 |
Реакции термоядерного синтеза
|
|
|
|
Энциклопедия Кольера
ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ это:
ТолкованиеПеревод
·
·
·
·
·
·
·
·
ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая присверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез- это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелыхядер на более легкие. См. также
ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ;
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА. Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источникомэнергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земныхусловиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождаетсяколоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов разбольшим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом ина его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, чтоисследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-техническиеколлективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чемпромышленное 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 изапасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта.Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится вморской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ71%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 следующиеважные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивныхматериалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивныхпродуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивныхотходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможностиполучения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.
Ядерные силы и реакции. Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядрачрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядрапротоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-13 см и чрезвычайнобыстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протонысоздают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше,чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга. В нормальныхусловиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолевэлектростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкиваниеможно преодолеть "грубой" силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительнойскоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными вэлектрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех поризучено 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. Здесьn - 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
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 дляосуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то этаэнергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2вероятность реакции уменьшается. Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие,характеризуется "сечением реакции", измеряемом в барнах (1 б = 10-24 см2). Сечение реакции - этоплощадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно "попасть" другое ядро, чтобыпроизошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальнойвеличины (ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительногосближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б. Из миллионапопадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие.Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, прикоторых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишениускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта - Уолтона) для УТС непригоден, так какполучаемая при этом энергия намного меньше затраченной.
|
|
|
Термоядерные топлива. Реакции с участием p, играющие основную роль в процессах ядерного синтеза наСолнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, посколькуимеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящимвидом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий. Но наиболее вероятная реакция реализуется вравнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввидукороткого периода полураспада (T1/2 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ 12,3 года) в природе практически не встречается.Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях сдейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT - реакциисинтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6Li(r) 4He + t. Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (в природном литии его содержится 7%), то можноосуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежнотеряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, припопадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора. Реакция слияния легких ядер, цель которой - получениеполезной энергии, называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурахпорядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
Временные и температурные условия. Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь привыполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета дотемпературы, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния пристолкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокаятемпература должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций ивыделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива). В количественнойформе это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одномукубическому 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 реакциисообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор былэнергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чембыло потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см3) выражается следующим образом:
|
|
|
<="" div="" style="padding: 0px; margin: 0px; border-style: none; cursor: default;">
где f(T) - коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R - энергия, выделяющаяся в одномэлементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид
<="" div="" style="padding: 0px; margin: 0px; border-style: none; cursor: default;">
или
<="" div="" style="padding: 0px; margin: 0px; border-style: none; cursor: default;">
Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественноевыражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть - "число Лоусона" - зависит только оттемпературы и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднеесоздать 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 болеепредпочтительным термоядерным топливом. В соответствии с критерием Лоусона, определяющимэнергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реактореследует использовать по возможности большие n либо t. Поэтому исследования УТС разошлись по двумразным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточнодлительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором - с помощью лазеров накороткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздобольше работ, чем второму.
Магнитное удержание плазмы. Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставатьсяна уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема придавлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий - тритий притемпературе 108 К выход определяется выражением
|
|
|
<="" div="" style="padding: 0px; margin: 0px; border-style: none; cursor: default;">
Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливнымиэлементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 1015 ядер/см3, асоответствующее 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
<="" div="" style="padding: 0px; margin: 0px; border-style: none; cursor: default;">
В этом случае при P = 100 Вт/см3, n " 3Ч1015 ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое времяудержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотностиатмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума. Приведенныевыше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальнымипараметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случаедейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водороднойбомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае онипротекают очень быстро, а во втором - крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерномреакторе.
Плазма. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чегообразуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. Притемпературах 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 (терминвведен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку вплазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем еепроводимость 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 великаи теплопроводность плазмы. Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 К, ее нужно надежнотермоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильноемагнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитнымполем в плазме. Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовыхлиний. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложениипоперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженнаяплазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперекмагнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, точастицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутоймагнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовымилиниями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камерыблагодаря ограничивающим движение частиц магнитным "пробкам". Магнитные пробки создаются у торцовкамеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучоксиловых линий. На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотностиоказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетическиенеустойчивости. Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитныхсиловых 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. Такиенеустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию. Кинетическиенеустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срываютупорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока илипотока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечнойдиффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией. Если к ионизованному проводящему газу приложитьсильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появитсяокружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлениюдействующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящегоплазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигаяграницу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Методпинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газнагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальнаяпростота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, аизучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершеннымиметодами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход еечерез торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмойформу бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч. Для описанного выше простого пинчасерьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если уплазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутреннейстороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобносопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро "выпучиваться", так что изгиб будет увеличиваться вплотьдо разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенкамикамеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального токав камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем"выпрямляет" зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнурааксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов - токамака ипинча с обращенным магнитным полем.
Рис. 1. НЕУСТОЙЧИВЫЙ ПЛАЗМЕННЫЙ ШНУР, неустойчивость изгиба. Силовые линии магнитного полясгущаются с вогнутой стороны, усиливая изгиб.
Рис. 2. ПЛАЗМЕННЫЙ ШНУР можно защитить от неустойчивости изгиба аксиальными полями,создаваемыми внутри и снаружи токонесущего шнура.
Открытые магнитные конфигурации. В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы впродольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцовкамеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовойлинии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линийбольше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитнымизеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильныеодинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют "бочку", в которойи располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли всостоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас наэтот метод удержания не возлагается больших надежд.
См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА.
Рис. 3. КЛАССИЧЕСКАЯ МАГНИТНАЯ ЛОВУШКА с катушками, которые создают поле, отражающеечастицы к центру камеры реактора и таким образом удерживающее плазму в ограниченномпространстве.
Инерциальное удержание. Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и безприменения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленноймишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакцияуспевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев дотермоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторонравномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении егоповерхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается поддействием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишьразницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давленияпорядка 1011 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти всятермоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-12 с.Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1-2 кг тротила, не вызовут поврежденияреактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки временипозволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциальногоудержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого илегкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно,наибольшего сжатия.
Рис. 4. В ЛАЗЕРНОМ РЕАКТОРЕ УТС маленький шарик, содержащий дейтерий и тритий, облучается совсех сторон несколькими лазерными пучками одновременно. За счет бурного испарения частиц с егоповерхности шарик сжимается, в результате чего температура и плотность внутри него повышаютсядо уровня, необходимого для термоядерной реакции.
Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (106 Дж) и кпд лазера неменее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачкулазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США,Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерноголуча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной техникетакой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получитьбольше 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 обращенныммагнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующимпродольным магнитным полем. Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля Bjнеобходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается"скручиванием" силовых линий магнитного поля (т.н. "вращательным преобразованием"). Такое скручиваниеосуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий кконфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока Bq Ј -Bq вместе с Bj создаетсуммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, то получается конфигурация, известная подназванием 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. Курчатовав Москве. При Bj ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ Bq получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.
Рис. 5. ТОРОИДАЛЬНОЕ ПОЛЕ стелларатора или токамака. Частицы, многократно обегаяпространство внутри тора вдоль магнитной силовой линии, описывают тороидальную поверхность итем самым не позволяют скапливаться электрическим зарядам. Типичная траектория частицы -ADCBA.
Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовыеобмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле,приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемаястелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.
Токамак. Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является "запасустойчивости" 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. Bj Bq) возможность возникновения винтовойнеустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло длянагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенноулучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многихлабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования. Омический нагревплазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, чтопри нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижаетсявыделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя,поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому длянагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них - инжекцияпучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные доэнергий 50-200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать "отражения" их назад магнитным полем привведении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновенийотдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которогоравна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотнаяплазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамакеJET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионнойтемпературой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме полученатермоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничиваетсяпоявлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь,существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JETсосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. "магнитнымдивертором". 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 вобласти управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора длятехнических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейскогосоюза и Японии.
Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ЯДЕРНЫЙСИНТЕЗ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлениювнутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальнойэнергией и, несмотря на q < 1, хорошо защищена от наиболее грубых крупноразмерныхмагнитогидродинамических неустойчивостей. От более мелких, локальных неустойчивостей ее взначительной мере защищает т.н. "магнитный шир" - изменение направления силовых линий суммарногомагнитного поля при движении по радиусу шнура. Эксперименты на установке "Зета" в Англии показали, чтов плазме может спонтанно возникать обращенная конфигурация поля, и когда это происходит, плазмасильнее нагревается и проявляет повышенную устойчивость. Достоинством конфигурации ПОП является то,что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем втокамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшитьтороидальное 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 решенапроблема поддержания обращенного поля.
Стелларатор. В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемоеспециальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращаетдрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамическихнестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых втокамаке. Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания несвязан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потомустелларатор 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 встеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. Настеллараторе "Вендельштейн VII" в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температуройболее 5Ч106 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка. Последниетеоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, иособенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая еерадиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерийЛоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ЯДЕРНЫЙСИНТЕЗ50 е 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000МВт электроэнергии. При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникаютсовершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеменескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источникэлектроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимоделать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивлениеэтих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, наподдержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология. Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. Вкамере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый "бланкет", гдепроисходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкетачерез теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищенырадиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многиепроблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждениемвнутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловоймощностью.
См. также
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА;
ТЕПЛООБМЕННИК.
Рис. 6. СХЕМА ТЕРМОЯДЕРНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ. Показаны поперечный разрез реактора УТС,система охлаждения и система преобразования энергии. 1 - инжекция топлива; 2 - стенка вакуумнойкамеры; 3 - литиево-бериллиевый бланкет; 4 - радиационно-тепловая защита; 5 - магнитные обмотки;6 - охлаждение жидким гелием; 7 - электрогенератор; 8 - паровая турбина; 9 - теплообменник; 10 -теплоноситель внутреннего контура; 11 - вывод продуктов реакции.
Перспективы термоядерных исследований. Эксперименты, выполненные на установках типа токамак,показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамакахполучены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабовустановок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Дляустранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывномрежиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработатьтехнические 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 вариантахтермоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояниеисследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты длябольшинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем синерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект "Ариес" (США). Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные спромышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, нонесомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источниковсырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займетподобающее ему место. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ.
ЛИТЕРАТУРА
Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. М., 1963 Тепловые и атомные электрические станции(кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989
Энциклопедия Кольера. — Открытое общество. 2000.
· МЕССБАУЭРА ЭФФЕКТ
· АТОМА СТРОЕНИЕ
Смотреть что такое "ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ" в других словарях:
· ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ — ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ, производство всех химических элементов, которые существуют во Вселенной, из одного или двух простых атомных ядер. Считается, что ядерный синтез произошел из за освобождения большого количества ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ во время космогенеза … Научно-технический энциклопедический словарь
· ядерный синтез — — [http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcode=en] EN nuclear fusion Combination of two light nuclei to form a heavier nucleus with release of some binding energy. (Source: MGH) [http://www.eionet.europa.eu/gemet/alphabetic?langcod… … Справочник технического переводчика
· ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ — слияние двух ядер (см.) с различными массовыми числами, приводящее к образованию одного ядра с большим массовым числом, или нескольких ядер, каждое из которых характеризуется меньшим массовым числом, чем исходные … Большая политехническая энциклопедия
· Ядерный синтез — Схема реакции дейтерий тритий Ядерные процессы Радиоактивный распад Альфа распад Бета распад Кластерный распад Двойной бета распад Электронный захват Двойной электронный захват Гамма излучение Внутренняя конверсия Изомерный переход Нейтронный… … Википедия
· ядерный синтез с магнитным удержанием — branduolinė magnetiškai palaikoma sintezė statusas T sritis radioelektronika atitikmenys: angl. magnetically confined fusion; magnetic confinement fusion vok. Kernfusion mit magnetischer Retention, f rus. ядерный синтез с магнитным удержанием, m… … Radioelektronikos terminų žodynas
· Холодный ядерный синтез — Это статья о неакадемическом направлении исследований. Пожалуйста, отредактируйте статью так, чтобы это было ясно как из её первых предложений, так и из последующего текста. Подробности в статье и на странице обсуждения … Википедия
· лазерный ядерный синтез — lazerinė branduolinė sintezė statusas T sritis radioelektronika atitikmenys: angl. laser nuclear fusion; laser nucleosynthesis; laser induced nuclear fusion vok. Laserfusion, f; Laserkernfusion, f; Laserkernsynthese, f rus. лазерный ядерный… … Radioelektronikos terminų žodynas
· управляемый ядерный синтез — valdomoji branduolinė sintezė statusas T sritis radioelektronika atitikmenys: angl. controlled nuclear fusion vok. gesteuerte Fusion, f; gesteuerte Kernsynthese, f rus. управляемый ядерный синтез, m pranc. fusion nucléaire contrôlée, f … Radioelektronikos terminų žodynas
· ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР — ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором реакция ДЕЛЕНИЯ АТОМНОГО ЯДРА (а иногда ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ см. ТОКАМАК) используется для выработки энергии или для производства радиоактивных веществ. Топливом в ядерном реакторе служат тяжелые ра
|
|
|
