УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

(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 энергия ~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 сечение 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 скорость этих реакций и относительно высокое энерговыделение делают равноком-понентную смесь дейтерия и трития наиб, перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период полураспада12,5 лет), не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, 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

5044-33.jpg

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 процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Уд. мощность ядерного энерговыделения реактора равна произведению числа актов ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

5044-34.jpg

Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить нек-рые общие требования, предъявляемые к термоядерному реактору, не зависящие в первом приближении от к.-л. особенностей технол. или конструктивного характера. На рис. I изображена принципиаль. схема работы реактора. Установка содержит чистую водородную плазму плотностью п при темп-ре Т. В реактор вводится "топливо", напр, равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой темп-ры. Внутри реактора инжектируемые частицы сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие с выделением энергии. Параллельно с этим, однако, часть энергии теряется за счёт тормозного излучения плазмы, .ухода нек-рой доли высокоэнергичных частиц, не успевших провзаимодействовать, охлаждения плазмы за счёт различных для каждой конкретной установки механизмов и за счёт выгорания ядерного топлива. Пусть 5044-35.jpg -ср. время удержания частиц в реакторе; смысл величины т таков: за 1 с из 1 см 3 плазмы в ср. уходит 5044-36.jpgчастиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор нужно ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). А для покрытия энергетич. потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц на величину потерь, обусловленных эл.-магн. излучением плазмы. Эта дополнит, энергия может быть получена за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора эл.-магн. излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэф. преобразования в электроэнергию энергии, выделяющейся в ядерных реакциях, энергии эл.-магн. излучения и тепловой энергии частиц одинаков и равен ц. В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности, когда во внеш. сеть электроэнергия не отдаётся, ур-ние баланса энергии в реакторе имеет вид

5044-37.jpg

где Р О- мощность ядерного энерговыделения, Р r- мощность потока излучения, Pt - энергетич. мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть равенства становится больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и установка начинает работать как электростанция, подавая энергию в сеть, а не потребляя её. Величины Р О, Р r и Р t известным образом зависят от темп-ры плазмы Т, и из ур-ния баланса легко вычисляется произведение 5044-38.jpg где f(T )для заданного значения кпд 5044-39.jpgи выбранного сорта топлива есть вполне определённая ф-ция темп-ры. На рис. 2 приведены графики f(T )для двух значений n и для обеих ядерных реакций (d, d) и (d, t). Если величины 5044-40.jpg достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При 5044-41.jpg энергетически выгодная работа реактора в оптим. режиме (минимум на кривых, рис. 2) для реакции (d, d) отвечает условию (т. н. Лоусона критерий) 5044-42.jpg см -3 • с, Т~109 К; для реакции (d, t)- условию 5044-43.jpgсм • с, Г~2 • 108 К. Т. о., даже в оптим. условиях для реактора, работающего на равноком-понентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оп- тимистич. предположениях относительно величины кпд необходимо достижение темп-р ~2х108 К. При этом для плазмы плотностью ~ 1014 см -3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких темп-pax, но за это придётся "расплачиваться" увеличенными значениями 5044-45.jpg Т. о., сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до темп-р ~108 К; 2) сохранение в рабочей зоне реактора плазмы с заданной плотностью в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций.

5044-44.jpg

Тот факт, что в рассмотренный критерий реализации реактора синтеза п и 5044-46.jpg входят не независимо, а в виде произведения и т, приводит к тому, что исследования по проблеме УТС ведутся в двух осн. направлениях: разработка квазистационарных систем с магн. удержанием плазмы и предельно быстродействующих систем с инерциалъ-ным удержанием плазмы.

Системы с магнитной термоизоляцией. Энергетич. выход на уровне 103 кВт/м 3 достигается для (d, t)-реакций при плотности плазмы n~1014 см -3 и темп-ре ~108 К. Это означает, что размеры рабочей зоны реактора на 103 МВт (типичная мощность совр. крупной электростанции) должны составлять ок. 1000 м 3. Осн. вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепловые потоки при указанных значениях п и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, определившая на долгие годы пути развития проблемы в данном направлении, была высказана в СССР, США и Великобритании практически одновременно. Эта идея состоит в использовании для удержания и термоизоляции плазмы магн. полей. В СССР она была высказана И. Е. Таммом и А. Д. Сахаровым в 1950. Заряж. частицы, образующие плазму, находясь в магн. поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно силовым линиям поля. Коэф. диффузии и теплопроводности поперёк магн. поля в случае устойчивой плазмы изменяются обратно пропорционально квадрату напряжённости поля и, напр., в полях ~105 Гс уменьшаются на 14-15 порядков величины по сравнению со своими значениями для незамагниченной плазмы той же плотности и темп-ры. Т. о., применение достаточно сильного магн. поля в принципе открывает дорогу для проектирования термоядерного реактора.

Исследования в области УТС с магн. термоизоляцией делятся на три осн. направления: 1) открытые (или зеркальные) магн. ловушки; 2) замкнутые магн. системы; 3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён, он происходит либо в ходе процесса замагниченной диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на частицах остаточного газа (см. Перезарядка ионов). Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен благодаря наличию областей усиленного магн. поля (т. н. магн. зеркал, или магн. пробок), размещённых на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или пучков частиц, обладающих большой энергией (подробнее см. Магнитные ловушки).

В системах замкнутого типа ( токамак, стелларатор )уход частиц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магн. поля также затруднён и происходит за счёт замагниченной диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на нач. стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения темп-ры джоулев нагрев становится менее эффективным, т. к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом темп-ры. Для нагревания плазмы св. 107 К применяются методы высокочастотного нагрева или ввод энергии в плазму с помощью быстрых нейтральных частиц (см. Нагрев плазмы).

В установках импульсного действия (Z-пинч и 5044-47.jpg -пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковрем. токами, протекающими через плазму. При нарастании тока и одноврем. нарастании магн, давления плазма отжимается от стенок установки, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение темп-ры происходит за счёт джоулева нагрева, за счёт адиабатич. сжатия плазменного шнура и, по-видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивостей плазмы (подробнее см. Пинч-эффект и Плазменный фокус).

Успешная работа и дальнейшее развитие любой из перечисленных систем возможны только при условии, что исходная плазменная 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 распределение 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 вещество 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 102-103 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 ~106-107 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 ток прерывается за неск. мс и на стенки камеры сбрасывается большая энергия. Кроме теплового удара камера испытывает при этом и механич. удар.

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. излучение 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 4-107 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 графит, вольфрам, молибден, 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 импульс 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 токамак 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.


5044-48.jpg

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); лазер "Шива" (Ливерморская лаборатория, США); стелларатор "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 активность 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 5044-49.jpg 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 термоядерные реакции, 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..1988.



Физическая энциклопедия 

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ →← УПОРЯДОЧЕННОСТИ ОТНОСИТЕЛЬНОЙ КРИТЕРИЙ

T: 0.182136485 M: 3 D: 3