Історія наукових досліджень у галузі керованого термоядерного синтезу - Реферат стор
Економіка - Реферат
Інші реферати з предмету Економіка
, Зберігши прекрасну стійкість плазми, властиву стелараторам взагалі, новий апарат має значно меншу втрату енергії при більшій електронній температурі, порівняно зі стелараторами колишніх схем. На підставі результатів тестування установки її творці стверджують, що за рівнем втрат енергії плазми він нічим не поступається сучасним токамак. Адже можливості конструкції не вичерпані. Плазма в ньому нагрівається до температури майже 20 мільйонів градусів відмінний показник [13]. Зараз творці пристрою мають намір попрацювати над проектом і підняти параметри плазми до нових висот.
У Прінстонській лабораторії фізики плазми, що починала стелараторні дослідження, в даний час реалізуються проекти компактного токамака і інноваційного "квазісиметричного" стеларатора NCSX з самобутнім "бутстреп-струмом" (струм, пов'язаний зі специфікою дрейфових траєкторій вторині).
Мал.18. HSX. Середня відстань від центру пристрою до центру плазмового шнура дорівнює 1,2 метра (фото University of Wisconsin-Madison).
Якщо дослідження, що продовжуються, приведуть до створення реактора, що віддає корисну потужність, то як виглядатиме такий пристрій?
По-перше, стеларатор повинен бути дуже великих розмірів, щоб виробляти потужність більшу, ніж та, яка потрібна для підтримки магнітного поля, необхідного для утримання плазми. Якщо стеларатор збільшується в розмірах, причому напруженість магнітного поля і всі інші його властивості залишаються постійними, то потужність, що йде на підтримку магнітного поля, збільшуєтьсялише пропорційно до лінійних розмірів. З іншого боку, одержувана термоядерна енергія зростає пропорційно до обсягу газу, тобто пропорційно кубу лінійних розмірів. Критична точка, в якій потужність, що витрачається на створення магнітного поля, дорівнює потужності термоядерної реакції, може бути досягнута в установці дуже великих розмірів - з трубкою діаметром понад метр і з аксіальною довжиною в сотні метрів. Повна потужність, створювана такою установкою, буде близько мільйона кіловат. В якості палива для першого стелатора, що дає корисну потужність, буде, ймовірно, застосовуватися суміш дейтерію і тритію, так як синтез (злиття) ядер тритію і дейтерію відбувається в сто разів швидше, ніж злиття дейтонів між собою. Потужність буде відводитися з камери реактора через прилеглу до неї оболонку, в якій циркулюватиме по трубках вода. Водень, що міститься у воді, отримуватиме енергію від нейтронів шляхом пружних зіткнень, і вода, діючи як теплопередавач, переноситиме тепло з стелатора до зовнішніх турбогенераторів. Щоб поповнювати витрати тритію, оболонка повинна містити літій; один із ізотопів цього елемента сильно поглинає нейтрони, внаслідок чого відбувається ядерне розщеплення та утворюються ядро тритію та альфа-частка (ядро атома гелію). Оболонку оточуватиме величезна котушка, якою проходитиме електричний струм, що створює постійне магнітне поле, необхідне обмеження іонізованого газу.
Як тільки вдасться нагріти газ до потрібної температури, така установка буде безперервно діяти. Свіжі порції дейтерію і тритію впускатимуться в камеру швидким струменем, а продукти реакції (головним чином, гелій) і домішки будуть йти в дивертор, де будуть розміщені дуже великі насоси. Омічне нагрівання тапристрій для магнітного накачування будуть потрібні тільки для запуску стеларатора після випадкових зупинок. Такий стеларатор повинен бути порівняний за величиною та вихідною потужністю з великою гідроелектростанцією. Чи буде така установка економічно здійсненною або навіть взагалі можливою, поки що важко сказати.
Теорія передбачає, що в стелараторі максимальний відносний тиск плазми може бути більшим, ніж у токамаку. Внаслідок цього підвищується ефективність використання магнітних полів. Розробка групою фізиків-теоретиків під керівництвом Ю. Нюрнберга (Німеччина) та академіка В.Д. Шафранова нових принципів оптимізації магнітних полів дозволяє сподіватися на подальше покращення утримання плазми у стелла-раторах. У найбільшому чинному в Японії стелараторі LHD досягнуто температури в десятки мільйонів градусів за такого ж часу утримання, як у токамаках. Найбільший стеларатор W-7X будується в Німеччині, і закінчення його будівництва намічено на 2010 р. Але стеларатори-реактори відрізнятимуться від токамаків-реакторів більшими розмірами, а отже, і більшою вартістю демонстраційної установки.
Одним із напрямків у дослідженнях з інерційного термоядерного синтезу є лазерний термоядерний синтез. Він заснований на здатності лазерів концентрувати енергію в малих обсягах речовини за короткі проміжки часу та використання інерційного утримання плазми. Ця здатність лазерів забезпечує стиск та нагрівання термоядерного пального до високої щільності та температури, при яких вже можливі термоядерні реакції. Час існування плазми становить 10-100 пс, тому лазерний термоядерний синтез може здійснюватися лише імпульсному режимі. Пропозиція використовувати лазери для таких цілей була висловлена вперше у 1961 роціН.Г. Басовим та О.М. Крихіним [8]. У сучасних установках для реалізації реакцій лазерного термоядерного синтезу досліджується стиск сферичної мішені з дейтера.