Термоядерный синтез – процесс слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые. Рассматривается как возможный перспективный метод получения энергии. Принцип действия схож с принципом действия ядерного реактора: лёгкие ядра атомов, доведённые до состояния плазмы сливаются в более тяжёлое (в ядерном реакторе наоборот), при этом реакция слияния идёт со значительным энерговыделением.
Хоть принцип действия прост, но проблем хватает. Но давайте по порядку. В реакторе, для начала процесса слияния двух атомных ядер в одно, необходимо собственно очень близко приблизились их друг к другу (до момента, когда они начнут взаимодействовать между собой под действием т.н. сильных сил). Сделать это не просто. Атомы одинаково заряжены, это тоже самое, что столкнуть между собой два одинаковых полюса магнитов, нужно приложить определённую силу (по научному - преодолеть кулоновское отталкивание). Сделать это проще для лёгких атомных ядер, поэтому в качестве термоядерного топлива рассматривают такие элементы как водород (в частности изотопы дейтерий и тритий), гелий, литий, и др.
Существует лишь 2 основных требования: • Плазма должна иметь температуру сравнимую с температурой ядра Солнца (примерно 100 000 000 градусов); • Плазма (топливная) должна иметь определённую минимальную плотность;
С момента начала теоретических разработок по вопросу управляемого термоядерного синтеза (1951 год) и до момента когда в лабораторных условиях удалось получить плазму с температурой в 10 000 000 градусов и хоть с какой маломальско-малой по времени стабильностью, прошло примерно 15-17 лет (экспериментов, неудачных проб, и просто подгонок узлов). В процессе поисков было придумано как можно решить 2 основных проблемы сразу. Была придумана специальная форма будущего термоядерного реактора. Рабочая область реактора представляет из себя тороидальную оболочку (в форме баранки пустой в нутрии). На оболочку наматывается мощная удерживающая катушка, также «в центр баранки» устанавливается дополнительная индукционная катушка (вся установка по научному называется ТОКАМАК). Перед запуском, из тороидальной камеры (а она по условиям должна быть герметичной) откачивается весь воздух (до состояния глубокого вакуума), после чего закачивается топливо (о топливе написано ниже). При запуске, по электро катушкам пускают ток (причём огромный) , индукционная катушка – нагревает топливо до состояния ионизации (до плазмы), остальные катушки создают обжимающее магнитное поле. Магнитное поле стремиться оттеснить плазму к центру камеры (что не позволяет плазме расплавить стенки камеры).
Упрощённая схема
Тороидальную камеру обвивают трубопроводы с теплоносителем. Теплоноситель нагревается за счет высокой температуры стенок камеры и превращается в пар. Далее пар по трубопроводу поступает к лопастям турбины. Лопасти турбины раскручиваются, турбина крутит генератор, генератор вырабатывает электроэнергию. А теплоноситель после охлаждения в градирне, снова поступает в трубы на стенках тороидальной камеры. Хотя данный способ приведёт к тому, что вращательное магнитное поле частично будет пронизывать трубы с теплоносителем, от чего магнитное «поле лучше не станет» (кабы при старте не разогнать плазму в «стену», о стене кстати чуть ниже). Был придуман более сложный, но и более энергоэффективный способ. Если получить энергию непосредственно от стенок камеры затруднительно, то нужно «поймать» улетающие нейтроны. Способ подходит для дейтерий-тритьевого топлива (о топливе читай чуть ниже), и включает наработки использующиеся на АЭС. А точнее – замедлить и «поймать» энергию нейтронов. Вокруг реакторы сооружается дополнительная оболочка из графитовых блоков, которые «тормозят» нейтроны. При торможении нейтроны нагревают графитовые блоки, которые в свою очередь нагревают теплоноситель.
Экспериментальный токамак KSTAR, Южная Корея
Перспективные виды топлива:
Скорее всего, в первом действующем термоядерном реакторе будет именно эта смесь. На современном этапе развития технологий, эта реакция вполне осуществляема (другое дело, как её поддерживать, и получить от этого выгоду в плане затраченной энергии). Есть только одна проблема, побочный продукт в виде нейтронов (и как результат – наведённая радиация на всём чём только можно). Что потребует усложнение конструкции реактора, в виде защиты от нейтронного излучения. Также на долю нейтронов приходится значительная доля энергии, которая «улетает» улетучивается вместе с нейтронами.
Наиболее перспективная с точки зрения энерговыделения реакция. Правда осуществить её на порядок сложнее чем реакцию Дейтерий+Тритий (требуется плотность плазмы в 100 раз выше). К тому же применение дейтерия чревато тем, что часть дейтерия будет взаимодействовать не с гелием, а с самим дейтерием, что опять таки приведёт к образованию нейтронов (хотя стоит заметить что нейтронов будет в разы меньше чем при применении топлива дейтерий-тритий).
Для того чтобы избежать нейтронного ливня с нашествием гамма-квантов нейтронного потока, можно например осуществлять реакцию на чистом гелий-3. Данная реакция не приводит к выделению нейтронов. Но к сожалению это пока не достижимо даже на экспериментальных установках.
Действующие экспериментальные термоядерные реакторы (в основном сделанные по типу ТОКОМАК) не способны поддерживать сжатую-разогретую плазму длительное время (более полу секунды). В данный момент на юге Франции идёт строительство международного экспериментального комплекса ITER (международного в буквальном смысле, токовые катушки наматывают сейчас гдето в США провода делают где то в России, систему охлаждения то ли в Индии то ли в Корее, и т.д.).
Строительство ITER, май 2015 года
На 2020 год запланировано окончание его строительства, а к 2027 году, после обкатки, всевозможных тестов, экспериментов и просто заполнения пробелов в знаниях по физике плазмы, планируется начать попытки получить стабильную реакцию на дейтерий-тритьевом топливе.
Далее в 2027 планируется начало строительство комплекса DEMO, в котором должен заработать первый эксперементальный демонстрационный термоядерный реактор для получения электроэнергии.
Достоинства и недостатки: Конечно, рано ещё подводить итог или оценивать преимущества термоядерного синтеза, ведь в процессе эксплуатации могут возникнуть всякие неожиданные вещи, поэтому описанные ниже достоинства и недостатки нельзя считать 100%-ным фактом, но кое о чём можно уже задуматься: Достоинства • Запасы топлива просто огромны (водород из воды); • Отсутствие вредных выбросов (разве что не вступающий в реакцию ни с чем инертный изотоп газа гелия); • В отличии от АЭС, отработанное топливо не может быть использована в качестве оружия (хотя можно попробовать отпилить кусок от реактора); Недостатки • На первых порах стоимость электроэнергии полученной на термоядерных реакторах будет такая же, как и полученной на ТЭС (споры кипят до сих пор, т.к. самоподдерживающаяся стабильная термоядерная реакция всё ещё не достигнута, и нет возможности адекватно оценить затраты);
Есть только одна проблема, побочный продукт в виде нейтронов (и как результат – наведённая радиация на всём чём только можно). Что потребует усложнение конструкции реактора, в виде защиты от нейтронного излучения. Также на долю нейтронов приходится значительная доля энергии, которая «улетает» улетучивается вместе с нейтронами.