Система для исследования проблемы управляемого термоядерного синтеза. Проблемы управления термоядерным синтезом (УТС)

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

Федеральное агентство по образованию

ГОУ ВПО «Благовещенский государственный педагогический университет»

Физико-математический факультет

Кафедра общей физики

Курсовая работа

на тему: Проблемы термоядерного синтеза

по дисциплине: Физика

Исполнитель: В.С. Клетченко

Руководитель: В.А. Евдокимова

Благовещенск 2010

Введение

Проект ИТЭР

Заключение

Литература

Введение

В настоящее время человечество не может представить свою жизнь без электроэнергии. Она везде. Но традиционные способы получения электроэнергии не дешевые: только представить возведение ГЭС или реактора АЭС, то сразу становится понятно почему. Ученые 20-го века, перед лицом энергетического кризиса, нашли способ получения электроэнергии из вещества, количество которого не ограничено. Термоядерные реакции протекают при распаде дейтерия и трития. В одном литре воды содержится дейтерия столько, что при термоядерном синтезе может выделиться столько энергии, сколько получается при сжигании 350 литров бензина. То есть можно сделать вывод, что вода - это неограниченный источник энергии.

Если бы получение энергии с помощью термоядерного синтеза было бы настолько просто, как при помощи ГЭС, то человечество никогда не испытывало бы кризиса в энергетике. Для получения энергии таким способом необходима температура, эквивалентная температуре в центре солнца. Где взять такую температуру, как дорого будут стоить установки, насколько выгодна такая добыча энергии и безопасна ли такая установка? На эти вопросы будет дан ответ в настоящей работе.

Цель работы: изучение свойств и проблем термоядерного синтеза.

Термоядерные реакции и их энергетическая выгодность

Термоядерная реакция - синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который носит управляемый характер.

Известно, что ядро атома водорода представляет собой протон р. Такого водорода очень много в природе – в воздухе и в воде. Кроме этого существуют более тяжелые изотопы водорода. Ядро одного из них содержит, кроме протона р, еще и нейтрон n. Называется этот изотоп дейтерием D. Ядро другого изотопа содержит, кроме протона р два нейтрона n и называется тритерием (тритием) Т. Термоядерные реакции наиболее эффективно происходят при сверхвысоких температурах порядка 10 7 – 10 9 К. При термоядерных реакциях выделяется очень большая энергия, превышающая энергию, которая выделяется при делении тяжелых ядер. В реакции синтеза выделяется энергия, которая в расчете на 1кг вещества значительно больше энергии, выделяющейся в реакции деления урана. (Здесь под выделяющейся энергией понимается кинетическая энергия частиц, образующихся в результате реакции.) Например, при реакции слияния ядер дейтерия 1 2 D и трития 1 3 Т в ядро гелия 2 4 Не:

1 2 D + 1 3 Т → 2 4 Не + 0 1 n,

Выделяется энергия, приблизительно равная 3,5 МэВ на один нуклон. В реакциях деления энергия на один нуклон составляет около 1 МэВ.

При синтезе ядра гелия из четырех протонов:

4 1 1 p→ 2 4 Не + 2 +1 1 е,

выделяется еще большая энергия, равная 6,7 МэВ на одну частицу. Энергетическая выгодность термоядерных реакций объясняется тем, что удельная энергия связи в ядре атома гелия значительно превышает удельную энергию связи ядер изотопов водорода. Таким образом, при удачном осуществлении управляемых термоядерных реакций человечество получит новый мощный источник энергии.

Условия протекания термоядерных реакций

Для слияния легких ядер необходимо преодолеть потенциальный барьер, обусловленный кулоновским отталкиванием протонов в одноименно положительно заряженных ядрах. Для слияния ядер водорода 1 2 D их надо сблизить на расстояние r, равное приблизительно r ≈ 3 10 -15 м. Для этого нужно совершить работу, равную электростатической потенциальной энергии отталкивания П=е 2 : (4πε 0 r) ≈ 0,1 МэВ. Ядра дейтона смогут преодолеть такой барьер, если при соударении их средняя кинетическая энергия 3 / 2 kT будет равна 0,1 МэВ. Это возможно при Т=2 10 9 К. Практически температура, необходимая для протекания термоядерных реакций снижается на два порядка и составляет 10 7 К.

Температура порядка 10 7 К характерна для центральной части Солнца. Спектральный анализ показал, что в веществе Солнца, как и многих других звезд, имеется до 80% водорода и около 20% гелия. Углерод, азот и кислород составляют не более 1% массы звезд. При огромной массе Солнца (≈ 2 10 27 кг) количество этих газов достаточно велико.

Термоядерные реакции происходят на Солнце и звездах и являются источником энергии, обеспечивающим их излучение. Ежесекундно Солнце излучает энергию3,8 10 26 Дж, что соответствует уменьшению его массы на 4,3 млн. тонн. Удельное выделение энергии Солнца, т.е. выделение энергии, приходящееся на единицу массы Солнца в одну секунду, равно 1,9 10 -4 Дж/с кг. Оно весьма мало и составляет около 10 -3 % от удельного выделения энергии в живом организме в процессе обмена веществ. Мощность излучения Солнца практически не изменилась за много миллиардов лет существования Солнечной системы.

Один из путей протекания термоядерных реакций на Солнце – углеродно-азотный цикл, в котором соединение ядер водорода в ядро гелия облегчается в присутствии ядер углерода 6 12 С играющих роль катализаторов. В начале цикла быстрый протон проникает в ядро атома углерода 6 12 С и образует неустойчивое ядро изотопа азота 7 13 N с излучением γ-кванта:

6 12 С + 1 1 p→ 7 13 N + γ.

С периодом полураспада 14 минут в ядре 7 13 N происходит превращение 1 1 p→ 0 1 n + +1 0 е + 0 0 ν е и образуется ядро изотопа 6 13 С:

7 13 N→ 6 13 С + +1 0 е + 0 0 ν е.

приблизительно через каждые 32 млн. лет ядро 7 14 N захватывает протон и превращается в ядро кислорода 8 15 О:

7 14 N+ 1 1 p→ 8 15 О + γ.

Неустойчивое ядро 8 15 О с периодом полураспада 3 минуты испускает позитрон и нейтрино и превращается в ядро 7 15 N:

8 15 О→ 7 15 N+ +1 0 е+ 0 0 ν е.

Цикл завершается реакцией поглощения ядром 7 15 N протона с распадом его на ядро углерода 6 12 С и α-частицу. Это происходит приблизительно через 100 тысяч лет:

7 15 N+ 1 1 p→ 6 12 С + 2 4 Не.

Новый цикл начинается вновь с поглощением углеродом 6 12 С протона, исходящего в среднем через 13 миллионов лет. Отдельные реакции цикла отдалены во времени промежутками, которые являются по земным масштабам времени непомерно большими. Однако цикл является замкнутым и происходит непрерывно. Поэтому различные реакции цикла происходят на Солнце одновременно, начавшись в разные моменты времени.

В результате этого цикла четыре протона сливаются в ядро гелия с появлением двух позитронов и γ-излучения. К этому нужно добавить излучение, возникающее при слиянии позитронов с электронами плазмы. При образовании одного гамматома гелия выделяется 700 тысяч кВт ч энергии. Это количество энергии компенсирует потери энергии Солнца на излучение. Расчеты показывают, что количества водорода, имеющегося на Солнце, хватит на поддержание термоядерных реакций и излучения Солнца на миллиарды лет.

Осуществление термоядерных реакций в земных условиях

Осуществление термоядерных реакций в земных условиях создаст огромные возможности для получения энергии. Например, при использовании дейтерия, содержащегося в одном литре воды, в реакции термоядерного синтеза выделится столько же энергии, сколько выделится при сгорании примерно 350 литров бензина. Но если термоядерная реакция будет протекать самопроизвольно, то произойдет колоссальный взрыв, так как выделяющаяся при этом энергия очень велика.

Условия, близкие к тем, что реализуются в недрах Солнца, были осуществлены в водородной бомбе. Там происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом является смесь дейтерия 1 2 D с тритием 1 3 Т. Высокая температура, необходимая для протекания реакции, получается за счет взрыва обычной атомной бомбы, помещенной внутри термоядерной.

Основные проблемы, связанные с осуществлением термоядерных реакций

В термоядерном реакторе реакция синтеза должна происходить медленно, должна быть возможность управлять ею. Изучение реакций, происходящих в высокотемпературной дейтериевой плазме, является теоретической основой получения искусственных управляемых термоядерных реакций. Основной трудностью является поддержание условий, необходимых для получения самоподдерживающейся термоядерной реакции. Для такой реакции необходимо, чтобы скорость выделения энергии в системе, где происходит реакция, была не меньше, чем скорость отвода энергии от системы. При температурах порядка 10 8 К термоядерные реакции в дейтериевой плазме обладают заметной интенсивностью и сопровождаются выделением большой энергии. В единице объема плазмы при соединении ядер дейтерия выделяется мощность 3кВт/м 3 . При температурах порядка 10 6 К мощность составляет всего лишь 10 -17 Вт/м 3 .

А как практически использовать выделяющуюся энергию? При синтезе дейтерия с тритерием основная часть выделившейся энергии (около 80%) проявляется в форме кинетической энергии нейтронов. Если вне магнитной ловушки замедлить эти нейтроны, то можно получить теплоту, а затем преобразовать ее в электрическую энергию. При реакции синтеза в дейтерии примерно 2/3 высвобожденной энергии несут заряженные частицы – продукты реакции и только 1/3 энергии – нейтроны. А кинетическую энергию заряженных частиц можно непосредственно преобразовать в электрическую энергию.

Какие же условия нужны для осуществления реакций синтеза? В этих реакциях ядра должны соединиться друг с другом. Но каждое ядро заряжено положительно, значит, между ними действуют силы отталкивания, которые определяются законом Кулона:

Где Z 1 e – заряд одного ядра, Z 2 e – заряд второго ядра, а e – модуль заряда электрона. Для того, чтобы соединится друг с другом, ядра должны преодолеть кулоновские силы отталкивания. Эти силы становятся очень большими, когда ядра сближаются. Наименьшими силы отталкивания будут в случае ядер водорода, имеющих наименьший заряд (Z=1). Чтобы преодолеть кулоновские силы отталкивания и соединиться ядра должны обладать кинетической энергией примерно 0,01 – 0,1 МэВ. Такой энергии соответствует температура порядка 10 8 – 10 9 К. А это больше, чем температура даже в недрах Солнца! Из-за того, что реакции синтеза происходят при очень высоких температурах, их называют термоядерными.

Термоядерные реакции могут быть источником энергии, если выделение энергии будет превосходить затраты. Тогда, как говорят, процесс синтеза будет самоподдерживающимся.

Температуру, при которой это происходит, называют температурой зажигания или критической температурой. Для реакции DT (дейтерий – тритерий) температура зажигания составляет около 45 млн. К, а для реакции DD (дейтерий – дейтерий) около 400 млн. К. Таким образом для протекания реакций DT нужны гораздо меньшие температуры, чем для реакций DD. Поэтому исследователи плазмы отдают предпочтение реакциям DT, хотя тритий в природе не встречается, а для его воспроизводства в термоядерном реакторе надо создавать особые условия.

Как же удержать плазму в какой-то установке – термоядерном реакторе – и нагреть ее так, чтобы начался процесс синтеза? Потери энергии в высокотемпературной плазме связаны главным образом с уходом тепла через стенки устройства. Плазму необходимо изолировать то стенок. С этой целью применяются сильные магнитные поля (магнитная термоизоляция плазмы). Если через столб плазмы в направлении его оси пропустить большой электрический ток, то в магнитном поле этого тока возникают силы, которые сжимают плазму в плазменный шнур, оторванный от стенок. Удержание плазмы в отрыве от стенок и борьба с различными неустойчивостями плазмы являются сложнейшими задачами, решение которых должно привести к практическому осуществлению управляемых термоядерных реакций.

Ясно, что, чем выше концентрация частиц, тем чаще они сталкиваются друг с другом. Поэтому может показаться, что для осуществления термоядерных реакций надо использовать плазму большой концентрации частиц. Однако если концентрация частиц будет такой, как концентрация молекул в газах при нормальных условиях (10 25 м -3 ), то при термоядерных температурах давление в плазме было бы колоссальным – порядка 10 12 Па. Такое давление не сможет выдержать ни одно техническое устройство! Чтобы давление составляло величину порядка 10 6 Па и соответствовало прочности материала, термоядерная плазма должна быть сильно разреженной (концентрация частиц должна быть порядка 10 21 м -3 ) .Однако в разреженной плазме соударение частиц друг с другом происходят реже. Чтобы в этих условиях могла поддерживаться термоядерная реакция, надо увеличить время пребывания частиц в реакторе. В связи с этим удержательная способность ловушки характеризуется произведением концентрации n частиц на время t их удержания в ловушке.

Оказывается, что для реакции DD

nt>10 22 м -3. с,

а для реакции DT

nt>10 20 м -3. с.

Отсюда видно, что для реакции DD при n=10 21 м -3 время удержания должно быть больше 10 с; если же n=10 24 м -3 , то достаточно, чтобы время удержания превышало 0,1 с.

Для смеси дейтерия с тритием при n=10 21 м -3 термоядерная реакция синтеза может начаться, если время удержания плазмы больше 0,1 с, а при n=10 24 м -3 достаточно, чтобы это время было больше 10 -4 с. Таким образом, при одинаковых условиях необходимое время удержания реакции DT может быть значительно меньше, чем в реакциях DD. В этом смысле реакцию DT легче осуществить, чем реакцию DD.

Осуществление управляемых термоядерных реакций в установках типа «ТОКАМАК»

Физики настойчиво ищут путей овладения энергией термоядерных реакций синтеза. Уже сейчас такие реакции реализуются в различных термоядерных установках, но выделяющаяся в них энергия еще не оправдывает затраты средств и труда. Другими словами, существующие термоядерные реакторы пока экономически не выгодны. Среди различных программ термоядерных исследований в настоящее время наиболее перспективной считается программа, основанная на реакторах типа токамак. Первые исследования кольцевых электрических разрядов в сильном продольном магнитном поле были начаты в 1955 г. под руководством советских физиков И.Н.Головина и Н.А.Явлинского. Построенная ими тороидальная установка была довольно крупной даже по современным масштабам: она была рассчитана на разряды с силой тока до 250 кА. И.Н.Головин предложил для таких установок название «токамак» (токовая камера, магнитная катушка). Это название используется физиками всего мира.

До 1968 г. исследования на токамаках развивались главным образом в Советском Союзе. Сейчас в мире более 50 установок типа токамак.

На рисунке 1 изображена типичная конструкция токамака. Продольное магнитное поле в нем создается катушками с током, охватывающими тороидальную камеру. Кольцевой ток в плазме возбуждается в камере как во вторичной обмотке трансформатора при разрядке батареи конденсаторов через первичную обмотку 2. Плазменный шнур заключен в тороидальную камеру – лайнер 4, изготовленный из тонкой нержавеющей стали толщиной в несколько миллиметров. Лайнер окружен медным кожухом 5 толщиной в несколько сантиметров. Назначение кожуха – стабилизировать медленные длинноволновые изгибы плазменного шнура.

Эксперименты на токамаках позволили установить, что время удержания плазмы (величина, характеризующая длительность сохранения плазмой необходимой высокой температуры) пропорциональна площади сечения плазменного шнура и индукции продольного магнитного поля. Магнитная индукция может быть весьма большой при использовании сверхпроводящих материалов. Другая возможность повышения времени удержания плазмы состоит в увеличении поперечного сечения плазменного шнура. Это значит, что необходимо увеличить размеры токамаков. Летом в 1975 году в Институте атомной энергии имени И.В. Курчатова вступил в строй самый крупный токамак – Т-10. В нем получены следующие результаты: температура ионов в центре шнура 0,6 – 0,8 кЭв, средняя концентрация частиц 8 . 10 19 м -3 , энергетическое время удержания плазмы 40 – 60 мс, основной параметр удержания nt~(2,4-7,2) . 10 18 м -3. с.

Более крупными установками являются так называемые демонстрационные токамаки, которые вступили в строй до 1985 года. Токамаком такого типа является Т-20. Он имеет весьма внушительные размеры: большой радиус тора равен 5 метрам, радиус тороидальной камеры – 2 метра, объем плазмы – около 400 кубических метров. Целью сооружения таких установок является не только проведение физических экспериментов и исследований. Но и разработка различных технологических аспектов проблемы – выбор материалов, изучение изменения их свойств при повышенных тепловых и радиационных воздействиях и т.д. Установка Т-20 предназначена для получения реакции смеси DT. В этой установке предусматривается надежная защита от мощного рентгеновского излучения, потока быстрых ионов и нейтронов. Предполагается использовать энергию потока быстрых нейтронов (10 17 м -2. с), которые в специальной защитной оболочке (бланкете) будет замедляться, и отдавать свою энергию теплоносителю. Кроме того, если в бланкете будет содержаться изотоп лития 3 6 Li, то он под действием нейтронов будет превращаться в тритий, который в природе не существует.

Токамаки следующего поколения будут представлять собой уже опытно-промышленные термоядерные электростанции, и они в конечном счете должны будут производить электроэнергию. Предполагается, что они будут реакторами «гибридного типа», в которых бланкет будет содержать делящийся материал (уран). Под действием быстрых нейтронов в уране будет происходить реакция деления, что повысит общий энергетический выход установки.

Итак, токамаки представляют собой устройства, в которых плазма нагревается до высоких температур и удерживается. Как осуществляется в токамаках нагрев плазмы? Прежде всего, плазма в токамаке нагревается вследствие протекания электрического тока это, как говорят, омический нагрев плазмы. Но при очень высоких температурах сопротивление плазмы сильно падает и омический нагрев становится неэффективным, поэтому сейчас исследуются различные методы дополнительного повышения температуры плазмы, такие как инжекция в плазму быстрых нейтральных частиц и высокочастотный нагрев.

Нейтральные частицы не испытывают никакого действия со стороны магнитного поля, удерживающего плазму, и поэтому могут быть легко «впрыснуты», инжектированы в плазму. Если эти частицы обладают большой энергией, то, попав в плазму, они ионизуются и при столкновениях с частицами плазмы передают им часть своей энергии, и плазма нагревается. Сейчас достаточно хорошо разработаны методы получения потоков нейтральных частиц (атомов) с большой энергией. С этой целью с помощью специальных устройств – ускорителей – заряженным частицам сообщается очень большая энергия. Затем этот поток заряженных частиц специальными методами нейтрализуют. В результате получается поток высокоэнергетических нейтральных частиц.

Высокочастотный нагрев плазмы может осуществляться с помощью внешнего высокочастотного электромагнитного поля, частота которого совпадает с одной из собственных частот плазмы (условия резонанса). При выполнении этого условия частицы плазмы сильно взаимодействуют с электромагнитным полем, и происходит перекачка энергии поля в энергию плазмы (плазма нагревается).

Хотя программа токамаков считается наиболее перспективной для термоядерного синтеза, физики не прекращают исследований по другим направлениям. Так, последние достижения по удержанию плазмы в прямых системах с магнитными пробками вселяют оптимистические надежды на создание на основе таких систем энергетического термоядерного реактора.

Для устойчивого удержания плазмы с помощью описанных устройств в ловушке создаются условия, при которых магнитное поле нарастает от центра ловушки к ее периферии. Нагрев плазмы осуществляется с помощью инжекции нейтральных атомов.

Как в токамаках, так и в пробкотронах для удержания плазмы необходимо очень сильное магнитное поле. Однако существуют направления решения проблемы термоядерного синтеза, при реализации которых отпадает необходимость создания сильных магнитных полей. Это так называемые лазерный синтез и синтез с помощью релятивистских электронных пучков. Суть этих решений состоит в том, что на твердую «мишень», состоящую из замороженной смеси DT, со всех сторон направляют либо мощное лазерное излучение, либо пучки релятивистских электронов. В результате мишень должна сильно нагреваться, ионизоваться и в ней взрывным образом должна произойти реакция синтеза. Однако практическое воплощение этих идей сопряжено со значительными трудностями, в частности из-за отсутствия лазеров, обладающих необходимой мощностью. Тем не менее, в настоящее время интенсивно разрабатываются проекты термоядерного реактора на основе этих направлений.

К решению проблемы могут привести различные проекты. Ученые надеются, что, в конце концов, удастся осуществить управляемые реакции термоядерного синтеза и тогда человечество получит источник энергии на многие миллионы лет.

Проект ИТЭР

Уже в самом начале проектирования токамаков нового поколения стало ясно, насколько они сложны и дороги. Возникла естественная мысль о международном сотрудничестве. Так появился проект ИТЭР (Интернациональный Термоядерный Энергетический Реактор), в разработке которого участвуют объединение «Евратом», СССР, США и Япония. Сверхпроводящий соленоид ИТЭРа на основе нитрата олова должен охлаждаться жидким гелием при температуре 4 К или жидким водородом при 20 К. Увы, не сбылись мечты о более «теплом» соленоиде из сверхпроводящей керамики, который мог бы работать при температуре жидкого азота (73 К). Расчеты показали, что он только ухудшит систему, поскольку, кроме эффекта сверхпроводимости, свой вклад будет вносить и проводимость его медной подложки.

В соленоиде ИТЭРа запасается огромная энергия - 44 ГДж, что эквивалентно заряду около 5 т тротила. В целом электромагнитная система этого реактора по мощности и сложности на два порядка превзойдет самые крупные действующие установки. По электрической мощности он будет эквивалентен Днепрогэсу (около 3 ГВт), а его общая масса составит примерно 30 тыс. т.

Долговечность реактора определяет прежде всего первая стенка тороидальной камеры, находящаяся в самых напряженных условиях. Кроме термических нагрузок, она должна пропускать и частично поглощать мощный поток нейтронов. По расчетам, стенка из наиболее подходящих сталей сможет выдержать не более 5 – 6 лет. Таким образом, при заданной длительности работы ИТЭРа – 30 лет – стенку потребуется менять 5 – 6 раз. Для этого реактор придется почти полностью разбирать с помощью сложных и дорогих дистанционных манипуляторов - ведь только они смогут проникнуть в радиоактивную зону.

Такова цена даже опытного термоядерного реактора - чего же потребует промышленный?

Современные исследования плазмы и термоядерных реакций

Основным направлением в исследованиях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, проводимых в Институте ядерного синтеза, по-прежнему остается активное участие в разработке технического проекта международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР.

Работы эти получили новый импульс после подписания 19 сентября 1996 года Председателем правительства РФ В.С. Черномырдиным Постановления об утверждении федеральной целевой научно-технической программы "Международный термоядерный реактор ИТЭР и научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в его поддержку на 1996-1998 годы". В Постановлении подтверждены обязательства по проекту, принятые на себя Россией, и рассмотрены вопросы их ресурсного обеспечения. Группа сотрудников откомандирована для работы в центральных проектных коллективах ИТЭР в США, Японии и Германии. В рамках "домашнего" задания в Институте ведутся экспериментальные и расчетно-теоретические работы по моделированию элементов конструкций бланкета ИТЭР, разработке научной базы и технического обеспечения систем нагрева плазмы и неиндукционного поддержания тока с помощью электронно-циклотронных волн и нейтральной инжекции.

В 1996 году в ИЯС проведены стендовые испытания прототипов квазистационарных гиротронов, разрабатываемых в России для систем ЭЦР-предыонизации и нагрева плазмы ИТЭР. Ведутся макетные испытания новых методик диагностики плазмы - зондирования плазмы пучком тяжелых ионов (совместно с Харьковским физико-техническим институтом) и рефлектометрии. Изучаются проблемы обеспечения безопасности термоядерных энергетических систем и связанные с ними вопросы формирования нормативной базы. Выполнен цикл модельных расчетов механической реакции конструкций бланкета реактора на динамические процессы в плазме, такие, как срывы тока, смещения плазменного шнура и т.п. В феврале 1996 года в Москве было проведено тематическое совещание по диагностическому обеспечению ИТЭР, в котором приняли участие представители всех сторон проекта.

Уже 30 лет (с 1973 года) активно ведутся совместные работы в рамках российско (советско) - американского сотрудничества по УТС с магнитным удержанием. И в сегодняшнее трудное для российской науки время пока еще удается сохранять достигнутый в прошедшие годы научный уровень и спектр совместных исследований, ориентированных в первую очередь на физическое и научно-инженерное обеспечение проекта ИТЭР. В 1996 году специалисты Института продолжали участвовать в дейтерий-тритиевых экспериментах на токамаке TFTR в Принстонской лаборатории физики плазмы. В ходе этих экспериментов, наряду с существенными успехами по изучению механизма самонагрева плазмы образующимися в термоядерной реакции α-частицами нашла практическое подтверждение идея улучшения удержания высокотемпературной плазмы в токамаках за счет создания в центральной зоне магнитной конфигурации с так называемым обратным широм. Продолжены совместно с отделом физики плазмы компании " GeneralAtomic" взаимодополняющие исследования неиндукционного поддержания тока в плазме с помощью СВЧ-волн в диапазоне электронного циклотронного резонанса на частоте 110-140 МГц. При этом осуществлялся взаимный обмен уникальной диагностической аппаратурой. Подготовлен эксперимент по дистанционной on-line обработке в ИЯС результатов измерений на токамаке DIII-D в Сан-Диего, для чего в Москву будет передана рабочая станция «Alfa». С участием Института Ядерного Синтеза завершается создание на DIII-D мощного гиротронного комплекса, ориентированного на квазистационарный режим работы. Интенсивно ведутся совместные расчетно-теоретические работы по изучению процессов срыва тока в токамаках (одна из основных физических проблем ИТЭР на сегодняшний день) и моделированию процессов переноса с участием теоретиков Принстонской лаборатории, Техасского университета и " GeneralAtomic". Продолжается сотрудничество с Аргоннской национальной лабораторией по проблемам взаимодействия плазма-стенка и разработке перспективных малоактивируемых материалов для энергетических термоядерных реакторов.

В рамках российско-германской программы по мирному использованию атомной энергии ведется многоплановое сотрудничество с Институтом физики плазмы им. Макса Планка, Ядерным исследовательским центром в Юлихе, Штутгартским и Дрезденским техническими университетами. Сотрудники Института участвовали в разработке, а теперь и в эксплуатации гиротронных комплексов стелларатора Wendelstein W7-As и токамака ASDEX-U в Институте М. Планка. Совместно разработан численный код для обработки результатов измерений спектра энергии частиц перезарядки применительно к токамакам Т-15 и ADEX-U. Продолжены работы по анализу и систематизации опыта эксплуатации инженерных систем токамаков TEXTOR и Т-15. Для совместных экспериментов на TEXTOR подготавливается рефлектометрическая система диагностики плазмы. Существенная информация накоплена в рамках долгосрочной совместной работы с Дрезденским техническим университетом по выбору и анализу малоактивируемых материалов, перспективных для конструкций будущих термоядерных реакторов. Сотрудничество со Штутгартским университетом ориентировано на изучение технологических проблем повышения надежности гиротронов большой мощности (совместно с Институтом прикладной физики РАН РФ). Вместе с Берлинским филиалом Института М. Планка проводятся работы по совершенствованию методики использования диагностической станции WASA-2 для поверхностного анализа материалов, подвергающихся воздействию высокотемпературной плазмы. Станция была разработана специально для токамака Т-15.

По двум линиям ведется сотрудничество с Францией. Совместные экспериментальные исследования по физике сильноточных ионных источников, в частности источников отрицательных ионов водорода, и по плазменным движителям для космических аппаратов проводятся с отделом физики плазмы Ecole Polytechnique. Продолжаются совместные работы по изучению процессов скоростного сжатия проводящих цилиндрических оболочек сверхсильными магнитными полями с исследовательским центром De-Gramat. В Институте разработана и сооружается установка для получения импульсных магнитных полей субмегагауссного диапазона (на контрактной основе).

Проводятся консультации специалистов Швейцарского центра исследований в области физики плазмы Suisse Ecole Poytechnique по использованию метода электронно-циклотронного нагрева плазмы. Согласована долгосрочная программа сотрудничества по УТС с Ядерным центром Фраскати (Италия).

"Зонтиковое" соглашение о взаимном научном обмене подписано с Японским национальным центром по плазменным исследованиям (Нагойя). Выполнен ряд совместных теоретических и расчетно-теоретических исследований по механизмам переносов в плазме токамаков и вопросам удержания в стеллараторах (применительно к сооружаемому в Японии крупному гелиотрону LHD).

В Институте физики плазмы Китайской академии наук (г.Хефей) начаты полномасштабные эксперименты на сверхпроводящем токамаке НТ-7, созданном на основе нашего токамака Т-7. На контрактной основе в Институте для НТ-7 готовится несколько диагностических систем.

Специалисты Института неоднократно приглашались компанией "Самсунг" для консультирования работ по проектированию крупного сверхпроводящего токамака START, который Южная Корея планировала соорудить к 1999 году. Это крупнейшая термоядерная установка в мире к этому времени.

Институт является головной организацией по шести проектам Международного научно-технического центра ISTC (тритиевый цикл термоядерного реактора, технологическое применение ионной имплантации, плазменная диагностика, лидарная система экологического контроля атмосферы, система рекуперации для комплексов инжекционного нагрева плазмы в термоядерных системах, источники низкотемпературной плазмы для технологических целей).

Заключение

Идея создания термоядерного реактора зародилась в 1950-х годах. Тогда от нее было решено отказаться, поскольку ученые были не в состоянии решить множество технических проблем. Прошло несколько десятилетий прежде, чем ученым удалось «заставить» реактор произвести хоть сколько-нибудь термоядерной энергии.

В ходе написания курсовой работы мною были подняты вопросы по созданию и основным проблемам термоядерного синтеза, и как оказалось, создание установок для получения термоядерного синтеза – это и есть проблема, но не основная. К основным проблемам можно отнести удержание плазмы в реакторе и создание оптимальных условий: произведением концентрации n частиц на время t их удержания в ловушке и созданиям температуры, приблизительно равной температуре в центре солнца.

Несмотря на все сложности создания управляемого термоядерного синтеза, ученые не отчаиваются и ищут решения проблем, т.к. при удачном осуществлении реакции синтеза будет получен колоссальный источник энергии, во многом превосходящий любую созданную электростанцию. Запасы топлива для таких электростанций практически неисчерпаемы – дейтерий и тритий легко добываются из морской воды. Килограмм этих изотопов может выделить столько же энергии, сколько 10 млн кг органического топлива.

Будущее не сможет существовать без развития термоядерного синтеза, человечеству необходима электроэнергия, а в современных условиях нам не хватит наших запасов энергии, при получении ее из атомных и электростанций.

Литература

1. Милантьев В.П., Темко С.В. Физика плазмы: кн. для внеклас. чтения. VIII – X кл. – 2-е изд., доп. – М.: Просвещение, 1983. 160 с., ил. – (Мир знаний).

2. Свирский М.С. Электронная теория вещества: учеб. пособие для студентов физ. - мат. фак. пед. ин-тов – М.: Просвещение, 1980. – 288с., ил.

3. Цитович В.Н. Электрические свойства плазмы. М., «Знание», 1973.

4. Техника молодежи // №2/1991

5. Яворский Б.М., Селезнев Ю.А. Справочное руководство по физике. – М.: Наука. – Гл. ред. физ.- мат. лит., 1989. – 576 с., ил.

Лекция № 2.

Пути решения проблемы термоядерного синтеза

Основные направления исследований по ядерному синтезу: а) системы с магнитным удержанием;

б) квазистационарные (открытые и закрытые); импульсные; в) системы с инерциальным удержанием (лазерные, с различными пучками, с сжимающейся оболочкой).

К настоящему времени сформировались два в значительной мере независимых подхода к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза. Первый из них основан на возможности удержания и термоизоляции высокотемпературной плазмы относительно низкой плотности магнитным полем специальной конфигурации в течение сравнительно длительного времени (1-10 с).

Другой путь импульсный. При импульсном подходе необходимо быстро нагреть и сжать малые порции вещества до таких температур и плотностей, при которых термоядерные реакции успевали бы эффективно протекать за время существования ничем не удерживаемой или, как говорят, инерциально удерживаемой плазмы. Оценки показывают, что, для того чтобы сжать вещество до плотностей 100-1000 г/см 3 и нагреть его до температуры 5-10 кэВ, необходимо создать давление на поверхности сферической мишени 10 9 атм, то есть нужен источник, который позволял бы подвести к поверхности мишени энергию с плотностью мощности 10 15 Вт/см 2 .

Магнитное удержание плазмы.

Пусть температура плазмы T и концентрации взаимодействующих частиц n 1 и n 2 . Если скорость данного иона относительно второго есть v 1,2 , то вероятность того, что данный ион прореагирует за 1 секунду с каким-либо из ионов второго рода, дается выражением  v 1,2 n 2 . Здесь  - эффективное сечение реакции синтеза, величина, быстро растущая со скоростью. Если бы все n 1 ионов первого рода обладали одной и той же скоростью v 1,2 , то общее число реакций, происходящих в 1 см 3 плазмы за 1 сек, определялось бы равенством: N 1,2 = n 1 n 2  v 1,2 . При заданной температуре произведение должно быть усреднено по максвелловскому распределению. Обозначая через энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции, получим выражение для удельной мощности в виде W =n 1 n 2 <  v> Зависимость  (v) для рассматриваемых реакций известна, следовательно, величина <  v> может быть вычислена, а вместе с ней может быть найдена и удельная мощность W при любой температуре и плотности плазмы.
Численные оценки показывают, что величина W быстро растет с температурой, при температуре "горения" в несколько сотен миллионов градусов и при плотности плазмы ~10 15 см -3 она составляет около 10 5 квт/м 3 . Повышение температуры и плотности приводит к более энергонапряженным режимам, при которых должны прогрессивно возрастать технические трудности в реализации проекта. Более "мягкие" режимы приводят, при не слишком малой общей мощности термоядерного реактора, к очень большим размерам системы. Таким образом, взятые значения представляют собой разумный технический компромисс между противоречивыми требованиями. Заметим еще, что использованные оценки относятся к дейтериевой плазме; для равнокомпонентной смеси дейтерия и трития оптимальные "рабочие" температуры ниже.
Далее возникает следующий естественный вопрос: каким образом могут быть созданы указанные условия в зоне реакции? Точнее: как нагреть плазму до необходимых чрезвычайно высоких температур и как удержать нагретые частицы от разлета в течение времени, достаточного для протекания ядерных реакций? Главная трудность связана, по-видимому, со второй частью вопроса. Энергия, которая должна быть сообщена заданному объему плазмы с известной плотностью для ее нагревания до 10 8 K, представляет собой весьма скромную величину; она равна энергии, которую надо затратить, чтобы нагреть такой же объем воды всего на 1 K. Напротив, потоки частиц (и тепла) от зоны реакции к периферии будут огромны. Необходимо эффективно удерживать частицы в зоне реакции.
Основная идея, которая определила путь решения проблемы управляемого синтеза, состоит в использовании принципа магнитной термоизоляции. В Советском Союзе эта идея была высказана еще в 1950 г. А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом.
Коэффициент диффузии, а вместе с ним и коэффициент теплопроводности уменьшается на много порядков величины, если перемещение частиц происходит в направлении, перпендикулярном к сильному магнитному полю. Поэтому, если зона реакции отделена от стенок сильным магнитным полем, то можно надеяться на радикальное сокращение тепловых потоков. Величина удерживающего поля может быть найдена из равенства магнитного и газокинетического давления: H 2 /8  =nk(T e +T i ).
Для плазмы с выбранными параметрами (n~10 15 см -3 , T~10 8 K), необходимое для удержания поле должно составлять 25-30 килоэрстед. Эти большие величины отнюдь не выходят за пределы технических возможностей.
Мы говорим все время о теплопередаче в плазме поперек магнитного поля, но не следует забывать, что тепловые потоки вдоль силовых линий магнитного поля остаются незамагниченными; необходимо затруднить уход частиц и в этом направлении. Здесь открываются три возможности. Первая из них состоит в помещении плазмы в магнитную ловушку, т. е. в магнитное поле такой конфигурации, где оно усилено в областях ухода силовых линий из зоны реакции, в районе их пересечения со стенками; Вторая возможность состоит в ликвидации открытых концов силовых линий путем их сворачивания в кольцо. Наконец, третий путь состоит в использовании плазмы с относительно большой плотностью и в настолько быстром ее нагревании, что за время ухода вдоль силовых линий основная масса частиц успевает испытать ядерные столкновения.
Первая схема термоизоляции полностью себя оправдывает, если речь идет об удержании столь редкой плазмы, что ее можно рассматривать как собрание отдельных частиц. Большие времена жизни частиц в радиационных поясах Земли естественного и искусственного происхождения служат хорошим примером сказанному. Однако, в лабораторных опытах, выполненных с более плотной плазмой, т. е. в условиях, когда могут проявляться коллективные взаимодействия, обнаружились серьезные трудности. Времена жизни плазмы оказались на много порядков величины меньшими тех, которые можно было ожидать в результате столкновений плазменных частиц между собой или с молекулами остаточного газа и последующего ухода в конус потерь. Фактически времена жизни плазмы в некоторых моделях открытых ловушек составляли около 100 микросекунд (при плотности плазмы около 10 -9 см -3 ), тогда как времена жизни, обусловленные уходом в конус потерь, должны были измеряться минутами.
Этот результат качественно станет яснее, если учесть, что плазма, как всякий диамагнетик, должна выталкиваться из области более сильного поля. С этой точки зрения механизм действия магнитных пробок, удерживающих плазму внутри ловушки, вполне понятен. Но в ловушках рассматриваемого типа имеются также области, где поле убывает по мере удаления от оси по радиусу; здесь можно ожидать развития неустойчивости - появления плазменных "языков" или "желобков", перемещающихся поперек поля и переносящих плазму в сторону меньших значений поля. И действительно, прямые эксперименты указали на существование в этих ловушках неустойчивости "желобкового" типа, которая ограничивает время жизни плазмы.
Замыкая силовые линии, мы естественным образом приходим к установка типа кольцевого соленоида. Теперь магнитное поле повсюду ориентировано параллельно стенкам, и частицам, чтобы покинуть систему, надо двигаться поперек силовых линий. Но магнитное поле внутри тора слегка неоднородно, оно спадает к внешней стенке тора, что вызывает дрейф частиц. Дрейф в неоднородном магнитном поле происходит по нормали к направлению основного поля и к направлению его градиента и зависит от заряда частиц. Если ионы дрейфуют к верхней стенке тора, то электроны будут оседать на дно. Разделившиеся заряды создадут электрическое поле, и плазма, тем или иным способом образованная внутри тора, начнет, как целое, дрейфовать в скрещенных электрических и магнитных полях. Легко проверить, что окончательным итогом будет перемещение плазмы к внешней стенке тора.
Для компенсации этого дрейфа плазмы существуют различные способы. Можно пропускать через плазму продольный кольцевой ток, можно специальным образом усложнить соленоидальную обмотку или, скрутив тор, придать магнитной системе форму восьмерки. Топология магнитного поля во этих случаях меняется радикально.
Простейшие магнитные поля - постоянного магнита, прямого тока плоского контура, приводят как известно, в силу уравнения divB=0 к привычным картинам замкнутых силовых линий или линий, уходящих на бесконечность. Существует, однако, третья возможность, фактически наиболее общая: силовые линии могут оставаться в ограниченной области пространства, не замыкаясь и не уходя на бесконечность.

В приведенных примерах в результате деформации тороидальной магнитной системы и происходит преобразование замкнутых силовых линий - колец - в бесконечные силовые линии, непрерывно обвивающие кольцевую тороидальную ось и формирующие так называемые магнитные поверхности. Силовые линии, проходившие на различных расстояниях от оси тора, порождают (в простейшем случае) совокупность вложенных друг в друга коаксиальных магнитных поверхностей. В результате любая точка сечения тора оказывается соединенной с любой другой точкой сечения (равноудаленной от оси) силовой линией, принадлежащей к той или иной магнитной поверхности. Это означает, что перераспределение зарядов по сечению может осуществляться не поперек магнитного поля, а вдоль силовых линий. Поэтому накопление разноименных зарядов, а следовательно, и дрейф в скрещенных полях оказываются исключенными.
Варианты тороидальных систем с продольным током начали разрабатываться в Советском Союзе (установки типа "Токамак"), два других направления начали исследоваться в США (установки типа "Стелларатор").

В токамаках продольное магнитное поле создается катушками, которые могут питаться генератором с импульсной мощностью до 75 МВт. Вакуумные условия: начальное давление остаточных газов около 10 -8 мм рт. ст. Камера Токамака надета на железный сердечник и возникающий плазменный виток служит вторичной обмоткой импульсного трансформатора. Нагревание плазмы происходит за счет джоулева тепла, сильное продольное поле служит стабилизирующим каркасом. Полученные в токамаках параметры плазмы хотя и являются обнадеживающими, все еще сильно отличаются от тех, на которые можно было бы рассчитывать в случае идеально замагниченной плазмы. В частности, сравнительно небольшое время жизни указывает на существование неликвидированных типов неустойчивости, а следовательно, и на повышенную скорость диффузии.
Исследования на установках стеллараторного типа привели пока к более скромным результатам. Несмотря на длительность эксперимента и превосходные инженерные параметры системы, и в этом случае не удалось преодолеть неустойчивость плазмы. Диффузионные потоки на стенки во много раз превышают классические.

Был еще вариант решения проблемы термоядерного синтеза магнитным удержанием – импульсный. Здесь функции термоизоляции и нагревания плазмы возлагались на кратковременный импульс тока, который пропускается через разреженный дейтерий. За счет взаимодействия тока с собственным магнитным полем должно происходить сжатие плазменного шнура к оси разряда. Плазма оказывается отделенной от стенок сосуда собственным магнитным полем и должна нагреваться за счет работы сил сжатия и за счет джоулева тепла. На начальной стадии исследования предполагалось, что процесс сжатия квазистационарен, что в каждый момент времени магнитное давление, сжимающее плазму, уравновешивается газовым давлением. Температура вещества должна возрастать пропорционально квадрату силы тока, и численные оценки показывают, что при силе тока около 1 миллиона ампер, начальном давлении в 0,1 мм рт. ст. и диаметре сосуда в 200 мм температура плазменного шнура должна превышать 10 7 К. Правда, температура повысится на весьма короткое время (около 1 микросекунды), но в сильно сжатом плазменном шнуре будут происходить очень частые столкновения и можно рассчитывать на регистрацию нейтронного излучения от происходящих ядерных реакций.
В действительности картина квазистационарного сжатия оказывается грубо ошибочной. На начальной стадии процесса, после пробоя газового столба приложенным высоким напряжением, быстро нарастающий ток сосредоточивается в тонком поверхностном слое (скин-эффект). Внутренняя область столба почти не ионизована и не нагрета, газовое давление пренебрежимо мало и стягивание плазменной корочки к оси системы можно рассматривать с учетом одних сил инерции. В течение всего сжатия нет равновесия между газовым и магнитным давлением. Шнур стягивается к оси раньше, чем ток (а вместе с ним и магнитное давление) достигает максимума, но не остается в сжатом состоянии, а под действием тех же сил инерции начинает снова расширяться. Мало того, шнур неустойчив (вне шнура поле меняется как 1/r) и в результате развития макроскопических деформаций (перетяжки, изгибы) он касается стенок камеры, охлаждая и загрязняя плазму.
Замечательно, что нейтронное излучение плазмы при импульсном разряде в дейтерии все же наблюдалось. Это интересное явление было открыто группой советских физиков еще в 1952 г. Нейтронное излучение появляется не в результате нагревания всего имеющегося плазменного объема, а оказывается следствием столкновений малочисленной группы быстрых дейтонов, возникших в результате сложных ускорительных процессов в неустойчивом шнуре, с основной массой сравнительно холодной плазмы.
Увеличивая энергонапряженность системы, можно нагреть плазменный шнур до необходимых термоядерных температур к моменту первого сжатия шнура около оси и до начала развития неустойчивости. Однако для достижения условий, необходимых для получения термоядерной реакции с положительным энергетическим выходом, в предполагаемых опытах потребуется сосредоточение в импульсном разряде огромной энергии - около: 10 4 Мдж. Современная техника допускает сооружение импульсных установок на сотни мегаджоулей. Существуют конденсаторы, обладающие исключительно малой индуктивностью, разработаны низкоиндуктивные фидеры и весьма совершенные коммутационные устройства. Тем самым путь для дальнейшего прогресса в этом направлении открыт, но процесс приобретает характер мощного взрыва, эквивалентного по мощности взрыву нескольких тонн тротила, что совсем не похоже на плавно регулируемые управляемые термоядерные реакции.
В настоящее время работы с магнитными ловушками открытого типа с точки зрения решения проблемы термоядерного синтеза практически прекратились. Как показывают детальные расчеты, если потери частиц из ловушки всего в несколько раз превысят теоретический уровень, отвечающий полностью замагниченной теплопроводности, то осуществление термоядерного реактора с положительным энергетическим выходом становится невозможным.
Развитие импульсных процессов, по-видимому, достигло естественного предела, если иметь в виду реактор в качестве конечной цели. Но дальнейшие эксперименты могут привести к построению импульсных нейтронных источников огромной мощности. Своеобразным отходом от этих исследований явилось построение систем, предназначенных для ускорения сгустков плазмы.

Замкнутые магнитные системы представляются в настоящее время наиболее перспективными.

Лазерный термоядерный синтез.

Впервые идея использования мощного лазерного излучения для нагрева плотной плазмы до термоядерных температур была высказана Н.Г. Басовым и О.Н. Крохиным в начале 60-х годов. К настоящему времени сформировалось самостоятельное направление термоядерных исследований - лазерный термоядерный синтез (ЛТС).

Остановимся кратко на том, какие основные физические принципы заложены в концепцию достижения высоких степеней сжатия веществ и получения больших коэффициентов усиления по энергии с помощью лазерных микровзрывов. Рассмотрение построим на примере так называемого режима прямого сжатия. В этом режиме микросфера, наполненная термоядерным топливом, со всех сторон "равномерно" облучается многоканальным лазером. В результате взаимодействия греющего излучения с поверхностью мишени образуется горячая плазма с температурой в несколько килоэлектронвольт (так называемая плазменная корона), разлетающаяся навстречу лучу лазера с характерными скоростями 10 7 -10 8 см/с.

Не имея возможности более детально остановиться на процессах поглощения в плазменной короне, отметим, что в современных модельных экспериментах на уровне энергий лазерного излучения 10-100 кДж для мишеней, сравнимых по размерам с мишенями для больших коэффициентов усиления, удается достичь высоких (90%) коэффициентов поглощения греющего излучения.

Световое излучение не может проникнуть в плотные слои мишени (плотность твердого тела составляет 10 23 см -3 ). За счет теплопроводности энергия, поглощенная в плазме с электронной плотностью, меньшей n кр , передается в более плотные слои, где происходит абляция вещества мишени. Оставшиеся неиспаренными слои мишени под действием теплового и реактивного давления ускоряются к центру, сжимая и нагревая находящееся в ней топливо. В итоге энергия лазерного излучения превращается на рассматриваемой стадии в кинетическую энергию вещества, летящего к центру, и в энергию разлетающейся короны. Очевидно, что полезная энергия сосредоточена в движении к центру. Эффективность вклада световой энергии в мишень характеризуется отношением указанной энергии к полной энергии излучения - так называемым гидродинамическим коэффициентом полезного действия (КПД). Достижение достаточно высокого гидродинамического КПД (10-20%) является одной из важных проблем ЛТС.

Какие же процессы могут препятствовать достижению высоких степеней сжатия? Один из них заключается в том, что при термоядерных плотностях излучения q > 10 14 Вт/см 2 заметная доля поглощенной энергии трансформируется не в классическую волну электронной теплопроводности, а в потоки быстрых электронов, энергия которых много больше температуры плазменной короны (так называемые надтепловые электроны). Это может происходить как за счет резонансного поглощения, так и вследствие параметрических эффектов в плазменной короне. При этом длина пробега надтепловых электронов может оказаться сравнимой с размерами мишени, что приведет к предварительному прогреву сжимаемого топлива и невозможности получения предельных сжатий. Большой проникающей способностью обладают и рентгеновские кванты большой энергии (жесткое рентгеновское излучение), сопутствующие надтепловым электронам.

Тенденцией экспериментальных исследований последних лет является переход к использованию коротковолнового лазерного излучения (< 0,5 мкм) при умеренных плотностях потока (q < 10 15 Вт/см 2 ). Практическая возможность перехода к нагреву плазмы коротковолновым излучением связана с тем, что коэффициенты конверсии излучения твердотельного неодимого лазера (основного кандидата в драйверы для ЛТС) с длиной волны l = 1,06 мкм в излучения второй, третьей и четвертой гармоник с помощью нелинейных кристаллов достигает 70-80%. В настоящее время фактически все крупные лазерные установки на неодимовом стекле снабжены системами умножения частоты.

Физической причиной преимущества использования коротковолнового излучения для нагрева и сжатия микросфер является то, что с уменьшением длины волны увеличивается поглощение в плазменной короне и возрастают абляционное давление и гидродинамический коэффициент передачи. На несколько порядков уменьшается доля надтепловых электронов, генерируемых в плазменной короне, что является чрезвычайно выгодным для режимов как прямого, так и непрямого сжатия. Для непрямого сжатия принципиально и то, что с уменьшением длины волны увеличивается конверсия поглощенной плазмой энергии в мягкое рентгеновское излучение.

Остановимся теперь на режиме непрямого сжатия. Физический анализ показывает, что осуществление режима сжатия до высоких плотностей топлива оптимально для простых и сложных оболочечных мишеней с аспектным отношением R / DR в несколько десятков. Здесь R - радиус оболочки, DR - ее толщина. Однако сильное сжатие может быть ограничено развитием гидродинамических неустойчивостей, которые проявляются в отклонении движения оболочки на стадиях ее ускорения и торможения в центре от сферической симметрии и зависят от отклонений начальной формы мишени от идеально сферической, неоднородного распределения падающих лазерных лучей по ее поверхности. Развитие неустойчивости при движении оболочки к центру приводит сначала к отклонению движения от сферически-симметричного, затем к турбулизации течения и в конце концов к перемешиванию слоев мишени и дейтериево-тритиевого горючего. В результате в конечном состоянии может возникнуть образование, форма которого резко отличается от сферического ядра, а средние плотность и температура значительно ниже величин, соответствующих одномерному сжатию. При этом начальная структура мишени (например, определенный набор слоев) может быть полностью нарушена.

Физическая природа такого типа неустойчивости эквивалентна неустойчивости слоя ртути, находящегося на поверхности воды в поле тяжести. При этом, как известно, происходит полное перемешивание ртути и воды, то есть в конечном состоянии ртуть окажется внизу. Аналогичная ситуация и может происходить при ускоренном движении к центру вещества мишени, имеющей сложную структуру, или в общем случае при наличии градиентов плотности и давления.

Требования к качеству мишеней достаточно жестки. Так, неоднородность толщины стенки микросферы не должна превышать 1%, однородность распределения поглощения энергии по поверхности мишени 0,5%.

Предложение использовать схему непрямого сжатия как раз и связано с возможностью решить проблему устойчивости сжатия мишени. Излучение лазера заводится в полость, фокусируясь на внутренней поверхности внешней оболочки, состоящей из вещества с большим атомным номером, например золота. Как уже отмечалось, до 80% поглощенной энергии трансформируется в мягкое рентгеновское излучение, которое нагревает и сжимает внутреннюю оболочку. К преимуществам такой схемы относятся возможность достижения более высокой однородности распределения поглощенной энергии по поверхности мишени, упрощение схемы лазера и условий фокусировки и т.д. Однако имеются и недостатки, связанные с потерей энергии на конверсию в рентгеновское излучение и сложностью ввода излучения в полость.

В настоящее время интенсивно разрабатывается элементная база и создаются проекты лазерных установок мегаджоульного уровня. В Ливерморской лаборатории начато создание установки на неодимовом стекле с энергией Е = 1,8 МДж. Стоимость проекта составляет 2 млрд долл. Создание установки аналогичного уровня запланировано и во Франции. На этой установке планируется достижение коэффициента усиления по энергии Q ~ 100. Нужно сказать, что запуск установок такого масштаба не только приблизит возможность создания термоядерного реактора на основе лазерного термоядерного синтеза, но и предоставит в распоряжение исследователей уникальный физический объект - микровзрыв с энерговыделением 10 7 -10 9 Дж, мощный источник нейтронного, нейтринного, рентгеновского и g-излучений. Это будет иметь не только большое общефизическое значение (возможность исследовать вещества в экстремальных состояниях, физики горения, уравнения состояния, лазерных эффектов и т.д.), но и позволит решить специальные задачи прикладного, в том числе военного, характера.

Для реактора на основе лазерного термоядерного синтеза необходимо, однако, создание лазера мегаджоульного уровня, работающего с частотой повторения в несколько герц. В ряде лабораторий исследуются возможности создания таких систем на основе новых кристаллов. Запуск опытного реактора по американской программе планируется на 2025 год.

Проблемы управления термоядерным синтезом (УТС)

Исследователи всех развитых стран связывают надежды на преодоление грядущего энергетического кризиса с управляемой термоядерной реакцией. Такая реакция - синтез гелия из дейтерия и трития - миллионы лет протекает на Солнце, а в земных условиях ее вот уже пятьдесят лет пытаются осуществить в гигантских и очень дорогих лазерных установках, токамаках и стеллараторах. Однако есть и другие пути решения этой непростой задачи, и вместо огромных токамаков для осуществления термоядерного синтеза можно будет, вероятно, использовать довольно компактный и недорогой коллайдер - ускоритель на встречных пучках.

Для работы Токамака необходимо очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт сжигает около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 10 трлн. кВт/ч электроэнергии в год, то есть столько же, сколько сегодня производят все электростанции Земли, то мировых запасов дейтерия и лития хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет.

Кроме слияния дейтерия и лития возможен чисто солнечный термояд, когда соединяются два атома дейтерия. В случае освоения этой реакции энергетические проблемы будут решены сразу и навсегда.

В любом из известных вариантов управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности, следовательно, таким реакторам не присуща внутренняя безопасность.

Отличительной особенностью термояда является почти полная радиационная безопасность. Специалисты утверждают, что термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 ГВт в плане радиационной опасности эквивалентна урановому реактору деления мощностью 1 КВт - типичный университетский исследовательский реактор. Это обстоятельство во многом является решающим фактором, вызывающим пристальное внимание правительств ведущих стран к термоядерной энергетике при тесном международном сотрудничестве в этой области. Создана специальная международная программа, призванная в ближайшем будущем избавить человечество от надвигающегося энергетического кризиса.

До начала 1990-х годов, ни о каком сотрудничестве в области термояда речи не было. Все усилия двух супердержав были направлены на создание все более мощного термоядерного оружия, а проблемы энергетики рассматривались как "побочный продукт". Тем не менее, в 1954 г. в СССР под руководством Леонтовича в Институте атомной энергии удалось построить первый Токамак. Нарастание мощности термоядерных реакций в середине 1960-х годов позволило серьезно "подтолкнуть" проблему управляемого термоядерного синтеза.

Чернобыльская трагедия, многочисленные аварии на ядерных реакторах военного назначения, как в России, так и США, а, главное, изменение коренным образом общеполитической ситуации в мире привели к тому, что в 1998 г. при участии России, США, стран Европы и Японии был закончен инженерный проект Токамак-реактора "ИТЕР", рассчитанного на долговременное термоядерное горение смеси дейтерия с литием. Программа "ИТЕР" стоимостью 5 млрд. долл. предусматривает строительство в 2010-2015 гг. экспериментального Токамака мощностью 1 ГВТ, а в 2030-2035 годы планируется закончить строительство первого в мире демонстрационного термоядерного реактора, способного производить электричество, избавив нас, таким образом, от проблемы "снабжения".

С физической точки зрения задача формулируется несложно. Для осуществления самоподдерживающейся реакции ядерного синтеза необходимо и достаточно соблюсти два условия.

• 1. Энергия участвующих в реакции ядер должна составлять не менее 10 кэВ. Чтобы пошел ядерный синтез, участвующие в реакции ядра должны попасть в поле ядерных сил, радиус действия которых 10 -12 -10 -13 см. Однако атомные ядра обладают положительным электрическим зарядом, а одноименные заряды отталкиваются. На рубеже действия ядерных сил энергия кулоновского отталкивания составляет величину порядка 10 кэВ. Чтобы преодолеть этот барьер, ядра при столкновении должны иметь кинетическую энергию, по крайней мере не меньше данной величины.
• 2. Произведение концентрации реагирующих ядер на время удержания, в течение которого они сохраняют указанную энергию, должно быть не менее 10 14 см -3 . Это условие - так называемый критерий Лоусона - определяет предел энергетической выгодности реакции. Чтобы энергия, выделившаяся в реакции синтеза, хотя бы покрывала расходы энергии на инициирование реакции, атомные ядра должны претерпеть много столкновений. В каждом столкновении, при котором происходит реакция синтеза между дейтерием (D) и тритием (Т), выделяется 17,6 МэВ энергии, т. е. примерно 3 10 -12 Дж. Если, например, на поджиг затрачивается энергия 10 МДж, то реакция будет неубыточной, если в ней примут участие не менее 3 10 18 пар D-T. А для этого довольно плотную плазму высокой энергии нужно удерживать в реакторе достаточно долго. Такое условие и выражается критерием Лоусона.

Если удастся одновременно выполнить оба требования, проблема управляемого термоядерного синтеза будет решена.

Схематично термоядерный реактор можно представить в виде некоторого "черного ящика", в который вводятся топливо (дейтерий и тритий) и энергия Е1 для его нагрева. Выходят из "ящика" продукты реакции - a-частицы, нейтроны и выделяющаяся при синтезе энергия Е2, которая должна быть больше затраченной Е1.

Однако техническая реализация данной физической задачи сталкивается с огромными трудностями. Ведь энергия 10 кэВ - это температура 100 миллионов градусов. Вещество при такой температуре удержать в течение даже долей секунды можно только в вакууме, изолировав его от стенок установки.

В настоящее время решение проблемы управляемого синтеза развивается по двум главным направлениям: магнитное удержание плазмы (токамаки, стеллараторы и пр.) и инерциальное удержание (лазерный синтез).

Лазерный синтез методом термоядерных микровзрывов, поджигаемых мощными лазерными импульсами, в последнее время развивается наиболее интенсивно. Здесь достигнуты большие успехи в технике сведения лучей, инжектировании топливных капсул, диагностике плазмы и т. п. Дело за малым - требуется лазерная система, обладающая необходимыми параметрами и с энергией импульса 1-10 МДж. А таковой в настоящее время не существует, и, следовательно, пока нет никаких реальных оснований прогнозировать успех данных работ.

Магнитное удержание сводится к попытке получить квазистационарное горение плазмы. Эти методы имеют уже почти полувековую историю. Путем многочисленных экспериментальных исследований найдено, что оптимальными параметрами обладают токамаки - установки, в которых рабочая камера имеет форму баранки. Именно на токамаках удалось наиболее близко подойти к требуемым параметрам термоядерной плазмы. Но здесь необходимо отметить небольшую особенность. Практически весь успех обеспечивается за счет увеличения их размеров. Дело в том, что теория токамаков гласит: время удержания плазмы прямо пропорционально напряженности магнитного поля и квадрату размера установки. Поскольку предел напряженности магнитного поля практически достигнут, остается единственный путь - увеличение размеров. За время существования токамаков их диаметр вырос с 2 до 20 метров. Токамак со вспомогательным оборудованием - это целое предприятие стоимостью сотни миллионов и даже миллиарды долларов. Строительство очередного токамака занимает несколько лет, и после ряда экспериментов на нем следует вывод: требуется установка еще больших размеров. В настоящее время осуществляется международный проект «ИТЕР» стоимостью более 10 миллиардов долларов. Однако есть сильные сомнения в том, что и это исполинское сооружение сможет дать положительный выход энергии.

Очень важная особенность работ по управляемому термоядерному синтезу, ты, что любой проект, независимо от предлагаемого способа удержания плазмы, сегодня оценивается в миллиарды долларов. Установки небольших размеров и меньшей стоимости уже давно себя исчерпали. Во всем мире над проблемой синтеза работают почти 100 тысяч человек, поиском решения занимаются крупнейшие ученые, опытные инженеры и конструкторы. Говорить о том, что в ходе решения были допущены какие-то ошибки, нет абсолютно никаких оснований. И в результате многолетних исследований вся эта армия ученых приходит к однозначному выводу: решение проблемы управляемого синтеза возможно только путем увеличения размеров установок при астрономических затратах на их построение.

Можно привести весьма любопытный пример вполне реального проекта решения задачи. Предлагается огромный, объемом несколько кубических километров, стальной котел наполовину заполнить водой и греть ее взрывами термоядерных зарядов. Не будем брать на себя смелость оценивать целесообразность и экологические последствия реализации подобного проекта. Просто данный пример достаточно наглядно показывает масштабы поисков альтернативных способов использования термоядерной энергии.

В настоящее время взгляды на управляемый термоядерный синтез весьма противоречивы. С одной стороны, он практически не имеет равнозначной альтернативы, на решение проблемы уже затрачены огромные средства и отступать нельзя. С другой - каждый новый шаг дается путем все больших и больших затрат. Многим странам пришлось отказаться от продолжения исследований ввиду их чрезвычайной дороговизны. Даже самые горячие оптимисты ожидают, что задача может быть решена не раньше середины следующего столетия. Но к тому времени на Земле будут сожжены почти все запасы нефти и газа и, следовательно, человечество ожидает жесточайший сырьевой кризис. А если решение все же не будет найдено?...

Но действительно ли перспективы столь мрачны и человечеству, чтобы избежать их, необходимо идти на баснословные затраты. Может быть, есть более дешевое и доступное решение?

Такой путь есть. И природа уже неоднократно его подсказывала. Еще на заре термоядерных исследований был обнаружен так называемый "пинч-эффект" - сжатие плазменного столба магнитным полем тока разряда. Эффект вызывал выброс нейтронов, служащий признаком реакции синтеза. Было много восторгов, ожидалось быстрое решение проблемы синтеза. Очень эмоционально этот момент обыгран в известном фильме того времени "Девять дней одного года". Но восторги быстро сменились разочарованием: выяснилось, что источником нейтронного выброса была не реакция по всему объему столба плазмы, а небольшие группы быстрых дейтронов (ядер дейтерия). При ускорении электрическими полями, возникающими в плазме при сильных неустойчивостях, дейтроны получали энергию, существенно превышавшую энергию остальных частиц плазмы, и вступали в реакцию синтеза с выходом нейтронов. Такой "отрыв от коллектива" физикам очень не понравился, полученные нейтроны были названы "ложными", и от этого направления поисков отказались. Но ведь реакция синтеза шла!

Еще пример из недавнего прошлого. Многим хорошо запомнилось сенсационное сообщение о "холодном термояде". Однако достаточно быстро выяснилось, что обнаруженный М. Флейшманом и С. Понсом и независимо от них С. Джоунсом эффект очень слаб и не может быть использован для получения энергии. Наиболее вероятное объяснение обнаруженного эффекта - так называемая "ускорительная модель": реакция синтеза происходит в результате ускорения дейтронов сильным электрическим полем, возникающим при растрескивании палладия. Опять ускоренные дейтроны!

Первая реакция ядерного синтеза была проведена путем бомбардировки ядер азота быстрыми б-частицами. Ядра же трансурановых элементов получали путем бомбардировки ядер известных элементов ускоренными частицами.

Путь проведения ядерных реакций на ускорителях совершенно естественен и ни у кого не вызывает сомнений. Уровень энергий ускоренных протонов измеряется уже сотнями гигаэлектронвольт. Для такой техники реакция синтеза дейтерий - тритий или дейтерий - дейтерий с энергией кулоновского барьера 10 кэВ никакой сложности не представляет. Тем не менее возможность осуществления реакции ядерного синтеза путем использования столкновений ускоренных ядер дейтерия и трития до сих пор не исследовалась. И для этого есть весьма существенные основания.

Дело в том, что главная цель термоядерных исследований - получение интенсивной реакции с выделением большого количества энергии, а в ускорителях ядерные реакции происходят практически поштучно. Здесь главное не количество актов реакции, а сам факт ее прохождения. Малая интенсивность ядерных реакций в ускорителях определяется тем, что количество частиц в ускоряемом пучке сравнительно невелико и соответственно их концентрация мала. Конечно, прямое использование современной ускорительной техники для решения проблемы управляемого синтеза бессмысленно. Для нее задача повышения концентрации частиц в пучке ставится, но не как основная; здесь главная задача - достичь максимальной энергии частиц.

Попробуем попытаться сформулировать задачу несколько иначе? Разработать и создать ускоритель на встречных пучках на энергию ускоряемых ионов дейтерия и трития (дейтронов, тритонов) в несколько сот килоэлектронвольт, когда реакция синтеза уже наверняка пойдет, и при плотности частиц в пучке 10 14 см -3 , когда ее интенсивность будет достаточно велика для практического использования. При современном развитии науки и техники такая задача может быть достаточно быстро решена на ускорителе небольших размеров. Как показывают расчеты, для получения требуемой плотности ионов величина тока в ускорителе должна составлять несколько десятков ампер. Существующие сегодня сильноточные ускорители ионов позволяют получать токи до 10 6 А при энергии ионов до 10 6 эВ. Остается задача удержания пучков с такими параметрами. Но и эта задача имеет решение. В современных ускорителях на встречных пучках время удержания измеряется часами! Можно также попытаться построить реактор, в котором столкновения пучков будут носить импульсно-периодический характер. Само столкновение пучков в этом случае будет иметь длительность порядка 10 -7 -10 -8 секунды, и "удерживать" их потребуется только в течение этого времени. Столкновения могут повторяться с частотой 10 7 -10 8 Гц, что будет означать практически непрерывное горение реакции.

Важнейшее отличие метода встречных пучков от магнитного удержания в том, что размер ускорителя не играет принципиальной роли для достижения условий синтеза. Минимальный размер экспериментальной установки будет определяться только размерами источника ионов с требуемой энергией. А они невелики: источник ионов на несколько сот килоэлектронвольт, применяемый в промышленности (например, для ионной имплантации полупроводников), занимает площадь не более 10 м 2 и стоит несколько тысяч долларов. В "нулевом" эксперименте по ядерному синтезу размеры коллайдера (объема, где сталкиваются пучки) могут быть очень малы. Например, при его длине 2 см и диаметре 0,4 см ожидается выделение 25 Вт тепла, то есть удельная мощность установки оказывается 10 8 Вт/м 3 (примерно как у двигателя внутреннего сгорания). Достижение таких параметров и будет означать физическое решение проблемы управляемого термоядерного синтеза. Получение требуемых мощностей - вопрос уже чисто технический. Рабочий объем реактора, скажем, может содержать необходимое количество коллайдеров -"термоядерных ТВЭЛов", тепловыделяющих элементов.

Подобные предложения неоднократно высказывались в научной литературе, однако до исследований, к сожалению, дело так и не дошло. Между тем они предполагают простую экспериментальную проверку, причем на небольшом и недорогом лабораторном стенде.

Многие физико-технические проблемы такого эксперимента уже решены. Оценки показывают, что затраты на проведение работ будут в 10-20 тысяч раз меньше, чем на любые другие исследования в этой области. А в случае удачи открывается возможность несравненно более простого решения проблемы управляемого термоядерного синтеза, чем это обещают все те направления, которые разрабатываются в настоящее время.

В статье рассмотрены причины, по которым до настоящего времени управляемый термоядерный синтез не нашел промышленного применения.

Когда в пятидесятых годах прошлого века Землю потрясли мощные взрывы термоядерных бомб , казалось, что до мирного использования энергии синтеза ядер осталось совсем немного: одно или два десятилетия. Для подобного оптимизма имелись и основания: с момента применения атомной бомбы до создания реактора, вырабатывающего электричество, прошло всего 10 лет.

Но задача обуздания термоядерного синтеза оказалась необычайно сложной. Десятилетия проходили одно за другим, а доступа к неограниченным запасам энергии так и не удалось получить. За это время человечество, сжигая ископаемые ресурсы, загрязнило выбросами атмосферу и перегрело ее парниковыми газами. Катастрофы в Чернобыле и на Фукусиме-1 дискредитировали ядерную энергетику.

Что же помешало освоить столь перспективный и безопасный процесс термоядерного синтеза, который навсегда мог бы снять проблему обеспечения человечества энергией?

Изначально было понятно, что для протекания реакции необходимо сблизить ядра водорода настолько плотно, чтоб ядерные силы могли образовать ядро нового элемента - гелия с выделением значительного количества энергии. Но ядра водорода отталкиваются друг от друга электрическими силами. Оценка температур и давлений, при которых начинается управляемая термоядерная реакция показала, что ни один материал не сможет устоять против подобных температур.

По тем же причинам был отвергнут и чистый дейтерий - изотоп водорода. Потратив миллиарды долларов и десятилетия времени, ученые наконец смогли зажечь термоядерное пламя на очень короткое время. Осталось научиться удерживать плазму термоядерного синтеза достаточно долго. От компьютерного моделирования необходимо было переходить к строительству реального реактора.

На этом этапе стало понятно, что усилий и средств отдельного государства не хватит для постройки и эксплуатации опытных и опытно-промышленных установок. В рамках международного сотрудничества было решено реализовать проект экспериментального термоядерного реактора стоимостью больше 14 миллиардов долларов.

Но в 1996 году США прекратила свое участие и, соответственно, финансирование проекта. Некоторое время реализация шла за счет средств Канады, Японии и Европы, но до строительства реактора дело так и не дошло.

Второй проект, тоже международный, реализуется во Франции. Длительное удержание плазмы происходит за счет специальной формы магнитного поля - в виде бутылки. Основу этого способа заложили еще советские физики. Первая установка типа «Токамак» должна дать на выходе больше энергии, чем тратится на поджиг и удержание плазмы.

К 2012 году монтаж реактора должны были закончить, но сведений об успешной эксплуатации пока нет. Возможно, экономические потрясения последних лет внесли свои коррективы и в планы ученых.

Трудности с достижением управляемого термоядерного синтеза породил множество спекуляций и ложных сообщений о так называемой «холодной» термоядерной реакции слияния ядер. При том, что никаких физических возможностей или законов до сих пор не нашли, многие исследователи утверждают о ее существовании. Ведь ставки слишком велики: от Нобелевских премий для ученых до геополитического господства государства, овладевшего подобной технологией и получившего доступ к энергетическому изобилию.

Но каждое такое сообщение оказывается преувеличенным или откровенно ложным. Серьезные ученые относятся к существованию подобной реакции со скептицизмом.

Реальные возможности овладения синтезом и начала промышленной эксплуатации термоядерных реакторов отодвигаются на середину 21 века. К этому времени удастся подобрать необходимые материалы и отработать безопасную его эксплуатацию. Поскольку подобные реакторы будут работать с плазмой очень низкой плотности, безопасность термоядерных электростанций будет гораздо выше, чем атомных станций.

Любое нарушение в зоне реакции сразу «затушит» термоядерное пламя. Но пренебрегать мерами безопасности не стоит: единичная мощность реакторов будет настолько велика, что авария даже в контурах отбора тепла может повлечь и жертвы, и загрязнение окружающей среды. Дело осталось за малым: подождать 30-40 лет и увидеть эпоху энергетического изобилия. Если доживем, конечно.

Ядерный синтез был впервые достигнут на Земле в начале 30-ых годов. В циклотроне - ускорителе элементарных частиц - производили бомбардировку ядер дейтерия. При этом происходило выделение высокой температуры, однако, эту энергию не удавалось использовать. В 1950-ых годах первый крупномасштабный, но не контролируемый процесс выделения энергии синтеза был продемонстрирован в испытаниях термоядерного оружия Соединенными Штатами, СССР, Великобританией и Францией. Однако это была кратковременная и неуправляемая реакция, которая не могла быть использована для получения электроэнергии.

Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем. Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры. Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени. В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа. Следующая проблема - накопление этой энергии и преобразование ее в электричество.

При температурах даже 100000 C 0 все атомы водорода полностью ионизируются. Газ состоит из электрически нейтральной структуры: положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных свободных электронов. Это состояние называется плазмой.

Плазма, достаточно горяча для синтеза, но не может находиться в обычных материалах. Плазма охладилась бы очень быстро, и стенки сосуда были бы разрушены при перепаде температур. Однако так как плазма состоит из заряженных ядер и электронов, которые двигаются по спирали вокруг силовых линий магнитного поля, плазма может содержаться в ограниченной магнитным полем области без того, чтобы реагировать со стенками сосуда.

В любом управляемом устройстве синтеза выделение энергии должно превышать энергию, требуемую, для ограничения и нагрева плазмы. Это условие может быть выполнено, когда время заключения плазмы  и ее плотность n превышает приблизительно 10 14 . Отношения n > 10 14 называются критерием Лоусона.

Одним из перспективных источников получения электричества является

освоение термоядерной энергии, т.е. энергии трития и дейтерия (изотопов Н), содержащихся в неисчерпаемых количествах в воде океанов.

Во время химической реакции изменяются электронные оболочки атомов. В

результате ядерной реакции иным становится строение атомного ядра – гораздо

более прочного, чем атом. Поэтому при распаде тяжелых ядер (в реакции

деления) или, наоборот, при слиянии легких (в реакциях синтеза), когда

образуются ядра элементов средней массы, выделяется огромное количество

Например, при делении одного атома урана – реакции, используемой для

получения энергии в современных атомных станциях, - выделяется около 1 МэВ

энергии на каждый нуклон. (Нуклонами называют протоны и нейтроны,

являющиеся составными частями ядер атомов.) В ходе реакции дейтерия D

(тяжелого водорода, атом которого содержит в ядре нейтрон n) с протоном p

синтезируется изотоп гелий-3, излучается?-частица и выделяется примерно 5

МэВ энергии на один нуклон, т.е. в 5 раз больше: 1D2 + p > 2He3 + ?.

В природной воде один атом дейтерия приходится на 7 тыс. атомов

водорода, но дейтерия, содержащегося в стакане воды достаточно, чтобы

произвести столько же энергии, сколько можно получить при сгорании бочки

бензина. В Мировом океане 4·1013 т дейтерия; его хватит всем жителям Земли

на 4 тыс. лет.

Еще больше энергии выделяется в реакциях сверхтяжелого изотопа

водорода – трития Т, в ядре которого два нейтрона:1T3 + p > 2He4+ ? + 19,7 МэВ

1T3+1D2 > 2He4 + n + 17,6 МэВ

Трития в природе нет, но в достаточных количествах его можно получить

в атомных реакторах, воздействуя потоком электронов на атомы лития:

N + 3Li7 > 2He4 + T

Однако осуществить эту реакцию весьма непросто: она начнется лишь в

том случае, если ядра атомов сблизятся настолько, что возникнут силы

ядерного притяжения (так называемого сильного взаимодействия). Это

расстояние на пять порядков меньше размеров атома, и, пока электроны

остаются на своих орбитах, они не позволят ядрам атомов сблизиться. Да и

сами ядра до начала сильного взаимодействия расталкиваются кулоновскими

Если получение энергии ядерного синтеза станет практически доступным, то это даст следующие преимущества: первое - безграничный источник топлива, дейтерий из океана; второе - исключит возможность несчастного случая в реакторе, так как количество топлива в системе очень мало; и третье - отходы намного менее радиоактивны и их проще хранить, чем отходы от реакций распада.