|
Читайте также: |
Е=mc2
Для ядра, состоящего из Np протонов массой mp и Nn нейтронов массой mn, Е должно быть равно Npmpc2+Nnmnc2, но масса ядра М больше суммы (Npmp+Nnmn), разность Мс2- (Npmpc2+Nnmnc2) – энергия связи ядра. Эта энергия затрачивается при делении ядра, но с другой стороны, она же высвобождается при образовании ядра из отдельных протонов и нейтронов. Любая реакция, в результате которой образуются более прочные ядра, чем те, что вступают в реакцию, должна сопровождаться выделением энергии. Это происходит либо при делении ядер элементов, находяшихся в конце таблицы Менделеева, либо при соединении ядер элементов, находящихся в её начале.
Таким образом, перспективными путями решения современной энергетической проблемы являются пути использования энергии, выделяющейся при делении (ядерная энергетика) или при соединении друг с другом легких атомных ядер (термоядерная энергетика).
Рассмотрим следующую реакцию:
D + T ® 4He + n
D – стабильный изотоп Н с массовым числом 2 – ядро дейтерия (протон + нейтрон); Т – изотоп с массовым числом 3 – ядро трития (протон + два нейтрона), 4Не – ядро гелия (a - частица – два протона+два нейтрона).
В рассматриваемой реакции синтеза освобождается большое количество энергии (~ 17,6 МэВ на каждую пару взаимодействующих ядер). Однако, чтобы реакция синтеза лёгких ядер происходила, водородная смесь должна иметь Т~108 К для преодоления кулоновского расталкивания и сближения друг с другом. Исследования по термоядерному синтезу ведутся по двум направлениям: первое – медленный нагрев плазмы, невысокая концентрация частиц (10-14…10-15 см-3), при этом плазму необходимо удержать в магнитном поле в течение 0,1…1 с; второе – нагрев термоядерной мишени мощными силовыми лазерами, когда предполагается сжать плазму до таких плотностей, чтобы реакция синтеза успевала произойти за очень короткое время – время существования свободной плазмы.
Интерес к лазерам, как к перспективным источникам энергии, сразу связывался с возможностью нагрева малых порций ядерного горючего без внешнего удержания плазмы (второе направление). Предельный случай развития этой идеи состоит в том, что плазму можно не удерживать вовсе, но при этом её плотность должна быть настолько большой, что за характерное время разлёта ядерные реакции успеют пройти. Время разлёта системы пропорционально размерам системы – оно примерно равно времени распространения звуковых возмущений, т.е. размеру системы, делённому на скорость звука. Согласно критерию Лоусона, время разлета тем меньше, чем выше плотность плазмы. Для того чтобы удовлетворять критерию, размеры системы R должны выбираться также обратно пропорционально используемой плотности плазмы n. Энергия, необходимая для нагрева плазмы до некоторой заданной температуры, пропорциональна полному числу частиц, т.е. произведению плотности на объём системы V. Полная энергия, которую необходимо вложить в систему, подверженную быстрому разлёту E» nV» nR3» n (1/n3)» 1/n2, оказывается обратно пропорциональной квадрату плотности плазменного образования. Режим, в котором время существования плотной плазмы определяется её собственным разлётным временем, принято называть режимом инерциального удержания.
Термоядерная мишень может представлять собой полый стеклянный или металлический шар диаметром 0,1 – 1 мм, наполненный газовой смесью дейтерия и трития под давлением. При, например,объёме указанной мишени 3·10-2 см3 её масса получается 6·10-3 г. Плотность потока энергии, необходимая для нагрева в таком случае 4*1015Вт/см2, и такая плотность энергии оказывается доступной лазерным источникам. На мишень фокусируются несколько лазерных импульсов длительностью 10-9 с и суммарной энергией 104 – 105 Дж, световая интенсивность на поверхности при этом ок. 1014 – 1016 Вт/см2, происходит бурное испарение оболочки мишени. Возникает т.н. плазменная корона, стремительно разлетающаяся во все стороны, а внутренние слои мишени двигаются к центру.
Оценка минимальной необходимой энергии лазерного импульса Е l для реактора с инерциальным удержанием, который полностью удовлетворяет собственные энергетические потребности, но ещё не производит полезной энергии (так называемый реактор нулевой мощности), имеет вид: Е l > 108/h l 3 Дж, где h l – к.п.д. лазерной системы. Последующие изыскания направлены на создание таких схем, которые, существенно снижали бы требования к энергии в импульсе, и приводили бы к более слабой зависимости от КПД лазерной системы.
Было предложено использование дейтерий-тритиевые мишени с тяжелой оболочкой. Это приводит к резкому увеличению инерции системы и увеличивает время удержания. В этом случае не уменьшение плотности (разлёт), а падение температуры плазмы становится ограничением, которое препятствует протеканию реакций. В этом случае существенно снижается зависимость (Е l > 107/h l 3/2) от КПД. Одно из возможных направлений совершенствования этой схемы – уменьшение электронной теплопроводности за счёт использования магнитных полей. Степень уменьшения зависит от величины напряженности магнитного поля. Применение импульсных магнитных полей с напряженностью в несколько мегагаусс может существенно снизить теплопроводность плазменного образования, увеличить время удержания тепла и снизить необходимую энергию до нескольких МДж.
Самая трудная, дорогая и малообнадёживающая часть проектов лазерного термоядерного синтеза – проблема создания соответствующих высоким требованиям лазеров. Для промышленного внедрнеия ЛТС сегодня ещё не найдено даже принципиальное решение создания лазера с требуемыми параметрами. Первое требование: энергия в импульсе 105-106 Дж, второе: КПД лазерной системы необходимо поднять до 10% и выше (эффективные лазерные системы не приспособлены к ЛТС); третье – требование к длине волны лазерного излучения. На сегодняшний день лазеры, пригодные для физического этапа ЛТС: стеклянный неодимовый лазер, азотно-углекислый, иодный.
Лазерная система это только составная часть цикла преобразования электрической энергии в энергию излучения. Рекордные мощности, требуемые для ЛТС, создаются с помощью метода профилированных гигантских импульсов. Техника профилирования импульса при коротких импульсах сводится к тому, что исходный генератор задаёт один импульс очень короткой длительности, который с помощью полупрозрачных зеркал делится на несколько импульсов – отражений меньшей мощности и смещенными друг относительно друга.
Лазерный термоядерный реактор (ЛТР). Реактор для лазерного синтеза схематически должен представлять собой установку, которая потребляет дейтерий и тритий и производит электроэнергию, тепло и некоторое количество радиоактивных отходов. Он должен быть конкурентноспособным с другими типами энергетических установок – быстрыми реакторами деления с расширенным воспроизводством ядерного горючего, которые уже существуют, и реакторами синтеза с магнитной изоляцией, работа над созданием которых также активно ведется. Определённое влияние на темпы внедрения ЛТС в промышленную сферу оказывает сравнительная стоимость единицы энергии, произведенной в таком реакторе. Однако ограниченность всех прочих видов энергетического сырья ставит термоядерные реакторы вне всякой конкуренции за исключением прямого использования естественного термоядерного реактора – Солнца.
Для питания горючим ЛТР требуется дейтерий и тритий в массовом соотношении 1:1,5. Стоимость дейтерия определяется расходами электроэнергии на электролиз морской воды и изотопную сепарацию тяжёлого водорода от лёгкого. Тритий же нельзя добыть из природных источников. Период его полураспада составляет ок. 12 лет, за геологические времена он практически весь распался. Тритий получают только искусственным путём при облучении лития 6, например, медленными нейтронами. Таким образом, цена одного атома трития совпадают со стоимостью производства одного нейтрона и этот нейтрон нельзя получать за счёт внешних источников, в частности ядерного реактора деления, т.к. тогда термоядерная энергетика будет зависеть от развития ядерной со всеми вытекающими ограничениями и опасностью загрязнения окружающей среды радиоактивными отходами. Тритий необходимо получать непосредственно в самом реакторе синтеза за счёт использования тех нейтронов, которые выделяются при реакции дейтерий+тритий. Это приводит к тому, что во всех известных проектах ЛТР предлагается использовать литиевую оболочку, роль которой - замедлить и поглотить нейтроны. Замедление нейтронов приводит к поглощению и превращению в тепло энергии ядерных реакций, а поглощение нейтрона в реакции n+Li6 ® Т+ He4 даёт дополнительное количество тепла Q=910 кэВ и образование одного атома трития.
Использование материалов, отличающихся от смеси D и Т, приводит к проектированию особых типов термоядерных реакторов.
В диапазоне от 20 до 100 кэВ, например, по скорости реакции на второе место после T и D выходит смесь D с He3, стабильным продуктом распада трития. Энерговыделение этой реакции превосходит даже реакцию D-T и вся энергия выделяется в заряженных продуктах: a - частицах и быстрых протонах. Этот вид термоядерной энергии как нельзя более подходит для прямого преобразования в электрическую форму. Развитие энергетики на основе этого горючего может быть ограничено только одной потенциальной опасностью – тепловым загрязнением окружающей среды.
Дата добавления: 2014-12-20; просмотров: 55 | Поможем написать вашу работу | Нарушение авторских прав |