Промышленная резка бетона: rezkabetona.su
На главную  Управление энергией 

Использование энергии реакторов-

Реакторы-размножители на быстрых нейтронах разрешат полностью использовать энергию, которая запасенная природой в трудных ядрах урана и тория. Первым прототипом энергетической станции будущего с реактором на быстрых нейтронах стала построенная 1973 году станция в г.Шевченко с реактором мощностью 350 Мвт. Роль реакторов-размножителей в решении проблемы изготовления человечеством значительного количества энергии большая. Но так же большее значение будет иметь овладение энергией термоядерных реакций, где будет происходить синтез легких элементов. При этом будет получен практически непочатый ист. энергии. В морях нашей планеты содержатся легкие элементы, которые поддаются синтезу. Они могут обеспечить человечество энергией на много миллионов лет.

 

Проблема состоит в осуществлении управляемой реакции синтеза. Ядерный синтез был известен за несколько лет до открытия способности ядер к делению. В 1931 году Гарольд Юра впервые выделил дейтерий из воды и с помощью небольших ускорителей показал, что реакция двух ядер дейтерия сопровождается выделением энергии. Реакция синтеза происходит при предоставлении ядрам большой скорости, при которой кинетическая энергия достаточная для преодоления энергии электростатического отталкивания положительно заряженных ядер.

 

При естественных условиях на Солнце и других звездах происходят термоядерные реакции при высоких температурах. На Земле высокая температура, которая нужна для осуществления реакции синтеза легких элементов, может быть получена, например, при взрыве атомной бомбы. Практически мгновенная реакция синтеза происходит в водородных бомбах. Задача состоит в получении непрерывной реакции синтеза, которая возможна при следующих условиях:

 

топливо может быть чистым и состоять из легких ядер (как потенциальное топливо рассматриваются дейтерий и тритий - изотопы водорода с относительной атомной массой 2 и 3 соответственно); плотность топлива должна быть не меньшей 1015 ядер в 1 см3; температура должна быть не меньшее 100 млн.°С и не более 1млрд.°С; максимальная температура топлива при необходимой ее плотности должна поддерживаться на протяжении десятых частей секунды. Одним из основных препятствий для получения управляемого термоядерного синтеза является удержание плазмы, которой присуща чрезвычайная нестабильность. В естественных условиях на Солнце плазма находится в сильном гравитационном поле. На Земле ее можно удержать в специальном сильном магнитном поле. Получ. энергии за счет синтеза ядер имеет ряд существенных преимуществ:

 

используется дешевое топливо с практически неисчерпаемыми запасами; исключаются аварии ядерных устройств, подобные авариям при возникновении неуправляемой реакции деления ядер; получаются нетоксичные и нерадиоактивные конечные продукты термоядерного синтеза; энергия заряженных частиц, из которых состоит высокотемпературная плазма, непосредственно превращается в электрическую энергию в Мгд-генераторах. При этом можно получить высокие значения КПД (до 90%), что разрешит резко сократить тепловое загрязнение окружающей среды. Конструирование и эксплуатация термоядерных электростанций нуждается в соблюдении мероприятий безопасности, так как тритий является радиоактивным, а вероятно, что именно этот элемент будет использован как топливо. Тритий не имеет сильно проникающей радиации, поэтому следует опасаться прежде всего попадание его внутрь организма. Необходимо также предусмотреть защиту от потока нейтронов, которым сопровождается реакция синтеза. Нейтроны могут взаимодействовать с материалами окружающей среды и образовывать приведенную радиоактивность. Реакция синтеза ионов водорода (дейтерия и трития) проходит по схеме, которая приведена на 1.

 

На X Европейской конференции по физике плазмы и управляемого термоядерного синтеза было признано перспективным получ. управляемого термоядерного синтеза в токамаках , предложенных советскими учеными. Слово токамак введено группой советских ученых под руководством академика Л.А.Арцимовича, которые, начали в 50-тые года исследования управляемых термоядерных реакций, выбрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика, внутри которой с помощью мощного газового разряда образовывали высокотемпературную плазму. Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле. От названий основных компонентов устройства - ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками - и было образовано слово токамак.

 

Идея магнитной термоизоляции плазмы весьма простая. Известно, что заряженная частичка (а плазма состоит из заряженных частичек - электронов и ионов) не может двигаться поперек магнитной силовой линии. Если создать систему запертых магнитных силовых линий, то возможно удерживать плазму в каком-то ограниченном объеме. Конкретных вариантов реализации этой идеи есть немало, но наиболее развитым на на данный момент является вариант токамака. Извне токамак подобный большому трансформатору (рисунок с железным запертым сердечником и первичной обкладкой, по которой пропускают сменный электрический ток - в более простом случае ток разрядки конденсаторной батареи. Вторичной обкладкой служит единый запертый виток тороидальной вакуумной камеры - плазмовый шнур. На вакуумную камеру одеты катушки, которые образовывают сильное (несколько тесел (Тл)) тороидальное магнитное поле. При разрядке батареи в камере появляется вихревое электрическое поле, образование которого приводит к пробитию газа, его ионизации и нагреванию до высоких температур. Это напоминает действие лампы дневного света, но в более больших масштабах. Например, в устройстве Токамак-10, которое созданно в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова, ток в плазме достигает 600 тыс. ампер, а сама плазма имеет объем около 4 м Под действием тока плазма нагревается до весьма высокой температуры - в больших устройствах до нескольких десятков миллионов градусов.

 

Любой виток с током, а плазмовый в особенности, старается увеличить свой диаметр: противоположно направленные токи отталкиваются. Для компенсации этого отталкивания в токамаке сть специальные регулирующие витки, которые создают магнитное поле, перпендикулярное плоскости тороидальной камеры. Взаимодействие этого поля с током в шнуре дает радиальную силу, которая удерживает плазмовый виток от расширения. Ток в витках регулируется специальной автоматической системой, которая следит за положением и движением плазмового шнура.

 

С возрастанием температуры плазмы ее электрическое сопротивление не возрастает, как у других веществ, а падает, и при определеном токе уменьшается нагревание шнура. Увеличить же ток в токамаке выше определенной границы невозможно. Если магнитное поле тока станет слишком большим сравнительно с тороидальным полем катушек, шнур начнет свиваться и выбросится на стенку. Поэтому для нагревания плазмы до температур выше 10 млн. градусов в токамаке используют дополнительные методы нагревания с помощью инжекции в плазму пучков быстрых атомов (заряженные частички не смогли бы влететь в камеру поперек магнитного поля) или введения в камеру высокочастотных электромагнитных волн. плазму в токамаке уже удалось нагреть до 70 млн. градусов. Достигнутая термоизоляция плазмы в токамаке всего в несколько раз худшая, чем та, которая необходима для термоядерного реактора, и ее возможно улучшить за счет увеличения размеров устройства. Поэтому уже на данный момент ученые разных стран взялись за проектирование экспериментального интернационального термоядерного реактора - ИНТОР (рисунок .

 

В таком реакторе тороидальное поле будет образовываться сверхпроводящими катушками, которые охлаждаются жидким гелием, а это разрешит предотвратить расходование энергии на поддержание магнитного поля. м. катушками и плазмой размещается защита от нейтронов, которые порождаются в термоядерных реакциях, в виде бланкета (в переводе с английского это слово значит одеяло) - это пласт вещества, которое содержит литий. Здесь быстрые термоядерные нейтроны затормаживаются, нагревая бланкет, и вступают в ядерные реакции с литием, в результате чего воссоздается тритий, который сгорел при термоядерном синтезе и отсутствующий в природе. Через бланкет прокачивается теплоноситель, например вода, и образовывается пар, который дальше поступает на турбины для производства электрической энергии.

 

В ИНТОРе происходит самоподдерживаемая термоядерная реакция в импульсном режиме. Дейтериево-тритиевая плазма на протяжении 4-5с нагревается до необходимой температуры (около 100 млн. градусов), далее источники нагревания отключаются и на протяжении 200с происходит реакция. Потом реакция перерывается, чтобы изъять шлаки - продукты взаимодействия плазмы со стенкой реактора, впрыскивается новая порция топлива и через 20-30 с цикл повторяется. Проектная тепловая мощность ИНТОРа довольно большая - около 600 Мвт. Это можно сравнить с мощностью первых промышленных атомных электрических станций.

 

Известно, что плотность ядер в 'твердом веществе в миллион раз выше, чем плотность плазмы в токамаке, а v реакции в более густом веществе выше. Поэтому если быстро нагреть такую частичку вещества и сжать его давлением лазерных лучей, вещество успеет полностью прореагировать - быстрее, чем плазма распадется и остынет.

 

Отрабатывается также другой способ быстрого нагревания и сжатия термоядерных целей. Несколько мощных линейных ускорителей одновременно стреляют со всех сторон по цели пучками релятивистских электронов (которые двигаются со скоростью, близкой к скорости света). Как и с помощью лазеров, здесь удается быстро нагреть цель до нескольких десятков миллионов градусов и достичь ее тисячекратного сжатия.

 



Энергетические ресурсы России и их использование. От энергии атома к возобновляемым источникам. Вопросы ценообразования на рынке. Сокровище угольной пыли Бросовы.

На главную  Управление энергией 





0.0183
 
Яндекс.Метрика