Новая страница 1. Термоядерная физика

ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ | Энциклопедия Кругосвет

Содержание статьи

ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ, термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез – это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ; АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.

Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.

Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.

Ядерные силы и реакции.

Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10–13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.

В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер – протона (p), дейтрона (d) и тритона (t), соответствующих изотопам водорода протию 1H, дейтерию 2H и тритию 3H, – а также «легкого» изотопа гелия 3He и двух изотопов лития 6Li и 7Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n – нейтрон, g – гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км/с. См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ.

РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

d + d ® 3He + n + 3,25 МэВ*)d + d ® t + p + 4,0 МэВ*)t + d ® 4He + n + 17,6 МэВ**)3He + d ® 4He + p + 18,3 МэВ**)6Li + d ® 24He + 22,4 МэВ7Li + p ® 24He + g + 17,3 МэВ

*) Эти две реакции примерно равновероятны.**) Изотопы 3H и 3He практически отсутствуют в природе, их можно получить искусственно.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10–24 см2 ). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.

Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта – Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.

Термоядерные топлива.

Реакции с участием p, играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.

Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6Li ® 4He + t.

Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.

Принцип действия термоядерного реактора.

Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.

Временне и температурные условия.

Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).

В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P1 = knT, где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см3) выражается следующим образом:

где f(T) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид

или

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 1016 с/см3, а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч1014 с/см3. Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.

В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.

Магнитное удержание плазмы.

Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 108 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 1015 ядер/см3, а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 109 К

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n » 3Ч1015 ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.

Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.

Плазма.

При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 108 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.

Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.

На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.

Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.

Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.

Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.

Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.

Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.

Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

Открытые магнитные конфигурации.

В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют «бочку», в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд. См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА.

Инерциальное удержание.

Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 1011 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10–12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (106 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.

УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ

Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.

Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля Bj необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока Bq Ј –Bq вместе с Bj создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При Bj ~ Bq получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.

Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.

Токамак.

Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q, равный rBj/RBq, где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. BjBq) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.

Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.

Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».

Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК.

Пинч с обращенным полем (ПОП).

Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ~ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q

Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.

Стелларатор.

В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.

Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.

Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч106 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.

Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.

При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.

Реакторная технология.

Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый «бланкет», где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью. См. также АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА; ТЕПЛООБМЕННИК.

Перспективы термоядерных исследований.

Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).

Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ.

www.krugosvet.ru

Термоядерная реакция (синтез). Термоядерная бомба

Термоядерная реакция (синтез). Термоядерная бомба

В термоядерную реакцию вступают легкие ядра, а в результате синтеза (слияния) они образуют более тяжелое ядро.

Такие термоядерные реакции при температурах в миллионы градусов идут в недрах Солнца, где ядра изотопов водорода, сливаясь вместе, образуют более тяжелое ядро атома гелия, при этом выделяется огромная энергия.

Чтобы провести слияние (синтез) ядер, т.е. соединить положительно заряженные ядра в новое ядро, необходимо преодолеть действующие между ними кулоновские (электростатические) силы отталкивания.

Чтобы преодолеть силы отталкивания участвующие в синтезе частицы должны обладать очень большой кинетической энергией, т.е. иметь большую скорость. Большая скорость частиц достигается повышением температуры вещества до миллионов градусов.

Ядерный реакция, происходящая в разогретом веществе называется термоядерной реакцией (синтезом).

При таких температурах вещество может существовать только в виде плазмы (полностью ионизированного газа, состоящего из положительно заряженных ионов и отрицательно заряженных электронов).

Особенность термоядерной реакции - это выделение большого количества энергии.

Как создать новый источник энергии, используя термоядерную реакцию? И как достичь столь высоких температур, как хранить высокотемпературную плазму?

В настоящее время уже удалось получить энергию термоядерного синтеза:

- это термоядерная или водородная бомба, где проходит неуправляемая термоядерная реакция, имеющая взрывной характер; - это экспериментальные термоядерные установки ТОКАМАК (созданы в СССР) - тороидальные камеры с магнитными катушками, где идет управляемая термоядерная реакция.

Трудности, с которыми столкнулись разработчики ТОКАМАКА:

- удержать вещество, разогретое свыше 10 млн градусов изолированно от стенок - изоляция плазмы от стенок достигается с помощью магнитного поля ; - разогреть вещество до состояния плазмы - этого добиваются пропусканием через вещество электрического тока; - необходимо обеспечить, чтобы количество теплоты, выделившейся при синтезе, было больше тепла, подводимого к установке для перевода вещества в плазму, для этого рабочее вещество должно быть изолировано от окружающей "холодной" среды.

Преимущества использования термоядерного синтеза для получения энергии:

- энергия, выделившаяся на один нуклон в результате термоядерной реакции, значительно превышает энергию, выделившуюся на один нуклон в результате деления ядер урана;

- топливом для термоядерных установок является тяжелый водород (нерадиоактивный изотоп водорода), а его много в морской воде; - нет опасного радиоактивного излучения, и в процессе реакции не будет радиоактивных отходов.

Проблемы использования термоядерного синтеза:

- утечка трития (одного из изотопов водорода, участвующего в реакции) - радиация нейтронами.

Вспомни тему "Атомная физика" за 9 класс:

Радиоактивность -- Радиоактивные превращения -- Состав атомного ядра. Ядерные силы -- Энергия связи. Дефект масс -- Деление ядер урана -- Ядерная цепная реакция -- Ядерный реактор -- Термоядерная реакция

Знаете ли вы?

Термоядерная бомба

В современные ядерные бомбы можно назвать одновременно и термоядерными и водородными, т.к. в них используют энергию синтеза ядер изотопов водорода: дейтерия и трития.

Понятия критической массы для термоядерной бомбы не существует.

В водородной бомбе обычная плутониевая бомба служит запалом. При взрыве плутониевого запала температура достигает 100 млн. градусов, ядра водорода преодолевают силы отталкивания и сливаются в ядро гелия, выделяя огромную энергию, в три раза большую, чем уран-235 такой же массы.

Первая водородная бомба была взорвана в 1952 году. Самая большая из уже взорванных термоядерных бомб в 5 тысяч раз мощнее бомбы, сброшенной на Хиросиму.

Коварный термояд

Увидев ядерный взрыв, физик Э.Ферми - один из создателей ядерной и нейтронной физики воскликнул: "Какая красивая физика!".

Рождение звезд: они рождаются в результате сжатия огромных облаков газа и пыли. Когда температура в их центре достигает 10 миллионов градусов, четыре атомных ядра водорода при соединении образуют ядро атома гелия и выделяют энергию. Эта термоядерная реакция может продолжаться от нескольких миллионов до нескольких миллиардов лет.

class-fizika.ru

A. Термоядерные реакции — PhysBook

Термоядерные реакции. Создание и удержание высокотемпературной плазмы. Токамак. Успехи и перспективы развития ядерной энергетики

Термоядерная реакция — это реакция синтеза легких ядер в более тяжелые.

Для ее осуществления необходимо, чтобы исходные нуклоны или легкие ядра сблизились до расстояний, равных или меньших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний ~ 10-15 м). Такому взаимному сближению ядер препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для возникновения реакции синтеза необходимо нагреть вещество большой плотности до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов кельвин), чтобы кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания. При таких температурах вещество существует в виде плазмы. Поскольку синтез может происходить только при очень высоких температурах, ядерные реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme "тепло, жар").

В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Например, в реакции синтеза дейтерия с образованием гелия \(~_1^2D + _1^2D \to _2^3He + _0^1n\) выделяется 3,2 МэВ энергии. В реакции синтеза дейтерия с образованием трития \(~_1^2D + _1^2D \to _1^3T + _1^1p\) выделяется 4,0 МэВ энергии, а в реакции \(~_1^2D + _1^3T \to _2^3He + _0^1n\) выделяется 17,6 МэВ энергии. Особенно большое практическое значение имеет тот факт, что при термоядерных реакциях на каждый нуклон выделяется значительно большая энергия, чем при цепных ядерных реакциях. Например, при синтезе ядер гелия из ядер водорода на один нуклон выделяется энергия ~6 МэВ, в то время как при делении ядра урана \(~_{92}^{235}U\) и на один нуклон выделяется энергия ~0,9 МэВ.

Самоподдерживающиеся термоядерные реакции происходят в недрах звезд (в том числе Солнца) и играют важнейшую роль в существовании и развитии Вселенной.

На Земле первая термоядерная реакция была осуществлена при взрыве водородной бомбы. Высокую температуру, необходимую для начала термоядерной реакции, в водородной бомбе получали в результате взрыва входящей в ее состав атомной бомбы, играющей роль детонатора. Термоядерные реакции, происходящие при взрывах водородных бомб, являются неуправляемыми.

Если бы в земных условиях была возможность осуществлять легко управляемые термоядерные реакции, человечество получило бы практически неисчерпаемый источник энергии, так как запасы водорода на Земле огромны. Однако на пути осуществления энергетически выгодных управляемых термоядерных реакций стоят большие технические трудности. Прежде всего необходимо создавать температуры порядка 108 К. Такие сверхвысокие температуры могут быть получены путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Этот метод используют в установках типа "Токамак", впервые созданных в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. В таких установках плазму создают в тороидальной камере, являющейся вторичной обмоткой мощного импульсного трансформатора. Его первичная обмотка подключена к батарее конденсаторов очень большой емкости. Камеру заполняют дейтерием. При разряде батареи конденсаторов через первичную обмотку в тороидальной камере возбуждается вихревое электрическое поле, вызывающее ионизацию дейтерия и появление в нем мощного импульса электрического тока, что приводит к сильному нагреванию газа и образованию высокотемпературной плазмы, в которой может возникнуть термоядерная реакция.

Главная трудность заключается в том, чтобы удержать плазму внутри камеры в течение 0,1—1 с без ее контакта со стенками камеры, поскольку не существует материалов, способных выдерживать столь высокие температуры. Эту трудность удается частично преодолеть с помощью тороидального магнитного поля, в котором находится камера. Под действием магнитных сил плазма скручивается в шнур и как бы "висит" на линиях индукции магнитного поля, не касаясь стенок камеры.

Однако плазма в магнитном поле очень неустойчива и плазменный шнур распадается прежде, чем удается нагреть плазму до нужной температуры. Пока удалось получать плазму с температурой 1,3 \(\cdot\) 107 К и удерживать ее в течение 60—80 мс на установке "Токамак-10". Для увеличения продолжительности существования управляемой термоядерной реакции необходимо увеличивать размеры установки, поэтому в настоящее время строится новая большая установка "Токамак-20".

Использование установок типа "Токамак" (в которых для получения и нагревания плазмы используется мощный электрический разряд, а для удержания плазмы — магнитное поле) является одним из возможных путей осуществления управляемых термоядерных реакций. Другим путем достижения этой цели является лазерный термоядерный синтез. Сущность такого метода состоит в следующем. Замороженную смесь дейтерия и трития, приготовленную в виде шариков диаметром менее 1 мм, равномерно облучают со всех сторон мощным лазерным излучением. Это приводит к нагреванию и испарению вещества с поверхности шариков. При этом давление внутри шариков возрастает до величин порядка 1015 Па. Под действием такого давления происходят увеличение плотности и сильное нагревание вещества в центральной части шариков и начинается термоядерная реакция.

В настоящее время во многих странах мира ведутся интенсивные работы по осуществлению управляемой термоядерной реакции. Имеются обоснованные предположения, что эта проблема будет решена в течение ближайших 20 лет.

Литература

Аксенович Л. А. Физика в средней школе: Теория. Задания. Тесты: Учеб. пособие для учреждений, обеспечивающих получение общ. сред, образования / Л. А. Аксенович, Н.Н.Ракина, К. С. Фарино; Под ред. К. С. Фарино. — Мн.: Адукацыя i выхаванне, 2004. — С. 626-627.

www.physbook.ru

Новая страница 1

          Термоядерная энергетика  

Теория, практика, проблемы, решения.

Главное меню

 

 

Управляемый термоядерный синтез

Что это такое

Термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез – это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.

 

Зачем это нужно

В настоящее время, более 85% энергии производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энергии, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энергии по регионам, производство энергии возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 1021 Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энергии - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энергии. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энергии использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энергии, такие как: солнечная энергия, энергия ветра, гидроэлектроэнергия, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энергия. Доля каждого источника энергии в общем производстве энергии будет определяться структурой потребления энергии и экономической эффективностью каждого из этих источников энергии.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энергии используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энергией на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энергии такие, как солнечная энергия, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энергии. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энергия. В настоящее время, для получения энергии освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциальный кандидат для базовой энергетики.

Ядерная энергетика, энергия деления атома, имеет большие плюсы перед традиционными способами получения энергии, такими как сжигание минеральных и биологических ресурсов. В отличии от ТЭС (тепловой электрической станции), где тепло получается путем сжигания топлива от дров до нефти и угля, атомная энергетика использует энергию реакции распада атомов тяжелых элементов, в основном урана. Атомная энергия гораздо чище энергии сжигания топлива. Выбросы атомных электростанций на порядки меньше загрязняют окружающую среду, чем выбросы обычных тепловых станций. У большинства развитых стран мира атомная энергетика имеет весьма значительную долю в общем энергобалансе. Например во Франции на долю атомных электростанций приходится свыше 80% всей получаемой энергии. Однако атомные электростанции требуют очень высокой квалификации обслуживающего персонала и строгого контроля за абсолютно всеми параметрами, иначе, в случае аварии, выбросы вредных веществ могут существенно превысить выбросы тепловых станций. Еще одна существенная, но решаемая проблема атомной энергетики - утилизация отходов. К сожалению, в настоящее время самым простым, и как следствие, самым дешевым способом утилизации радиоактивных отходов является их захоронение.  Более экологичные способы утилизации: разделение на долгоживущие и короткоживущие  изотопы, сжигание в атомных реакторах радиоактивных отходов,  сжигание радиоактивных отходов в недрах звезд (в том числе и солнце)  - пока экономически не выгодны.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течении десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энергии в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энергии ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

 

 

Физические основы управляемого термоядерного синтеза.

Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10–13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.

В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций.

В основу термоядерной энергии положено слияние атомов легких элементов с выделением энергии. Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энергии довольно много, для практических целей использования ядерной энергии, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, ядро состоящее из одного протона и одного нейтрона и, соостветственно, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп, ядро состоит из одного протона и двух нейтронов с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада (когда в ядре нейтрон распадается на протон и электрон, при этом электрон вылетает из ядра,  он превращается в Не3 (гелий 3, обычный гелий (He4) состоит из двух протонов и двух нейтронов, изотоп гелия 3 включает в себя только один нейтрон, вместо 2, здесь и далее число около элемента показывает совместное число протонов и нейтронов в ядре. Так, например U238, уран, обозначает изотоп урана в котором суммарное число протонов и нейтронов равно 238), излучая низкоэнергичный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.

Таблица 1. Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза

Реакция	Энергетический выход, q, (МэВ)
D + T = He4 + n	17,6
D + D = He3 + n	3,27
D + D = T + p	4.03
D + He3 = He4 + p	18.4
p + B11 = 3He4	8.7
Li6 + n = He4 + T	4.8
Li7 + n = He4 + Т + n	- 2.47

 

 

 

Все реакции, приведенные в Таблице 1, кроме последней, происходят с выделением энергии в виде кинетической энергии продуктов реакций, q , которая указана в скобках в единицах миллионов электронвольт (МэВ),  В физике плазмы принято мерить энергию в электронвольтах. Один электронвольт это такая энергия, которую приобретет электрон, ускоряясь в разнице потенциалов в один вольт. Т.к. заряд электрона равен q=1.6 ·10 –19  Кл, а энергия электрона, ускоряющегося в электрическом поле равна E=qU, то 1 эВ = 1.6 ·10 –19 Дж = 11600 °К. Две последние реакции играют особую роль в управляемом термоядерном синтезе - они будут использоваться для производства трития, которого практически не существует в природе.

Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ.

 

 Сечение ядерной реакции - величина характеризующая вероятность перехода системы двух взаимодействующих частиц в определенное конечное состояние. Т. е эта величина характеризует вероятность осуществления реакции, чем больше сечение взаимодействия, тем более вероятно, что реакция произойдет.

Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энергии сталкивающихся частиц в системе центра масс.

 

σ [cm2 ]  

Е, [keV]

Рис.1. Сечения некоторых термоядерных реакций из таблицы 1, как функция энергии частиц в системе центра масс.

Так как ядра элементов заряжены, то согласно закону Кулона они отталкиваются друг от друга, как одноименно заряженные частицы.  Из-за наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций при низкой энергии частиц ничтожно малы, и, поэтому, при обычной температуре смесь изотопов водорода и других легких атомов, практически, не реагирует. Для того, чтобы любая из этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энергию. Тогда частицы смогут преодолеть кулоновский барьер, сблизиться на расстояние порядка ядерных и прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия с тритием достигается при энергии частиц около 80 КэВ, а для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Т = 108 °К.

Самый простой способ получения энергии ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энергии 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энергию достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной ( порядка 100 КэВ ) и произведенной в реакции энергии ( порядка 10 МэВ ). Другими словами, при таком “способе” производства энергии коэффициент воспроизводства энергии, Qfus = Рсинтез/Рзатрат будет меньше 1.

Для того, чтобы увеличить Qfus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Qfus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энергичных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.

Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т), которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n1 n2 К(Т), и, следовательно, объемную плотность выделения энергии в реагирующей смеси,

Pfus = q n1 n2 K(T)                                 (1)

В последней формуле n1 n2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.

При высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительно заряженных ионов, которые взаимодействуют друг с другом за счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные с движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы и, в частности, поддерживают ее квазинейтральность. С очень большой точностью, плотность зарядов ионов и электронов в плазме равны между собой, ne = Znz, где Z - заряд иона (для изотопов водорода Z = 1). Ионная и электронная компоненты обмениваются энергией, за счет кулоновских столкновений и при параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, их температуры примерно равны.

За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, это излучение заряженой частицы при движении с ускорением, испускаемое электронами при столкновении с ионами. Мощность тормозного излучения можно оценить по формуле:

                                                                                                (2)

Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение Pfus/Pb зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, Pfus/Pb = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энергии, и поэтому в холодной смеси положительный выход энергии невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 107 °К). Пороговые температуры для DD и DHe3-реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции, и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки, в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.

Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энергии из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энергии можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы tE, определенным таким образом, что отношение 3nТ / tE дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, Pfus > 3nТ / tE, что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, ntE. Например, для DT-реакции необходимо, чтобы

ntE > 5 ·1019 s/m3                         (3)

Это условие принято называть критерием Лоусона (cтрого говоря, в оригинальной работе критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора и, в отличие от (3), включает в себя к.п.д. преобразования тепловой энергии в электрическую). В том виде, в каком он записан выше, критерий, практически, не зависит от термоядерной системы и является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для других реакций на один-два порядка выше, чем для DT-реакции, выше и пороговая температура. Близость устройства к достижению положительного выхода принято изображать на плоскости Т - ntE, которая показана на Рис.2.

ntE [s/m3 ]

Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - ntE. Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.

Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.

Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энергии.

 

 

Дополнительное меню

 

    Создатель сайта надеется, на дальнейшее развитие этого проекта и будет узнать о Ваших замечаниях и предложениях. Пишите мне.

    Создатель сайта не является автором абсолютно всех материалов и рисунков представленных на этом сайте. Многие из материалов были почерпнуты из Интернета в свободном доступе. Все сайты, с которых был почерпнут материал, представлены в разделе ссылки. Если правообладатель будет против использования своего материала на этом сайте, пусть свяжется с создателем сайта и он обязуется при первой возможности убрать спорный материал. Также и любая публикация материалов с этого сайта, без ссылки на него не одобряется.

 

 

Сайт управляется системой uCoz

termoyadsintez.narod.ru

Термоядерный синтез — PhysBook

Термоядерная реакция

Термоядерная реакция — это реакция синтеза легких ядер в более тяжелые.

Для ее осуществления необходимо, чтобы исходные нуклоны или легкие ядра сблизились до расстояний, равных или меньших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний 10-15 м). Такому взаимному сближению ядер препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для возникновения реакции синтеза необходимо нагреть вещество большой плотности до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов Кельвин), чтобы кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания. При таких температурах вещество существует в виде плазмы. Поскольку синтез может происходить только при очень высоких температурах, ядерные реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme "тепло, жар").

В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Например, в реакции синтеза дейтерия с образованием гелия

\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_2He + \ ^1_0n\)

выделяется 3,2 МэВ энергии. В реакции синтеза дейтерия с образованием трития

\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_1T + \ ^1_1p\)

выделяется 4,0 МэВ энергии, а в реакции

\(~^2_1D + \ ^3_1T \to \ ^4_2He + \ ^1_0n\)

выделяется 17,6 МэВ энергии.

Рис. 1. Схема реакции дейтерий-тритий

В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия \(~^2H\) и трития \(~^3H\). Запасов дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития (для получения трития) вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет.

Однако при этой реакции большая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов.

Поэтому наиболее перспективны «безнейтронные» реакции, например, дейтерий + гелий-3.

\(~D + \ ^3He \to \ ^4He + p\)

У этой реакции отсутствует нейтронный выход, который уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Кроме того, запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

Термоядерное оружие

На Земле первая термоядерная реакция была осуществлена при взрыве водородной бомбы 12 августа 1953 года на Семипалатинском полигоне. «Ее отцом» стал академик Андрей Дмитриевич Сахаров, трижды удостоенный звания Героя Социалистического Труда за разработку термоядерного оружия. Высокую температуру, необходимую для начала термоядерной реакции, в водородной бомбе получали в результате взрыва входящей в ее состав атомной бомбы, играющей роль детонатора. Термоядерные реакции, происходящие при взрывах водородных бомб, являются неуправляемыми.

Рис. 2. Водородная бомба

См. также

1. Термоядерная бомба
2. Термоядерное оружие

Управляемые термоядерные реакции

Если бы в земных условиях была возможность осуществлять легко управляемые термоядерные реакции, человечество получило бы практически неисчерпаемый источник энергии, так как запасы водорода на Земле огромны. Однако на пути осуществления энергетически выгодных управляемых термоядерных реакций стоят большие технические трудности. Прежде всего необходимо создавать температуры порядка 108 К. Такие сверхвысокие температуры могут быть получены путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Токамак

Этот метод используют в установках типа "Токамак" (ТОриодальная КАмера с МАгнитными Катушками), впервые созданных в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. В таких установках плазму создают в тороидальной камере, являющейся вторичной обмоткой мощного импульсного трансформатора. Его первичная обмотка подключена к батарее конденсаторов очень большой емкости. Камеру заполняют дейтерием. При разряде батареи конденсаторов через первичную обмотку в тороидальной камере возбуждается вихревое электрическое поле, вызывающее ионизацию дейтерия и появление в нем мощного импульса электрического тока, что приводит к сильному нагреванию газа и образованию высокотемпературной плазмы, в которой может возникнуть термоядерная реакция.

Рис. 3. Принципиальная схема работы реактора

Главная трудность заключается в том, чтобы удержать плазму внутри камеры в течение 0,1-1 с без ее контакта со стенками камеры, поскольку не существует материалов, способных выдерживать столь высокие температуры. Эту трудность удается частично преодолеть с помощью тороидального магнитного поля, в котором находится камера. Под действием магнитных сил плазма скручивается в шнур и как бы "висит" на линиях индукции магнитного поля, не касаясь стенок камеры.

Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м3 была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (100 м3). Рабочий цикл установки составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки изготовлены из меди и быстро нагреваются. Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.

Рис. 4. Конструкция реактора JET

В 2006 представители России, Южной Кореи, Китая, Японии, Индии, Евросоюза и США подписали в Париже соглашение о начале работ по строительству первого Международного термоядерного экспериментального реактора (International Tokamak Experimental Reactor — ITER). Магнитные катушки реактора ITER будут созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут.

Рис. 5. Конструкция реактора ITER.

Реактор будет построен в районе города Кадараш (Cadarache), расположенного в 60 километрах от Марселя на юге Франции. Работы по подготовке стройплощадки начнутся весной будущего года. Возведение самого реактора планируется начать в 2009 году.

Строительство продлится десять лет, работы на реакторе предполагается проводить в течение двадцати лет. Общая стоимость проекта составляет примерно 10 миллиардов долларов. Сорок процентов расходов будет нести Евросоюз, шестьдесят процентов придутся в равных долях на остальных участников проекта.

См. также

1. Международный экспериментальный термоядерный реактор
2. Мирный термояд: Энергонадежды человечества
3. Новая установка для запуска термоядерного синтеза: 25.01.2010

Лазерный термоядерный синтез (УЛС)

Другим путем достижения этой цели является лазерный термоядерный синтез. Сущность такого метода состоит в следующем. Замороженную смесь дейтерия и трития, приготовленную в виде шариков диаметром менее 1 мм, равномерно облучают со всех сторон мощным лазерным излучением. Это приводит к нагреванию и испарению вещества с поверхности шариков. При этом давление внутри шариков возрастает до величин порядка 1015 Па. Под действием такого давления происходят увеличение плотности и сильное нагревание вещества в центральной части шариков и начинается термоядерная реакция.

В отличие от магнитного удержания плазмы, в лазерном время удержания (т. е. время существования плазмы с высокой плотностью и температурой, определяющее длительность термоядерных реакций) составляет 10–10 — 10–11 с, поэтому ЛТС может осуществляться только в импульсном режиме. Предложение использовать лазеры для термоядерного синтеза впервые было высказано в Физическом институте им. П. Н. Лебедева АН СССР в 1961 Н. Г. Басовым и О. Н. Крохиным.

Рис. 6.

В Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса в Калифорнии закончено (май 2009) строительство самого мощного в мире лазерного комплекса. Он получил название «Национальная зажигательная установка» (US National Ignition Facility, NIF). Строительство продолжалось 12 лет. На лазерный комплекс было потрачено 3,5 млрд. долл.

Рис. 7. Принципиальная схема УЛС

В основе NIF – 192 мощных лазера, которые будут одновременно направляться на миллиметровую сферическую мишень (около 150 микрограммов термоядерного топлива – смесь дейтерия и трития; в дальнейшем радиоактивный тритий можно будет заменить легким изотопом гелия-3). Температура мишени достигнет в результате 100 млн. градусов, при этом давление внутри шарика в 100 млрд. раз превысит давление земной атмосферы.

См. также

1. Национальный комплекс лазерных термоядерных реакций
2. Мощнейший лазерный выстрел 13.02.2010
3. Под лазерным прицелом 8.06.2009
4. Управляемый термоядерный синтез: ТОКАМАКИ против лазерного термояда 16.05.2009

Преимущества синтеза

Сторонники использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• практически неисчерпаемые запасы топлива (водород). Например, количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 ГВт составляет 10000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D + T. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Это делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран;
• отсутствие продуктов сгорания;
• нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма;
• по сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада;
• реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление.

Почему создание термоядерных установок столь затянулось?

1. Долгое время считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений и действий, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не волновали общественность. На основании оценок Геологической службы США (2009) рост мировой добычи нефти будет продолжаться не более 20 ближайших лет (другие специалисты предсказывают, что пик добычи будет достигнут уже через 5–10 лет), после чего объем добываемой нефти начнет уменьшаться со скоростью около 3 % в год. Перспективы добычи природного газа выглядят ненамного лучше. Обычно говорят, что каменного угля нам хватит еще на 200 лет, но этот прогноз основан на сохранении существующего уровня добычи и расхода. Между тем, потребление угля сейчас возрастает на 4,5 % в год, что сразу сокращает упомянутый период в 200 лет всего до 50 лет! Из сказанного ясно, что уже сейчас мы должны готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего. 2. Термоядерную установку нельзя создать и продемонстрировать в малых размерах. Научно-технические возможности и преимущества термоядерных установок могут быть проверены и продемонстрированы лишь на достаточно крупных станциях, типа упоминавшегося реактора ITER. Общество просто не было готово к финансированию столь крупных проектов, пока не было достаточной уверенности в успехе.

См. также

1. На пути к термоядерной энергетике
2. Почему ученые не хотят верить в возможность холодного ядерного синтеза
3. Управляемый термоядерный синтез

www.physbook.ru

Термоядерные реакции

Термоядерные реакцииThermonuclear reactions

    Термоядерные реакции − реакции слияния (синтеза) лёгких ядер, протекающие при высоких температурах. Эти реакции обычно идут с выделением энергии, поскольку в образовавшемся в результате слияния более тяжёлом ядре нуклоны связаны сильнее, т.е. имеют, в среднем, бoльшую энергию связи, чем в исходных сливающихся ядрах. Избыточная суммарная энергия связи нуклонов при этом освобождается в виде кинетической энергии продуктов реакции. Название “термоядерные реакции” отражает тот факт, что эти реакции идут при высоких температурах (>107–108 К), поскольку для слияния лёгкие ядра должны сблизиться до расстояний, равных радиусу действия ядерных сил притяжения, т.е. до расстояний ≈10-13 см. А вне зоны действия этих сил положительно заряженные ядра испытывают кулоновское отталкивание. Преодолеть это отталкивание могут лишь ядра, летящие навстречу друг другу с большими скоростями, т.е. входящие в состав сильно нагретых сред, либо специально ускоренные.     Ниже приведены несколько основных реакций слияния ядер и указаны для них значения энерговыделения Q. d означает дейтрон − ядро 2Н, t означает тритон − ядро 3Н.

d + d → 3He + n + 4.0 МэВ, d + d → t + p + 3.25 МэВ, t + d → 4He + n + 17.6 МэВ,3He + d → 4He + p + 18.3 МэВ.

Реакция слияния ядер начинается тогда, когда сталкивающиеся ядра находятся в области их взаимного ядерного притяжения. Чтобы так сблизиться, сталкивающиеся ядра должны преодолеть их взаимное дальнодействующее электростатическое отталкивание, т.е. кулоновский барьер. Скорость реакции слияния крайне мала при энергиях ниже нескольких кэВ, но она быстро растет с ростом кинетичской энергии ядер, вступающих в реакцию. Соответствующие эффективные сечения реакций в зависимости от энергии дейтрона приведены на рис. 1.

Рис. 1. Зависимость эффективных сечений реакции слияния от энергии дейтрона.

    Самоподдерживающиеся термоядерные реакции являются эффективным источником ядерной энергии. Однако осуществить их на Земле сложно, так как для этого нужно удерживать высокие концентрации ядер при огромных температурах. Необходимые условия для протекания самоподдерживающихся термоядерных реакций имеются в звёздах, где они являются главным источником энергии. Так внутри Солнца, где находятся ядра водорода при плотности ≈100 г/см3 и температуре 107 К, идёт цепочка термоядерных реакций превращения четырёх протонов (ядер водорода) в ядро гелия-4 (4Не). При каждом таком превращении выделяется энергия 26.7 МэВ. Эта цепочка реакций (называемая протон-протонной) начинается с реакции (1) и приведена на рисунке.

Протон-протонная цепочка.

    На Земле самоподдерживающиеся термоядерные реакции с выделением огромной энергии осуществлялись в течение очень короткого времени (10-7–10-6 сек) при взрывах водородных бомб. Одной из основных термоядерных реакций, обеспечивающих энерговыделение при таких взрывах, является реакция слияния двух тяжёлых изотопов водорода (дейтерия и трития) в ядро гелия с испусканием нейтрона:

2

Н + 3Н 4Не + n.

При этом освобождается энергия 17.6 МэВ.     В настоящее время ведутся работы по созданию термоядерного реактора, где ядерную энергию в промышленных масштабах предполагается получать за счёт управляемого термоядерного синтеза

См. также

nuclphys.sinp.msu.ru

Управляемый термоядерный синтез — WiKi

История проблемы

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев[1][2].

Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм[1][2], а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года[3].

Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века.

Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы.

Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ.).

Физика процесса

  Зависимость энергии связи нуклона от числа нуклонов в ядре

Атомные ядра состоят из двух типов нуклонов — протонов и нейтронов. Их удерживает вместе так называемое сильное взаимодействие. При этом энергия связи каждого нуклона с другими зависит от общего количества нуклонов в ядре, как показано на графике. Из графика видно, что у лёгких ядер с увеличением количества нуклонов энергия связи растёт, а у тяжёлых падает. Если добавлять нуклоны в лёгкие ядра или удалять нуклоны из тяжёлых атомов, то эта разница в энергии связи будет выделяться в виде разницы между затратами на осуществление реакции и кинетической энергией высвобождающихся частиц. Кинетическая энергия (энергия движения) частиц переходит в тепловое движение атомов после соударения частиц с атомами. Таким образом ядерная энергия проявляется в виде нагрева.[источник не указан 277 дней]

Изменение состава ядра называется ядерным превращением или ядерной реакцией. Ядерная реакция с увеличением количества нуклонов в ядре называется термоядерной реакцией или ядерным синтезом. Ядерная реакция с уменьшением количества нуклонов в ядре именуют ядерным распадом или делением ядра.[источник не указан 277 дней]

Протоны в ядре имеют электрический заряд, а значит, испытывают кулоновское отталкивание. В ядре это отталкивание компенсируется сильным взаимодействием, удерживающим нуклоны вместе. Но сильное взаимодействие имеет радиус действия гораздо меньше кулоновского отталкивания. Поэтому для слияния двух ядер в одно требуется сначала их сблизить, преодолевая кулоновское отталкивание. Известно несколько таких способов. В недрах звёзд это гравитационные силы. В ускорителях — кинетическая энергия разогнанных ядер или элементарных частиц. В термоядерных реакторах и термоядерном оружии — энергия теплового движения ядер атомов. В наше время гравитационные силы не подконтрольны человеку. Ускорение частиц настолько энергозатратно, что не имеет никаких шансов на положительный энергобаланс. И только тепловой метод выглядит пригодным для управляемого синтеза с положительным выходом энергии.[источник не указан 277 дней]

Типы реакций

Реакция синтеза заключается в следующем: два или более относительно лёгких атомных ядра в результате теплового движения сближаются настолько, что короткодействующее сильное взаимодействие, проявляющееся на таких расстояниях, начинает преобладать над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего образуются ядра других, более тяжёлых элементов. Система нуклонов потеряет часть своей массы, равную энергии связи, и по известной формуле E=mc² при создании нового ядра освободится значительная энергия сильного взаимодействия. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, легче свести на нужное расстояние, поэтому тяжёлые изотопы водорода являются лучшим видом топлива для управляемой реакции синтеза.[источник не указан 277 дней]

Установлено, что смесь двух изотопов, дейтерия и трития, требует меньше энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надёжнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов. Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остаётся то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому реакция D-T считается только необходимым первым шагом.[источник не указан 277 дней]

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.[источник не указан 277 дней]

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

  Схема реакции дейтерий-тритий

Реакция, осуществимая при наиболее низкой температуре — дейтерий + тритий[5]:

12H+13H→24He+01n+17,6 MeV.{\displaystyle {}_{1}^{2}{\mbox{H}}+{}_{1}^{3}{\mbox{H}}\rightarrow {}_{2}^{4}{\mbox{He}}+{}_{0}^{1}{\mbox{n}}+17,6{\mbox{ MeV}}.} 

Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.

Такая реакция даёт значительный выход энергии. Недостатки — высокая цена трития, выход нежелательной нейтронной радиации.[источник не указан 277 дней]

Реакция дейтерий + гелий-3

Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3

2H + 3He = 4He + p при энергетическом выходе 18,4 МэВ[5].

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится[уточнить]. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях[6]; или добыт на Луне[7][8].

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

D+D → p+T+4,032MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +\mathrm {T} +4{,}032\;\mathrm {MeV} .} D+D → n+3He+3,268MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +3{,}268\;\mathrm {MeV} .} 

В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:

p+D → 3He+γ+5,4MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {D} \ \rightarrow \ {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\gamma +5{,}4\;\mathrm {MeV} .}  p+T → 4He+γ+19,814MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ {}^{4}\!\,\mathrm {He} +\gamma +19{,}814\;\mathrm {MeV} .}  D+T → n+4He+17,589MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ \mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}589\;\mathrm {MeV} .}  D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .}  3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .}  T+T → 2n+4He+11,332MeV.{\displaystyle \mathrm {T} +\mathrm {T} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {n} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +11{,}332\;\mathrm {MeV} .} 

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3, а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием.

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов — его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

D+3He → p+4He+18,353MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +{}^{4}\!\,\mathrm {He} +18{,}353\;\mathrm {MeV} .}  D+6Li → 24He+22,4MeV.{\displaystyle \mathrm {D} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +22{,}4\;\mathrm {MeV} .}  p+6Li →4He+3He+4,0MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow {}^{4}\!\,\mathrm {He} +{}^{3}\!\,\mathrm {He} +4{,}0\;\mathrm {MeV} .}  3He+6Li → p+24He+16,9MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{6}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ \mathrm {p} +2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +16{,}9\;\mathrm {MeV} .}  3He+3He → 2p+4He+12,86MeV.{\displaystyle {}^{3}\!\,\mathrm {He} +\!^{3}\mathrm {He} \ \rightarrow \ 2\,\mathrm {p} +\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +12{,}86\;\mathrm {MeV} .}  p+7Li → 24He+17,2MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{7}\mathrm {Li} \ \rightarrow \ 2\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +17{,}2\;\mathrm {MeV} .}  p+11B → 34He+8,7MeV.{\displaystyle \mathrm {p} +\!^{1}\!^{1}\mathrm {B} \ \rightarrow \ 3\,{}^{4}\!\,\mathrm {He} +8{,}7\;\mathrm {MeV} .} 

Реакции на лёгком водороде

Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.

p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв

Условия

  Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

• Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:

T > 108 K (для реакции D-T).nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

Управляемый термоядерный синтез пока не осуществлён в промышленных масштабах. Наиболее трудная задача, стоящая на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза, заключается в изоляции плазмы от стенок реактора[9].

Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Конструкции реакторов

  Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) — тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем. Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.

Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2017):

1. Квазистационарные системы (τ≥1c,n≥1014cm−3{\displaystyle \tau \geq 1c,n\geq 10^{14}cm^{-3}} ), в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
2. Импульсные системы (τ∼10−8c,n≥1022cm−3{\displaystyle \tau \sim 10^{-8}c,n\geq 10^{22}cm^{-3}} ). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путём кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов[10].

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяются сверхпроводники.[источник не указан 2785 дней]

Радиационная безопасность

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нём радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

• радиоактивный изотоп водорода — тритий;
• наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;
• радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
• радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции, которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, например ITER, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны, которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике, и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора.

36Li + 01n → 13T + 24He{\displaystyle {}_{3}^{6}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} } .37Li + 01n → 13T + 24He+ 01n{\displaystyle {}_{3}^{7}\mathrm {Li} \ +\ _{0}^{1}\mathrm {n} \ \rightarrow \ _{1}^{3}\mathrm {T} \ +\ _{2}^{4}\mathrm {He} +\ _{0}^{1}\mathrm {n} } .

Реакция с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[11]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

• Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время реакции D-T настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось[источник не указан 3128 дней] разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания[12][13].
• Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
• Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[14].
• Использование реакции D-T зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определённого времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, реакция D-T является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остаётся важной целью исследований.[источник не указан 2785 дней]

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
• Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.
• Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
• Отсутствие продуктов сгорания.
• Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.
• По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[15].

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остаётся открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора[16].

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T- и D-D-реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов[источник не указан 2785 дней]:

1. Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
2. Отказ от синтеза D-T и D-D в пользу других реакций синтеза (например D-He).
3. Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, хотя они возможны на современном технологическом уровне.

Различают следующие фазы исследований:

1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q.
2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

  Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.

Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора, на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Вслед за DEMO может начаться проектирование и строительство коммерческих термоядерных реакторов (условно называются ТЯЭС — термоядерные электростанции). Строительство ТЯЭС может начаться не раньше 2045 года.[17]

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

• СССР и Россия
  • Т-3 — первый функциональный аппарат.
  • Т-4 — увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 — уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом[18] на базе сплава ниобий-олово, охлаждаемого жидким гелием. Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
  • Т-10 и PLT — следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона — всего в двести раз.
  • Т-15 — реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом[18], дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
  • Глобус-М — сферический токамак, новейший токамак в России, созданный в 1999 году.[19]
• Казахстан
  • Казахстанский Материаловедческий Токамак (КМТ) — это экспериментальная термоядерная установка для исследований и испытаний материалов в режимах энергетических нагрузок, близких к ITER и будущих энергетических термоядерных реакторов. Место строительства КТМ — город Курчатов[20][21].
• Ливия
• Европа и Великобритания
  • Joint European Torus[22] — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
  • Tore Supra[23] — токамак со сверхпроводящими катушками (при 1.8 K)[18], один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
• США
  • Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[24] — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
  • National Spherical Torus Experiment (NSTX)[25] — сферический токамак (сферомак), работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
  • Alcator C-Mod[26] — один из трёх крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
  • DIII-D[27] — токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.
• Япония
  • JT-60[28] — крупнейший японский токамак, работающий в Японском институте исследований атомной энергии (англ.) с 1985 года.
  • Triam — с сверхпроводящими магнитами[18]
• Китай
  • EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) — Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён[29] первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.[30]

См. также

Примечания

1. ↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
2. ↑ 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
3. ↑ Арцимович, 1961, с. 458.
4. ↑ 1 2 Арцимович, 1961, с. 6.
5. ↑ The Helium-3 Shortage: Supply, Demand, andOptions for Congress // FAS, December 22, 2010 (англ.): « It is produced as a byproduct ofnuclear weapons maintenance … At present, helium-3 is only produced as a byproduct of the manufacture and purification oftritium for use in nuclear weapons. The supply of helium-3 therefore derives mostly, perhapsentirely, from two sources: the U.S. and Russian governments. … The U.S. weapons program currently produces tritium by irradiating lithium in a light-waternuclear reactor.», также раздел «Potential Additional Sources» (стр 12)
6. ↑ Could the moon fuel Earth for 10,000 years? China says mining helium from our satellite may help solve the world’s energy crisis, 5 August 2014
7. ↑ Why Go Back to the Moon? // NASA, 2008-01-14: «… helium 3, an isotope extremely rare on Earth, exists in quantity in the lunar soil, implanted by the solar wind. If — a very big if — thermonuclear fusion for energy is produced on Earth, helium 3 would be extremely valuable for fusion reactors because it does not make the reactor radioactive.»
8. ↑ Арцимович, 1961, с. 15.
9. ↑ Уэйт Гиббс Ядерный синтез: малые игроки // В мире науки. — 2017. — № 1/2. — С. 36-45.
10. ↑ В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
11. ↑ Remote Handling | EFDA.
12. ↑ http://www.iop.org/Jet/fulltext/JETP98074.pdf 1999
13. ↑ Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
14. ↑ Е. П. Велихов, С. В. Путвинский. Термоядерный реактор. Fornit (22 октября 1999 года). — Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Проверено 16 января 2011. Архивировано 5 февраля 2012 года.
15. ↑  (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
16. ↑ http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332/ Даёшь термояд к середине века!
17. ↑ 1 2 3 4 http://ocw.mit.edu/courses/nuclear-engineering/22-68j-superconducting-magnets-spring-2003/lecture-notes/fusion_magnets_1.pdf
18. ↑ Сферический токамак Глобус-М
19. ↑ Токамак КТМ
20. ↑ Токамак КТМ — ktm.nnc.kz
21. ↑ EFDA | European Fusion Development Agreement
22. ↑ Tore Supra
23. ↑ Tokamak Fusion Test Reactor
24. ↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
25. ↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
26. ↑ Home — Fusion Website
27. ↑ Fusion Plasma Research
28. ↑ The Artificial Sun-中安在线-english
29. ↑ Термояд вышел из нуля — Газета. Ru

Литература

ru-wiki.org

---

• 
  На марсе была жизнь
• 
  Туалет на мкс
• 
  Нейробиолог где учиться
• 
  Искусственное легкое
• 
  Углеродный шовинизм
• 
  Стоимость запуска falcon 9
• 
  Сколько стоит звезда смерти
• 
  Определение секунды
• 
  Российские космические корабли
• 
  Где сейчас летит мкс
• 
  Сотовые телефоны необычные