Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более легкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород - самый распространенный элемент во Вселенной - является наилучшим горючим для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов водорода, дейтерия и трития, требует менее всего 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 надежнее контролироваться, или, что более важно, продуцировать меньше нейтронов. Особенную заинтересованность 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 его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт)

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток её- выход нежелательной нейтронной радиации.

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

²H + ³He = 4 He + . при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3,кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTt (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)

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

В результате в дополнение к основной реакции в ДД-плазмы так же происходят:

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 многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны т. н. «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.

Условия

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

УТС возможен при одновременном выполнении двух критериев:

• Температура плазмы:

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/101/ea2cc6cfd93c3d519e815764da74047a.png" border="0">

• Соблюдение критерия Лоусона :

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/102/fe017490a33596f30c6fb2ea304c2e15.png" border="0"> (для реакции D-T)

где - плотность высокотемпературной плазмы, - время удержания плазмы в системе.

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

В настоящее время управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного исследовательского реактора ITER находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

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 настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия ²H и трития ³H с выделением гелия-4 4 He и «быстрого» нейтрона n :

Однако при этом 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 . В отличие от этого синтез дейтерия и гелия-3 ³He не производит (почти) радиоактивных продуктов:

Где p - протон

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие, как магнитогидродинамический генератор .

Конструкции реакторов

Рассматриваются две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Исследования первого вида термоядерных реакторов существенно более развиты, чем второго. В ядерной физике , при исследованиях термоядерного синтеза , для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка. Магнитная ловушка призвана удерживать плазму от контакта с элементами термоядерного реактора , т.е. используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на вращении заряженных частиц вокруг силовых линий магнитного поля. К сожалению, замагниченная плазма очень не стабильна и стремится покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются самые сверхмощныме электромагниты , потребляющее огромное количество энергии.

Можно уменьшить размер термоядерного реактора, если в нем использовать одновременно три способа создания термоядерной реакции.

A. Инерционный синтез. Облучать крошечные капсулы дейтериево-тритиевого топлива лазером мощностью 500 триллионов ватт:5. 10^14 Вт. Этот гигантский, очень кратковременный лазерный импульс 10^-8 c приводит к взрыву топливных капсул, в результате чего на доли секунды рождается мини-звезда. Но термоядерной реакции на нем не достигнуть.

B. Одновременно использовать Z-machine с Токамаком.

Z-Машина действует иначе чем лазер. Она пропускает через паутину тончайших проводов, окружающих топливную капсулу, заряд мощностью в полтриллиона ватт 5. 10^11 Вт.

Далее происходит примерно то же самое, что и с лазером: в результате Z-удара получается звезда. В ходе испытаний на Z-Машине уже удалось запустить реакцию синтеза. http://www.sandia.gov/media/z290.htmКапсулы покрыть серебром и соединить нитью из серебра или графита. Процесс поджига выглядит так: Выстрелить нитью (прикрепленных к группе шариков из серебра, внутри которых смесь дейтериия и трития) в вакуумную камеру. Образовать при пробое (разряде) канал молнии по ним, подавать ток по плазме. Одновременно облучить капсулы и плазму лазерным излучением. И одновременно или раньше включить Токамак. использовать три процесса нагрева плазмы одновременно. То есть поместить Z-машину и лазерный нагрев вместе внутри Токамака. Может быть можно создать и колебательный контур из катушек Токамака и организовать резонанс. Тогда он работал бы в экономном колебательном режиме.

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 теплоносителяя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .

. .

Реакция с Li6 является экзотермической , обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с Li7 является эндотермической - но не потребляет нейтронов. По крайней мере некоторые реакции Li7 необходимы для замены нейтронов потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это горючее имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов , которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник . Также требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.

Только около 20 % энергии синтеза есть в форме заряженных частиц (остальные нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию . Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько значительное, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день что использует это топливо, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось прибавить роботизованую систему дистанционного обслуживания.

Существуют, в теории, альтернативные виды горючего, 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 (10 8 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением густоты 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, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.

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 горючего одной или группой стран
• Невозможность неуправляемой реакции синтеза
• 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 .
• Оценивают, что наперсток , наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.
• Так же, как и реакция деления, реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление . Это является значительным преимуществом, поскольку использование горючих ископаемых для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например в США производится 29 кг CO 2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о экономической целесообразности использования ядерного синтеза для производства электроэнергии остается открытым. В том же исследовании по заказу Офиса в Справах 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 будущей технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, продолжительности эксплуатирования и стоимости декомиссии реактора . Критики коммерческого использования энергии ядерного синтеза отрицают, что углеводородное топливо в значительной мере субсидируется правительством, как прямо так и косвенно, например использованием вооруженных сил для обеспечения их бесперебойного снабжения, война в Ираке часто приводится как неоднозначный пример такого способа субсидирования . Учет таких косвенных субсидий является очень сложным, и делает точное сравнение себестоимости практически невозможным.

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Европейского Сообщества тратят около 200 млн € ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

К сожалению, невзирая на распространенный оптимизм (распространенный начиная с 1950-х годов, когда первые исследования начались), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены, неясным является даже насколько может быть экономически выгодно производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, что, как оценивается, должно быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах.

Различают следующие этапы в исследованиях:

1.Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия что выделяется в процессе синтеза равняется общей энергии тратящей на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q. Равновесие реакции было продемонстрировано на JET (Joint European Torus) в Великобритании в 1997 году . (Затратив на его разогрев 52 МВт электроэнергии, на выходе ученые получили мощность на 0,2 МВт выше затраченной.)

2.Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, что продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор не достигнутый.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная реакция что поддерживает саму себя. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Следующим шагом в исследованиях должен стать ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор. 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. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.

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 на базе ниобата олова , 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, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
• Ливия
  • ТМ-4А
• Европа и Великобритания
  • JET (англ.) (Joint Europeus Tor) - самый крупный в мире 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 (фр.) (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
• США
  • TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - 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.
  • NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.

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.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 – 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 Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10 –24 см 2). 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 (T 1/2 ~ 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 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t .

Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (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 P 1 = knT , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), 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 см 3) 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 P 2 > P 1 примет вид

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 10 16 с/см 3 , а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч10 14 с/см 3 . 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 10 8 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер/см 3 , 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 10 9 К

В этом случае при P = 100 Вт/см 3 , n » 3Ч10 15 ядер/см 3 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 T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 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.

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 10 11 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 (10 6 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 B j 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 B q Ј –B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , 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 B j ~ B q 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 rB j /RB q , 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. B j B q) 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 B q ~ B j , 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 5Ч10 6 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.

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).

​Ученые Принстонской лаборатории физики плазмы предложили идею самого долговечного устройства для ядерного синтеза, которое сможет работать более 60 лет. В данный момент это трудноосуществимая задача: ученые бьются над тем, чтобы заставить термоядерный реактор проработать в течение нескольких минут - а тут годы. Несмотря на сложность, строительство термоядерного реактора - одна из самых перспективных задач науки, которая может принести огромную пользу. Рассказываем, что нужно знать о термоядерном синтезе.

1. Что такое термоядерный синтез?

Не пугайтесь этого громоздкого словосочетания, на деле все довольно просто. Термоядерный синтез - это разновидность ядерной реакции.

В ходе ядерной реакции ядро атома взаимодействует либо с элементарной частицей, либо с ядром другого атома, за счет чего состав и строение ядра изменяются. Тяжелое атомное ядро может распасться на два-три более легких - это реакция деления. Существует также реакция синтеза: это когда два легких атомных ядра сливаются в одно тяжелое.

В отличие от ядерного деления, которое может проходить как самопроизвольно, так и вынужденно, ядерный синтез невозможен без подвода внешней энергии. Как известно, притягиваются противоположности, но вот атомные ядра заряжены положительно - поэтому они отталкиваются друг от друга. Эта ситуация называется кулоновским барьером. Чтобы преодолеть отталкивание, необходимо разогнать эти частицы до сумасшедших скоростей. Это можно осуществить при очень высокой температуре - порядка нескольких миллионов кельвинов. Именно такие реакции и называются термоядерными.

2. Зачем нам термоядерный синтез?

В ходе ядерных и термоядерных реакций выделяется огромное количество энергии, которую можно использовать в различных целях - можно создать мощнейшее оружие, а можно преобразовать ядерную энергию в электричество и снабдить им весь мир. Энергия распада ядра давно используется на атомных электростанциях. Но термоядерная энергетика выглядит перспективнее. При термоядерной реакции на каждый нуклон (так называются составляющие ядра, протоны и нейтроны) выделяется намного больше энергии, чем при ядерной реакции. К примеру, при делении ядра урана на один нуклон приходится 0,9 МэВ (мегаэлектронвольт), а при синтезе ядра гелия из ядер водорода выделяется энергия, равная 6 МэВ. Поэтому ученые учатся проводить термоядерные реакции.

Исследования термоядерного синтеза и строительство реакторов позволяют расширить высокотехнологичное производство, которое полезно и в других сферах науки и хай-тека.

3. Какие бывают термоядерные реакции?

Термоядерные реакции делят на самоподдерживающиеся, неуправляемые (используются в водородных бомбах) и управляемые (подходят для мирных целей).

Самоподдерживающиеся реакции проходят в недрах звезд. Однако на Земле нет условий для проведения таких реакций.

Неуправляемый, или взрывной термоядерный синтез люди проводят давно. В 1952 году в ходе операции "Иви Майк" американцы взорвали первое в мире термоядерное взрывное устройство, которое не имело практической ценности в качестве оружия. А в октябре 1961 года прошли испытания первой в мире термоядерной (водородной) бомбы ("Царь-бомба", "Кузькина мать"), разработанной советскими учеными под руководством Игоря Курчатова. Это было самое мощное взрывное устройство за всю историю человечества: полная энергия взрыва, по разным данным, составляла от 57 до 58,6 мегатонн в тротиловом эквиваленте. Чтобы взорвать водородную бомбу, необходимо сначала в ходе обычного ядерного взрыва получить высокую температуру - лишь тогда атомные ядра начнут реагировать.

Мощность взрыва при неуправляемой ядерной реакции очень велика, кроме того, высока доля радиоактивного загрязнения. Поэтому чтобы использовать термоядерную энергию в мирных целях, необходимо научиться ею управлять.

4. Что нужно для управляемой термоядерной реакции?

Удержать плазму!

Непонятно? Сейчас поясним.

Во-первых, атомные ядра. В ядерной энергетике используются изотопы - атомы, отличающиеся друг от друга количеством нейтронов и, соответственно, атомной массой. Изотоп водорода дейтерий (D) добывают из воды. Сверхтяжелый водород или тритий (Т) - радиоактивный изотоп водорода, который является побочным продуктом реакций распада, проводимых на обычных ядерных реакторах. Также в термоядерных реакциях используется легкий изотоп водорода - протий: это единственный стабильный элемент, не имеющий нейтронов в ядре. Гелий-3 содержится на Земле в ничтожно малых количествах, зато его очень много в лунном грунте (реголите): в 80-х гг НАСА разрабатывало план гипотетических установок по переработке реголита и выделению ценного изотопа. Зато на нашей планете широко распространен другой изотоп - бор-11. 80% бора на Земле - это необходимый ядерщикам изотоп.

Во-вторых, очень высокая температура. Вещество, участвующее в термоядерной реакции, должно представлять собой практически полностью ионизированную плазму - это газ, в котором отдельно плавают свободные электроны и ионы различных зарядов. Чтобы превратить вещество в плазму, необходима температура 10 7 –10 8 К - это сотни миллионов градусов Цельсия! Такие сверхвысокие температуры можно получить путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Однако просто нагреть необходимые химические элементы нельзя. Любой реактор моментально испарится при таких температурах. Здесь требуется совершенно иной подход. На сегодняшний день удается удерживать плазму на ограниченной территории с помощью сверхмощных электрических магнитов. Но полноценно использовать получаемую в результате термоядерной реакции энергию пока не удается: даже под воздействием магнитного поля плазма растекается в пространстве.

5. Какие реакции наиболее перспективны?

В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Вот как выглядят самые интересные реакции.

1) 2 D+ 3 T -> 4 He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV) - реакция дейтерий-тритий.

2) 2 D+ 2 D -> 3 T (1.01 MeV) + p (3.02 MeV) 50%

2 D+ 2 D -> 3 He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) 50% - это так называемое монотопливо из дейтерия.

Реакции 1 и 2 чреваты нейтронным радиоактивным загрязнением. Поэтому наиболее перспективны "безнейтронные" реакции.

3) 2 D+ 3 He -> 4 He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV) - дейтерий реагирует с гелием-3. Проблема в том, что гелий-3 чрезвычайно редок. Однако безнейтронный выход делает эту реакцию перспективной.

4) p+ 11 B -> 3 4 He + 8.7 MeV - бор-11 реагирует с протием, в результате получаются альфа-частицы, которые можно поглотить алюминиевой фольгой.

6. Где провести такую реакцию?

Естественным термоядерным реактором является звезда. В ней плазма удерживается под действием гравитации, а излучение поглощается - таким образом, ядро не остывает.

На Земле же термоядерные реакции можно провести лишь в специальных установках.

Импульсные системы. В таких системах дейтерий и тритий облучают сверхмощными лазерными лучи или пучками электронов/ионов. Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов. Однако такие системы невыгодно использовать в промышленных масштабах: на разгон атомов тратится намного больше энергии, чем получается в результате синтеза, так как не все разгоняемые атомы вступают в реакцию. Поэтому многие страны строят квазистационарные системы.

Квазистационарные системы. В таких реакторах плазма удерживается с помощью магнитного поля при низком давлении и высокой температуре. Существует три типа реакторов, основанных на различных конфигурациях магнитного поля. Это токамаки, стеллараторы (торсатроны) и зеркальные ловушки.

Токамак расшифровывается как "тороидальная камера с магнитными катушками". Это камера в виде "бублика" (тора), на которую намотаны катушки. Главной особенностью токамака является использование переменного электрического тока, который протекает через плазму, нагревает ее и, создавая вокруг себя магнитное поле, удерживает ее.

В стеллараторе (торсатроне) магнитное поле полностью удерживается с помощью магнитных катушек и, в отличие от токамака, может работать постоянно.

В зеркальных (открытых) ловушках используется принцип отражения. Камера с двух сторон закрыта магнитными "пробками", которые отражают плазму, удерживая ее в реакторе.

Долгое время зеркальные ловушки и токамаки боролись за первенство. Изначально концепция ловушки казалась более простой и потому более дешевой. В начале 60-х годов открытые ловушки обильно финансировались, однако нестабильность плазмы и неудачные попытки удержать ее магнитным полем заставляли усложнять эти установки - простые на вид конструкции превратились в адские машины, и добиться стабильного результата не выходило. Поэтому в 80-х годах на первый план вышли токамаки. В 1984 году был запущен европейский токамак JET, стоимость которого составила всего 180 млн долларов и параметры которого позволяли провести термоядерную реакцию. В СССР и Франции проектировали сверхпроводящие токамаки, которые почти не тратили энергию на работу магнитной системы.

7. Кто сейчас учится проводить термоядерные реакции?

Многие страны строят свои термоядерные реакторы. Свои экспериментальные реакторы есть в Казахстане, Китае, США и Японии. Курчатовский институт работает над реактором IGNITOR. Германия запустила термоядерный реактор-стелларатор Wendelstein 7-X.

Наиболее известен международный проект токамака ИТЭР (ITER, Международный экспериментальный термоядерный реактор) в исследовательском центре Кадараш (Франция). Его строительство предполагалось закончить в 2016 году, однако размеры необходимого финансового обеспечения выросли, а сроки экспериментов сдвинулись на 2025 год. В деятельности ИТЭР участвует Евросоюз, США, Китай, Индия, Япония, Южная Корея и Россия . Основную долю в финансировании играет ЕС (45%), остальные участники поставляют высокотехнологичное оборудование. В частности, Россия производит сверхпроводниковые материалы и кабели, радиолампы для нагрева плазмы (гиротроны) и предохранители для сверхпроводящих катушек, а также компоненты для сложнейшей детали реактора - первой стенки, которая должна выдержать электромагнитные силы, нейтронное излучение и излучение плазмы.

8. Почему мы до сих пор не пользуемся термоядерными реакторами?

Современные установки токамак - не термоядерные реакторы, а исследовательские установки, в которых возможно лишь на некоторое время существование и сохранение плазмы. Дело в том, что ученые пока не научились удерживать плазму в реакторе на длительный срок.

На данный момент одним из самых больших достижений в области ядерного синтеза считается успех немецких ученых, которым удалось нагреть водородный газ до 80 миллионов градусов по Цельсию и поддерживать облако плазмы водорода в течение четверти секунды. А в Китае водородную плазму нагрели до 49.999 миллионов градусов и продержали ее 102 секунды. Российским ученым из (Институт ядерной физики имени Г. И. Будкера, Новосибирск) удалось добиться стабильного нагрева плазмы до десяти миллионов градусов Цельсия. Однако недавно американцы предложили способ удержания плазмы в течение 60 лет - и это внушает оптимизм.

Кроме того, ведутся споры относительно рентабельности термоядерного синтеза в промышленности. Неизвестно, покроют ли выгоды от производства электроэнергии затраты на термоядерный синтез. Предлагается экспериментировать с реакциями (например, отказаться от традиционной реакции дейтерий-тритий или монотоплива в пользу других реакций), конструкционными материалами - а то и отказаться от идеи промышленного термоядерного синтеза, используя лишь его для отдельных реакций в реакциях деления. Однако ученые все равно продолжают эксперименты.

9. Безопасны ли термоядерные реакторы?

Относительно. Тритий, который используется в термоядерных реакциях, радиоактивен. Кроме того, нейроны, выделяющиеся в результате синтеза, облучают конструкцию реактора. Сами элементы реактора покрываются радиоактивной пылью из-за воздействия плазмы.

Тем не менее, термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Радиоактивных веществ в реакторе относительно мало. Кроме того, сама конструкция реактора предполагает отсутствие "дыр", через которые может просочиться радиация. Вакуумная камера реактора должна быть герметичной, иначе реактор просто не сможет работать. При строительстве термоядерных реакторов применяются испытанные ядерной энергетикой материалы, а в помещениях поддерживается пониженное давление.

Когда появятся термоядерные электростанции?

Ученые чаще всего говорят, что-то вроде “через 20 лет мы решим все принципиальные вопросы”. Инженеры из атомной индустрии говорят про вторую половину 21 века. Политики рассуждают про море чистой энергии за копейки, не утруждая себя датами.

Как ученые ищут темную материю в недрах Земли

Сотни миллионов лет назад минералы под земной поверхностью могли сохранять в себе следы загадочного вещества. Осталось только до них добраться. ​Больше двух десятков подземных лабораторий, разбросанных по всему миру, заняты поиском темной материи.

Как сибирские ученые помогли человеку улететь к звездам

​12 апреля 1961 года Юрий Гагарин совершил первый полет в космос - добродушная улыбка летчика и его бодрое "Поехали!" стали триумфом советской космонавтики. Чтобы этот полет состоялся, ученые по всей стране ломали головы, как же сделать такую ракету, которая бы выдержала все опасности неизведанного космоса, - здесь не обошлось без идей ученых Сибирского отделения Академии наук.

Будущего. Ученые еще 60-70 лет назад искали способы боле дешевой энергии. Способ известен уже давно, но управлять энергией такой мощи и в наши дни остается невозможным. Речь идет о термоядерном синтезе. Управляемый термоядерный синтез - это синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения огромной энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородных бомбах), носит полностью управляемый характер.

Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной тем, что в последней используется реакция распада в ходе которой из тяжёлых ядер можно получить более лёгкие ядра. Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора (атомный реактор) в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико, это делает его экологически почти чистым.

Энергия, которая может выделиться в результате какой-то аварии, тоже сравнительно малая и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных препятствий, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка ктиостата должны быть полностью герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Термоядерный синтез, реакция изотопов водорода, в отличии от атомной реакции, термоядерная реакция - это реакция синтеза, в конечном итоге образуется гелий, а гелий образуется с выбросом колоссальной тепловой энергии. Термоядерный синтез возможно получить только в специальном устройстве которое называется токамаком (тороидальная камера с магнитными катушками), советский аналог - синхрофазотрон. Опыты по в области термоядерной энергетики начали проводится в советском союзе еще в 30-е годы прошлого века, но вопрос до сих пор не полностью решен.

Огромная тепловая энергия не управляемая, и используется только в термоядерном оружие. Проект первого в мире термоядерного реактора уже как 10 лет запущен, строительство началось во франции и по словам ученых первый управляемый термоядерный синтез мир увидит в 2026-ом году. Если удастся осуществить синтез, то скорее всего цены на электрическую энергию резко спадут, ведь для термоядерного синтеза нужна только вода...

Для сравнения скажем, что если 1 стакан воды подвергнуть термоядерному синтезу, то можно снабжать электроэнергией небольшой город в течении 1 дня! Вот какой мощью обладает вода! (точнее водород). Но кроме термоядерного синтеза есть еще несколько видов альтернативных способов получения электрической, но об этом вы можете узнать в этого обзора, спасибо за внимание - А. Касьян.

Обсудить статью УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ 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.

Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции . М., 1963
Тепловые и атомные электрические станции (кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989

Найти "ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ " на