CC BY
98
ЛГ СибАК
Технические науки — от теории к практике
№ 10 (46)), 2015г.___________________________________www.sibac.info
ТЕРМОЯДЕРНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ — ТОКАМАК. КОНЦЕПЦИИ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ ВОПРОС РЕАЛИЗАЦИИ
Калимуллин Алик Талгатович
аспирант, ассистент кафедры Электроснабжение промышленных предприятий, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: kat-190391@mail.ru
Христич Дмитрий Евгеньевич
аспирант, ассистент кафедры Электроснабжение промышленных предприятий, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: dima598@mail. ru
Лесков Иван Алексеевич
студент 4 курса, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: Leskov. ivan@mail. ru
Темников Евгений Александрович
студент 4 курса, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: evgentemnikov@mail. ru
Троценко Владислав Михайлович
студент 4 курса, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: troch 93@mail.ru
63
Технические науки — от теории к практике __________________№ 10 (46), 2015 г
Агафонов Никита Константинович
студент 4 курса, Энергетического факультета, Омского Государственного Технического Университета,
РФ, г. Омск E-mail: overcome2014@mail.ru
СибАК
www.sibac.info
FUSION POWER PLANTS — A TOKAMAK. CONCEPT AND TECHNOLOGICAL IMPLEMENTATION ISSUES
Alik Kalimullin
post-graduate student, assistant of the department ofpower supply for industrial enterprises, Energy Department, Omsk State Technical University, Russia, Omsk
Dmitry Hristich
post-graduate student, assistant of the department ofpower supply for industrial enterprises, Energy Department, Omsk State Technical University, Russia, Omsk
Ivan Leskov
student 4th year, the Energy Department, Omsk State Technical University,
Russia, Omsk
Evgeny Temnikov
student 4th year, the Energy Department, Omsk State Technical University,
Russia, Omsk
Vladislav Trotsenko
student 4th year, the Energy Department, Omsk State Technical University,
Russia, Omsk
Nikita Agafonov
student 4th year, the Energy Department, Omsk State Technical University,
Russia, Omsk
64
ЛГ СибАК
Технические науки — от теории к практике
№ 10 (46)), 2015г._____________________________________www.sibac.info
АННОТАЦИЯ
Термоядерное топливо является одним из немногих будущих источников питания с большим потенциалом, оно экономически приемлемо, имеет привлекательный уровень безопасности и экологических характеристик. Обзор технологических требований для термоядерных электростанций и их экономическая безопасность, а также экологические особенности рассмотрены в этой статье. Концептуальные наброски прогнозируют, что термоядерные электростанции будет капиталоемкие. Стоимость электроэнергии из этих электростанций по оценкам будет сопоставима с другими источниками энергии. Кроме того, при правильном проектировании и при использование перспективных материалов, можно будет добиться создания электростанции, которая будет намного экологичнее других.
ABSTRACT
Fusion fuel is one of the few food sources of the future with great potential, it is economically acceptable, it has an attractive level of safety and environmental performance. Review of technological requirements for fusion power and economic security, as well as environmental features discussed in this article. Conceptual sketches predict that fusion power is capital intensive. The cost of electricity from these power plants is estimated to be comparable to other energy sources. Furthermore, with proper design and use of advanced materials, we can achieve a power which is much greener than others.
Ключевые слова: Токамак; плазма; термоядерный синтез;
тритий; магнитное поле; неиндуктивный ток.
Keywords: Tokamak; plasma; nuclear fusion; tritium; magnetic field; non-inductive current.
Спрос на новые источники энергии, был прогнозируем в течение многих десятилетий и сокращающиеся ископаемые ресурсы лишь подталкивают людей к созданию новых, более мощных и экономически дешевых источников энергии. Между тем, экологические проблемы серьезно ограничили многие из ранее жизнеспособных электрических источников. Общественность требует все более жесткие экологические нормы и правила. Сложность хранения, транспортировки радиоактивных отходов лишь малая часть проблем. Многие люди испытывают неприязнь к крупным электростанциям на их задних дворах. Кроме того, структура производства электроэнергии и передачи, как единственная область электрических коммунальных услуг, быстро меняется, и, как следствие, коммунальные услуги и независимые производители электроэнергии
65
Технические науки — от теории к практике ___________________№ 10 (46), 2015 г
не хотят взять на себя обязательство долгосрочного финансового механизма для новой технологии. Таким образом, наша энергия будущего омрачена технологической, экологической и политической неопределенностью.
Поиск практического применения термоядерной энергии продолжается во всем мире. Основное внимание существующих НИОКР направлено на изучение физики плазмы и создания инженерной «базы» для горения плазмы [5]. Строительство следующего большого экспериментального аппарата ИТЭР (рисунок 1) назначенного на конец 2020 года, с помощью которого можно будет исследовать условия возникновения термоядерной плазмы. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути [4]. В дополнение к оценке того, соответствует ли использование плазмы привлекательным вариантом для использования в термоядерной электростанции, эти исследования обнаружили потенциальные проблемы и определили критические области, которые должны получить приоритет в программах НИОКР.
СибАК
www.sibac.info
Рисунок 1. 30-модель строящегося экспериментального реактора
ИТЕР, Франция
66
Технические науки — от теории к практике № 10 (46)), 2015 г______________________
www.sibac.info
Существует две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза:
1. Магнитный термоядерный синтез (МТС), при котором нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем. Данный вид термоядерных реакторов очень хорошо разработан и изучен [6].
2. Инерционный термоядерный синтез (ИТС). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путем кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащий дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными пучками или пучками высокоэнергичный частиц (ионов, электронов) [8].
В этой статье мы рассмотрим технологические требования и изучим экономическую безопасность и экологические особенности термоядерных электростанций.
Электростанций на МТС.
Основная проблема термоядерного синтеза заключается
в создании устройства, которое будет способно поддерживать невероятно высокую температуру, требующуюся для протекания процесса (~ 100 106 С°) [1].
Удержать разогретую до таких температур плазму,
контролировать этот процесс, а также основных параметров плазмы в течение всего срока отжига — это проблема куда более сложная, чем запуск цепной реакции деления ядер урана.
а)
• - 430GQ) чДГШ
5 I tffiXL-
- J300Q> ЛШ>
б)
Рисунок 2. Принцип работы магнитной ловушки. а) движение заряженных частиц в отсутствии магнитного поля; б) движение заряженных частиц вдоль линий магнитного поля
67
Технические науки — от теории к практике __________________№ 10 (46), 2015 г
Подсказку к ее решению дало Солнце. Существует такое явление, как протуберанцы — струи раскаленной плазмы, которые вырываются из солнечной короны наружу и удерживаются некоторое время магнитным полем. Почему бы не создать на Земле аппарат по подобным характеристикам — в котором плазма оказалась бы заключенной в магнитную ловушку? Т ак появилась идея электростанции на МТС. В подобных устройствах используется эффект движения заряженных частиц, из которых состоит плазма, вдоль линий магнитного поля — по спирали, что позволяет избежать контакта высокотемпературной плазмы со стенками реактора [1].
Создание плазмы и поддержание ее температуры.
Плазма обычно создается за счет расщепления газа дейтерия, который заполняет плазменные камеры. Поскольку ток плазмы повышается до своего максимального значения, плазма нагревается омически. Однако, поскольку электрическое сопротивление плазмы значительно сокращается, а температура плазмы увеличивается, дополнительный нагрев плазмы необходимо доводить до температуры воспламенения (~ 10 кэВ) [7].
Один из самых распространенных методов дополнительного нагрева использует интенсивный нейтральный луч высокой энергии (нейтральный пучок), так как нейтральные частицы могут двигаться через магнитное поле незатронутыми и проникать в плазму. Частицы луча после этого ионизируются и поглощаются плазмой, как результат столкновения с плазмой и внесение своей энергии в ионы и электроны. Среднее расстояние, которое проходит нейтральный ион в плазме пока он не ионизируется, непосредственно зависит от его энергии, а также от плотности плазмы, температуры и объема. Для термоядерной плазмы, энергия луча от 100 до 200 кэВ является необходимой для перпендикулярной форсунки (перпендикулярно к окружности тороидальной плазмы) и от 500 до 3000 кэВ для тангенциальной форсунки (в направлении потока плазмы) [7]. В настоящее время в экспериментах по термоядерному синтезу обычно используют нейтральные форсунки лучей с десятками МВт мощности и длительностью импульса в несколько секунд.
Другой распространенный способ нагрева, это использование радиоволн. В принципе, энергия электромагнитной волны может быть преобразована в кинетическую энергию плазменных частиц через резонансное взаимодействие волны и частицы. Поскольку плазма состоит из заряженных частиц, различные виды волн существуют в намагниченной плазме. Все системы высокочастотного нагрева, по существу, аналогичны радиопередатчику. Они включают в себя
СибАК
www.sibac.info
68
Технические науки — от теории к практике № 10 (46)), 2015 г______________________
СибАК
www.sibac.info
генератор, усилитель, передающую линию и систему запуска внутри или на границе плазмы со стенкой камеры. Пусковая установка должна быть защищена от повреждений нейтронами и заряженными частицами из плазмы.
Микроволновый
(радиочастотный)
нагрев
Омический
нагрев
{эа счет протекания по плазме тока)
Ввод пучка нейтральных атомов
Рисунок 3. Способы нагрева плазмы
Магнетизм в токамаках.
Использование токамака является самым продвинутым способом магнитного удержания. Концепция токамака ARIES-IV показана на рисунке 4.
Рисунок 4. Концепция токамака ARIES-IV
69
Технические науки — от теории к практике ___________________№ 10 (46), 2015 г
Токамак, по форме похожий на бублик, удерживающий магнитное поле — это результат объединения «тороидального поля» (длинный путь вокруг «бублика»), произведенный катушками за пределами плазмы, и «полоидального поля», которые получают, протекающий в плазме тороидальный ток. Такое сочетание приводит к образованию магнитной конфигурации, которая состоит из вложенных друг в друга поверхностей. Все линии поля завернуты в спирали и бесконечны вокруг одной из этих вложенных поверхностей. Тепло плазмы и частиц хорошо удерживаются в магнитной конфигурации, так как быстро текут вдоль силовых линий магнитного поля. Затем плазма медленно рассеивается по поверхности потока.
Глобальное время удержание энергии вводится следующим образом [2]:
СибАК
www.sibac.info
j 3/2 (Ti + Te) d3 X P
(1)
где P — вкладываемая мощность. Аналогично определяется и время удержание частиц. Удержание ограничено процессами диффузионного и конвективного переноса.
Важной мерой эффективности магнитного удержания плазмы (Р), является отношение давления плазмы к магнитному давлению с внешней стороны. Чем выше значение р, тем менее габаритными и более экономичными могут быть внешние магниты. Было проверено, как теоретически, так и экспериментально, что эллиптические или D-образные поперечные сечения плазмы могут привести к улучшению плазмы р [7]. Плазменные формирования, однако, требуют дополнительные катушки, имеющие все тороидальные токи, стратегически расположенные вокруг плазмы (в дополнение к катушкам тороидального поля).
Большинство гибридных концепций магнитных электростанций используют сверхпроводящие магниты, так как мощность, потребляемая нормально-проводящими магнитами будет намного больше. Обычно сверхпроводящие катушки расположены за щитом, чтобы свести к минимуму ущерб от радиации и ядерного нагревания. По сравнению с другими сверхпроводящими магнитами, доступными сегодня, литые магниты, как правило больше (несколько метров в диаметре), могут иметь не только круглое поперечное сечение (например, D-образные катушки тороидального поля), и имеют высокую накопленную магнитную энергию — десятки ГДж. В результате, в конструкции этих магнитов преобладает структура,
70
Технические науки — от теории к практике № 10 (46)), 2015 г______________________
СибАК
www.sibac.info
в которой встроена катушка для поддержания массивных электромагнитных сил. Максимальный пик поля, создаваемого литым магнитом с не круглым поперечным сечением, составляет ~ 9 Т [7]. Следует отметить, что напряженность магнитного поля на оси плазмы в токамаке значительно ниже, чем пик области тороидального поля магнита из-за геометрических эффектов.
Неиндуктивный ток привода.
Для стационарного режима, плазменный ток токамака должен быть устойчивым. Теоретические исследования показали, что в достаточно горячей плазме, радиальный градиент давления и динамика потока плазмы на поверхности потока объединяются, чтобы произвести самостоятельно управляемый ток или нагрузку. Основные эксперименты токамака показали, что 80% тока плазмы приводится от нагрузочного воздействия [3]. Равновесие плазмы в токамаке до сих пор не найдено. Разница между плазмой и нагрузочными токами должна быть по-прежнему вызвана какими-то другими средствами.
И нейтральный пучок и РЧ-волны нагрева могут быть использованы для приведения в действие ток плазмы. Например, можно запустить РЧ волны, так чтобы большая часть энергии волн ускоряла электроны параллельно силовой линии и генерировала тороидальный ток. Эффективность неиндуктивных токов привода, однако, является низкой и наиболее устойчивое состояние токамака достигается в конструкции, в которой увеличивают ток нагрузки, сокращая при этом необходимую мощность электропривода до приемлемого уровня (—100 МВт мощность электропривода в 1000 МВт мощности станции).
Вырывание частиц и воспроизводимая ядерная реакция.
Тепло и частицы от основной плазмы выбрасываются наружу в краевой плазме, а затем быстро текут вдоль силовых линий к материалу стен. В большинстве современных токамаках плазма формируется напряжением в катушке. Направление потока на поверхности токамака внутри сепаратриссы сохраняется. Однако магнитные линии вне сепаратриссы направлены от межсекционных переключающихся положительно заряженных пластин. Плазма, пересекая эти пластины, нейтрализуется путём процесса рекомбинации. Некоторые из нейтральных атомов ионизируются и направляются обратно к пластине и перерабатываются в области дивертора. Часть нейтральных атомов откачиваются для удаления продуктов синтеза (а-частицы). Очевидно, что очень высокие потоки тепла появляются на пересечении сепаратриссы с пластиной дивертора [3].
71
Технические науки — от теории к практике ___________________№ 10 (46), 2015 г
Для продолжения ядерной реакции, плазму необходимо повторно пополнить D и Т атомами. Где D — дейтон, ядро тяжелого изотопа водорода (дейтерия) с одним нейтроном в ядре, а T — тритон, ядро сверхтяжелого трития, с одним нейтроном. В большинстве случаев, заправка выполняется при помощи топливного газа на краю плазмы. Этот метод заправки недостаточно эффективен на электростанции, потому что большая часть топлива не достигает ядра плазмы. Для решения проблемы разработан альтернативный метод, который в настоящее время используется в крупных токамаках. Суть метода заключается в использовании высокоскоростных гранул замороженного топлива. Типичная гранула составляет несколько миллиметров в диаметре, и в газовой пушке ускоряется до скорости ~ 2 км / с под высоким давлением.
Основные реакции, ведущие к производству трития:
6Li + n ^ Т + 4Он (2)
7Li + n ^ Т + 4He + n (3)
Первая реакция приводит к производству энергии (4,8 МэВ в реакции). Вторая-потребляет энергию (2,87 МэВ), но это приводит к образованию второго нейтрона, который может впоследствии реагировать с 6Li. Естественные распространенности этих изотопов лития являются 7,4 % 6Li и 92,6 % 7Li [7].
Следует отметить, что в DT топливе большинство из нейтронов, полученных из DT реакции поглощаются Li в зоне воспроизводства и только небольшая часть поглощается в конструкционных материалах или охлаждающей жидкости, что снижает активность компонентов.
Выбор конструкционных материалов основан на их способности работать при высоких температурах, выдерживать излучения и пропускать минимальное количество радиоактивности, вызванной синтезом нейтронов. Устойчивость к радиационным повреждениям является наиболее важным критерием, поскольку она имеет наибольшее влияние на износ конструкции и производительность. В 1970-х, основная масса исследований по конструкционным материалам была сосредоточена на нержавеющей стали из-за ее широкого применения в промышленности. В 1980-х, исследование переключились на конструкционные материалы низкой активации. В первую очередь, это связано с экологией, так как после остановки такого производства, его отходы не потребуют геологического захоронения. Основные материалы данной категории — ферритные стали низкой активации (их активация снижается путем замены
СибАК
www.sibac.info
72
Технические науки — от теории к практике № 10 (46)), 2015 г______________________
www.sibac.info
некоторых легирующих элементов), ванадиевые сплавы. Также рассматриваются керамические композиты, такие как карбид кремния — SiC.
Материалы, армированные волокном SiC получили значительное развитие. Кроме того, распад остаточного тепла в компоненте из материала с низким коэффициентом активации значительно ниже чем в реакторе деления, что показано на рисунке 5 [7]. Керамические композиционные материалы наиболее интересны, так как в течении дня после завершения работы уровень наведенной радиоактивности в них на шесть порядков ниже, чем в металлических структурах.
Рисунок 5. Нормированные запасы радиоактивности в конструктивных материалах после выключения реактора
Из-за радиационного повреждения, время жизни первой стенки и покрытия электростанции DT ограничено, и периодически они подлежат замене (приемлемым считается интервал: раз в 3—6 лет).
К вопросу о радиационной безопасности и экологичности подобных электростанций. Недавняя авария, произошедшая на АЭС Фукусима-1 заставило людей и ученых переосмыслить значения безопасности атомных электростанций, основанных на цепной реакцией деления урана. Хоть и термоядерный синтез дает больше
73
Технические науки — от теории к практике _________________№ 10 (46), 2015 г
энергии по сравнению с цепной реакцией деления, но не произойдет ли подобная авария к примеру, на ИТЕРе? И чем же лучше и безопаснее термоядерный синтез (ТС)? Приведем ряд фактов в пользу ТС [1]:
Во-первых, плотность плазмы в миллионы раз ниже плотности атмосферы, вследствие чего рабочая среда реактора никогда не будет содержать в себе энергию, достаточную для развития серьезной аварии: при любой неполадке плазма потухнет. Также, благодаря этому фактору, становится невозможным термоядерный взрыв.
Во-вторых, в процессе работы термоядерного реактора не образуются делящиеся материалы, из которых можно изготовить ядерное оружие (уран, плутоний).
В-третьих, не происходит образования долгоживущих
радиоактивных отходов. Это выгодно отличает термоядерный реактор от обычного, отходы которого нуждаются в контролируемом хранении в течение длительного времени. Некоторое количество радиоактивных веществ все же будет образовывается — из-за мощных нейтронных потоков, которые активируют материалы конструкций. Но их можно подобрать таким образом, чтобы образующиеся радиоактивные вещества быстро распадались. Кроме того, переход с дейтерий-тритиевого топлива на смесь дейтерия и гелия-3, при слиянии которых не выделяются нейтроны, позволит снять эту проблему.
Заключение и выводы.
Термоядерное топливо по сути — один из немногих источников энергии будущего, имеющий большой потенциал, чтобы достичь и экономической выгоды и заманчивых характеристик безопасности и экологичности. Кроме того, запас топлива неисчерпаем и легко доступен. В будущем может стать важным звеном в энергобалансе, что позволит избежать отрицательного влияния на окружающую среду и политических трудностей, связанных с ископаемым топливом. Стоимость электроэнергии от подобных станций, по оценкам может быть сопоставима с другими источниками энергии. Кроме того, реализация проекта позволит увеличить безопасность (по отношению к последствиям аварий, удалению отходов, и загрязнением воздуха, и т. д.) за счет низкой активации материалов и ухода за конструкцией.
Однако, все эти преимущества слияния не будут достигнуты сами собой, необходим значительный вклад науки и развитие технология для их реализации.
СибАК
www.sibac.info
74
Технические науки — от теории к практике № 10 (46)), 2015 г______________________
www.sibac.info
Список литературы:
1. Акатов А. Будущее ядерной энергетики. Термоядерные реакторы / А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский // АНО «Информационный центр атомной отрасли». — 2012. — С. 7—9.
2. Сергеев В. Курс лекций: Физико-технические основы токамака-реактора ИТЭР / В.Ю. Сергеев // Физико-технический факультет СПбГПУ. — С. 3—4
3. Abdou M.A., Waganer L. Promethus Designs for Laser-driven and Heavy-ION-Beam Driven Fusion Reactors / Fusion Technology, 1992 New York: Elsevier Science 1653—1657.
4. ITER: the world's largest Tokamak // [Электронный ресурс] — Режим доступа. — URL: http://www.iter.org/mach (дата обращения: 05.10.2015).
5. Meade D. The Road to Sustainable Fusion Power. 1996.
6. Najmabadi F., Conn R.W., et al. The ARIES-II and ARIES-IV Second Stability Tokamak Reactor Studies-Final Report / University of California Los Angeles report UCLA-PPG-1461; also, Najmabadi F., Conn R.W., et al. // Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research 1992, Vienna: International Atomic Energy Agency, p. 259.
7. Najmabadi F. Fusion power plants — goals and technological challenges / F. Najmabadi // Dept. of Electrical & Computer Eng. And Fusion Energy Research Program, University of California, San Diego. — 1996. — С. 2220—2225
8. Seki Y. et al. Concept Study of the Steady-State Tokamak Reactor (SSTR) / Japan Atomic Energy Res. Inst. report JAERI-M 91-081.
75
