Доклад "Термоядерный реактор с внутренним каталитическим циклом" был первоначально представлен на Заседании Конференции Международного форума "Стратегические задачи ШОС: баланс интересов и перспективы инновационного развития" (РИСИ 15.10.2014)
Текст дан без рисунков и формул, полный текст по адресу:
http://sci-article.ru/stat.php?i=1418333672
В строящемся в настоящее время термоядерном реакторе проекта ИТЭР для нагрева плазмы предусмотрено использование внешних источников энергии. Либо в виде внешних пучков быстрых частиц, либо путем адиабатического сжатия «холодной» плазмы внешним магнитным полем, либо инициированием мощных кольцевых или линейных токов в «холодной» плазме[2].
Создание термоядерных реакторов с внешним способом формирования и нагрева плазмы, ее магнитного или инерционного удержания и последующего осуществления термоядерных реакций, ведет к появлению некоторого ограничивающего снизу порога по мощности реактора.
В то же время, можно осуществить управляемый термоядерный синтез, в котором формирование и нагрев плазмы до температур, необходимых для протекания термоядерных реакций, осуществлялся за счет внутренних экзотермических ядерных реакций.
Примером подобного устройства является термоядерная бомба[1], - единственное реализованное устройство, в котором осуществлены реакции термоядерного синтеза. В ней прогрев топливной смеси, содержащей дейтерид лития, осуществляется быстрыми первичными нейтронами. Образующиеся быстрые ядра трития взаимодействуют с дейтерием и тритием исходной смеси, после чего начинаются чисто термоядерные дейтерий - дейтериевые (D+D) и дейтерий-тритиевые (D+T) реакции в устройстве. Образуемые в процессе вторичные нейтроны взаимодействуют с ядрами лития (Li) и ядрами гелия-3 (3He) образованными в термоядерных реакциях. В результате образуются быстрые ядра трития, разогревающие плазму и участвующие в основных реакциях.
По такой же примерно схеме возможно создание стационарного термоядерного реактора[3,4], в котором осуществляют внутренний разогрев плазмы. Сущность решения (рис. 1) заключается в том, что в топливную смесь, которая содержит дейтерий и тритий, добавляют вещества с высоким сечением взаимодействия с нейтронами и образующих в результате реакций тритий, например - 3He, 6Li, 7Li.
В области реакционного нагрева - 1 смесь разогревается за счет взаимодействий 6Li, 7Li, 3He с тепловыми нейтронами и выводится в область термоядерного синтеза – 2, в которой протекают основные реакции синтеза D D, D T.
Образующиеся в реакциях термоядерного синтеза нейтроны замедляют, селектируют и фокусируют на топливную смесь в области реакционного нагрева. Затем выделяют 3He и T из продуктов реакций и возвращают их в исходную топливную смесь. Параметры режима поддерживают так, чтобы скорость образования 3He была равна или больше скорости его выгорания. Реактор имеет рабочую камеру с узлом формирования и удержания плазмы, устройство энергопреобразования, узел подготовки и ввода топливной смеси. В узел формирования плазмы введено устройство 3 термализации, формирования и фокусирования потока тепловых нейтронов (ЗФС).
Рис. 1. Схема реакций в термоядерном реакторе с внутренним каталитическим циклом.
В описываемом способе выгорающие в фокусной области 1 (области катализа) ядра 3He восполняют за счет их рождения в основных реакциях синтеза, а выгорающие в области 2 удержания плазмы ядра 3He восполняют за счет их рождения их в нейтронно-ядерных реакциях с 3He и 6Li. Одновременно сосуществует (D+D) подцикл, в котором ядра 3He, Т и рождаются и выжигаются. А также существует и (D+Т) подцикл в котором выжигаются ядра трития.
Таким образом формируется каталитически замкнутый цикл работы устройства самостабилизированный по Т и 3Не. При этом цикл избыточен по нейтронам. Должен взаимодействовать лишь один из трех рожденных в цикле нейтронов, что снижает требования к добротности устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов. Избыточные нейтроны можно поглощать легкими изотопами водорода, и частично можно замкнуть цикл и по дейтерию.
Прежде всего, при взаимодействии потока тепловых нейтронов с Не3 выделяется 0.76МэВ энергии, и рождаются быстрые 190 keV-ные ядра T, которые взаимодействуют с выделением энергии, как с дейтерием, так и с гелием-3 и идет общий разогрев плазмы.
Основные реакции, идущие в термоядерной плазме:
(50%) D + D ; T (1.01 МэВ) + р (3.02 МэВ) Q =4.03МэВ
(50%) D + D ; 3Не (0.82 МэВ) + n (2.45 МэВ) Q =3.27МэВ
D + T ; 4Не(3.50 МэВ) + n(14.1 МэВ ) Q =17.6 МэВ
D +3Не ; 4Не(3.6 МэВ) + р(14.7 МэВ) Q =18.3 МэВ
(51%) 3Не+T ; 4Не + р + n Q =12.1 МэВ
(43%) 3Не+T ; 4Не(4.8 МэВ) + D(9.5 МэВ) Q =14.3 МэВ
(6%) 3Не+T ; 5Не(2.4 МэВ) + p(11.9 МэВ) Q =14.3 МэВ
3Не +3Не ; 4Не + 2p Q =18.4 МэВ
T +T ; 4Не + 2n Q =11.3 МэВ
3Не +n ; T(0.19МэВ) + p(0.57МэВ) Q = 0.76МэВ ;T = 5400 бн
Сечение взаимодействия нейтронов с ядрами Не3 меняется как 1/v и в горячей термоядерной плазме температурой TplHe3 ; 10 kev, его можно оценить как:
Это сечение взаимодействия и скорость реакции больше, чем сечение и скорость обычных термоядерных реакций.
Дадим графики сечений основных термоядерных реакций.
Рис. 2. Сечения основных реакций[5], добавлено сечение nHe3.
Для каталитической стабилизации состава нужно чтобы в процессе гелий-3 и тритий выгорали и вновь рождались в цикле: ;0, 0, а дейтерий постоянно подпитывался в процессе . Запишем кинетику реакций идущих в процессе.
Пусть основой конструкции реактора является протяженная, цилиндрическая замедляющая фокусирующая структура (ЗФС). Пусть плазма находится в продольной магнитной ловушке с внешним магнитным полем. Можно оценить структуру каталитически обеспеченного состава в плазме в зависимости от температуры (в кэВ) плазмы, при фиксированном магнитном поле величиной в B=20 T.
Давление в плазме при зафиксированном магнитном поле в B = 20T составляет:
, здесь ;=0.25 – отношение давления плазмы к магнитному давлению, а плотность плазмы при этом: .
Сделаем оценки каталитически обеспеченных составов термоядерной плазмы, для разных температур (для простоты, без учета Не3-Не3 и T-T реакций, это позволяет, раскрыв получающееся квадратное уравнение дать оценку стационарного состава в гладком приближении). При этом соотношения между компонентами в составе между основными доминирующими компонентами, будут:
, и: .
Рис. 3. Зависимость энерговыделения от температуры плазмы (в гладком приближении с учетом Не3Не3 и TT реакций) в плазме и в нейтронном фокусе для состава топливной смеси с наработкой гелия-3, при повышенной концентрации дейтерия.
Видно, что каталитически обеспеченный состав возможен для широкого диапазона температуры плазмы. Для этого варианта на рисунке 3 даны, в зависимости от температуры плазмы:
- энерговыделение от основных реакций в плазме;
- тормозное излучение из плазмы этой температуры, которое определяет основные потери в плазме;
- а также энерговыделение от реакций Не3n в фокусной области ЗФС в плазме.
При численном моделировании, без учета ограничений гладкого приближения в варианте реактора для температуры плазмы Tpl = 15 kev, стационарный состав будет включать, примерно 70% дейтерия, 30% гелия-3 и около 1% трития (при этом гелий-4 и водород, выводятся из состава).
С ростом температуры плазмы стационарный состав меняется, гелий-3 эффективно выгорает, растет концентрация и доминирует тритий.
Видно, что возможен реактор, в котором за счет взаимодействия ядер гелия-3 с тепловыми нейтронами идет разогрев плазмы, а затем энерговыделение обеспечивается уже за счет основных термоядерных реакций.
Базой для разработки и создания стационарного и управляемого термоядерного реактора с внутренним каталитическим циклом является создание ЗФС. ЗФС, или замедляющее фокусирующая структура[4] - устройство для термализации, селективной сепарации и фокусирования тепловых нейтронов в выделенной области внутри нее. Плотность в потоке нейтронов в этой области может достигать величины: .
Здесь Vpl и Vf объемы области выгорания плазмы и области взаимодействия нейтронов в фокусе ЗФС, kv = Vpl / Vf , Rout – внутренний радиус ЗФС,
Поток нейтронов термоядерной плазмы может достигать на стенках реактора величины . ЗФС термализует этот поток и направляет тепловые нейтроны в область фокуса структуры. Плотность потока нейтронов в фокусе достигает величины в ; здесь ;s = 5' – расходимость пучка определяемая углом полного внешнего отражения, поверхностью пластин ЗФС.
Для селективной сепарации тепловых нейтронов профиль поверхности элементов структуры[7] должен выполняться с переменным профилем, таким, чтобы всякое последующее отражение захваченного ею нейтрона проходило под углом меньшим угла полного внешнего отражения веществом этой поверхности.
Для этого, радиус кривизны Rx селектирующей поверхности селектирующих элементов структуры должен увеличиваться в направлении вывода нейтронов.
. Для реализации выбирается такая геометрия селектирующего элемента, чтобы на большей части его поверхности величина Ksel была максимальна. Здесь ;; – угловая область захвата нейтронов.
В настоящее время проведены испытания[7] отдельных селектирующих пластин, показано наличие эффекта селективной сепарации нейтронов и готовится эксперимент с пакетом таких пластин[8].
Сформированные пакетом селектирующих элементов потоки можно направить в выделенную геометрической структуры пакета область и фокусировать там. ЗФС реактора выполнена в виде протяженного, полого цилиндра, а селектирующие пластины ориентированы так, чтобы приосевая фокусная область была кольцевой и имела максимум на некотором радиусе и минимум плотности нейтронов в центре.
Возможен реактор управляемого термоядерного синтеза, в котором устройство термализации и формирования направленного потока нейтронов выполнено так, что фокусная область размещена в приосевой области реактора и имеет форму конусов с общей вершиной, а узел ввода топливной смеси ориентирован внутрь этих конусов.
Рис. 4. Вариант выполнения ЗФС выполненной линейной.
Здесь 1 - ЗФС, 2 – селектирующие элементы ЗФС, 3 – каналы между элементами ЗФС, 4 – селектирующая поверхность элементов ЗФС, 5 струя рабочей смеси.
Такой вариант позволяет организовать эффективное взаимодействие тепловых нейтронов в конусной фокусной области, с потоком холодного вещества рабочей смеси вводимой с торцов вдоль оси реактора, и разогревать смесь до термоядерных температур. Для создания подобной конусной фокусной области, селектирующие пластины ЗФС выполняют с небольшим наклоном (около 10 углового градуса к оси ЗФС) и при этом направленные на ось так, что формируемый ими поток нейтронов пересекает ее лишь в одной точке внутри реактора.
При этом, поскольку сечение взаимодействия гелия-3 с нейтронами существенно зависит от температуры и при этом, с уменьшением исходной температуры гелия как газа вводимого в реактор растет сечение взаимодействия и мощность энерговыделения в нем, топливная смесь, включающая гелий-3, дейтерий и тритий вводится в виде холодной газовой струи в приосевую область под давлением больше 35 атм, или в виде мишеней. Двигаясь через кольцевой сужающийся поток нейтронов, смесь взаимодействует с ними и разогревает плазму в магнитной ловушке, где и идет ее основное выгорание.
Вновь, обратим внимание на то, что в рассматриваемом реакторе, как на стадии нагрева плазмы, так и в процессе выгорания соблюдается положительный энергетический баланс, и нет необходимости в дополнительном источнике энергии, достаточно иметь в реакторе стартовый источник нейтронов.
Причем процесс стартует с топливным составом, который содержит избыточное количество Не3 и дейтерия на начальном этапе.
Важно, что в способе и устройстве используемое магнитное поле предназначено не жестко удерживать горячую термоядерную плазму, а в основном уменьшать ее радиальный дрейф и теплопроводность, до уровня, при котором поддерживается высокая температура, а энергия эффективно снимается с плазмы.
Прежде чем переходить к последующему анализу, зафиксируем положение[9], что для того чтобы некоторая система была устойчива и в ней существовал стационарный процесс, необходимо, чтобы в ней энерговыделение было равно энергопотерям и при этом не превышало некоторого критического для системы значения.
Поэтому для создания стационарного энергоэффективного термоядерного реактора необходимо наличие эффективной системы съема выделяющейся энергии.
В отличие от других термоядерных реакторов, наличие внутреннего прогрева плазмы за счет взаимодействия нейтронов с гелием-3, позволяет реализовать вариант реактора с плазменной областью «омываемой» внешним теплоносителем. Теплоноситель может представлять газовую смесь 3He-D2, или холодную рабочую смесь 3He-D2-T2, или чистый газ D2, чтобы диффузия его в плазму не обрывала процесс.
Вообще говоря, П.Л. Капица[6] фактически уже проверил «омываемый» вариант экспериментально, изучая стабилизацию мощного плазменного СВЧ разряда и создавая вращающийся вихрь вокруг высокотемпературной плазмы. При этом, наблюдался эффект изоляции центральной высокотемпературной области плазмы от внешней, более холодной плазмы двойным электрическим слоем.
Для максимальной эффективности, целесообразно, чтобы непосредственно за реактором стояло устройство прямого преобразования энергии горячей термоядерной плазмы в электрическую энергию, например МГД – генератор. Но в обычных МГД – генераторах[10,11] в скрещенных EH полях магнитное поле перпендикулярно направлению движения вводимой в него плазме и поэтому, горячая плазма, фактически сразу будет выброшена на стенки, а энергия плазмы будет диссипирована на них.
Предлагается реактор управляемого термоядерного синтеза, в приосевой области магнитной ловушки которого размещено устройство прямого преобразования энергии в электрический ток, содержащее кольцевую катушку с магнитным полем внутри, ось которой выполнена изогнутой.
Внутри катушки размещены приемные электроды, которые выполнены так, чтобы магнитное поле было параллельно электродам, причем электроды могут быть секционированы. Этим реализуется вариант, устройства прямого преобразования энергии плазмы который можно назвать радиальным магнитно-динамическим (РМГД) генератором. Это устройство с продольным магнитным полем рабочий канал, которого, а поэтому и силовые линии искривлены.
Рис. 5. Реактор управляемого термоядерного синтеза с осевым выводом плазмы и криволинейным устройством РМГД - генератора (схематически).
При этом возникает поперечный градиент магнитного поля , где Rz – радиус кривизны магнитного поля в сечении, лежащем вдоль оси ловушки. В плазме при этом, формируется дрейф заряженных частиц разных знаков, в противоположных направлениях и возникает ток и дрейф плазмы к электродам против поля на них.
Сразу на выходе из магнитной ловушки магнитное поле профилировано в виде магнитного сопла. При наличии продольной составляющей градиента магнитного поля, плазма, выйдя из ловушки, расширяется и ее тепловая энергия переходит в продольную скорость плазмы.
При этом , где Hmax – величина магнитного поля в области магнитной пробки, Hmin – величина магнитного поля около внутреннего электрода на участке где его пересекает магнитное поле на торце магнитного сопла.
Важно, что при этом плазма постоянно замагничена и движется вдоль силовых линий магнитного поля и не попадает непосредственно на стенки рабочего канала. При этом в плазме формируется дрейф заряженных частиц плазмы поперек магнитного поля и поперек радиуса кривизны силовых линий магнитного поля, причем, заряженные частицы противоположных знаков, дрейфуя в противоположных направлениях, формируют ток:
.
В этом видно существенное отличие от обычных МГД генераторов, в которых, в скрещенных Е-H полях заряженные частицы разных знаков формируют ток, дрейфуя в общем направлении, но с разными скоростями.
Важно, что в таких скрещенных Е-H полях существует магнитная изоляция электродов от пробоев и напряжение пробоя на электродах может достигать величины E; < 0.62 H;, или E;(В/см) < 196 H;(Гс). Поэтому, в подобном МГД генераторе возможен эффективный съем энергии с плазмы с высоким напряжением на электродах.
Возможен реактор управляемого термоядерного синтеза, содержащий, по меньшей мере, два соосных участка с встречным продольным магнитным полем между которыми, размещено устройство прямого энергопреобразования энергии в электрический ток.
Устройство содержит группу осесимметричных кольцевых магнитных катушек, между которыми размещены кольцевые электроды, причем кольцевые электроды выполнены выпуклыми, например, в виде части соосных поверхностей торов, или сфер с зазором между ними, кольцевые магнитные катушки выполнены так, чтобы магнитное поле было параллельно электродам.
При этом на этом участке непрерывно выводится горячая плазма и тем самым, снимается энергия, выделяющаяся в термоядерной плазме, а этим стабилизируется этот процесс, исключая условия для его взрывных неустойчивостей. Для этого, пробочное отношение магнитной ловушки на радиальном участке должно быть меньше, чем пробочное отношение торцевых катушек ловушки.
Тем самым реализуется вариант, устройства энергопреобразования энергии плазмы который можно назвать осесимметричным радиальным магнитно-динамическим (РМГД) генератором.
Рис. 6. Реактор управляемого термоядерного синтеза с радиальным выводом плазмы и осесимметричным устройством РМГД - генератора (схематически).
При этом в плазме формируется дрейф заряженных частиц разных знаков, в противоположных направлениях и возникает кольцевой азимутальный ток:
.
Подобное устройство, в котором происходит движение кольцевого азимутального замкнутого тока, в скрещенных EH полях между обкладками сферического конденсатора, может рассматриваться как МГД генератор Холла – генератор постоянного тока с секционированными короткозамкнутыми электродами. В результате работы подобного генератора формируется ЭДС и радиальный ток, текущий к внешнему электроду против внешнего поля конденсатора.
В подобном генераторе КПД растет с ростом постоянной Холла – ;, с ростом плотности плазмы и ростом величины магнитного поля между обкладками электродов:
, то есть, ; – это средний угол, на который успевает повернуться электрон между столкновениями в плазме.
Мощность генератора Холла: , растет с ростом ; – проводимости плазмы, v - скорости потока в генераторе и ростом H - магнитного поля в нем.
Существенным отличием предлагаемого устройства энергопреобразования от классических МГД генераторов, является отсутствие изоляторов в канале течения плазмы и наличие магнитной изоляции в них.
При этом дополнительно внутренний электрод может иметь на выходе катушки, участок, пересекающий магнитное поле. Такой участок устройства преобразования энергии, ведет себя как ЭГД преобразователь. Поскольку электроны сильно замагничены, то они достигают внутреннего электрода, а ионы садятся на внешний электрод.
В зависимости от величин пробочного отношения торцевых пробок, вывод плазмы может проводиться и в виде радиального потока и в виде приосевого потока плазмы. Приосевой вывод плазмы и ее ускорение в расширяющемся магнитном поле сопла, интересен в варианте, когда реактор является базой термоядерного ракетного двигателя.
В варианте термоядерного ракетного двигателя, уменьшают пробочное отношение одной из торцевых пробок и выводят через него поток плазмы. При наличии продольной составляющей градиента магнитного поля, плазма, выйдя из ловушки, расширяется, и ее тепловая энергия переходит в продольную скорость частиц плазмы. При этом , где Hmax – величина магнитного поля в области магнитной пробки, Hmin – величина магнитного поля на торце магнитного сопла. Изменяя массы топливной смеси и теплоносителя вводимого в реактор можно управлять удельными характеристиками такого ракетного двигателя. При этом целесообразно сохранение радиального вывода плазмы для обеспечения внутренних энергетических потребностей устройства, использующего этот ракетный двигатель.
Кроме того, даже в закрытой ловушке и при отсутствии выброса вещества через торцевую пробку, за счет светового излучения из плазмы, термоядерный реактор при наличии окна в его корпусе будет работать как фотонный двигатель. Этот вариант интересен тем, что, при этом глубина выгорания топливного состава будет максимальной в циклически замкнутом режиме работы реактора.
Таким образом, предложен вариант реактора термоядерного синтеза с внутренним нейтронным разогревом плазмы и каталитически стабилизированным его составом.
Предварительное численное моделирование позволило заключить, что реактор термоядерного синтеза с внутренним каталитическим циклом вполне реализуем, при этом он может быть достаточно компактен, а его реализация не требует значительных финансовых затрат.
Список литературы.
1. К.М. Мухин, «Экспериментальная ядерная физика», М., Энергоатомиздат, 1983.
2. Семенов И. «Энергетика будущего: управляемый термоядерный синтез. Что такое термоядерный реактор ИТЭР и почему так важно его создание? Материалы лекции, прочитанной 27 ноября 2008 года в ФИАНе».
3. «Способ управляемого термоядерного синтеза и управляемый термоядерный реактор для его осуществления» Патент RU №2056649.
4. «Устройство для формирования направленного потока нейтронов», Патент RU №1821818.
5. И.Н. Головин, «Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с D3He)», ИАЭ-4885/8. М, 1989.
6. П.Л. Капица, «Свободный лазерный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении», ЖЭТФ, 1969, т.57, стр. 1801.
7. В.А. Варлачев, Ю.В. Дробышевский, С.А. Некрасов, Г.Н. Петров, А.К. Прохоров, С.Н. Столбов, «Экспериментальная регистрация селективной сепарации тепловых нейтронов», «SCI-ARTICLE.RU», №10, 2014, http://sci-article.ru/stat.php?i=1401523674 .
8. Ю.В. Дробышевский, С.Н. Столбов, «Замедляюще фокусирущая структура», «SCI-ARTICLE.RU», №13, 2014, http://sci-article.ru/stat.php?i=1405007861
9. «Взрывные явления, оценка и последствия» под ред. Я.Б. Зельдовича, Б.Е. Гельфанда. М. Мир, 1986, «Explosion and evaluation», W.E. Baker, P.A. Cox, P.S. Westine, J.J. Kulesz, R.A. Strehlov, 1983.
10. «Magnetohidrodynamic generator configuration», patent US №3149247.
11. Л.С. Кокорев, В.В. Харитонов, «Прямое преобразование энергии и термоядерные энергетические установки», М, Атомиздат, 1980.
12. Доклад "Термоядерный реактор с внутренним каталитическим циклом" на Заседании Конференции Международного форума "Стратегические задачи ШОС: баланс интересов и перспективы инновационного развития" (РИСИ 15.10.2014).