Презентация - Энергетика будущего. Международный проект ИТЭР

Подождите немного. Документ загружается.

Достоинства термоядерной энергетики

* Изобилие топлива: запасы дейтерия в воде оке-

анов неисчерпаемы, содержание лития в земной

коре в 200 раз больше, чем урана.

* Радиационная биологическая опасность термо-

ядерных реакторов примерно в тысячу раз ниже,

чем реакторов деления.

* Отсутствие CO

, горных выработок, возможность

размещения реактора в любом месте.

* Отсутствие «тяжелых» радиоактивных отходов,

которые могли бы быть использованы для изго-

товления «грязных» бомб.

* Физическая невозможность разгона («взрыва»)

реактора.

Условия протекания энергетически

выгодной термоядерной реакции

* Tемпература топлива (плазмы из дейтерия и три-

тия) около 100 млн градусов.

* Плотность (n) и время «жизни» (τ

) горячей плаз-

мы должны быть достаточно большими, чтобы

успели произойти столкновение ядер дейтерия

и трития и их слияние (под

здесь понимается

характерное время остывания плазмы при выклю-

ченной мощности нагрева).

ак удерживать вещество в таком экстре-

мальном (100 млн градусов!) состоянии?

На Солнце это делают гравитационные поля.

А на Земле?

1950 году академики А.Д. Сахаров и

И.Е. Тамм предложили использовать маг-

нитное поле для удержания плазмы.

агнитное поле ограничивает движение заря-

женных частиц высокотемпературной плазмы

и термоизолирует ее от стенок камеры, в которой

она создается.

Академик И.Е. Тамм (1895–1971 гг.)

Академик А.Д.

Сахаров

(1921–1989 гг.)

Общая идея магнитной термоизоляции породила

массу конкретных решений.

ыдающиеся российские ученые под руко-

водством академика Л.А. Арцимовича раз-

работали и реализовали концепцию термоядер-

ной установки ТОКАМАК (ТОроидальная

КАмера МАгнитная Катушка)

1969 года российские установки токамак

с магнитным удержанием плазмы стали

мировым лидером в исследованиях по управля-

емому термоядерному синтезу и сегодня счита-

ются наиболее пригодными для создания термо-

ядерного реактора.

лассический токамак представляет собой

тороидальную камеру в виде бублика, поме-

щенную в тороидальное магнитное поле. В каме-

ре создается электрическое поле, приводящее к

электрическому пробою газа и образованию плаз-

мы. В плазме возникает продольный ток. Комби-

нация магнитного поля этого тока и тороидально-

го магнитного поля создает условия для удержа-

ния и термоизоляции плазмы. Для поддержания

плазменного витка с током в нужном положении

создается поперечное к плоскости витка магнит-

ное поле. Ток в плазме выполняет и другую су-

Академик Л.А. Арцимович

(1909–1973 гг.)

Академик М.А. Леонтович

(1903–1983 гг.)

Академик Б.Б. Кадомцев

(1928–1998 гг.)

щественную роль – он осуществляет начальный

омический нагрев плазмы, как любого проводни-

ка. Этот способ нагрева плазмы позволяет под-

нять ее температуру лишь до 20–25 млн градусов.

Этого недостаточно, и поэтому в систему входят

устройства дополнительного нагрева плазмы до

термоядерных температур.

1968 году на Международной конференции по

физике плазмы ученые из ИАЭ им. И.В. Кур-

чатова доложили о получении на установке «Тока-

мак-3» устойчиво удерживаемой плазмы с темпера-

турой около 5 млн градусов. Это намного превос-

ходило все, что было достигнуто в мире по другим

направлениям исследований. За рубежом начался

«токамачный» бум.

Схема классического токамака

1 - катушки полоидального магнитного поля

2 - вакуумная камера

3 - индуктор

4 - плазма

5 - катушки тороидального магнитного поля

Установка Токамак-3

Установки типа токамак, помимо СССР, стали ос-

новным направлением исследований в США, Анг-

лии, Франции, Японии и других странах.

ля энергетически выгодного процесса энер-

гия, выделяющаяся в результате термоядер-

ной реакции синтеза, должна быть, естественно,

больше энергии, потраченной на создание и нагрев

плазмы до «термоядерных» температур. Если обо-

значить отношение этих энергий через Q, то, как

показали детальные расчеты, для реактора требу-

ется Q > 5. Для энергетического термоядерного

реактора на основе установок токамак необходимо

достижение следующих параметров:

Т> 100 млн. градусов,

> 1 секунда (время «жизни» горячей плазмы),

Q> 5.

Такова была цель многолетних исследований.

В мире было сооружено около 300 установок типа

токамак. Наиболее крупные из них были построе-

ны в Европе, Японии, США и России.

T-3

Установка Т-10 (Россия). На установке получена дейте-

риевая плазма с температурой около 12 млн градусов

Установка TFTR (США). В дейтериево-тритиевой плазме

осуществлена термоядерная реакция с выделяемой

мощностью около 10 МВт в импульсе длительностью 0,3 с

Установка JET (Англия). В дейтериево-тритиевой

плазме осуществлена термоядерная реакция

с выделяемой мощностью 17 МВт и Q ≈0,6

Установка JT-60 (Япония). Получена дейте-

риевая плазма, дающая в пересчете на рав-

нокомпонентную D–T-смесь Q ≈ 1,25

Соотношение экспериментальных данных

с расчетными

айденные эмпирические соотношения (скей-

линги) для энергетического времени жизни

плазмы

дают хорошее согласие с эксперименталь-

ными данными в широком диапазоне параметров.

Это является основой для достижения проектируе-

мых параметров будущих реакторов.

а установках последнего поколения токамаков

(TFTR, JET, JT-60) достигнуты температура и

плотность плазмы, близкие к требуемым для тер-

моядерного реактора, и осуществлена импульсная

управляемая термоядерная реакция относительно

малой мощности. Завершен принципиальный этап

в разработке новой энергетики – осуществлена

научная демонстрация управляемой термоядер-

ной реакции синтеза в лабораторных условиях.

Измеренное время «жизни» плазмы τ

exp

Расчетное время «жизни» плазмы, с

0,001

0,01 0,1 1 10

0,01

0,1

ИТЭР

ASDEX 431

AUG 468

CMOD 45

COMPASS 16

DIII-D 300

JET 1114

JFT-2M 59

JT-60U 54

PBX-M 59

PDX 97

TCV 11

TFTR 13

TdeV 3

START 8

Что дальше?

альше – демонстрация управляемой реак-

ции синтеза с термоядерной мощностью

несколько сотен мегаватт и отработкой техно-

логии ее практического использования.

ля реализации этого шага Россия, Европа,

США и Япония решили объединить свои на-

учные, технические и финансовые усилия для со-

вместной разработки технического проекта пер-

вого в мире экспериментального термоядерного

реактора, получившего название ИТЭР (ITER –

International Thermonuclear Experimental

Reactor). Эта идея была выдвинута и актив-

но поддержана президентами М. Горбачевым,

Р. Рейганом и Ф. Миттераном.

абота над эскизным проектом реактора на-

чалась в 1988 году, а в 1992 году было под-

писано Международное соглашение о разра-

ботке технического проекта реактора ИТЭР и

международная команда специалистов присту-

пила к работе.

Председателем

руководящего органа

Международного

проекта – Совета

ИТЭР, был избран

академик Е.П. Велихов.