásának vizsgálata

Határozzuk meg kinetosztatikus módszerrel a forgó test támasztásának reakcióit. Ez abból áll, hogy a dinamika problémáját a statika (egyenletek) segítségével oldjuk meg. Egy mechanikai rendszer minden pontjára érvényes a dinamika alapegyenlete: (4...

Optika és optikai jelenségek a természetben

Szivárvány A szivárvány egy optikai jelenség, amely a fénysugarak megtöréséhez kapcsolódik számos esőcseppen. Azonban nem mindenki tudja...

A könnyű atommagok fúziójához szükséges a potenciálgát leküzdése, amelyet a protonok Coulomb taszítása okoz hasonló pozitív töltésű atommagokban. A 12D hidrogénatommagok fúziójához r távolságra kell összehozni őket...

A termonukleáris fúzió problémái

A termonukleáris reakciók földi körülmények között történő megvalósítása hatalmas lehetőségeket teremt az energiaszerzésre. Például, ha egy liter vízben lévő deutériumot használunk, ugyanolyan mennyiségű energia szabadul fel a termonukleáris fúziós reakcióban ...

A termonukleáris fúzió problémái

A fizikusok kitartóan keresik a módját, hogyan uralják a termonukleáris fúziós reakciók energiáját. Már most is ilyen reakciókat hajtanak végre különféle termonukleáris létesítményekben, de a bennük felszabaduló energia még mindig nem indokolja a pénzeszközök és a munkaerő kiadását ...

A termonukleáris fúzió problémái

A plazmafizika és a szabályozott termonukleáris fúzió kutatásának fő iránya, amelyet a Nukleáris Fúziós Intézetben folytatnak...

A modern civilizáció energiaszükségleteinek kielégítésének rendkívüli fontosságát tükrözi egy olyan jellemző bevezetése, mint az "energiabiztonság"...

A légtelenítő üzem és elemei munkafolyamatai

Három fő problémáról beszélhetünk, amelyek leginkább érintik az emberi élet minden területét, és a civilizáció fenntartható fejlődésének alapjait...

A rezonátorszűrő számítása közvetlen ömlesztett magnetosztatikus hullámokon

A frekvenciamenet egyenetlenségének javítása és a sávszélesség bővítése azonos rezonátorok közötti kritikus csatolás esetén érhető el. Ez javítja mind a sávon kívüli elnyomást, mind a frekvenciaválasz meredekségét...

Irányított termonukleáris fúzió

A fúziós reakció a következő: két vagy több atommagot veszünk, és egy bizonyos erő alkalmazásával annyira közelednek egymáshoz, hogy az ilyen távolságra ható erők ...

A makromolekuláris vegyületek fizikája

A polimerek kémiai átalakítása számos új makromolekuláris vegyület-osztály létrehozását teszi lehetővé, és a kész polimerek tulajdonságainak és alkalmazási területeinek széles skálán történő megváltoztatását teszi lehetővé...

Az anyag szélsőséges állapotai

Amikor a hőmérséklet és a nyomás kellően magasra emelkedik, az anyagban nukleáris átalakulások indulnak meg, amelyek energia felszabadulásával folytatódnak. Nem kell itt magyarázni, hogy mennyire fontos ezeknek a folyamatoknak a tanulmányozása...

Oroszország energiabiztonsága

A plazmafizika területe a csillagok palackozásának vágya miatt virágzott. Az elmúlt néhány évtizedben a terület számtalan irányba fejlődött, az asztrofizikától az űridőjáráson át a nanotechnológiáig.

Ahogy a plazmával kapcsolatos általános ismereteink nőttek, úgy nőtt az a képességünk is, hogy több mint egy másodpercig fenntartsuk a fúziós körülményeket. Az év elején egy új szupravezető fúziós reaktor Kínában volt képes rekord 102 másodpercig tartani a plazmát 50 millió Celsius-fokon. A Wendelstein X-7 Stellarator, amely tavaly ősszel először jelent meg Németországban, várhatóan megdönti ezt a rekordot, és egyszerre akár 30 percig is megtartja a plazmát.

A legutóbbi NSTX-U frissítés szerénynek tűnik ezekhez a szörnyekhez képest: a kísérlet immár egy helyett öt másodpercig képes megtartani a plazmát. De ez is egy fontos mérföldkő.

"Egy mindössze öt másodpercig életképes fúziós plazma létrehozása nem tűnik túl hosszú folyamatnak, de a plazmafizikában az öt másodperc a stabil állapotú fizikához hasonlítható" - mondja Myers, utalva a plazma körülményeire. stabil. A végső cél az "égő plazma" stabil állapotának elérése, amely kis kívülről érkező energiabevitellel önmagában is képes fúziót végezni. Ezt még egyetlen kísérlet sem érte el.

Az NSTX-U lehetővé teszi a princetoni kutatók számára, hogy kitöltsenek néhány űrt a plazmafizikából jelenleg ismertek és aközött, hogy mire lesz szükség egy olyan kísérleti üzem létrehozásához, amely képes az állandósult égés elérésére és tiszta elektromosság előállítására.

Egyrészt a legjobb tárolóanyagok megtalálásához jobban meg kell értenünk, mi történik a fúziós plazma és a reaktor falai között. A Princeton vizsgálja annak lehetőségét, hogy a (széngrafitból készült) reaktor falait folyékony lítium "falra" cserélje a hosszú távú korrózió csökkentése érdekében.

Emellett a tudósok úgy vélik, hogy ha a fúzió segít a globális felmelegedés elleni küzdelemben, sietniük kell. Az NSTX-U segít a fizikusoknak eldönteni, hogy folytatják-e a gömb alakú tokamak kialakításának fejlesztését. A legtöbb tokamak típusú reaktor kevésbé hasonlít egy almához, inkább fánkhoz, bagelhez vagy tóruszhoz. A gömb alakú tórusz szokatlan alakja lehetővé teszi tekercseinek mágneses terének hatékonyabb kihasználását.

„Hosszú távon szeretnénk kitalálni, hogyan optimalizálhatjuk az egyik ilyen gép konfigurációját” – mondja Martin Greenwald, a Plazma- és Fúziós Tudományok Központjának társigazgatója. "Ehhez tudnod kell, hogy a gép teljesítménye hogyan függ valamitől, amit irányítani tudsz, például az alaktól."

Myers utálja megítélni, milyen messze vagyunk a kereskedelmileg lehetséges fúziós energiától, és őt meg lehet érteni. Hiszen a több évtizedes megkerülhetetlen optimizmus komoly károkat okozott ennek a területnek a hírnevében, és megerősítette azt az elképzelést, hogy a szintézis csak álom. Minden anyagi vonzattal együtt.

Nagy csapást mért az MIT fúziós programjára, hogy a szövetségek támogatást nyújtottak az Alcator C-Mid tokamak számára, amely az egyik legerősebb mágneses mezőt állítja elő, és a legmagasabb nyomáson demonstrálja a fúziós plazmát. A függőben lévő NSTX-U kutatások többsége a folyamatos szövetségi támogatástól függ, amely Myers szerint "egy év múlva" érkezik.

Mindenkinek óvatosnak kell lennie a kutatási dollárok elköltésével, és egyes fúziós programok már hihetetlen összegeket zabáltak fel. Vegyük például az ITER-t, a jelenleg Franciaországban épülő hatalmas szupravezető fúziós reaktort. Amikor 2005-ben megkezdődött a nemzetközi együttműködés, 5 milliárd dolláros, 10 éves projektként jelentették be. Több éves kudarc után az ár 40 milliárd dollárra emelkedett. A létesítmény a legoptimistább becslések szerint 2030-ra készül el.

És ahol az ITER valószínűleg addig duzzad, mint egy daganat, amíg ki nem fogynak az erőforrásai és megöli a gazdáját, az MIT lecsupaszított fúziós programja megmutatja, hogyan lehet ezt sokkal kisebb költségvetéssel megvalósítani. Tavaly nyáron az MIT végzős hallgatóiból álló csapat bemutatta az ARC terveit, egy olcsó fúziós reaktort, amely új, magas hőmérsékletű szupravezető anyagokat használva ugyanannyi energiát termel majd, mint az ITER, csak sokkal kisebb eszközzel.

"A fúzió kihívása egy olyan műszaki út megtalálása, amely gazdaságilag életképessé teszi, amit hamarosan meg is tervezünk" - mondja Greenwald, megjegyezve, hogy az ARC koncepciót jelenleg az MIT Energy Initiative folytatja. "Úgy gondoljuk, hogy ha a fúzió megváltoztatja a globális felmelegedést, akkor gyorsabban kell haladnunk."

"A fúzió a fő energiaforrásnak ígérkezik – valójában ez a végső célunk" – mondja Robert Rosner, a Chicagói Egyetem plazmafizikusa és az Energiapolitikai Intézet társalapítója. „Ugyanakkor van egy fontos kérdés: mennyit vagyunk hajlandók most költeni. Ha olyan mértékben csökkentjük a finanszírozást, hogy az okos gyerekek következő generációja egyáltalán nem akarja ezt csinálni, akkor lehet, hogy teljesen kiszállunk belőle.”

2016. július 9

Egyes optimisták szerint a modern szupravezetőket alkalmazó innovatív projektek hamarosan lehetővé teszik a szabályozott termonukleáris fúziót. Szakértők azonban azt jósolják, hogy a gyakorlati alkalmazás több évtizedet vesz igénybe.

Miért olyan nehéz?

A fúziós energiát a jövő potenciális energiaforrásának tekintik. Ez az atom tiszta energiája. De mi ez, és miért olyan nehéz elérni? Először is meg kell értenünk a különbséget a klasszikus maghasadás és a termonukleáris fúzió között.

Az atom hasadása abból áll, hogy a radioaktív izotópokat - uránt vagy plutóniumot - felhasítják és más, erősen radioaktív izotópokká alakítják, amelyeket aztán el kell temetni vagy újra kell hasznosítani.

A fúziós reakció abból áll, hogy a hidrogén két izotópja - a deutérium és a trícium - egyetlen egésszé egyesül, nem mérgező héliumot és egyetlen neutront képezve anélkül, hogy radioaktív hulladék keletkezne.

Vezérlési probléma

A Napon vagy egy hidrogénbombában végbemenő reakciók termonukleáris fúzió, és a mérnökök ijesztő feladat előtt állnak – hogyan irányítsák ezt a folyamatot egy erőműben?

Ezen dolgoznak a tudósok az 1960-as évek óta. Újabb kísérleti fúziós reaktor, a Wendelstein 7-X kezdte meg működését az észak-németországi Greifswald városában. Még nem arra tervezték, hogy reakciót hozzon létre - ez csak egy speciális kialakítás, amelyet tesztelnek (tokamak helyett sztellarátor).

nagy energiájú plazma

Minden termonukleáris létesítménynek van egy közös jellemzője - a gyűrű alakú. Azon az ötleten alapul, hogy erős elektromágneseket használnak egy erős elektromágneses mező létrehozására, amely tórusz alakú - egy felfújt kerékpárcső.

Ennek az elektromágneses mezőnek olyan sűrűnek kell lennie, hogy amikor mikrohullámú sütőben egymillió Celsius-fokra melegítjük, a gyűrű közepén egy plazmának kell megjelennie. Ezután meggyújtják, hogy megkezdődhessen a termonukleáris fúzió.

Lehetőségek bemutatása

Jelenleg két ilyen kísérlet folyik Európában. Az egyik a Wendelstein 7-X, amely nemrégiben készítette el első héliumplazmáját. A másik az ITER, egy hatalmas kísérleti fúziós létesítmény Dél-Franciaországban, amely még építés alatt áll, és 2023-ban áll majd üzembe.

Valódi nukleáris reakciók várhatók az ITER-ben, igaz, csak rövid ideig, és természetesen nem hosszabb ideig, mint 60 perc. Ez a reaktor csak egy lépés a sok közül a magfúzió megvalósítása felé vezető úton.

Fúziós reaktor: kisebb és erősebb

A közelmúltban több tervező új reaktortervet jelentett be. A Massachusetts Institute of Technology hallgatóinak egy csoportja, valamint a Lockheed Martin fegyvergyártó cég képviselői szerint a fúziót az ITER-nél jóval erősebb és kisebb létesítményekben is meg lehet valósítani, és tízen belül készen állnak rá. évek.

Az új kialakítás ötlete, hogy az elektromágnesekben modern, magas hőmérsékletű szupravezetőket alkalmazzanak, amelyek folyékony nitrogénnel hűtve mutatják meg tulajdonságaikat, nem pedig a hagyományos, folyékony héliumot igénylő szupravezetőket. Az új, rugalmasabb technológia lehetővé teszi a reaktor kialakításának teljes megváltoztatását.

Klaus Hesch, aki a délnyugat-németországi Karlsruhei Technológiai Intézetben a magfúziós technológiáért felelős, szkeptikus. Támogatja az új, magas hőmérsékletű szupravezetők használatát az új reaktortervekhez. De szerinte nem elég számítógépen fejleszteni valamit, figyelembe véve a fizika törvényeit. Figyelembe kell venni az ötlet gyakorlatba ültetésekor felmerülő kihívásokat.

Tudományos-fantasztikus

Hesh szerint az MIT hallgatói modellje csak egy projekt lehetőségét mutatja. De valójában ez egy csomó sci-fi. A projekt feltételezi, hogy a termonukleáris fúzióval kapcsolatos komoly technikai problémák megoldódnak. De a modern tudománynak fogalma sincs, hogyan oldja meg ezeket.

Az egyik ilyen probléma az összecsukható tekercsek ötlete. Az elektromágnesek szétszerelhetők, hogy bejussanak a plazmát tartó gyűrűbe az MIT tervezési modelljében.

Ez nagyon hasznos lenne, mert hozzá lehet férni a belső rendszerben lévő objektumokhoz és lecserélni őket. De a valóságban a szupravezetők kerámia anyagból készülnek. Ezek közül több százat kell kifinomult módon összefonni a megfelelő mágneses tér kialakításához. És itt vannak még alapvető nehézségek: a köztük lévő kapcsolatok nem olyan egyszerűek, mint a rézkábelek csatlakozásai. Senkinek sem jutott eszébe olyan koncepciók, amelyek segíthetnének az ilyen problémák megoldásában.

Túl meleg

A magas hőmérséklet is probléma. A fúziós plazma magjában a hőmérséklet eléri a 150 millió Celsius-fokot. Ez az extrém hő a helyén marad – közvetlenül az ionizált gáz közepén. De még körülötte is nagyon meleg van - 500-700 fok a reaktorzónában, amely egy fémcső belső rétege, amelyben a magfúzióhoz szükséges trícium "reprodukálódik".

A fúziós reaktornak van egy még nagyobb problémája – az úgynevezett teljesítményleadás. A rendszernek ez az a része, amely a fúziós folyamatból származó használt üzemanyagot, főként héliumot kap. Az első fém alkatrészeket, amelyekbe a forró gáz belép, "elterelőnek" nevezik. 2000°C fölé is felmelegszik.

Terelő probléma

Annak érdekében, hogy a telepítés kibírja az ilyen hőmérsékleteket, a mérnökök a régimódi izzólámpákban használt fém wolframot próbálják felhasználni. A wolfram olvadáspontja körülbelül 3000 fok. De vannak más korlátok is.

Az ITER-ben ezt meg lehet tenni, mert a fűtés nem fordul elő folyamatosan. Feltételezhető, hogy a reaktor az időnek csak 1-3%-ában fog működni. De ez nem lehetséges egy olyan erőműnél, amelynek 24/7-ben kell működnie. És ha valaki azt állítja, hogy az ITER-rel azonos teljesítményű kisebb reaktort tud építeni, akkor nyugodtan mondhatja, hogy nincs megoldása az eltérítő problémára.

Erőmű néhány évtized múlva

Mindazonáltal a tudósok optimisták a termonukleáris reaktorok fejlesztését illetően, bár az nem lesz olyan gyors, mint azt egyes rajongók jósolják.

Az ITER-nek meg kell mutatnia, hogy a szabályozott fúzió valójában több energiát tud termelni, mint amennyit a plazma melegítésére fordítanak. A következő lépés egy vadonatúj hibrid demonstrációs erőmű építése, amely ténylegesen villamos energiát termel.

A mérnökök már dolgoznak a tervezésén. Tanulniuk kell az ITER-től, amely a tervek szerint 2023-ban indul. A tervezéshez, tervezéshez és kivitelezéshez szükséges idő miatt valószínűtlennek tűnik, hogy az első fúziós erőművet jóval korábban, mint a 21. század közepén indítsák el.

Cold Fusion Rossi

2014-ben az E-Cat reaktor független tesztje arra a következtetésre jutott, hogy az eszköz átlagosan 2800 watt teljesítményt adott 32 nap alatt, 900 watt fogyasztással. Ez több, mint amit bármely kémiai reakció képes elkülöníteni. Az eredmény vagy áttörésről szól a termonukleáris fúzióban, vagy pedig nyílt csalásról. A jelentés csalódást okozott a szkeptikusoknak, akik kételkednek abban, hogy a teszt valóban független volt-e, és a vizsgálati eredmények esetleges meghamisítására utalnak. Mások azzal voltak elfoglalva, hogy kitalálják azokat a "titkos összetevőket", amelyek lehetővé teszik Rossi fúziója számára a technológia megismétlését.

Rossi csaló?

Andrea impozáns. Egyedülálló angol nyelven publikálja a világnak szóló kiáltványokat weboldalának, az előkelően Journal of Nuclear Physicsnek nevezett, megjegyzés rovatában. De korábbi sikertelen próbálkozásai között szerepelt egy olasz hulladék-üzemanyag-projekt és egy termoelektromos generátor. A Petroldragon, a hulladékból energiává alakító projekt részben azért bukott meg, mert az illegális hulladéklerakást az olasz szervezett bűnözés ellenőrzi, és a hulladékgazdálkodási előírások megsértése miatt büntetőeljárást indított ellene. A US Army Corps of Engineers számára is készített egy termoelektromos eszközt, de a tesztelés során a kütyü a bejelentett teljesítménynek csak a töredékét produkálta.

Sokan nem bíznak Rossiban, a New Energy Times főszerkesztője pedig egyenesen bűnözőnek nevezte, aki mögött meghiúsult energetikai projektek sora áll.

Független ellenőrzés

Rossi szerződést írt alá az amerikai Industrial Heat céggel egy 1 MW-os hidegfúziós erőmű egy éves titkos tesztjének elvégzésére. Az eszköz egy szállítókonténer volt, amelybe több tucat E-Cat volt. A kísérletet egy harmadik félnek kellett irányítania, aki meg tudta erősíteni, hogy valóban hőtermelés zajlik. Rossi azt állítja, hogy az elmúlt év nagy részét gyakorlatilag egy konténerben töltötte, és napi több mint 16 órát felügyelte a műveleteket, hogy bebizonyítsa az E-Cat kereskedelmi életképességét.

A teszt márciusban ért véget. Rossi hívei izgatottan várták a megfigyelők jelentését, remélve, hogy hősük felmentést kap. De végül beperelték őket.

Próba

Egy floridai bírósági beadványban Rossi azt állítja, hogy a teszt sikeres volt, és egy független választottbíró megerősítette, hogy az E-Cat reaktor hatszor több energiát termel, mint amennyit fogyaszt. Azt is állította, hogy az Industrial Heat beleegyezett abba, hogy 100 millió dollárt fizet neki – 11,5 millió dollárt előre a 24 órás próbaidőszak után (állítólag a licencjogokért, hogy a vállalat eladhassa a technológiát az Egyesült Államokban), és további 89 millió dollárt a kiterjesztett próba sikeres befejezése után. 350 napon belül. Rossi azzal vádolta meg az IH-t, hogy „csalási tervet” folytat szellemi tulajdonának eltulajdonítására. Azzal is vádolta a céget, hogy visszaélt az E-Cat reaktorokkal, illegálisan másol innovatív technológiákat és termékeket, funkcionalitást és dizájnt, valamint visszaélt a szellemi tulajdonára vonatkozó szabadalommal.

Aranybánya

Rossi másutt azt állítja, hogy az egyik demonstrációján az IH 50-60 millió dollárt kapott a befektetőktől, és további 200 millió dollárt Kínától, miután a kínai vezető tisztségviselőket is bevonták. Ha ez igaz, akkor több mint százmillió dollár forog kockán. Az Industrial Heat ezeket az állításokat alaptalannak minősítette, és aktívan védekezni fog. Ennél is fontosabb, hogy „több mint három évig dolgozott azon eredmények megerősítésén, amelyeket Rossi állítólag elért az E-Cat technológiájával, de mindez sikertelenül”.

Az IH nem hisz az E-Catben, és a New Energy Times sem lát okot kétségbe vonni. 2011 júniusában a kiadvány képviselője Olaszországba látogatott, interjút készített Rossival, és lefilmezte az E-Cat bemutatóját. Egy nappal később komoly aggodalmairól számolt be a hőteljesítmény mérési módszerével kapcsolatban. 6 nap elteltével az újságíró feltette videóját a YouTube-ra. Szakértők a világ minden tájáról küldtek neki elemzéseket, amelyek júliusban jelentek meg. Világossá vált, hogy ez egy átverés.

Kísérleti megerősítés

Ennek ellenére számos kutatónak – Alekszandr Parkhomovnak, az Oroszországi Népek Barátság Egyetemének munkatársa és a Martin Fleishman Memorial Project (MFPM) munkatársa – sikerült megismételnie Oroszország hideg fúzióját. Az MFPM-jelentés a „Közel a szén-dioxid-korszak vége” címet viselte. Az ilyen csodálat oka a gamma-sugárzás kitörésének felfedezése volt, amely nem magyarázható másként, mint egy termonukleáris reakcióval. A kutatók szerint Rossinak pontosan az van, amiről beszél.

Egy életképes nyitott recept a hidegfúzióhoz energia-aranylázat válthat ki. Alternatív módszereket találhatnak Rossi szabadalmainak megkerülésére, és távol tarthatják őt a több milliárd dolláros energiaüzlettől.

Így talán Rossi inkább elkerülné ezt a megerősítést.

3. A szabályozott termonukleáris fúzió problémái

Valamennyi fejlett ország kutatói abban reménykednek, hogy szabályozott termonukleáris reakcióval tudják leküzdeni a közelgő energiaválságot. Egy ilyen reakció - a hélium szintézise deutériumból és tríciumból - évmilliók óta zajlik a Napon, és földi körülmények között immár ötven éve próbálják végrehajtani óriási és nagyon drága lézeres létesítményekben, tokamakokban. (termonukleáris fúziós reakció végrehajtására szolgáló eszköz forró plazmában) és sztellarátorok (zárt mágneses csapda a magas hőmérsékletű plazma tárolására). Vannak azonban más módok is ennek a nehéz problémának a megoldására, és a hatalmas tokamak helyett valószínűleg egy meglehetősen kompakt és olcsó ütköztetőt - az ütköző gerendákon lévő gyorsítót - lehet majd használni a termonukleáris fúzió megvalósításához.

A Tokamak működéséhez nagyon kis mennyiségű lítiumra és deutériumra van szükség. Például egy 1 GW elektromos teljesítményű reaktor évente körülbelül 100 kg deutériumot és 300 kg lítiumot éget el. Ha feltételezzük, hogy az összes termonukleáris erőmű 10 billió darabot termel. kW / h villamos energia évente, vagyis amennyit ma a Föld összes erőműve termel, akkor a világ deutérium és lítium készletei elegendőek lesznek az emberiség energiaellátására sok millió évre.

A deutérium és a lítium fúziója mellett tisztán szoláris fúzió is lehetséges, ha két deutérium atom egyesül. Ha ezt a reakciót elsajátítják, az energiaproblémák azonnal és örökre megoldódnak.

A szabályozott termonukleáris fúzió (CTF) egyik ismert változatában a termonukleáris reakciók nem léphetnek át az ellenőrizetlen teljesítménynövekedés módozatába, ezért az ilyen reaktorok eleve nem biztonságosak.

Fizikai szempontból a probléma egyszerűen megfogalmazódik. Az önfenntartó magfúziós reakció létrejöttéhez két feltétel teljesítése szükséges és elegendő.

1. A reakcióban részt vevő atommagok energiája legalább 10 keV legyen. A magfúzió megindulásához a reakcióban részt vevő atommagoknak a nukleáris erők mezejébe kell esniük, amelyek sugara 10-12-10-13 s.cm. Az atommagok azonban pozitív elektromos töltéssel rendelkeznek, és a hasonló töltések taszítják egymást. A nukleáris erők hatásának határán a Coulomb-taszítás energiája körülbelül 10 keV. Ennek az akadálynak a leküzdéséhez az ütközésben lévő atommagok kinetikai energiájának legalább ennél kisebbnek kell lennie.

2. A reagáló atommagok koncentrációjának és annak a retenciós időnek a szorzata, amely alatt a jelzett energiát megtartják, legalább 1014 s.cm-3 legyen. Ez a feltétel – az ún. Lawson-kritérium – határozza meg a reakció energetikai jövedelmezőségének határát. Ahhoz, hogy a fúziós reakció során felszabaduló energia legalább fedezni tudja a reakció beindításának energiaköltségét, az atommagoknak sok ütközésnek kell átesnie. Minden olyan ütközésnél, amelyben fúziós reakció megy végbe a deutérium (D) és a trícium (T) között, 17,6 MeV energia szabadul fel, azaz körülbelül 3,10-12 J. Ha például 10 MJ energiát fordítanak a gyújtásra, akkor a a reakció akkor lesz nullszaldós, ha legalább 3.1018 DT pár vesz részt benne. Ehhez pedig egy meglehetősen sűrű, nagy energiájú plazmát kell sokáig a reaktorban tartani. Ezt a feltételt a Lawson-kritérium fejezi ki.

Ha mindkét követelmény egyidejűleg teljesíthető, akkor a szabályozott termonukleáris fúzió problémája megoldódik.

Ennek a fizikai problémának a technikai megvalósítása azonban óriási nehézségekkel néz szembe. Hiszen 10 keV energia 100 millió fokos hőmérséklet. Egy ilyen hőmérsékletű anyagot csak vákuumban, a berendezés falaitól elszigetelve lehet a másodperc töredékeig tartani.

De van egy másik módszer a probléma megoldására - a hideg fúzió. Mi a hideg fúzió - ez egy szobahőmérsékleten lejátszódó "forró" termonukleáris reakció analógja.

A természetben legalább két módja van az anyag megváltoztatásának a kontinuum egy dimenzióján belül. Tűzön forralhatsz vizet, pl. termikusan, vagy mikrohullámú sütőben, pl. frekvencia. Az eredmény ugyanaz - a víz felforr, az egyetlen különbség az, hogy a frekvencia módszer gyorsabb. Az ultramagas hőmérséklet elérését is felhasználja az atommag felosztására. A termikus módszer szabályozatlan magreakciót ad. A hideg fúzió energiája az átmeneti állapot energiája. A hidegfúziós reakciót végrehajtó reaktor tervezésének egyik fő feltétele a piramis-kristályos formájának állapota. Egy másik fontos feltétel a forgó mágneses és torziós mező jelenléte. A mezők metszéspontja a hidrogénmag instabil egyensúlyi pontján történik.

Tudósok Ruzi Taleiarkhan az Oak Ridge Nemzeti Laboratóriumból, Richard Leikhi a Műszaki Egyetemről. Renssilira és Robert Nigmatulin akadémikus - hideg termonukleáris reakciót rögzítettek a laboratóriumban.

A csoport két-három pohárnyi méretű folyékony acetont használt. A hanghullámok intenzíven áthaladtak a folyadékon, ami a fizikában akusztikus kavitációként ismert hatást váltott ki, melynek következménye a szonolumineszcencia. A kavitáció során apró buborékok jelentek meg a folyadékban, amelyek átmérője két milliméterre nőtt és felrobbantak. A robbanásokat fényvillanások és energiafelszabadulás kísérte i.e. a buborékok belsejében a hőmérséklet a robbanás idején elérte a 10 millió Kelvin fokot, és a felszabaduló energia a kísérletezők szerint elegendő a termonukleáris fúzió végrehajtásához.

"Technikailag" a reakció lényege abban rejlik, hogy a deutérium két atomjának kombinációja eredményeként egy harmadik jön létre - a hidrogén izotópja, az úgynevezett trícium, és egy neutron, amelyet hatalmas mennyiségű energia jellemez. .

A szupravezető állapotban az áramerősség nulla, ezért a minimális elektromos áramot a mágneses tér fenntartására fordítják. 8. Szupergyors rendszerek. Ellenőrzött termonukleáris fúzió tehetetlenségi zárással A plazma mágneses bezárásával kapcsolatos nehézségek elvileg megkerülhetők, ha a nukleáris üzemanyagot rendkívül rövid idő alatt elégetik, amikor ...

2004-re. A projekttel kapcsolatos következő tárgyalásokat 2004 májusában tartják Bécsben. A reaktort 2006-ban építik meg, és a tervek szerint 2014-ben állítják be. Hogyan működik? A fúzió* egy olcsó és környezetbarát módja az energiatermelésnek. Évmilliárdok óta szabályozatlan termonukleáris fúzió zajlik a Napon – a hidrogén-deutérium nehéz izotópjából hélium keletkezik. Ahol...

A kísérleti termonukleáris reaktort E. P. Velikhov vezeti. Az Egyesült Államok 15 milliárd dollárt költött el ebből a projektből, a fennmaradó 15 milliárdot már elköltötték a nemzetközi tudományos szervezetek. 2. Műszaki, környezetvédelmi és egészségügyi problémák. A szabályozott termonukleáris fúziós (UTF) létesítmények működése során. neutronnyaláb és gammasugárzás lép fel, valamint...

Energiára és milyen minőségre lesz szükség ahhoz, hogy a felszabaduló energia elegendő legyen az energialeadási folyamat elindításának költségeire. Ezt a kérdést az alábbiakban a termonukleáris fúzió problémái kapcsán tárgyaljuk. A lézerek energiaminőségéről A legegyszerűbb esetekben a rossz minőségű energia jó minőségű energiává alakításának korlátai nyilvánvalóak. Íme néhány példa a...