нижнее белье для полных
მედიცინის კვლევები

   Велика Радянська Енциклопедія

Керований термоядерний синтез

   
 

Керований термоядерний синтез, процес злиття легких атомних ядер, що відбувається з виділенням енергії при високих температурах в регульованих, керованих умовах. Швидкості протікання термоядерних реакцій малі через кулонівського відштовхування (див. Кулона закон ) позитивно заряджених ядер. Тому процес синтезу йде з помітною інтенсивністю лише між легкими ядрами, що володіють малим позитивним зарядом і тільки при високих температурах, коли кінетична енергія ядер, що стикаються виявляється достатньою для подолання кулонівського потенційного бар'єру . У природних умовах термоядерні реакції між ядрами водню (протонами) протікають в надрах зірок, зокрема у внутрішніх областях Сонця, і служать тим постійним джерелом енергії, який визначає їх випромінювання. Згорання водню в зірках йде з малою швидкістю, але гігантські розміри і щільності зірок забезпечують безперервне випускання величезних потоків енергії протягом мільярдів років (докладніше див Термоядерні реакції ). З незрівнянно більшою швидкістю йдуть реакції між важкими ізотопами водню ( дейтерієм 2 H і тритієм 3 H) з утворенням сильно пов'язаних ядер гелію:



.

Саме названі реакції представляють найбільший інтерес для проблеми В. т. с. Особливо приваблива друга реакція, що супроводжується великим енерговиділенням і що протікає зі значною швидкістю. Тритій радіоактивний ( період напіврозпаду 12,5 років) і не зустрічається в природі. Отже, для забезпечення роботи передбачуваного термоядерного реактора, який використовує як ядерного пального тритій, повинна бути передбачена можливість відтворення тритію. З цією метою робоча зона даної системи може бути оточена шаром легкого ізотопу літію, в якому буде йти процес відтворення

6 Li + n? 3 H + 4 He.

Імовірність ( ефективний поперечний переріз ) термоядерних реакцій швидко зростає з температурою, але навіть в оптимальних умовах залишається незрівнянно менше ефективного перетину зіткнень атомних . З цієї причини реакції синтезу повинні відбуватися в повністю іонізованої плазмі , нагрітої до високої температури, де процеси іонізації і збудження атомів відсутні і дейтон-Дейтона або дейтон-тритонів зіткнення рано чи пізно завершуються ядерним синтезом.

Питома потужність термоядерного реактора знаходиться шляхом множення числа ядерних реакцій, що відбуваються щомиті в одиниці об'єму робочої зони реактора, на енергію, що виділяється при кожному акті реакції.

Критерій Лоусона. Застосування законів збереження енергії і числа часток дозволяє з'ясувати деякі пред'являються до реактора синтезу загальні вимоги, які не залежать від будь-яких особливостей технологічного або конструктивного характеру розглянутої системи. На рис. 1 зображена принципова схема роботи реактора. Установка довільної конструкції містить чисту водневу плазму з щільністю п при температурі Т. У реактор вводиться паливо, наприклад равнокомпонентная суміш дейтерію і тритію, вже нагріта до необхідної температури. Усередині реактора інжектіруемие частинки час від часу стикаються між собою і відбувається їх ядерна взаємодія. Це корисний процес; одночасно, проте, з реактора йде енергія за рахунок електромагнітного випромінювання плазми і з робочої зони вислизає деяка частка "гарячих" (що володіють високою енергією) часток, які не встигли випробувати ядерні взаємодії. Нехай t = середній час утримання часток в реакторі; сенс величини t такий: за час в 1 сек з 1 см 3 плазми в середньому йде n / t часток кожного знака. У стаціонарному режимі в реактор треба щомиті инжектировать таке ж число часток (у розрахунку на одиницю об'єму). Для покриття енергетичних втрат подводимое паливо повинне подаватися в зону реакції з енергією, що перевищує енергію потоку вислизають частинок. Ця додаткова енергія повинна компенсуватися за рахунок енергії синтезу, виділяється в зоні реакції, а також за рахунок часткової рекуперації в стінках і оболонці реактора електромагнітного випромінювання і корпускулярних потоків. Приймемо для простоти, що коефіцієнт перетворення в електричну енергію продуктів ядерних реакцій, електромагнітного випромінювання та частинок з тепловою енергією однаковий і рівний h. Величину ( часто називають коефіцієнт корисної дії (ккд). В умовах стаціонарної роботи системи і при нульовій корисної потужності рівняння балансу енергії в реакторі має вигляд:

h (Po + P r + P t) = P r + P t, (1)

де Po = потужність ядерного енерговиділення, Pr = потужність потоку випромінювання і Pt = енергетична потужність потоку вислизають частинок. Коли ліва частина написаного рівності робиться більше правої, реактор перестає витрачати енергію і починає працювати як термоядерна електростанція. При написанні рівності (1) передбачається, що вся рекуперірованная енергія без втрат повертається в реактор через інжектор разом з потоком підводиться нагрітого палива. Величини Ро, Pr и Pt відомим чином залежать від температури плазми, і з рівняння балансу легко обчислюється твір

nt = f (T), (2)

де f (T) для заданого значення ккд h і вибраного сорту палива є цілком певна функція температури. На рис. 2 наведені графіки f (T) для двох значень h і для обох ядерних реакцій. Якщо величини h , досягнуті в даній установці, розташуються вище кривої f (T), це буде означати, що система працює як генератор енергії. При h = 1/3 енергетично вигідна робота реактора в оптимальному режимі (мінімум на кривих рис. 2 ) відповідає умові ("критерії Лоусона "):

реакції (d, d): n t> 10 15 см -3 Ї сек ;

© Т ~ 10 9 К;? (3)

реакції (d, t): n t> 0 , 5Ї10 15 см -3 Ї сек,

© Т ~ 2Ї10 8 К.

Т. о., навіть в оптимальних умовах, для найбільш цікавого випадку = реактора, що працює на равнокомпонентной суміші дейтерію і тритію, і при вельми оптимістичних припущеннях щодо величини (необхідно досягнення температур ~ 2Ї10 8 К. При цьому для плазми з щільністю ~ 10 14 см -3 повинні бути забезпечені часи утримання порядку секунд. Звичайно, енергетично вигідна робота реактора може відбуватися і при більш низьких температурах, але за це доведеться "розплачуватися" збільшеними значеннями nt.

Отже, спорудження реактора передбачає: 1) отримання плазми, нагрітої до температур в сотні мільйонів градусів; 2) збереження плазмової конфігурації протягом часу, необхідного для протікання ядерних реакцій. Дослідження з У. т. з. ведуться у двох напрямках = з розробки квазістаціонарних систем, з одного боку, і пристроїв, гранично швидкодіючих, з іншого.

У. т. з. з магнітною термоізоляцією. Розглянемо спочатку перший варіант. Енергетичний вихід на рівні 10 5 квт / м 3 досягається для (d, t) реакцій при щільності плазми ~ 10 15 см -3 і температурі ~ 10 8K . Це означає, що розміри реактора на 10 6 = 10 7 квт (такі типові потужності сучасних великих електростанцій) повинні бути в межах 10 = 100 м3, що цілком прийнятно. Основне питання полягає в тому, яким способом утримувати гарячу плазму в зоні реакції. Дифузійні потоки часток і тепла при вказаних значеннях n и Т виявляються гігантськими і будь-які матеріальні стінки непридатними. Основоположна ідея, висловлена ??в 1950 в Радянському Союзі і США, полягає у використанні принципу магнітної термоізоляції плазми. Заряджені частинки, що утворюють плазму, перебуваючи в магнітному полі, не можуть вільно переміщатися перпендикулярно до силових ліній поля. В результаті коефіцієнти дифузії и теплопровідності поперек магнітного поля, у разі стійкої плазми, дуже швидко зменшуються з зростанням напруженості поля і, наприклад, при полях ~ 10 5 гс зменшуються на 14 = 15 порядків величини проти свого "незамагніченного" значення для плазми з вказаною вище щільністю і температурою. Т. о., Застосування досить сильного магнітного поля в принципі відкриває дорогу для проектування реактора синтезу.

Дослідження в області В. т. с. з магнітною термоізоляцією діляться на три основні напрямки: 1) відкриті (або дзеркальні) магнітні пастки; 2) замкнуті магнітні системи; 3) установки імпульсної дії.

У відкритих пастках відхід часток з робочої зони впоперек силових ліній на стінки установки утруднений; він відбувається або в ході процесу "замагніченій" дифузії (тобто дуже повільно), або шляхом перезарядки на молекулах залишкового газу (див. Перезарядка іонів ). Догляд плазми уздовж силових ліній також сповільнений областями посиленого магнітного поля (т. н. "магнітними дзеркалами" або "пробками"), розміщеними на відкритих кінцях пастки. Заповнення пасток плазмою зазвичай проводиться шляхом інжекції плазмових згустків або окремих часток, що володіють великою енергією. Додатковий нагрів плазми може бути здійснений за допомогою адіабатичного стиснення в наростаючому магнітному полі (докладніше див Магнітні пастки ).

У системах замкнутого типу ( токамак , стелларатор ) догляд частинок на стінки тороїдальної установки поперек поздовжнього магнітного поля також утруднений і відбувається за рахунок замагніченій дифузії і перезарядки. Нагрівання плазмового шнура в токамаке на початкових стадіях процесу здійснюється протікає по ньому кільцевим струмом. Проте з підвищенням температури джоулів нагрів стає все менш ефективним, тому що опір плазми швидко падає із зростанням температури. Для нагрівання плазми понад 10 7 До застосовуються методи нагріву високочастотним електромагнітним полем і введення енергії за допомогою потоків швидких нейтральних частинок.

В установках імпульсної дії (Z-пинч і Q-пинч) нагрівання плазми і її утримання здійснюються сильними короткочасними струмами, що перебігають через плазму. При одночасному наростанні струму і магнітного тиску плазма віджимається від стінок посудини, чим забезпечується її термоізоляція. Підвищення температури відбувається за рахунок джоулева нагріву, адіабатичного стиснення плазмового шнура і, мабуть, в результаті турбулентних процесів при розвитку нестійкості плазми ( докладніше див Пінч-ефект ).

Самостійне напрям утворюють дослідження гарячої плазми у високочастотних (ВЧ) полях. Як показали досліди П. Л. Капіци , у водні і гелії при досить високому тиску вдається отримати в ВЧ полях вільно ширяє плазмовий шнур з електронною температурою ~ 10 5 К. Система допускає замикання шнура в кільце і накладення додаткового поздовжнього магнітного поля.

Успішна робота будь-який з перерахованих установок можлива тільки за умови, що вихідна плазмова структура виявляється макроскопічно стійкою, зберігаючи задану форму протягом усього часу, необхідного для протікання реакції. Крім того, в плазмі повинні бути придушені мікроскопічні нестійкості, при виникненні і розвитку яких розподіл часток по енергіях перестає бути рівноважним і потоки часток і тепла впоперек силових ліній різко зростають в порівнянні з їх теоретичними значеннями. Саме в напрямку стабілізації плазмових конфігурацій розвивалися основні дослідження магнітних систем починаючи з 1950, і ця робота все ще не може вважатися повністю завершеною.

Надшвидкодіючі системи У. т. с. з інерціальним утриманням. Труднощі, пов'язані з магнітним утриманням плазми, можна в принципі обійти, якщо спалювати ядерне пальне за надзвичайно малі часи, коли нагріте речовина не встигає розлетітися із зони реакції. Згідно з критерієм Лоусона, корисна енергія при такому способі спалювання може бути отримана лише при дуже високій щільності робочої речовини. Щоб уникнути ситуації термоядерного вибуху великої потужності, потрібно використовувати дуже малі порції пального, вихідне термоядерное паливо повинне мати вигляд невеликих крупинок (діаметром 1 = 2 мм ), приготованих з суміші дейтерію і тритію, впорскується в реактор перед кожним його робочим тактом. Головна проблема тут полягає в підведенні необхідної енергії для розігріву крупинки пального. Нині (1976) вирішення цієї проблеми покладається на застосування лазерних променів або інтенсивних електронних пучків. Дослідження в області В. т. с. із застосуванням лазерного нагріву були початі в 1964; використання електронних пучків знаходиться на більш ранній стадії вивчення = тут виконані поки порівняно нечисленні експерименти.

Оцінки показують, що вираз для енергії W, яку необхідно підводити до установки для забезпечення роботи реактора, має вигляд:

? дж

Тут h = вираз загального вигляду для ккд пристрої і a = коефіцієнт стиснення мішені. Як показує написане рівність, навіть при самих оптимістичних припущеннях щодо можливого значення h величина W при a = 1 виходить непропорційно великий. Тому тільки в поєднанні з різким збільшенням щільності мішені (приблизно в 10 4 разів) порівняно з вихідною щільністю твердої (d, t) мішені можна підійти до прийнятних значень W. швидке нагрівання мішені супроводжується випаровуванням її поверхневих шарів і реактивним стисненням внутрішніх зон. Якщо потужність, що підводиться певним чином програмувати в часі, то, як показують обчислення, можна розраховувати на досягнення зазначених коефіцієнтів стиснення. Інша можливість полягає в програмуванні радіального розподілу щільності мішені. В обох випадках необхідна енергія знижується до 10 6 дж, що лежить в межах технічної здійсненності, враховуючи стрімкий прогрес лазерних пристроїв.

Труднощі і перспективи. Дослідження в області В. т. с. стикаються з великими труднощами як чисто фізичного, так і технічного характеру. До перших відноситься вже згадана проблема стійкості гарячої плазми, поміщеної в магнітну пастку. Правда, застосування сильних магнітних полів спеціальної конфігурації пригнічує потоки часток, що покидають зону реакції, і дозволяє отримати в ряді випадків досить стійкі плазмові утворення. Електромагнітне випромінювання при використовуваних значеннях n и Тплазми і можливих розмірах реактора вільно покидає плазму, але для чисто водневої плазми ці енергетичні втрати визначаються тільки гальмівним випромінюванням електронів і в випадку (d, t) реакцій перекриваються ядерним енерговиділенням вже при температурах вище 4Ї107 К.

Друга фундаментальна трудність пов'язана з проблемою домішок. Навіть мала добавка чужорідних атомів з великим Z, які при розглянутих температурах знаходяться в сильно ионизованном стані, призводить до різкого збільшення інтенсивності суцільного спектру, до появи лінійного спектра і зростанню енергетичних втрат вище допустимого рівня. Потрібні надзвичайні зусилля (безперервне вдосконалення вакуумних установок, використання тугоплавких і труднораспиляемих металів в якості матеріалу діафрагм, застосування спеціальних пристроїв для уловлювання чужорідних атомів і т.д.), щоб вміст домішок в плазмі залишалося нижче допустимого рівня. Точніше = "летальна" концентрація, що виключає можливість протікання термоядерних реакцій, наприклад для домішки вольфраму або молібдену, становить десяті частки відсотка.

На рис. 3 на діаграмі (nt, Т) Вказані параметри, досягнуті на різних установках до середини 1976. Найближче до області, де виявляється задоволеним критерій Лоусона і може протікати самопідтримується термоядерна реакція, розташовуються установки типу токамак і системи з лазерним нагрівом. Було б, однак, помилковим на підставі наявних даних робити категоричні висновки про тип того пристрою, який буде покладено в основу термоядерного реактора майбутнього. Занадто швидкими темпами відбувається розвиток даної галузі технічної фізики, і багато оцінок можуть змінитися впродовж найближчого десятиліття.

Величезне значення, яке надається дослідженням в області В. т. с., Пояснюється рядом причин. Наростання забруднення навколишнього середовища настійно вимагає перекладу промислового виробництва планети на замкнутий цикл, коли виникає мінімум відходів. Але подібна реконструкція промисловості неминуче пов'язана з різким зростанням енергоспоживання. Тим часом ресурси мінерального палива обмежені і при збереженні існуючих темпів розвитку енергетики будуть вичерпані протягом найближчих десятиліть (нафта, горючі гази) або століть (вугілля). Звичайно, найкращим варіантом було б використання сонячної енергії, але низька щільність потужності падаючого випромінювання сильно утрудняє радикальне вирішення цієї проблеми. Перехід енергетики в глобальному масштабі на ядерні реактори ділення ставить складні проблеми захоронення величезних радіоактивних відходів (альтернатива: викид радіоактивних відходів у космос). За наявними оцінками, радіоактивна небезпека установок на В. т. с. повинна виявитися на три порядки величини нижче, ніж у реакторів ділення. Якщо говорити про далекі прогнозах, то оптимум слід шукати в поєднанні сонячної енергетики та У. т. з.

Літ.: Тамм І. Е., Теорія магнітного термоядерного реактора, ч. 1, в збірці: Фізика плазми і проблема керованих термоядерних реакцій, т. 1, М., 1958; Сахаров А. Д., Теорія магнітного термоядерного реактора, ч. 2, там же; Арцимович Л. А., Керовані термоядерні реакції, М., 1963; Капіца П. Л., Вільний плазмовий шнур у високочастотному полі при високому тиску, "Журнал експериментальної і теоретичної фізики", 1969, т. 57, в. 6 (12), його ж, Термоядерний реактор з вільно ширяє в високочастотному полі плазмовим шнуром, там же, 1970, т. 58, в. 2; Роуз Д., Керований термоядерний синтез. (Результати і загальні перспективи), "Успіхи фізичних наук", 1972, т. 107, ст. 1, с. 99; Лук'янов С. Ю., Гаряча плазма і керований ядерний синтез, М., 1975; Лазери і термоядерна проблема, під ред. Б. Б. Кадомцева, М., 1974; Ribe F. L., Fusion reactor systems, "Reviews of Modern Physics", 1975, v. 47,? 1; Furth H. P., Tokamak Research, "Nuclear Fusion", 1975, v. 15,? 3; Ashby D. Е., Laser fusion, "Journal of the British Nuclear Energy Society", 1975,? 4.

© С. Ю. Лук'янов.





Виберіть першу букву в назві статті:

а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я

Повний політерний каталог статей


 

Алфавітний каталог статей

  а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я
 


 
енциклопедія  біляші  морс  шашлик  качка