Термоядерный синтез и условия его осуществления. Термоядерный синтез впервые дал энергию. Некоторые примеры имеющие признаки ядерного синтеза

Инновационные проекты с использованием современных сверхпроводников в ближайшее время позволят осуществить управляемый термоядерный синтез - так утверждают некоторые оптимисты. Эксперты, однако, предсказывают, что практическое применение займет несколько десятилетий.

Почему так сложно?

Энергия термоядерного синтеза считается потенциальным источником Это чистая энергия атома. Но что же она собой представляет и почему ее так сложно добиться? Для начала следует разобраться с различием между классическим и термоядерным синтезом.

Деление атома состоит в том, что радиоактивные изотопы - уран или плутоний - расщепляются и превращаются в другие высокорадиоактивные изотопы, которые затем должны быть захоронены или переработаны.

Синтеза заключается в том, что два изотопа водорода - дейтерий и тритий - сливаются в единое целое, образуя неядовитый гелий и единственный нейтрон, не производя радиоактивных отходов.

Проблема контроля

Реакции, которые происходят на Солнце или в водородной бомбе, - это синтез термоядерный, и перед инженерами стоит грандиозная задача - как контролировать этот процесс на электростанции?

Это то, над чем ученые работают начиная с 1960-х годов. Очередной экспериментальный реактор термоядерного синтеза под названием Wendelstein 7-X начал работу в северном немецком городе Грайфсвальде. Пока еще он не предназначен для создания реакции - это просто особая конструкция, которая проходит испытания (стелларатор вместо токамака).

Высокоэнергетичная плазма

Все термоядерные установки обладают общей чертой - кольцеобразной формой. В ее основе лежит идея использования мощных электромагнитов для создания сильного электромагнитного поля, имеющего форму тора - надутой велосипедной камеры.

Это электромагнитное поле должно быть настолько плотным, что, когда оно нагревается в микроволновой печи до одного миллиона градусов по Цельсию, в самом центре кольца должна появиться плазма. Затем она зажигается, чтобы синтез термоядерный мог начаться.

Демонстрация возможностей

В Европе в настоящее время проводится два подобных эксперимента. Одним из них является Wendelstein 7-X, который недавно сгенерировал свою первую гелиевую плазму. Другой - ITER - огромная экспериментальная установка термоядерного синтеза на юге Франции, которая все еще находится в стадии строительства и будет готова к запуску в 2023 году.

Предполагается, что на ITER будут происходить настоящие ядерные реакции, правда, лишь в течение короткого периода времени и уж точно не дольше 60 минут. Этот реактор является лишь одним из многих шагов на пути к тому, чтобы на практике осуществить ядерный синтез.

Термоядерный реактор: меньше и мощнее

Недавно несколько конструкторов объявили о создании нового дизайна реактора. По словам группы студентов из Массачусетского технологического института, а также представителей компании - производителя вооружений «Локхид Мартин», термоядерный синтез можно осуществить в установках, которые гораздо мощнее и меньше, чем ITER, и они готовы сделать это в течение десяти лет.

Идея новой конструкции заключается в использовании в электромагнитах современных высокотемпературных сверхпроводников, которые проявляют свои свойства при охлаждении жидким азотом, а не обычных, для которых необходим Новая, более гибкая технология позволит полностью изменить конструкцию реактора.

Клаус Хеш, отвечающий за технологии в Технологическом институте Карлсруэ на юго-западе Германии, настроен скептически. Он поддерживает использование новых высокотемпературных сверхпроводников для новых конструкций реакторов. Но, по его словам, что-то разработать на компьютере с учетом законов физики недостаточно. Необходимо принять во внимание вызовы, которые возникают при воплощении идеи на практике.

Научная фантастика

По словам Хеша, модель студентов MIT показывает лишь возможность осуществления проекта. Но на самом деле в ней много научной фантастики. Проект предполагает, что серьезные технические проблемы термоядерного синтеза решены. Но современная наука не имеет ни малейшего представления о том, как их решить.

Одной из таких проблем является идея разборных катушек. Для того чтобы попасть внутрь кольца, удерживающего плазму, в модели MIT-дизайна электромагниты могут быть разобраны.

Это было бы очень полезно, потому что можно бы было иметь доступ к объектам во внутренней системе и заменять их. Но в действительности сверхпроводники выполнены из керамического материала. Сотни их должны быть переплетены изощренным способом, чтобы сформировать правильное магнитное поле. И здесь возникают более фундаментальные трудности: соединения между ними не так просты, как соединения медных кабелей. Никто еще даже не задумывался о концепциях, которые бы помогли решить подобные проблемы.

Слишком горячо

Высокая температура также представляет собой проблему. В сердцевине термоядерной плазмы температура достигнет около 150 миллионов градусов по Цельсию. Эта экстремальная жара остается на месте - прямо в центре ионизированного газа. Но даже вокруг нее все еще очень жарко - от 500 до 700 градусов в зоне реактора, являющейся внутренним слоем металлической трубы, в которой будет «воспроизводиться» тритий, необходимый для того, чтобы происходил ядерный синтез.

Имеет еще большую проблему - так называемый выпуск мощности. Это часть системы, в которую из процесса синтеза поступает использованное топливо, в основном гелий. Первые металлические компоненты, в которые попадает горячий газ, называются «дивертор». Он может нагреваться свыше 2000 °C.

Проблема дивертора

Чтобы установка могла выдерживать такие температуры, инженеры пытаются использовать металлический вольфрам, применяемый в старомодных лампах накаливания. Температура плавления вольфрама около 3000 градусов. Но есть и другие ограничения.

В ITER это можно сделать, потому что нагрев в ней происходит не постоянно. Предполагается, что реактор будет работать лишь 1-3 % времени. Но это не вариант для электростанции, которая должна работать в режиме 24/7. И, если кто-то утверждает, что способен построить меньший реактор с такой же мощностью, как ITER, можно уверенно сказать, что у него нет решения проблемы дивертора.

Электростанция через несколько десятилетий

Тем не менее ученые с оптимизмом смотрят на развитие термоядерных реакторов, правда, оно будет не таким быстрым, как предсказывают некоторые энтузиасты.

ITER должен показать, что управляемый термоядерный синтез на самом деле может произвести больше энергии, чем будет затрачено на нагрев плазмы. Следующим шагом будет строительство совершенно новой гибридной демонстрационной электростанции, которая бы на самом деле вырабатывала электроэнергию.

Инженеры уже сейчас работают над ее дизайном. Они должны будут извлечь уроки из ITER, запуск которой запланирован на 2023 г. Принимая во внимание время, необходимое для проектирования, планирования и строительства, кажется маловероятным, что первая термоядерная электростанция будет запущена намного раньше середины XXI века.

Холодный термоядерный синтез Росси

В 2014 году независимый тест реактора E-Cat пришел к выводу, что устройство в течение 32 дней в среднем производило 2800 Вт выходной мощности при потреблении 900 Вт. Это больше, чем способна выделить любая химическая реакция. Результат говорит либо о прорыве в термоядерном синтезе, либо об откровенном мошенничестве. Отчет разочаровал скептиков, которые сомневаются в том, была ли проверка действительно независимой и предполагают возможную фальсификацию результатов тестирования. Другие занялись выяснением «секретных ингредиентов», которые позволяют осуществить термоядерный синтез Росси, чтобы воспроизвести эту технологию.

Росси - мошенник?

Андреа импозантен. Он издает воззвания к миру на уникальном английском в разделе комментариев своего веб-сайта, претенциозно названного «Журнал ядерной физики». Но его предыдущие неудачные попытки включали итальянский проект превращения мусора в топливо и термоэлектрический генератор. Petroldragon, проект переработки отходов в источник энергии, не удался отчасти потому, что нелегальное захоронение отходов контролируется итальянской организованной преступностью, которая возбудила против него уголовное дело о нарушении правил обращения с отходами. Также он создал термоэлектрическое устройство для Инженерного корпуса сухопутных войск США, но во время тестирования гаджет произвел лишь часть заявленной мощности.

Многие не доверяют Росси, а главный редактор New Energy Times прямо назвал его уголовником, за плечами которого череда неудачных энергетических прожектов.

Независимая проверка

Росси заключил контракт с американской компанией Industrial Heat на проведение годичных секретных испытаний 1-МВт установки холодного термоядерного синтеза. Устройство представляло собой транспортировочный контейнер, упакованный десятками E-Cat. Эксперимент должен был контролироваться третьей стороной, которая бы могла подтвердить, что действительно имеет место генерация тепла. Росси утверждает, что провел большую часть прошлого года, практически живя в контейнере, и наблюдал за операциями в течение более 16 ч в сутки, чтобы доказать коммерческую жизнеспособность E-Cat.

Тест завершился в марте. Сторонники Росси с нетерпением ждали отчета наблюдателей, надеясь на оправдание своего героя. Но в итоге они получили судебный процесс.

Судебное разбирательство

В своем заявлении в суд Флориды Росси утверждает, что тест прошел успешно и независимый арбитр подтвердил, что реактор E-Cat производит в шесть раз больше энергии, чем потребляет. Он также утверждал, что компания Industrial Heat согласилась заплатить ему 100 млн долларов США - 11,5 млн авансом после 24-часового испытания (якобы за права лицензирования, чтобы компания могла продавать эту технологию в США) и еще 89 млн после успешного завершения расширенного испытания в течение 350 дней. Росси обвинял IH в проведении «мошеннической схемы», целью которой была кража его интеллектуальной собственности. Он также обвинил компанию в незаконном присвоении реакторов E-Cat, незаконном копировании инновационных технологий и продуктов, функциональных возможностей и конструкций и неправомерной попытке получить патент на его интеллектуальную собственность.

Золотая жила

В другом месте Росси утверждает, что на фоне одной из его демонстраций компания IH получила от инвесторов 50-60 млн долларов и еще 200 млн от Китая после воспроизведения с участием китайских должностных лиц высшего уровня. Если это правда, то на кону намного больше ста миллионов долларов. Industrial Heat отвергла эти претензии как безосновательные и собирается активно защищаться. Что еще более важно, она утверждает, что «в течение более трех лет работала над подтверждением результатов, которых якобы добился Росси со своей E-Cat-технологией, и все безуспешно».

IH не верит в работоспособность E-Cat, и журнал New Energy Times не видит причин, чтобы в этом сомневаться. В июне 2011 года представитель издания посещал Италию, взял интервью у Росси и заснял демонстрацию его E-Cat. Через сутки он сообщил о своих серьезных опасениях относительно способа измерения тепловой мощности. Через 6 дней журналист выложил свое видео на YouTube. Эксперты со всего мира присылали ему анализы, которые были опубликованы в июле. Стало ясно, что это был обман.

Экспериментальное подтверждение

Тем не менее ряду исследователей - Александру Пархомову из Российского университета дружбы народов и Проекту памяти Мартина Флейшмана (MFPM) - удалось воспроизвести холодный термоядерный синтез Росси. Отчет MFPM назывался «Конец углеродной эры близок». Причиной такого восхищения стало обнаружение которое невозможно объяснить иначе, как термоядерной реакцией. По мнению исследователей, у Росси есть именно то, о чем он говорит.

Жизнеспособный открытый рецепт холодного ядерного синтеза способен вызвать энергетическую «золотую лихорадку». Могут быть найдены альтернативные методы, которые позволят обойти патенты Росси и оставить его в стороне от многомиллиардного энергетического бизнеса.

Так что, возможно, Росси предпочел бы избежать этого подтверждения.

ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез - это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также
ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ ;
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА . Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью. Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют 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 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга. В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть "грубой" силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер - протона (p), дейтрона (d) и тритона (t), соответствующих изотопам водорода протию 1H, дейтерию 2H и тритию 3H, - а также "легкого" изотопа гелия 3He и двух изотопов лития 6Li и 7Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n - нейтрон, g - гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км/с.
См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ .

РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна

, где e - основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 - числа протонов во взаимодействующих ядрах, W - энергия их относительного сближения, а K - постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается. Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется "сечением реакции", измеряемом в барнах (1 б = 10-24 см2). Сечение реакции - это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно "попасть" другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б. Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта - Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.

Термоядерные топлива. Реакции с участием p, играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий. Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T1/2 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT - реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6Li (r) 4He + t. Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора. Реакция слияния легких ядер, цель которой - получение полезной энергии, называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
Временные и температурные условия. Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива). В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P1 = knT, где k - численный коэффициент, n - плотность смеси (количество ядер в 1 см3), T - требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см3) выражается следующим образом:

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

или

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть - "число Лоусона" - зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 1016 с/см3, а для равнокомпонентной DT-смеси - 2Ч1014 с/см3. Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом. В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t. Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором - с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.
Магнитное удержание плазмы. Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий - тритий при температуре 108 К выход определяется выражением

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

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n " 3Ч1015 ядер/см3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума. Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором - крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
Плазма. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 108 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы. Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме. Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным "пробкам". Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий. На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости. Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию. Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией. Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня. Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч. Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро "выпучиваться", так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем "выпрямляет" зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов - токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

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

Инерциальное удержание. Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 1011 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1-2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (106 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем. Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля Bj необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается "скручиванием" силовых линий магнитного поля (т.н. "вращательным преобразованием"). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока Bq Ј -Bq вместе с Bj создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения "ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками"). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л. А. Арцимовича в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова в Москве. При Bj ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ Bq получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.

Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.
Токамак. Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является "запас устойчивости" q, равный rBj/RBq, где r и R - соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость - аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. Bj Bq) 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.
Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q Стелларатор. В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке. Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать "диверторное" действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции. Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе "Вендельштейн VII" в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч106 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка. Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ50 е 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии. При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология. Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый "бланкет", где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью.
См. также
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ;
ТЕПЛООБМЕННИК .

Перспективы термоядерных исследований. Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект "Ариес" (США). Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также

(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,…

– это процесс, в ходе которого два атомных ядра объединяются, формируя тяжелее ядро. Обычно этот процесс сопровождается выделением энергии. Ядерный синтез является источником энергии в звездах и водородной бомбе.
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 }