Дейтерий тритий: Что такое дейтерий? | МАГАТЭ

Что такое дейтерий? | МАГАТЭ

Что есть что в ядерной сфере

17.02.2023

Пуджа Дая, Бюро общественной информации и коммуникации МАГАТЭ

Дейтерий — это стабильный изотоп водорода, который, в отличие от «обычных» атомов водорода или протия, также содержит нейтрон.

Дейтерий имеет в своем составе один протон, один нейтрон и один электрон.

Только один из 6420 атомов водорода является дейтерием. Дейтерий встречается в молекулах, которые содержат водород, в том числе, во всех формах воды, включая воду в наших телах. В океане содержится огромное количество этого изотопа — в каждом кубическом метре морской воды содержится 33 грамма дейтерия.

Естественное содержание дейтерия различается в зависимости от источника воды. Вода состоит из атомов водорода и кислорода, поэтому, зная содержание дейтерия в том или ином водоеме, можно узнать много нового о его происхождении и истории. Это ключевой принцип науки, известной как изотопная гидрология.

Дейтерий имеет множество других применений, например может использоваться для оценки питания, а также в качестве топлива на термоядерных электростанциях будущего.

Отслеживание с помощью дейтерия и круговорота воды

Дейтерий можно отследить в круговороте воды (также известном как гидрологический цикл) — процессе непрерывного перемещения воды в ходе ее испарения с поверхности Земли и выпадения обратно в виде осадков (см. инфографику).

Изотопный состав воды указывает на источник ее происхождения, а также позволяет отследить ее перемещение по круговороту. Например, ученые могут определить недавно пополненные и ископаемые подземные воды по концентрации изотопов дейтерия и кислорода. Имея эти данные, ученые могут оценить время, необходимое для восполнения запасов подземных вод, а также дать рекомендации директивным органам о том, как правильно заботиться об их источнике и защищать его. Узнайте больше из этой статьи.

Молекулы воды, потребляемые живыми существами, имеют естественную дейтериевую сигнатуру — «отпечаток пальца» или «метку», указывающую на источник воды.

Эту изотопную сигнатуру можно отследить в пищевой цепи и обнаружить в органических материалах представителей различных видов. Например, перья и когти птиц содержат изотопные сигнатуры, по которым можно проследить происхождение источника потребляемой воды. Ученые могут определить происхождение животного и отследить его миграцию, измерив содержание дейтерия в органическом материале и сопоставив его с заранее составленными картами осадков.

Отслеживание миграции различных видов с помощью изотопных сигнатур дейтерия и других стабильных изотопов используется для создания карт межконтинентальной миграции, что помогает поддерживать усилия по охране природы и защищать места размножения животных.

Мировая карта миграции животных (Изображение: CMS)

Узнайте, как были обнаружены пути миграции бабочек.

Использование дейтерия для оценки качества питания в целях углубления понимания проблем в области питания и их последствий для здоровья

При поддержке МАГАТЭ специалисты из девяти стран Южной и Восточной Европы были обучены применению метода разбавления дейтериевой метки для оценки состава тела. (Фото: МАГАТЭ)

Дейтерий может быть использован в исследованиях для того, чтобы усовершенствовать процесс оценки качества питания; чтобы понять, происходит ли увеличение (или снижение) веса за счет жира или за счет мышц; эффективны ли кампании по продвижению грудного вскармливания; подвержены ли некоторые группы населения риску повышенного потребления витамина A. Эта информация позволяет специалистам в области здравоохранения корректировать существующие программы и мероприятия в области питания или разрабатывать новые, более эффективные.

Для оценки состава тела и определения доли жира в массе тела человека, используется метод разбавления дейтериевой метки. Вода в организме человека содержит естественное количество дейтерия. Выпив небольшое количество оксида дейтерия — воды, меченной дейтерием, можно измерить концентрацию дейтерия в слюне или моче и определить соотношение жировой и нежировой ткани в организме. Более подробно о том, как работает эта методика, можно узнать по этой ссылке.

Дейтерий может также быть использован для оценки количества потребляемого грудного молока и определения того, полностью ли ребенок находится на грудном вскармливании. Из этой статьи вы можете подробнее узнать о том, как работает метод приема матерью оксида дейтерия.

Кроме того, витамин А также может быть помечен дейтерием, что позволяет точно определить его содержание в организме человека.

Производство термоядерной энергии с помощью дейтерия

 

Термоядерный синтез — это реакция, при которой два легких атомных ядра объединяются в одно, выделяя при этом огромное количество энергии. Этот процесс питает звезды и представляет собой долгосрочный, устойчивый, экономичный и безопасный вариант производства электроэнергии. Узнайте больше из этой статьи.

Смесь дейтерия и трития — другого изотопа водорода с двумя дополнительными нейтронами — планируется использовать в качестве топлива для будущих термоядерных электростанций, чтобы создать «мини-солнце» на Земле.

В 2025 году планируется ввести в эксплуатацию ИТЭР — экспериментальный международный термоядерный токамак, собираемый на юге Франции. Цель ИТЭР состоит в том, чтобы доказать возможность выработки нетто-энергии в результате термоядерной реакции. Следующим важным шагом станет демонстрация возможности производства нетто-электроэнергии из термоядерной энергии. Именно для этого нужны DEMO — демонстрационные термоядерные энергетические установки. В конечном же счете термоядерные реакторы должны будут генерировать огромное количество энергии чистым и устойчивым способом, обеспечивая альтернативу существующим источникам энергии.

Чтобы узнать больше, читайте выпуск Бюллетеня МАГАТЭ, посвященный энергии термоядерного синтеза.

Какую роль играет МАГАТЭ?

• МАГАТЭ и Всемирная метеорологическая организация управляют глобальной сетью «Изотопы в осадках», которая предоставляет данные о временных и пространственных вариациях для использования изотопов в гидрологических исследованиях в рамках инвентаризации, планирования и развития водных ресурсов.
• Сайт для совместной работы в области изотопной гидрологии дает пользователям возможность взаимодействовать с МАГАТЭ, а также предоставляет доступ к публикациям, программному обеспечению, проектам, материалам и лабораторным тестам, связанным с использованием дейтерия, а также других изотопов водорода.
• МАГАТЭ предоставляет обучение, оборудование и экспертные знания, необходимые для создания потенциала в применении методов, основанных на использовании дейтерия, для оценки качества питания. МАГАТЭ также поддерживает исследования, направленные на оптимизацию и разработку новых методов, основанных на использовании дейтерия.
• МАГАТЭ активно участвует в научно-исследовательских и опытно-конструкторских работах , связанных с термоядерным синтезом. Агентство содействует международной координации и обмену передовым опытом в рамках проектов по всему миру, проводит различные форумы, связанные с термоядерным синтезом, в том числе Конференцию по энергии термоядерного синтеза, которая проводится раз в два года. МАГАТЭ также способствует обсуждению DEMO, издает журнал «Ядерный синтез» и сотрудничает с организацией ИТЭР.
• МАГАТЭ также управляет Информационной системой по термоядерным устройствам, которая предоставляет информацию о термоядерных устройствах по всему миру, и базами цифровых данных, которые содержат основные данные об исследованиях в области энергии термоядерного синтеза.
• МАГАТЭ ввело в эксплуатацию свой первый нейтронный генератор — систему, создающую нейтроны путем слияния атомов дейтерия. Эти компактные и нередко портативные нейтронные генераторы полезны для ряда применений, таких как анализ элементов, содержащихся в различных образцах и объектах, неразрушающих испытаний и нейтронной радиографии/томографии, производства радиоизотопных индикаторов, а также для проведения исследований и деятельности по наращиванию потенциала.
• Публикации об использовании дейтерия и деятельности по проведению связанных с ним анализов, являются частью работы МАГАТЭ по наращиванию потенциала стран.

Ресурсы по теме

17.02.2023

Физики измерили показатель преломления дейтерий-тритиевой смеси

Японские физики сообщили о первом измерении зависимости показателя преломления дейтерий-тритиевой смеси в твердой и жидкой фазе от температуры. Исследование позволило уточнить существующие эмпирические закономерности, что может быть использовано для быстрого контроля качества топлива для управляемого термоядерного синтеза. Работа опубликована в Scientific Reports.

Реакция превращения дейтерия и трития в гелий и высокоэнергетический нейтрон обладает большим эффективным сечением и потому считается наиболее перспективной для реализации управляемого термоядерного синтеза. Физики используют или планируют использовать дейтерий-тритиевое топливо, как в магнитном (JET, ITER, DEMO), так и в инерционном термоядерном синтезе (NIF, KOYO-F, LIFT). Во всех случаях топливо должно подаваться непрерывно — следовательно, нужны методы быстрого контроля качества.

Свет выглядит наилучшим инструментом для этого. Так, простое измерение показателя преломления твердой дейтерий-тритиевой смеси могло бы моментально давать информацию об отношении обоих изотопов, поскольку их оптические свойства по отдельности ощутимо различимы. Во всяком случае, такие выводы можно делать на основе аналогичного исследования водородно-дейтериевой смеси. По дейтерий-тритиевым смесям таких исследований нет. В настоящее время существует лишь эмпирическая формула, чьи параметры, однако, известны лишь очень грубо, и их точностей недостаточно для рефрактометрического анализа поступающего топлива.

Японские физики под руководством Такаёси Норимацу (Takayoshi Norimatsu) и Кохэй Яманой (Kohei Yamanoi) из Университета Осаки сообщили об измерении показателя преломления твердой и жидкой дейтерий-тритиевой смеси для диапазона температур. Для этого они помещали рефрактометр в криогенные условия и заполняли его призму смесью. В результате они добились точности измерения показателя преломления в четвертом знаке после запятой.

Для работы с молекулярными изотопами водорода авторы использовали слой сплава циркония и никеля. При подаче газа, водород связывается с металлами с образованием гидридов. Термическая обработка слоя высвобождает атомарный водород, который затем объединяется в молекулы. Таким способом физики смогли создавать почти эквимолярные дейтерий-тритиевые смеси, а также обеспечивать поступление газов непосредственно в рабочую область рефрактометра.

Рефрактометр состоял из стеклянных окон, которые окружали кювету в виде призмы с преломляющим углом 9,43 градуса. Вся система была окружена двумя термоизолирующими экранами и системой охлаждения, которая позволяла независимо контролировать температуру в верхней и нижней частях призмы, а излучение лазера с длиной волны 543 подводилось и отводилось через кварцевые стекла. Авторы делали выводы о показателе преломления вещества, заполняющего кювету, по смещению луча на двух экранах за пределами установки.

Сначала физики откалибровали рефрактометр с помощью серии экспериментов с обычным водородом, чьи оптические свойства уже были изучены ранее, а затем измерили показатели преломления чистого дейтерия и дейтерий-тритиевой смеси в жидкой и твердой фазе. Для этого они настраивали температуру чуть выше соответствующих тройных точек, а затем медленно ее снижали.

В результате ученые выяснили, что показатель преломления твердой дейтерий-тритиевой смеси в пропорции 54:45 увеличивается с уменьшением температуры от 1,1618 ± 0.0002 при 19,404 кельвин до 1,1628 ± 0.0002 при 17,89 кельвин. Похожим образом ведет себя твердый дейтерий. Такое поведение согласуется с теорией, согласно которой на оптические свойства водородных молекулярных кристаллов влияет температурное расширение, а также температурная зависимость электронной поляризуемости.

Физики не стали подробно изучать температурную зависимость показателя преломления от температуры в жидкой фазе, ограничившись лишь значениями чуть выше тройных точек. Также, они не проводили рефрактометрию для различных пропорций дейтерий-тритиевой смеси. Тем не менее, они получили две точки этой зависимости (чистый дейтерий и почти равная смесь), что позволило им оценить то, насколько точна имеющаяся в литературе формула. Оказалось, что она дает несколько заниженные значения.

Кроме смеси дейтерия и трития для термоядерных реакций можно использовать смесь водорода и бора. Про такой реактор мы уже писали.

Марат Хамадеев

Нашли опечатку? Выделите фрагмент и нажмите Ctrl+Enter.

IAEA – Physics Section

Звезды, как и наше Солнце, используют гравитацию, чтобы приблизить свои ядра и сделать их достаточно горячими, чтобы начать термоядерный синтез и произвести огромное количество энергии. На Земле потенциальные преимущества энергии с помощью управляемого ядерного синтеза многообразны:

• Практически безграничное производство энергии, доступное во всем мире, не зависящее от местных или сезонных колебаний.
• Отсутствие выбросов парниковых газов.
• Отсутствие производства долгоживущих радиоактивных отходов.
• Отсутствие или умеренный риск распространения.
• Никаких аварий вроде плавления или взрывов, но искробезопасные атомные электростанции.

Энергия, полученная в результате реакций синтеза (как и в реакциях деления), основана на различиях в энергии связи ядер. Масса продуктов реакции синтеза меньше массы ее реагентов, разница или «недостающая масса» преобразуется в энергию в соответствии с Уравнение Эйнштейна E=mc² . Поскольку с очень велико, небольшое количество недостающей массы становится большим количеством энергии.

Основными видами топлива, используемыми в устройствах ядерного синтеза, являются дейтерий и тритий, тяжелые изотопы водорода. Реакция Дейтерий (D) – Тритий (T) имеет наибольшее поперечное сечение (т.е. вероятность протекания реакции), а также самое большое значение добротности (т.е. высвобождаемую энергию реакции) среди разновидностей термоядерных реакций. . Он производит альфа-частицу (или гелий-4), нейтрон и выделяет 17,6 МэВ энергии в виде кинетической энергии продуктов (3,5 МэВ для альфа-частицы и 14,1 МэВ для нейтрона):

 

К сожалению, на реагенты DT действует дальнодействующая кулоновская сила отталкивания, в то время как диапазон ядерной силы притяжения составляет порядка нескольких фемтометров. Например, реагенты должны преодолеть кулоновский барьер, чтобы достичь реакции синтеза.

Для случая Д-Т сечение характеризуется широким резонансом за счет образования соединения гелия-5 и квантового туннельного эффекта, оно достигает своего максимума при относительно небольшой кинетической энергии 64 КэВ .

Таким образом, для управляемого ядерного синтеза необходимы три основных условия:

1. из дейтерия и трития, чтобы иметь достаточную кинетическую энергию, чтобы преодолеть кулоновский барьер и слиться воедино.
2. Ионы должны быть заключены вместе в непосредственной близости, чтобы позволить им слиться. Подходящий высокоионный 9Нужна плотность 0006(n).
3. Ионы должны удерживаться вместе в непосредственной близости при высокой температуре с временем удержания (t_E) достаточно большим, чтобы избежать охлаждения.

Критерий Лоусона количественно определяет условия для термоядерного реактора, чтобы получить чистый выход энергии из реакций синтеза DT. Качество термоядерного устройства можно измерить с точки зрения так называемого «тройного продукта синтеза» nTt_E.
9-10 с     T ~ 10 кэВ

Из-за экстремально высоких температур происходит переход вещества в состояние плазмы . Плазму на самом деле называют «четвертым состоянием вещества» наряду с твердыми телами, жидкостями и газами. Он состоит из полностью ионизированного или частично ионизированного газа, содержащего ионы, электроны и нейтральные атомы. В настоящее время термоядерная энергетика является основным направлением исследований в физике плазмы.

Термоядерные реакторы: не то, чем их пытаются представить

Термоядерные реакторы уже давно рекламируются как «идеальный» источник энергии. Сторонники утверждают, что когда будут разработаны полезные коммерческие термоядерные реакторы, они будут производить огромное количество энергии с небольшим количеством радиоактивных отходов, образуя мало или совсем не образуя побочных продуктов плутония, которые можно было бы использовать для ядерного оружия. Эти сторонники термоядерного синтеза также говорят, что термоядерные реакторы не способны генерировать опасные неуправляемые цепные реакции, которые приводят к расплавлению — все недостатки нынешних схем деления на атомных электростанциях.

И, как и в случае с делением, термоядерный ядерный реактор будет иметь огромное преимущество в производстве энергии без выброса углерода для нагревания атмосферы нашей планеты.

Но есть одна загвоздка: в то время как расщепить атом для получения энергии довольно просто (что и происходит при делении), слияние двух ядер водорода для создания гелия представляет собой «грандиозную научную задачу». изотопы (как это происходит при синтезе). Наше Солнце постоянно все время проводит реакции синтеза, сжигая обычный водород при огромных плотностях и температурах. Но чтобы воспроизвести этот процесс слияния здесь, на Земле, где у нас нет сильного давления, создаваемого гравитацией ядра Солнца, нам потребуется температура не менее 100 миллионов градусов по Цельсию, или примерно в шесть раз горячее, чем на Солнце. . В экспериментах, проведенных на сегодняшний день, затраты энергии, необходимые для создания температур и давлений, которые обеспечивают значительные реакции синтеза изотопов водорода, намного превышают генерируемую энергию синтеза.

Но благодаря использованию многообещающих термоядерных технологий, таких как магнитное удержание и лазерное инерционное удержание, человечество приближается к тому, чтобы решить эту проблему и достичь того прорывного момента, когда количество энергии, выходящей из термоядерного реактора, будет устойчиво превышать количество, поступающее, производя чистую энергию. Совместные многонациональные физические проекты в этой области включают в себя совместный эксперимент по термоядерному синтезу Международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР) во Франции, который заложил основу для его первых опорных конструкций в 2010 году, а первые эксперименты на его термоядерной машине, или токамаке, как ожидается, начнутся в 2025.

Однако по мере того, как мы приближаемся к нашей цели, пора задаться вопросом: действительно ли термоядерный синтез является «идеальным» источником энергии? Проработав 25 лет над экспериментами по ядерному синтезу в Принстонской лаборатории физики плазмы, на пенсии я стал более беспристрастно смотреть на термоядерное предприятие. Я пришел к выводу, что термоядерный реактор будет далек от совершенства, а в некотором смысле близок к противоположному.

Уменьшение солнца. Как отмечалось выше, термоядерные реакции на Солнце сжигают обычный водород при огромной плотности и температуре, поддерживаемые фактически бесконечным временем удержания, а продуктами реакции являются безопасные изотопы гелия. С другой стороны, схемы искусственного (наземного) термоядерного синтеза ограничены гораздо более низкими плотностями частиц и гораздо более кратковременным удержанием энергии и, следовательно, вынуждены использовать более тяжелые изотопы водорода с большим количеством нейтронов, известные как дейтерий и тритий, которые имеют 24 порядка. на порядок более реакционноспособен, чем обычный водород. (Вспомните число один с 24 нулями после него.) Это колоссальное преимущество в термоядерной реактивности позволяет создавать искусственные термоядерные сборки с плотностью частиц в миллиард раз меньшей и удержанием энергии в триллион раз хуже, чем уровни, которыми обладает Солнце. Следовательно, сторонники термоядерных реакторов заявляют, что, когда они будут разработаны, термоядерные реакторы станут «идеальным» источником энергии, который не будет иметь ни одного из существенных недостатков критикуемых ядерных реакторов.

Но в отличие от того, что происходит при солнечном синтезе, в котором используется обычный водород, земные термоядерные реакторы, которые сжигают изотопы, богатые нейтронами, имеют побочные продукты, которые совсем не безвредны: потоки энергичных нейтронов составляют 80 процентов энергии синтеза, вырабатываемой дейтериево-тритиевыми реакциями. и 35 процентов дейтериево-дейтериевых реакций.

Итак, источник энергии, состоящий на 80 процентов из потоков энергичных нейтронов, может быть идеальным источником нейтронов , но действительно странно, что его когда-либо называли идеальным электрический источник энергии. Фактически, эти потоки нейтронов приводят непосредственно к четырем прискорбным проблемам ядерной энергетики: радиационному повреждению конструкций; радиоактивные отходы; необходимость биологической защиты; и потенциал для производства оружейного плутония-239, что увеличивает угрозу распространения ядерного оружия, а не уменьшает ее, как хотели бы сторонники термоядерного синтеза.

Кроме того, если термоядерные реакторы действительно осуществимы — как предполагается здесь — они разделят некоторые другие серьезные проблемы, которые преследуют ядерные реакторы, включая выброс трития, огромные потребности в теплоносителе и высокие эксплуатационные расходы. Будут и дополнительные недостатки, характерные только для термоядерных устройств: использование топлива (трития), не встречающегося в природе и должно восполняться самим реактором; и неизбежные утечки электроэнергии на месте, которые резко сокращают доступную для продажи электроэнергию.

Все эти проблемы свойственны любому типу термоядерного реактора с магнитным удержанием или термоядерного реактора с инерционным удержанием, работающего на дейтериево-тритиевом топливе или только на дейтерии. (Как следует из названия, при термоядерном синтезе с магнитным удержанием магнитные и электрические поля используются для управления горячим термоядерным топливом — материалом, который принимает громоздкую и сложную в обращении форму, известную как плазма. При инерционном удержании лазерные лучи или ионные пучки используются для сжатия и нагрева плазмы.) Наиболее известным примером термоядерного синтеза с магнитным удержанием является токамак в форме пончика, строящийся на площадке ИТЭР; Примером термоядерного синтеза с инерционным удержанием являются микровзрывы, индуцированные лазером, происходящие в Национальном центре зажигания в США.

Тритиевое топливо не может быть полностью пополнено. Разработчики термоядерного синтеза отдают предпочтение дейтериево-тритиевой реакции, поскольку ее реакционная способность в 20 раз выше, чем у дейтериево-дейтериевой топливной реакции, а первая реакция наиболее сильна при температуре, равной одной трети температуры, необходимой для дейтериевого синтеза. На самом деле, примерно равная смесь дейтерия и трития может быть единственным возможным термоядерным топливом в обозримом будущем. В то время как дейтерий легко доступен в обычной воде, тритий почти не существует в природе, потому что этот изотоп радиоактивный с периодом полураспада всего 12,3 года. Основным источником трития являются ядерные реакторы деления.

В случае принятия термоядерный синтез на основе дейтерия и трития станет единственным источником электроэнергии, который не использует природное топливо и не преобразует естественные источники энергии, такие как солнечное излучение, ветер, падающая вода или геотермальная энергия. Уникально то, что тритиевый компонент термоядерного топлива должен генерироваться в самом термоядерном реакторе.

Тритий, потребляемый при синтезе, теоретически может быть полностью регенерирован для поддержания ядерных реакций. Для достижения этой цели литийсодержащее «одеяло» должно быть помещено вокруг реагирующей среды — чрезвычайно горячего, полностью ионизированного газа, называемого плазмой. Нейтроны, образующиеся в результате реакции синтеза, будут облучать литий, «воспитывая» тритий.

Но есть большая трудность: литиевый бланкет может только частично окружать реактор из-за зазоров, необходимых для вакуумной откачки, пучка и впрыска топлива в термоядерных реакторах с магнитным удержанием, а также для приводных лучей и удаления обломков мишени в инерционном удержании реакторы. Тем не менее, самые полные анализы показывают, что может быть до 15 процентов избытка регенерируемого трития. Но на практике любые излишки потребуются для обеспечения неполного извлечения и переработки трития, образовавшегося в бланкете.

Однако замена выгоревшего трития в термоядерном реакторе решает лишь незначительную часть крайне важной проблемы пополнения запасов тритиевого топлива. Менее 10 процентов впрыснутого топлива будет фактически сожжено в термоядерном устройстве с магнитным удержанием, прежде чем оно покинет зону реакции. Следовательно, подавляющее большинство введенного трития должно быть удалено с поверхностей и внутренних частей бесчисленных подсистем реактора и повторно введено от 10 до 20 раз, прежде чем он полностью сгорит. Если только один процент несгоревшего трития не будет восстановлен и повторно введен, даже самый большой избыток в процессе регенерации литиевого покрытия не сможет компенсировать потерянный тритий. Для сравнения, в двух установках для синтеза с магнитным удержанием, где использовался тритий (Токамакский термоядерный реактор в Принстоне и Объединенный европейский торус), примерно 10 процентов введенного трития так и не было извлечено.

Чтобы компенсировать неизбежный дефицит в восстановлении несгоревшего трития для использования в качестве топлива в термоядерном реакторе, реакторы деления должны продолжать использоваться для производства достаточных запасов трития — ситуация, которая предполагает постоянную зависимость от реакторов деления со всеми их проблемы безопасности и распространения ядерного оружия. Поскольку внешнее производство трития чрезвычайно дорого, вполне вероятно, что только термоядерные реакторы, работающие исключительно на дейтерии, могут когда-либо быть практичными с точки зрения поставок топлива. Это обстоятельство усугубляет проблему распространения ядерного оружия, обсуждавшуюся ниже.

Огромное паразитное энергопотребление. В дополнение к проблемам с заправкой топливом, термоядерные реакторы сталкиваются с другой проблемой: они потребляют большую часть той самой энергии, которую они производят, или то, что в электроэнергетике называют «паразитным оттоком энергии», в масштабах, неизвестных другим источник электроэнергии. Термоядерные реакторы должны приспосабливаться к двум классам паразитного потребления энергии: во-первых, множество важных вспомогательных систем, внешних по отношению к реактору, должны непрерывно поддерживаться, даже когда термоядерная плазма бездействует (то есть во время запланированных или незапланированных отключений). Холодильники с жидким гелием непрерывно потребляют от 75 до 100 МВт (мегаватт электроэнергии); перекачка воды; вакуумная откачка; отопление, вентиляция и кондиционирование воздуха для многочисленных зданий; обработка трития; и так далее, примером чего могут служить установки для термоядерного проекта ИТЭР во Франции. Когда по какой-либо причине производство термоядерного синтеза прерывается, эта мощность должна быть приобретена в региональной сети по розничным ценам.

Вторая категория паразитного стока — это мощность, необходимая для управления термоядерной плазмой в термоядерных системах с магнитным удержанием (и для воспламенения топливных капсул в термоядерных системах с импульсным инерционным удержанием). Термоядерная плазма с магнитным удержанием требует инжекции значительной мощности атомных пучков или электромагнитной энергии для стабилизации термоядерного горения, в то время как дополнительная мощность потребляется магнитными катушками, помогающими контролировать местоположение и стабильность реагирующей плазмы. Общий расход электроэнергии для этой цели составляет не менее шести процентов от мощности синтеза, а электроэнергия, необходимая для прокачки теплоносителя бланкета, обычно составляет два процента мощности синтеза. Полная выработка электроэнергии может составлять 40 процентов от мощности синтеза, поэтому циркулирующая мощность составляет около 20 процентов от выработки электроэнергии.

В термоядерных реакторах с инерционным удержанием и гибридных термоядерных реакторах с инерционным/магнитным удержанием после каждого термоядерного импульса электрический ток должен заряжать системы накопления энергии, такие как батареи конденсаторов, которые питают лазерные или ионные лучи или взрывающиеся лайнеры. Требования к циркулирующей мощности, по крайней мере, сравнимы с требованиями для термоядерного синтеза с магнитным удержанием.

Потребляемая мощность, описанная выше, определяется выходной электрической мощностью реактора и определяет нижние границы размера реактора. Если мощность термоядерного синтеза составляет 300 мегаватт, вся электрическая мощность в 120 МВт едва покрывает потребности на месте. По мере увеличения мощности термоядерного синтеза потребление на месте становится все меньшей долей от выходной электроэнергии, падая до половины, когда мощность синтеза составляет 830 мегаватт. Чтобы иметь шанс на экономическую эксплуатацию, которая должна окупить капитальные и эксплуатационные затраты, мощность термоядерного синтеза должна быть увеличена до тысяч мегаватт, чтобы общий паразитный отток энергии был относительно небольшим.

В двух словах, ниже определенного размера (около 1000 МВт) паразитный отток энергии делает эксплуатацию термоядерной электростанции нерентабельной.

Проблемы паразитного оттока мощности и пополнения топлива сами по себе существенны. Но у термоядерных реакторов есть и другие серьезные проблемы, которые также затрагивают сегодняшние ядерные реакторы, включая повреждение нейтронным излучением и радиоактивными отходами, потенциальный выброс трития, нагрузку на ресурсы теплоносителя, чрезмерные эксплуатационные расходы и повышенный риск распространения ядерного оружия.

Радиационные повреждения и радиоактивные отходы. Для производства полезного тепла потоки нейтронов, несущие 80 процентов энергии от дейтериево-тритиевого синтеза, должны замедляться и охлаждаться конструкцией реактора, окружающим его литийсодержащим бланкетом и теплоносителем. Ожидается, что нейтронное радиационное повреждение твердой стенки корпуса будет больше, чем в реакторах деления, из-за более высоких энергий нейтронов. Нейтроны синтеза выбивают атомы из их обычных положений в решетке, вызывая вздутие и разрушение структуры. Кроме того, реакции, вызванные нейтронами, генерируют большое количество промежуточного гелия и водорода, образуя газовые карманы, которые приводят к дополнительному набуханию, охрупчиванию и усталости. Эти явления ставят под угрозу целостность реакционного сосуда.

В реакторах с дейтериевым топливом (которое гораздо труднее воспламенить, чем дейтериево-тритиевая смесь) нейтронный продукт реакции имеет в пять раз меньшую энергию, а потоки нейтронов значительно меньше разрушают конструкции. Но пагубные последствия все равно будут разрушительными в более длительном масштабе времени.

Проблема структур, разрушаемых нейтронами, может быть решена в концепциях термоядерных реакторов, в которых капсула термоядерного топлива заключена в сферу или цилиндр из жидкого лития толщиной один метр. Но сами тепловыделяющие сборки будут превращаться в тонны радиоактивных отходов, которые будут ежегодно вывозиться из каждого реактора. Расплавленный литий также представляет опасность пожара и взрыва, что является недостатком, общим для реакторов деления с жидкометаллическим охлаждением.

Бомбардировка термоядерными нейтронами выбивает атомы из их структурных позиций, делая их радиоактивными и ослабляя структуру, которую необходимо периодически заменять. Это приводит к образованию огромных масс высокорадиоактивных материалов, которые в конечном итоге необходимо вывозить за пределы площадки для захоронения. Многие неструктурные компоненты внутри реакционного сосуда и в бланкете также станут высокорадиоактивными в результате нейтронной активации. Хотя уровень радиоактивности на килограмм отходов будет намного меньше, чем для отходов реакторов деления, объем и масса отходов будут во много раз больше. Более того, часть радиационного ущерба и образования радиоактивных отходов наносятся без конца, потому что часть энергии синтеза вырабатывается исключительно для компенсации неустранимых потерь энергии на месте.

Материаловеды пытаются разработать конструкционные сплавы с низкой активностью, которые позволили бы выброшенным реакторным материалам квалифицироваться как низкоактивные отходы, которые можно было бы утилизировать путем неглубокого захоронения в земле. Даже если такие сплавы станут доступными в коммерческих масштабах, очень немногие муниципалитеты или округа, вероятно, примут свалки для низкоактивных радиоактивных отходов. В каждой стране есть только одно или два хранилища для таких отходов, а это означает, что радиоактивные отходы из термоядерных реакторов должны транспортироваться по стране с большими затратами и охраняться от утечки.

Для снижения радиационного облучения рабочих станции необходима биологическая защита даже при неработающем реакторе. В сильно радиоактивной среде оборудование для дистанционного управления и роботы потребуются для всех работ по техническому обслуживанию компонентов реактора, а также для их замены из-за радиационного повреждения, эрозии частиц или плавления. Эти ограничения приведут к длительным простоям даже для мелкого ремонта.

Распространение ядерного оружия. Открытое или тайное производство плутония-239в термоядерном реакторе можно просто поместить природный или обедненный оксид урана в любое место, где летают нейтроны любой энергии. Океан замедляющих нейтронов, возникающий в результате рассеяния потоков термоядерных нейтронов на реакционном корпусе, проникает во все закоулки внутри реактора, включая придатки реакционного корпуса. Более медленные нейтроны будут легко поглощаться ураном-238, поперечное сечение поглощения нейтронов которого увеличивается с уменьшением энергии нейтронов.

Ввиду сомнительных перспектив пополнения запасов трития, термоядерные реакторы, возможно, придется питать двумя дейтериево-дейтериевыми реакциями, которые имеют практически одинаковую вероятность, одна из которых производит нейтроны и гелий 3, а другая производит протоны и тритий. Поскольку воспроизводство трития не требуется, все нейтроны синтеза доступны для любого использования, включая производство плутония-239 из урана-238. чем у дейтерия-трития, даже при гораздо более высоких температурах. Но «испытательный реактор», работающий на дейтериевом топливе, с тепловой мощностью 50 мегаватт и производящий всего 5 мегаватт энергии синтеза дейтерия-дейтери, может произвести около 3 килограммов плутония-239.за один год, поглощая всего 10 процентов нейтронов, выделяемых ураном-238. Большая часть трития из второй дейтериево-дейтериевой реакции может быть восстановлена ​​и сожжена, а дейтериево-тритиевые нейтроны будут производить еще больше плутония 239, в общей сложности, возможно, 5 килограммов. По сути, реактор преобразует входную электрическую мощность в «свободные» нейтроны и тритий, так что термоядерный реактор, работающий только на дейтерии, может быть исключительно опасным инструментом распространения ядерного оружия.

Реактор, работающий на дейтериево-тритиевом топливе или только на дейтериевом топливе, будет иметь многокилограммовый запас трития, что дает возможность отвлечь его для использования в ядерном оружии. Как и в случае с ядерными реакторами, потребуются гарантии Международного агентства по атомной энергии для предотвращения производства плутония или утечки трития.

Дополнительные недостатки, присущие реакторам деления. Тритий будет диспергирован на поверхности реакционного сосуда, инжекторов частиц, насосных каналов и других придатков. Коррозия в системе теплообмена или повреждение вакуумных каналов реактора могут привести к выбросу радиоактивного трития в атмосферу или местные водные ресурсы. Тритий обменивается с водородом с образованием тритиевой воды, которая является биологически опасной. Большинство ядерных реакторов содержат незначительное количество трития (менее 1 грамма) по сравнению с килограммами в предполагаемых термоядерных реакторах. Но выброс даже крошечных количеств радиоактивного трития из ядерных реакторов в подземные воды вызывает возмущение общественности.

Препятствование проникновению трития через определенные классы твердых тел остается нерешенной проблемой. В течение нескольких лет Национальное управление по ядерной безопасности — подразделение Министерства энергетики США — производило тритий по крайней мере в одном энергетическом реакторе деления, принадлежащем администрации долины Теннесси, путем поглощения нейтронов литийсодержащими заменяющими регулирующими стержнями. Произошла значительная и, по-видимому, неустранимая утечка трития из стержней в охлаждающую воду реактора, которая выбрасывалась в окружающую среду, до такой степени, что годовое производство трития было резко сокращено.

Кроме того, существуют проблемы с расходом охлаждающей жидкости и низкой эффективностью использования воды. Термоядерный реактор — это тепловая электростанция, которая предъявляет огромные требования к водным ресурсам для вторичного контура охлаждения, вырабатывающего пар, а также для отвода тепла от других подсистем реактора, таких как криогенные холодильники и насосы. Хуже того, несколько сотен мегаватт или более тепловой энергии, которая должна быть выработана исключительно для удовлетворения двух классов паразитного оттока электроэнергии, создают дополнительную потребность в водных ресурсах для охлаждения, с которой не сталкивается ни один другой тип теплоэлектростанции. Фактически, термоядерный реактор будет иметь самую низкую эффективность использования воды среди всех типов тепловых электростанций, будь то ископаемые или ядерные. В связи с усилением засушливых условий в различных регионах мира многие страны физически не могли поддерживать большие термоядерные реакторы.

Многочисленные альтернативные теплоносители для первого контура отвода тепла были изучены как для ядерных, так и для термоядерных реакторов, и стены из жидкого лития толщиной в один метр могут быть необходимы для термоядерных систем с инерционным удержанием, чтобы выдерживать импульсную нагрузку. Однако последние 60 лет вода использовалась почти исключительно в коммерческих ядерных реакторах, включая все строящиеся в настоящее время по всему миру. Это обстоятельство указывает на то, что внедрение любого заменителя водяного теплоносителя, такого как гелий или жидкий металл, в термоядерных системах с магнитным удержанием будет нецелесообразным.

И все вышеперечисленное означает, что любой термоядерный реактор столкнется с чрезмерными эксплуатационными расходами.

Для эксплуатации термоядерного реактора потребуется персонал, опыт которого ранее требовался только для работы на ядерных установках, например, эксперты по безопасности для мониторинга вопросов безопасности и специальные работники для удаления радиоактивных отходов. Для управления более сложными подсистемами термоядерного реактора, включая криогенику, обработку трития, оборудование для плазменного нагрева и сложную диагностику, потребуется дополнительный квалифицированный персонал. Для ядерных реакторов в Соединенных Штатах обычно требуется не менее 500 постоянных сотрудников в четыре смены в неделю, а для термоядерных реакторов потребуется около 1000 человек. Напротив, для управления гидроэлектростанциями, установками по сжиганию природного газа, ветряными турбинами, солнечными электростанциями и другими источниками энергии требуется всего несколько человек.

Другим неустранимым операционным расходом является от 75 до 100 мегаватт паразитной электроэнергии, постоянно потребляемой местными вспомогательными объектами, которые необходимо приобретать в региональной сети, когда работает термоядерный источник , а не .

Многочисленные периодические расходы включают замену радиационно-поврежденных и плазменно-эрозированных компонентов в термоядерном реакторе с магнитным удержанием и изготовление миллионов топливных капсул для каждого термоядерного реактора с инерционным удержанием ежегодно. И любой тип АЭС должен выделять средства на вывод из эксплуатации, а также периодическое захоронение радиоактивных отходов.

Немыслимо, чтобы общие эксплуатационные расходы термоядерного реактора были меньше, чем у ядерного реактора, и поэтому капитальные затраты жизнеспособного термоядерного реактора должны быть близки к нулю (или сильно субсидироваться) в местах, где эксплуатационные расходы одни только реакторы деления не конкурентоспособны по стоимости электроэнергии, производимой неядерной энергетикой, и привели к закрытию атомных электростанций.

Подводя итог, можно сказать, что термоядерные реакторы сталкиваются с некоторыми уникальными проблемами: нехватка природного топлива (трития) и большие и неснижаемые потери электроэнергии для компенсации. Поскольку 80 процентов энергии в любом реакторе, работающем на дейтерии и тритии, поступает в виде потоков нейтронов, неизбежно, что такие реакторы имеют многие недостатки реакторов деления, включая образование больших масс радиоактивных отходов и серьезные радиационные повреждения. к компонентам реактора. Эти проблемы характерны для любого типа термоядерных реакторов, работающих на дейтериево-тритиевом топливе, поэтому отказ от токамаков в пользу какой-либо другой концепции локализации не принесет облегчения.

Если реакторы можно будет заставить работать только на дейтериевом топливе, то исчезнет проблема пополнения запасов трития и уменьшится ущерб от нейтронного излучения. Но другие недостатки остаются — и реакторы, требующие только дейтериевого топлива, значительно повысят потенциал распространения ядерного оружия.