Термоядерный синтез реактор. Реакции термоядерного синтеза
(УТС) - процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких темп-pax в регулируемых управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на расстояние порядка 10 -11 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счёт туннельного эффекта.
Для преодоления потенц. барьера сталкивающимся лёгким ядрам должна быть сообщена ~10кэВ, что соответствует темп-ре ~ Ю 8 К. С увеличением заряда ядер (порядкового номера Z) их кулоновское отталкивание усиливается и величина необходимой для реакции энергии возрастает. Эфф. сечения (р, р)-реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями,
очень малы. Реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействием
и имеют на 22-23 порядка выше (см. Термоядерные реакции).
Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития оно составляет 17,6 МэВ. Большая этих реакций и относительно высокое энерговыделение делают равноком-понентную смесь дейтерия и трития наиб, перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период полураспада
12,5 лет), не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора,
использующего в качестве ядерного горючего , должна быть предусмотрена возможность его воспроизводства.
С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в к-ром будет идти реакция
Эфф. сечение термоядерных реакций быстро возрастает с темп-рой, но даже в оптим. условиях остаётся несравненно меньше эфф. сечения атомных столкновений. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой темп-ры, где ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.
Успешная работа и дальнейшее развитие любой из перечисленных систем возможны только при условии, что исходная структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции. Кроме того, в плазме должны быть подавлены те микроскопич. неустойчивости, при возникновении и развитии к-рых частиц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки частиц и тепла поперёк силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретич. значением. Именно в направлении стабилизации плазменных неустойчивостей разного типа развивались осн. исследования магн. систем начиная с 1952, и эта работа ещё полностью не может считаться завершённой.
Сверхбыстродействующие системы УТС с инерциальным удержанием.
Трудности, связанные с магн. удержанием плазмы, можно, в принципе, обойти, если "сжигать" термоядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, реализация УТС при таком способе сжигания может быть достигнута лишь при очень высокой плотности рабочего вещества. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего: исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диам. неск. мм), приготовленных из смеси твёрдого дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Гл. проблема заключается в быстром подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. Решение этой проблемы возлагается на применение лазерного излучения (см. Лазерный термоядерный синтез
)или интенсивных сфокусированных пучков быстрых заряж. частиц. Исследования в области УТС с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование пучков тяжёлых и лёгких ионов находится на ещё более ранней стадии изучения (см. Ионный термоядерный синтез).
Энергия W,
к-рую необходимо подводить к крупинке горючего для обеспечения работы установки в реакторном режиме, как следует из простого расчёта, обратно пропорциональна квадрату плотности дейтерий-тритиевого топлива. Оценки показывают, что допустимые значения W
получаются лишь в случае резкого, в 10 2 -10 3 раз, увеличения плотности термоядерного топлива по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t)-мишени. Столь высокие степени сжатия, необходимые для получения столь больших плотностей, оказываются достижимыми при испарении поверхностных слоев симметрично облучаемой мишени и реактивном сжатии её внутр. зон. Для этого подводимая мощность должна быть определённым образом программирована во времени. Др. возможности состоят в программировании радиального распределения плотности вещества и в использовании сложных много-оболочечных мишеней. Необходимая энергия оценивается в ~10 6 -10 7 Дж, что лежит в пределах совр. возможностей лазерной техники. К цифрам такого же масштаба приводит анализ систем с ионными пучками.
Трудности и перспективы.
Исследования в области УТС сталкиваются с большими трудностями как чисто физ, так и техн. характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещённой в магн. ловушку. Применение сильных магн. полей спец. конфигурации позволило подавить мн. виды макроскопич. неустойчивостей, но окончат. решение вопроса пока отсутствует.
В частности, для интересной и важной системы - токамак- остаётся т. н. проблема "большого срыва", при к-рой плазменный токовый шнур сначала стягивается к оси камеры, затем прерывается за неск. мс и на стенки камеры сбрасывается большая энергия. Кроме теплового удара камера испытывает при этом и механич. .
Серьёзную трудность представляет также образование пучков быстрых электронов, оторванных от осн. ансамбля электронов плазмы. Эти пучки приводят к сильному возрастанию потоков тепла и частиц поперёк поля. В сверхбыстродействующих системах также наблюдается образование группы быстрых электронов в плазменной короне, окружающей мишень. Эти электроны успевают преждевременно нагреть центральные зоны мишени, препятствуя достижению необходимой степени сжатия и последующего запрограммированного протекания ядерных реакций. Осн. трудность в этих системах-осуществление устойчивого сферически-симметричного сжатия мишеней.
Ещё одна трудность связана с проблемой примесей. Эл.-магн. при используемых значениях п
и Т
плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетич. потери, определяемые в осн. тормозным излучением электронов, в случае (d, 1)-реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при темп-pax выше 4-10 7 К. Однако даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, к-рые при рассматриваемых темп-pax находятся в сильно ионизованном состоянии, приводят к возрастанию энергетич. потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых веществ, таких, напр., как , вольфрам, в качестве материала диафрагм, применение устройств для улавливания атомов примесей и т. д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня (=<0,1%). Для инер-циальных систем-предотвращение перемешивания вещества сжимающей оболочки с термоядерным топливом на конечных стадиях сжатия.
На рис. 3 указаны параметры, достигнутые на разл. установках к 1994. Как видно, параметры этих систем близки к пороговым значениям. Мало того, на самом большом работающем токамаке JET (Зап. Европа) в ноябре 1991 был впервые осуществлён разрядный на (d, 1)-плазме длительностью ок. 2 с. При этом была получена энергия синтеза в управляемых условиях на уровне мощности ~ 1 МВт. Годом позже на установке TFTR была получена энергия ~6 МВт. Из экологич. соображений опыты проводились не на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, а с содержанием трития на уровне 10- 11%. В эксперименте на TFTR отношение энергии синтеза к затрач. энергии равнялось 0,15 (в пересчёте на равноком-понентную смесь ~0,46). Успех этих экспериментов отчётливо выдвинул на ведущее место среди установок, разрабатываемых по программе У ТС. В связи со сказанным понятно, что в международном проекте ИТЭР, к-рый предполагается осуществить к 2003 и к-рый должен служить эксперим. моделью будущей электростанции с реактором синтеза, предложено использование системы токамак.
Рис. 3. Параметры, достигнутые на различных установках для изучения проблемы управляемого термоядерного синтеза к 1991. Т-10-установка токамак Института атомной энергии имени И. В. Курчатова (СССР); PLT-установка токамак Принстонской лаборатории (США); Алкатор - установка токамак Массачусетсского технологического института (США); TFR - установка токамак в Фонтене-о-Роз (Франция); 2 ХПВ - открытая ловушка Ливерморской лаборатории (США); "Шива" (Ливерморская лаборатория, США); "Ливень" (ФИАН, Москва); стелларатор "Вендельштейн УП" (Гархинг, ФРГ).
Следует, однако, ясно понимать, что путь от работающего реактора до действующей электростанции ещё очень долог. Радиац. активация стенок камеры реактора при работе на топливе, содержащем тритий, исключительно велика. Даже если удастся осуществить стационарную работу реактора в -течение длит, времени, механич. стойкость первой стенки камеры в результате радиац. повреждений вряд ли сможет превышать (по оценкам экспертов) 5-6 лет. Это означает необходимость периодич. полного демонтажа установки и последующей новой сборки с помощью дистанционно действующих роботов, т. к. остаточная будет измеряться тысячами мегакюри. Глубокое подземное захоронение огромных по размерам деталей установки также окажется неизбежным.
Красивая возможность резкого сокращения радиоактивности работающей системы и остаточной наведённой активности может быть достигнута при работе на топливе с изотопом 3 Не по реакции Энерговьще-ление сохраняется на прежнем уровне, образование нейтронов будет происходить только за счёт побочных (d, d) реакций. К сожалению, необходимый изотоп 3 Не пришлось бы привозить с поверхности Луны, где он имеется в значит, концентрациях, тогда как на Земле его содержание ничтожно.
Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум, вероятно, следует искать в сочетании солнечной энергетики и УТС. О возможностях, связанных с исключительно интересными, но ещё более отдалёнными перспективами применения процесса мюонного катализа для осуществления УТС, см. в ст. Мюоннът катализ.
Лит.:
Арцимович Л. А., Управляемые , 2 изд., М., 1963; Furth Н. P., Tokamak research, "Nucl. Fus.", 1975, v. 15, № 3, p. 487; Лукьянове. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, М., 1975; Проблемы лазерного термоядерного синтеза. Сб. ст., М., 1976; Итоги науки и техники, сер. Физика плазмы, т. 1-3, М., 1980-82. С. Ю. Лукьянов.
Физическая энциклопедия. В 5-ти томах. - М.: Советская энциклопедия . Главный редактор А. М. Прохоров . 1988 .
Смотреть что такое "УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ" в других словарях:
- (УТС), процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии, при высоких темп рах в регулируемых, управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на… … Физическая энциклопедия
- (УТС), слияние легких атомных ядер (например, дейтерия и трития) с выделением энергии, происходящее при весьма высоких температурах (?108К) в управляемых условиях (в термоядерном реакторе). Возможность осуществления УТС теоретически рассчитана в… … Современная энциклопедия
- (УТС) научная проблема осуществления синтеза легких ядер с целью производства энергии. Решение проблемы будет достигнуто в плазме при температуре Т 108К и выполнении Лоусона критерия (n? 1014 см 3.с, где n плотность высокотемпературной плазмы; ?… … Большой Энциклопедический словарь
управляемый термоядерный синтез - — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом EN controlled thermonuclear fusioncontrolled nuclear fusionCTF … Справочник технического переводчика
Управляемый термоядерный синтез - (УТС), слияние легких атомных ядер (например, дейтерия и трития) с выделением энергии, происходящее при весьма высоких температурах (³108К) в управляемых условиях (в термоядерном реакторе). Возможность осуществления УТС теоретически рассчитана в… … Иллюстрированный энциклопедический словарь
Солнце природный термоядерный реактор Управляемый термоядерный синтез (УТС) синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (и … Википедия
Процесс слияния лёгких атомных ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях. Скорости протекания термоядерных реакций малы из за кулоновского отталкивания (см. Кулона закон)… … Большая советская энциклопедия
Управляемый термоядерный синтез - контролируемое протекание синтеза легких ядер (ядер дейтерия, трития) в ядра гелия с целью производства энергии (неконтролируемый синтез осуществляется в водородной бомбе). Технического решения пока нет … Начала современного естествознания, Рожанский В.А.. Учебное пособие содержит изложение вопросов кинетики, динамики и равновесия плазмы, а также процессов переноса в ней. Данный курс отличается от большинства курсовлекций по физике плазмы тем,…
Для сближения атомных ядер на расстояние, достаточное для того, чтобы произошла ядерная реакция, даже для самого легкого элемента, водорода, нужна очень значительное количество энергии. Но, в случае легких ядер, в результате объединения двух ядер с образованием более тяжелого ядра выделяется значительно больше энергии, чем уходит на преодоление кулоновского отталкивания между ними. Благодаря этому ядерный синтез – очень перспективный источник энергии и является одним из основных направлений исследования современной науки.
Количество энергии, выделяемой в большинстве ядерных реакций намного больше, чем в химических реакциях, так как энергия связи нуклонов в ядре значительно больше, чем энергии связи электронов в атоме. Например, энергия ионизации, которая получается при связывании электрона с протоном с образованием атома водорода, составляет 13.6 электрон-вольт – меньше, чем одну миллионную от 17 МэВ, выделяющиеся при реакции дейтерия с тритием, которая описана ниже.
В атомном ядре действуют два типа взаимодействия: сильное взаимодействие, удерживающее протоны и нейтроны вместе и значительно слабее электростатическое отталкивание между одинаково заряженными протонами ядра, пытается разорвать ядро. Сильное взаимодействие проявляется лишь на очень коротких расстояниях между протонами и нейтронами, непосредственно граничащих друг с другом. Это также означает, что протоны и нейтроны на поверхности ядра содержатся слабее, чем протоны и нейтроны внутри ядра. Сила электростатического отталкивания взамен действует на любых расстояниях и является обратно пропорциональной квадрату расстояния между зарядами, то есть каждый протон в ядре взаимодействует с каждым другим протоном в ядре. Это приводит к тому, что с увеличением размера ядра силы, удерживающие ядро возрастают до определенного атомного номера (атом железа), а затем начинают ослабевать. Начиная с урана энергия связи становится отрицательной и ядра тяжелых элементов становятся нестабильными.
Таким образом для осуществления реакции ядерного синтеза необходимо затратить определенную энергию на преодоление силы электростатического отталкивания между двумя атомными ядрами и свести их на расстояние, где начинает проявляться сильное взаимодействие. Энергия, необходимая для преодоления силы электростатического отталкивания, называется кулоновским барьером (Coulomb barrier).
Кулоновский барьер низкий для изотопов водорода, поскольку они имеют в ядре только один протон. Для DT смеси результирующий энергетический барьер составляет 0.1 МэВ. Для сравнения, чтобы убрать электрон с атома водорода требуется всего 13 эВ, что в 7500 раз меньше. Когда реакция синтеза завершается, новое ядро переходит на более низкий энергетический уровень и выделяет дополнительную энергию, излучая нейтрон с энергией 17.59 MeV, что существенно больше, чем нужно для запуска реакции. То есть реакция DT синтеза очень экзотермической и является источником энергии.
Если ядра является частью плазмы вблизи состояния теплового равновесия, реакция синтеза называется термоядерным синтезом. Поскольку температура является мерой средней кинетической энергии частиц, нагрев плазму можно предоставить ядрам достану энергию для преодоления барьера в 0.1 MэВ. Переведя эВ в Кельвина получим температуру свыше 1 ГК, что является чрезвычайно высокой температурой.
Есть однако два явления, которые позволяют снизить требуемую температуру реакции. Во-первых, температура отражающий среднюю кинетическую энергию, т.е. даже при низких температурах, чем эквивалент 0.1 МэВ, часть ядер будет иметь энергию существенно выше 0.1 МэВ, остальные будут иметь энергию существенно ниже. Во-вторых, следует учесть явление квантового туннелирования, когда ядра преодолевают барьер Кулона, имея недостаточно энергии. Это позволяет получить (медленные) реакции синтеза при низких температурах.
Важным для понимания реакции синтеза является понятие поперечного сечения реакции?: меры вероятности реакции синтеза как функции относительной скорости двух взаимодействующих ядер. Для термоядерной реакции синтеза удобнее рассматривать среднее значение распределения произведения поперечного сечения на скорость ядра . Используя его, можно записать скорость реакции (слияние ядер на объем на время) как
Где n
1 и n
2 это плотность реагентов. возрастает от нуля при комнатной температуре до значительной величины уже при температурах }
Предыдущая статья: Чему равна скорость света
Следующая статья: Углерод — характеристика элемента и химические свойства