Элементар бөлшектердің термоядролық реакциясы. Ядролық энергия. Термоядролық синтез. Басқарылатын тізбекті реакция

1. Ядролық энергетикаатом энергиясын жылу және электр энергиясына айналдыру әдістері мен құралдары жасалып, тәжірибеде қолданылатын ғылым мен өнеркәсіптік технология саласы. Атом энергетикасының негізін атом электр станциялары (АЭС) құрайды. Атом электр станцияларындағы энергия көзі ауыр элементтердің ядроларының бөлінуінің бақыланатын тізбекті реакциясы жүретін ядролық реакторлар болып табылады, негізінен U-235 және Pu-239.

Ядролық реакторлар екі түрге бөлінеді: баяу нейтронды реакторлар және жылдам нейтрондық реакторлар. Әлемдегі атом электр станцияларының көпшілігі баяу нейтронды реакторлар негізінде салынған. АҚШ-та (1942), КСРО-да (1946) және басқа да дамыған елдерде салынған алғашқы реакторлар Пу-239 қару-жарақ плутонийін шығаруға арналған. Оларда бөлінетін жылу жанама өнім болды. Бұл жылу реактордан салқындату жүйесі арқылы алынып, жай ғана қоршаған ортаға шығарылды.

Реактордағы жылуды бөлу механизмі келесідей. Уран ядросының ыдырауы кезінде пайда болатын екі фрагмент шамамен 200 МэВ үлкен кинетикалық энергияны алып кетеді. Олардың бастапқы жылдамдығы 5000 км/с жетеді. Уран, модератор немесе құрылымдық элементтер арасында қозғала отырып, бұл фрагменттер атомдармен соқтығысады, оларға энергиясын береді және бірте-бірте жылу жылдамдығына дейін баяулайды. Реактордың өзегі қызып жатыр. Ядролық реакцияның қарқындылығын арттыру арқылы үлкен жылу қуаттарына қол жеткізуге болады.

Реакторда пайда болған жылу сұйық немесе газ тәрізді салқындатқыштың көмегімен жойылады. Жалпы алғанда, салқындатқыш реактор бу түтігі қазандығына ұқсайды (су пештің ішіндегі құбырлар арқылы ағып, қызады). Сондықтан «ядролық реактор» ұғымымен қатар «ядролық қазандық» синонимі жиі қолданылады.

Суретте. 144-суретте 1-реактордағы атом электр станциясының диаграммасы көрсетілген. Жұмыс істеп тұрған реактор ішіндегі нейтрон ағынының тығыздығы секундына 1 см 2 сайын 10 14 бөлшекке жетеді.

Реактордың жылулық және электрлік қуаты арасында айырмашылық бар. Электр қуаты жылу қуатының 30% аспайды. Әлемдегі бірінші атом электр станциясы 1954 жылы КСРО-да Обнинск қаласында салынған. Оның жылу қуаты – 30 МВт, электр қуаты – 5 МВт. Уран-графитті баяу нейтронды реактордың белсенді аймағы диаметрі 1,5 м және биіктігі 1,7 м цилиндр тәрізді.Салқындатқыш су болып табылады. Реактордың кірісіндегі судың температурасы + 190 ° C, шығысында + 280 ° C, қысымы 100 атм.

Реактордың жүктемесі 5%-ға дейін байытылған уранның 550 кг құрайды. Номиналды қуатта жұмыс істеу ұзақтығы 100 күн. U-235 конструкциясының күйіп қалуы 15% құрайды. Реакторда 128 отын элементтері (отын элементтері) бар. Обнинск АЭС-і атом энергетикасының технологиялық шешімдерін әзірлеу мақсатында салынған. Кейінгі сериялық атом электр станцияларында реакторлардың жүктемесі мен қуаты жүздеген есе артады.

2. Баяу нейтронды ядролық реактор.§21-де айтылғандай, ядролық реакторларды дамытудағы негізгі міндет реактордың табиғи уранмен жұмыс істей алатындығы болды, яғни. рудалардан химиялық жолмен алынған және құрамында изотоптардың табиғи қоспасы бар: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%) немесе құрамында изотоптары бар салыстырмалы түрде арзан төмен байытылған уранда болып табылады U-235 немесе Pu-239 2-5% дейін өсті.

Ол үшін үш шарт орындалуы керек: біріншіден, реактордағы (U-235 немесе Pu-239) бөлінетін материалдың массасы оның берілген конфигурациясы үшін критикалық деңгейден кем болмауы керек. Бұл орта есеппен әрбір ядролық бөліну оқиғасында өндірілген саннан бір нейтрон келесі бөліну оқиғасын тудыруы мүмкін дегенді білдіреді. Екіншіден, нейтрондарды жылу жылдамдығына дейін баяулату керек және бұл бөлінбейтін материалдардың ядроларымен радиацияны ұстаудан олардың жоғалуын барынша азайтатындай етіп жасалуы керек. Үшіншіден, ядролық тізбекті реакцияны басқарудың принциптерін және құралдарын жасау. Осы жағдайлардың барлығы өзара байланысты болғанымен, олардың әрқайсысы үшін оларды жүзеге асырудың негізгі жолдарын анықтауға болады.

А. Бөлінетін материалдың сыни массасына қол жеткізу екі жолмен мүмкін: жай ғана уран массасын арттыру және уранды байыту. Бөлінетін материалдың концентрациясы төмен болғандықтан, оның реактордағы критикалық массасы атом бомбасына қарағанда әлдеқайда көп. Мысалы, Обнинск АЭС-де /м кр U-235 шамамен 25 кг құрайды. Қазіргі заманғы жоғары қуатты реакторларда m cr бірнеше тоннаға жетеді. Реактордан нейтрондардың ағуынан болатын шығындарды азайту үшін оның өзегі нейтронды шағылдырғышпен қоршалған. Бұл нейтрондарды (графит, бериллий) әлсіз сіңіретін жеңіл ядролары бар зат.

б. Нейтронды модерация. 145-суретте U-235 бөлінетін ядролары шығаратын нейтрондардың энергетикалық спектрі көрсетілген. Абсцисса осі нейтрондардың Е кинетикалық энергиясын, ал ордината осі мұндай энергияның шартты бірліктерде қайталануының салыстырмалы жиілігін ΔN/N көрсетеді. Е = 0,645 МэВ кезінде қисық максимумға ие. Суретте U-235 ядроларының ыдырауы энергиясы E > 1 МэВ басым жылдам нейтрондар түзетінін көрсетеді.

Бұрын айтылғандай, U-235 ядроларымен нейтрондарды ұстаудың тиімді қимасы жылулық нейтрондар үшін максималды болады, бұл кезде олардың энергиясы Е.< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного ис­пользования нейтронов их надо замедлять до тепло­вых скоростей. Казалось бы, это можно сделать про­стым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиа­ционного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возмо­жен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238

Мұндай сіңірудің алдын алу үшін нейтрондарды уран массасынан алып тастау керек, нейтрондарды әлсіз сіңіретін модераторда (графит, ауыр су, бериллий) баяулатып, қайтадан уран массасына (диффузды) қайтару керек.Оған уранды тиеу арқылы қол жеткізіледі. отын элементтерінің жұқа түтіктеріне (отын штангалары) . Ал жанармай штангалары модератор арналарына батырылады.

Әдетте, жанармай штангалары цирконий қорытпасынан жасалған диаметрі 15-20 мм болатын жұқа қабырғалы түтіктер болып табылады. Ядролық отын U0 2 уран оксидінен сығылған таблеткалар түрінде жанармай штангаларының ішіне орналастырылады. Оксид жоғары температурада агломерацияланбайды және жанармай өзектерін қайта зарядтау кезінде оңай жойылады. Реактор өзегінің көлеміне байланысты отын штангаларының ұзындығы 7-8 м жетуі мүмкін.Бірнеше отын штангалары контейнерлерге орнатылады, олар диаметрі 10-20 см құбырлар немесе призмалар болып табылады. Реакторларды қайта зарядтау кезінде бұл ыдыстар ауыстырылады, ал оларды бөлшектеу және отын штангаларын ауыстыру зауытта жүргізіледі.

Реактордың өзі көбінесе цилиндр болып табылады, оның жоғарғы негізі арқылы шахмат үлгісінде тік арналар жасалады. Бұл арналарда жанармай шыбықтары мен абсорберді басқару штангалары бар ыдыстар орналастырылған.

В. Ядролық тізбекті реакцияны басқарукадмий 48 113 Cd және бор 5 10 В - күшті нейтрондарды жұтып материалдардан жасалған таяқшаларды пайдалана отырып жүзеге асырылады. Соңғысы жиі карбид В 4 С (кадмий үшін балқу температурасы 321 ° C, бор үшін 2075 ° C) түрінде болады. Олардың сіңіру қималары сәйкесінше σ = 20 000 және 4 000 сарай. Абсорберлік өзекшелердің параметрлері өзекшелер толығымен салынған кезде реакторда міндетті түрде ядролық реакция болмайтындай етіп есептеледі. Шыбықтарды бірте-бірте алып тастау кезінде өзектегі көбейту коэффициенті K артады және стерженнің белгілі бір орнында бірлікке жетеді. Осы кезде реактор жұмыс істей бастайды. Жұмыс кезінде реактордың бөліну фрагменттерімен ластануына байланысты К коэффициенті біртіндеп төмендейді. К-нің бұл төмендеуі өзекшелердің ұзаруымен өтеледі. Реакция қарқындылығы кенет артқан жағдайда қосымша таяқшалар пайда болады. Олардың өзекке тез түсуі реакцияны бірден тоқтатады.

Реакторды басқару кешіктірілген нейтрондардың болуымен жеңілдетіледі. Әр түрлі изотоптар үшін олардың үлесі 0,6-дан 0,8%-ға дейін, U-235 үшін шамамен 0,64% құрайды. Кешіктірілген нейтрондарды түзетін бөліну фрагменттерінің орташа жартылай ыдырау периоды Т = 9 с, кешіктірілген нейтрондардың бір ұрпақтарының орташа өмір сүру уақыты τ = T/ln2 = 13 с.

Реактордың стационарлық жұмысы кезінде жылдам нейтрондардың көбейту коэффициенті K b = 1. Жалпы коэффициент K = K b + K бірліктен кешіктірілген нейтрондардың үлесімен ерекшеленеді және K = 1 + 0,006 жетуі мүмкін. Екінші ұрпақта 13 секундтан кейін нейтрондар саны N = N 0 K 2 = N 0 (1,006)2 = 1,012MN 0 болады. Оныншы ұрпақта 130 секундтан кейін олардың саны N 0 K 10 = 1,062 MN 0 болады, бұл әлі де төтенше жағдайдан алыс. Сондықтан ядродағы нейтрондар ағынының тығыздығын бақылауға негізделген автоматты басқару жүйесі реактор жұмысындағы ең кішкентай нюанстарды бақылауға және басқару шыбықтарын жылжыту арқылы оларға жауап беруге әбден қабілетті.

3. Реактордың улануы- бұл ондағы радиоактивті өнімдердің жиналуы. Онда тұрақты өнімдердің жиналуы реактордың қождануы деп аталады. Екі жағдайда да ядролар жинақталады, нейтрондарды қарқынды сіңіреді. Ең қуатты ксенон-135 уландырғышының басып алу қимасы 2,6 * 10 6 сарайға жетеді.

Xe-135 түзілу механизмі келесідей. U-235 немесе Pu-239 баяу нейтрондармен бөлінгенде, ықтималдығы 6%, фрагмент алынады - 52,135 Те теллур ядросы. 0,5 минуттық кезеңде Те-135 β - ыдырауға ұшырап, йод I изотопының ядросына айналады. Бұл изотоп сонымен қатар 6,7 сағат периодпен β - белсенді. I-135 ыдырау өнімі 54 135 Xe ксенон изотопы болып табылады. Т = 9,2 сағат периодында Xe-135 β - ыдырауға ұшырап, іс жүзінде тұрақты 55 135 Цз цезий изотопына айналады. (/T= 3*10 6 жыл).

Басқа ыдырау үлгілері басқа зиянды ядроларды шығарады, мысалы, самариум 62,139 Sm. Улану әсіресе реактор жұмысының бастапқы кезеңінде тез жүреді. Уақыт өте келе ыдырау өнімдері арасында радиоактивті тепе-теңдік орнайды. Осы сәттен бастап реактордың шлактары арта бастайды.

Бөлінетін материал (уран), модератор (графит) және сіңіргіш (кадмий) жеке фазалар болып табылатын және интерфейстері бар реактор гетерогенді деп аталады. Егер сұйық немесе газ тәрізді күйдегі осы элементтердің барлығы бір ортақ фазаны көрсетсе, реактор біртекті деп аталады. Энергетикалық тізбектер үшін тек гетерогенді реакторлар салынған.

5. Жылдам нейтронды реакторлар. U-235, Pu-239 және U-233 ядролары барлық нейтрондармен бөлінген. Сондықтан, егер сіз уранды байытуды, мысалы, U-235 изотопымен арттырсаңыз, онда бөлінетін ядролардың концентрациясының жоғарылауына байланысты нейтрондардың көбірек үлесі уран массасын қалдырмай U-235 ядроларын ыдыратады. . Бөлінетін ядролардың белгілі бір концентрациясында және ядродағы жеткілікті уран массасы кезінде нейтронды көбейту коэффициенті оларды модерацияламай-ақ бірлікке жетеді. Реактор жылдам нейтрондарда жұмыс істейді (қысқартылған жылдам реакция).

Жылдам реакцияның баяу реакциядан (яғни баяу нейтрондармен реакциядан) артықшылығы нейтрондардың тиімдірек қолданылуында. Нәтижесінде ядролық отынның ұдайы өндірісі артады. 2,5 нейтроннан тұратын баяу реакцияда 1-і реакцияны сақтай отырып, U-235 ядросына түседі, шамамен 1-і U-238 ядросына түседі, содан кейін Пу-239 (ядролық отын) түзеді және 0,5 нейтрон жоғалады. «Күйген» U-235 бір өзегі шамамен 1 Pu-239 ядросын шығарады. Жылдам реакцияда 2,5 нейтронның 1-і реакцияны сақтау үшін де қолданылады. Бірақ 0,5 нейтроннан аз жоғалады. Сондықтан U-238 ядроларына нейтрондар көбірек түседі. Нәтижесінде «күйген» U-235 бір өзегінде 1-ден астам Pu-239 ядросы түзіледі. Ядролық отынды кеңейтілген өндіру жүзеге асырылуда. Жылдам нейтронды реакторларды құру және пайдалану баяу нейтронды реакторларға қарағанда қиынырақ. Біріншіден, белсенді аймақтың көлемі күрт төмендейді. Бұл температураның жоғарылауына әкелетін энергияның тығыздығын арттырады және құрылымдық материалдар мен салқындатқышқа қойылатын талаптарды күшейтеді. Екіншіден, реакторларды басқару жүйесіне, яғни басқару жүйесі орындайтын операциялардың жылдамдығына қойылатын талаптар артып келеді.

6. Атом энергетикасының келешегі.Бүгінгі таңда қалыпты жұмыс істейтін атом электр станциялары барлық энергия көздерінің ішіндегі ең тазасы болып табылады. Олар жылу станциялары сияқты С0 2 және S0 2 шығармайды, сондықтан парниктік әсерді күшейтпейді және су электр станциялары сияқты егістік жерлерді сумен толтырмайды. U-238-ді Пу-239-ға және Тх-232-ні U-233-ке өңдеу мүмкіндігін ескере отырып, оңай қолжетімді ядролық отынның қоры жүздеген жылдарға жетеді. Атом электр станцияларын пайдалану химия өнеркәсібі үшін мұнай, газ және көмірді үнемдеуге мүмкіндік береді. АЭС паркін кеңейтудің екі қиындығы бар. Біреуі объективті, оның мәні ядролық отын мен реактордың қызмет ету мерзімін өткізген құрылымдық элементтердің қалдықтарын кәдеге жарату және кәдеге жарату мәселелерінің толық шешілмегендігінде.

Екінші қиындық субъективті. Жылу және су электр станцияларымен салыстырғанда, атом электр станцияларына қызмет көрсету жоғары техникалық мәдениетті талап етеді және адамға орасан зор жауапкершілік жүктейді. Технологиялық тәртіптен сәл ғана ауытқу мыңдаған адамдар үшін қайғылы жағдайға әкелуі мүмкін.

7. Біріктіру. Меншікті байланыс энергиясының таралу қисығынан жеңіл ядролардың бір ядроға қосылуы ауыр ядролардың ыдырауы сияқты орасан зор энергияның бөлінуімен қатар жүруі керек екендігі шығады. Барлық ядролар бірдей оң зарядты алып жүреді. Оларды синтез басталатын қашықтыққа жақындату үшін өзара әрекеттесетін екі ядроны бір-біріне қарай жеделдету керек. Мұны екі жолмен жасауға болады. Біріншіден, үдеткіштердің көмегімен. Бұл жол ауыр және тиімсіз. Екіншіден, газды қажетті температураға дейін қыздыру. Сондықтан жеңіл ядролардың газды қыздыру арқылы басталатын синтез реакциялары термоядролық реакциялар деп аталады. Дейтерий + дейтерийдің термоядролық синтезі басталатын дейтерий газының температурасын есептейік. 1 2 H+ 1 2 H→ 2 3 He + 0 1 n + 3,27 МэВ.

Ядроларды біріктіру үшін оларды r = 2*10 -15 м қашықтықта біріктіру керек.Мұндай жақындау кезіндегі потенциалдық энергия жүйедегі екі ядроның да кинетикалық энергиясына тең болуы керек.

масса центрі (1/4πε 0)*(e 2 /r) = 2*(mυ 2 /2) = 2*(3/2)* кТ. Газ температурасы T=(1/3K)*(1/4πε 0)*(e 2 /r)=3*10 9 K. Бөлшектердің энергиясының таралуы Максвеллге жақын. Сондықтан әрқашан «ыстық» бөлшектер болады, сонымен қатар туннельдік әсерге байланысты синтез реакциясы T ≈ 10 7 К төмен температурада басталады.

Реакциядан басқа, тағы екеуі ерекше қызығушылық тудырады: дейтерий + дейтерий және дейтерий + тритий. 2 1 H + 1 2 H+ 1 2 p + 4,03 МэВ. (22,3) және 1 2 H + 1 3 H → 2 4 He + 0 1 n +17,59 МэВ. (22.4)

Соңғы реакция U-235 бөлінуіне қарағанда масса бірлігіне шамамен 5 есе көп энергия бөледі. Бұл энергия нейтрондар қозғалысының кинетикалық энергиясы және одан пайда болатын гелий ядролары болып табылады. Жер бетіндегі жағдайларда термоядролық сутегі бомбасының бақыланбайтын жарылысы түріндегі ядролық синтез реакциясын жүзеге асыру мүмкін болды.

8. Сутегі бомбасыкәдімгі атом бомбасы, оның ядролық заряды (U-235 немесе Pu-239) жеңіл атомдары бар заттың жамылғысымен қоршалған. Мысалы, литий дейтериді LiD. Атом заряды жарылған кезде пайда болатын жоғары температура жеңіл атомдардың термоядролық синтезін бастайды. Бұл бомбаның қуатын арттыра отырып, қосымша энергияны шығарады. (22.1) және (22.3) реакцияларынан басқа, литий дейтериді жамылғысы бар бомбада тағы бір реакция болуы мүмкін. 3 6 Li+ 1 1 p→ 2 4 He + 2 3 He + 4 МэВ. (22.5). (22.4). Бірақ тритий β - белсенді элемент. 12 жылдық кезеңмен ол He-3-ке айналады. Сондықтан тритий қосылған сутегі зарядтарының жарамдылық мерзімі шектеулі және оларды үнемі сынау керек. Термоядролық синтезге қатысатын заттар радиоактивті өнім шығармайды. Бірақ қарқынды нейтрондық ағынның арқасында құрылымдық материалдардың ядроларында және қоршаған денелерде радиоактивтілік индукцияланады. Сондықтан радиоактивті қалдықтарсыз «таза» синтез реакциясын жүзеге асыру мүмкін емес.

9. Басқарылатын термоядролық синтез мәселесі (U HS)әлі шешілген жоқ. Оның шешімі энергетика саласы үшін өте перспективалы. Теңіздер мен мұхиттардың суында шамамен 0,015% дейтерий бар (атомдар саны бойынша). Жер бетінде шамамен 10-20 кг су бар. Егер сіз осы судан дейтерийді алсаңыз, онда одан алуға болатын энергия 6*10 18 К)" тонна көмірге тең, бұл орасан зор мөлшер (шамамен 0,001 Жер массасы). Демек, дейтерий теңіздерде және мұхиттар энергияның іс жүзінде сарқылмайтын көзі болып табылады.

КТС мәселесі екі тапсырмаға келіп тіреледі.Біріншіден, шектеулі көлемде T>107K жоғары температураны құруды үйрену керек.Екіншіден, осы температураға дейін өңделген плазманың көлемін ядролық энергия үшін жеткілікті уақыт ішінде сақтау. синтез реакциясы пайда болады. Бұл екі мәселе де шешімін табудан алыс.

10. Жұлдыздардағы термоядролық реакциялар.Заманауи түсініктерге сәйкес, жұлдыз негізінен сутектен тұратын ұзартылған газ және шаң бұлттарынан туады. Гравитациялық сығылу нәтижесінде бұлт тығызырақ болып, протожұлдызға айнала бастайды. Протожұлдыздың центріндегі температура 10 7 К-ге жеткенде, онда жеңіл элементтердің, негізінен сутегінің синтезінің термоядролық реакциялары қозғалады.Гравитациялық сығылу газ-кинетикалық және оптикалық қысымның жоғарылауымен тоқтатылады. Протожұлдыз жұлдызға айналады. Сутекті гелийге айналдырудың екі мүмкін циклі бар. Әрбір циклді құрайтын негізгі реакциялар төменде келтірілген. Реакция теңдеулерінің жанындағы жақшада τ орташа реакция уақыты көрсетілген, ол жұлдыздың ішінде болатын қысымдар мен температуралар үшін әсерлі реакция қимасы арқылы есептелген.

Қазіргі астрофизикалық концепцияларға сәйкес, Күн мен басқа да жұлдыздар энергиясының негізгі көзі олардың тереңдігінде болатын термоядролық синтез болып табылады. Құрлық жағдайында ол сутегі бомбасының жарылысы кезінде жүзеге асырылады. Термоядролық синтез реакцияға түсетін заттардың бірлік массасына шаққандағы орасан зор энергияның бөлінуімен бірге жүреді (химиялық реакциялардағыдан шамамен 10 миллион есе көп). Сондықтан бұл процесті игеріп, оны арзан әрі экологиялық таза энергия көзін жасауға пайдалану үлкен қызығушылық тудырады. Дегенмен, көптеген дамыған елдерде үлкен ғылыми-техникалық ұжымдар басқарылатын термоядролық синтез (CTF) бойынша зерттеулермен айналысатынына қарамастан, термоядролық энергияның өнеркәсіптік өндірісі шындыққа айналғанға дейін көптеген күрделі мәселелер әлі де шешілуі керек.

Бөліну процесін қолданатын заманауи атом электр станциялары дүниежүзілік электр энергиясына деген қажеттілікті ішінара ғана қанағаттандырады. Олар үшін отын табиғи радиоактивті элементтер уран мен торий болып табылады, олардың табиғатта көптігі мен қоры өте шектеулі; сондықтан көптеген елдер оларды импорттау мәселесіне тап болады. Термоядролық отынның негізгі құрамдас бөлігі теңіз суында кездесетін дейтерий сутегі изотопы болып табылады. Оның қорлары жалпыға қолжетімді және өте үлкен (дүниежүзілік мұхит Жер бетінің ~71%-ын алып жатыр, ал дейтерий суды құрайтын сутегі атомдарының жалпы санының шамамен 0,016%-ын құрайды). Отынның болуымен қатар, термоядролық энергия көздерінің атом электр станцияларына қарағанда мынадай маңызды артықшылықтары бар: 1) УТС реакторында ядролық ыдырау реакторына қарағанда радиоактивті материалдар әлдеқайда аз, сондықтан радиоактивті өнімдердің кездейсоқ бөлінуінің салдары азырақ. қауіпті; 2) термоядролық реакциялар аз ұзақ өмір сүретін радиоактивті қалдықтарды түзеді; 3) ТСБ электр энергиясын тікелей алуға мүмкіндік береді.

ЯДРОЛЫҚ синтездің ФИЗИКАЛЫҚ НЕГІЗДЕРІ

Термоядролық реакцияның сәтті жүзеге асуы қолданылатын атом ядроларының қасиеттеріне және реакцияны бастау үшін қажет тығыз жоғары температуралы плазманы алу мүмкіндігіне байланысты.

Ядролық күштер және реакциялар.

Ядролық синтез кезінде энергияның бөлінуі ядроның ішінде әрекет ететін өте қарқынды тартымды күштерге байланысты; Бұл күштер ядроны құрайтын протондар мен нейтрондарды біріктіреді. Олар ~10–13 см қашықтықта өте қарқынды және қашықтықтың ұлғаюымен өте тез әлсірейді. Бұл күштерден басқа, оң зарядталған протондар электростатикалық итеру күштерін тудырады. Электростатикалық күштердің диапазоны ядролық күштерге қарағанда әлдеқайда үлкен, сондықтан ядролар бір-бірінен алшақтағанда олар үстемдік ете бастайды.

Г.Гамов көрсеткендей, жақындап келе жатқан екі жеңіл ядролар арасындағы реакцияның ықтималдығы мынаған пропорционал, мұндағы e – натурал логарифмдердің негізі, З 1 Және З 2 – әрекеттесетін ядролардағы протондар саны, Волардың салыстырмалы амалының энергиясы болып табылады, және Қ– тұрақты көбейткіш. Реакцияны жүзеге асыру үшін қажетті энергия әрбір ядродағы протондар санына байланысты. Егер ол үштен көп болса, онда бұл энергия тым үлкен және реакция іс жүзінде мүмкін емес. Осылайша, өсумен З 1 және З 2 реакцияның ықтималдығы төмендейді.

Екі ядроның өзара әрекеттесу ықтималдығы сарайларда өлшенетін «реакцияның көлденең қимасымен» сипатталады (1 b = 10 –24 см 2). Реакцияның көлденең қимасы - бұл өзара әрекеттесу үшін басқа ядро ​​«түсуі» керек болатын ядроның тиімді көлденең қимасының ауданы. Дейтерийдің тритиймен реакциясының көлденең қимасы әрекеттесетін бөлшектердің 200 кВ ретті салыстырмалы жақындау энергиясы болған кезде өзінің максималды мәніне (~5 б) жетеді. 20 кВ энергияда көлденең қима 0,1 б кем болады.

Нысанаға тиетін миллиондаған үдетілген бөлшектердің біреуі ядролық әрекеттесуге түспейді. Қалғандары өз энергиясын мақсатты атомдардың электрондарына таратады және реакция мүмкін болмайтын жылдамдыққа дейін баяулайды. Демек, қатты нысананы үдетілген ядролармен бомбалау әдісі (Кокрофт-Уолтон тәжірибесінде болғандай) бақыланатын синтез үшін жарамсыз, өйткені бұл жағдайда алынған энергия жұмсалған энергиядан әлдеқайда аз.

Термоядролық отындар.

Қатысты реакциялар бКүндегі және басқа біртекті жұлдыздардағы ядролық синтез процестерінде үлкен рөл атқаратын , жер бетіндегі жағдайларда практикалық қызығушылық тудырмайды, өйткені олардың көлденең қимасы тым кішкентай. Жердегі термоядролық синтез үшін жоғарыда айтылғандай отынның неғұрлым қолайлы түрі дейтерий болып табылады.

Бірақ ең ықтимал реакция дейтерий мен тритийдің тең қоспасында (ДТ қоспасы) жүреді. Өкінішке орай, тритий радиоактивті және оның жартылай шығарылу кезеңі қысқа болғандықтан (Т 1/2 ~ 12,3 жыл) табиғатта іс жүзінде кездеспейді. Бөлу реакторларында жасанды түрде, сонымен қатар дейтериймен реакцияларда жанама өнім ретінде өндіріледі. Алайда табиғатта тритийдің болмауы DT синтез реакциясын қолдануға кедергі емес, өйткені тритийді синтез кезінде пайда болған нейтрондармен 6 Li изотопын сәулелендіру арқылы алуға болады: n+ 6 Li ® 4 He + т.

Егер сіз термоядролық камераны 6 Li қабатымен қоршасаңыз (табиғи литий 7%), онда сіз тұтынылатын тритийді толығымен көбейте аласыз. Ал іс жүзінде кейбір нейтрондар сөзсіз жоғалса да, олардың жоғалуын қабықшаға бериллий сияқты элемент енгізу арқылы оңай өтеуге болады, оның ядросы бір жылдам нейтрон соқтығысқанда екеуін шығарады.

Термоядролық реактордың жұмыс принципі.

Мақсаты пайдалы энергия алу болып табылатын жеңіл ядролардың синтез реакциясы басқарылатын термоядролық синтез деп аталады. Ол жүздеген миллион Кельвин деңгейіндегі температурада жүзеге асырылады. Бұл процесс әзірге тек зертханаларда ғана жүзеге асырылды.

Уақыт және температура шарттары.

Пайдалы термоядролық энергияны алу екі шарт орындалғанда ғана мүмкін болады. Біріншіден, синтезге арналған қоспаны ядролардың кинетикалық энергиясы соқтығысқан кезде олардың қосылуының жоғары ықтималдығын қамтамасыз ететін температураға дейін қыздыру керек. Екіншіден, реакцияға түсетін қоспа өте жақсы жылу оқшауланған болуы керек (яғни, реакциялардың қажетті саны орын алуы үшін және осыған байланысты бөлінетін энергия отынды қыздыруға жұмсалатын энергиядан асып кетуі үшін жоғары температура жеткілікті ұзақ сақталуы керек).

Сандық түрде бұл шарт былайша өрнектеледі. Термоядролық қоспаны қыздыру үшін оның көлемінің бір текше сантиметріне энергия беру керек П 1 = кнТ, Қайда к-сандық коэффициент, n– қоспаның тығыздығы (1 см3-дегі ядролар саны), Т– қажетті температура. Реакцияны сақтау үшін термоядролық қоспаға берілетін энергия t уақыт бойы сақталуы керек. Реактордың энергетикалық пайдалы болуы үшін осы уақыт ішінде жылытуға жұмсалғанға қарағанда одан көп термоядролық энергия бөлінуі қажет. Шығарылатын энергия (сонымен бірге 1 см3 үшін) келесідей өрнектеледі:

Қайда f(Т) – қоспаның температурасына және оның құрамына байланысты коэффициент, Р– синтездің бір элементар әрекетінде бөлінетін энергия. Содан кейін энергия рентабельділігінің шарты П 2 > П 1 пішінді алады

Лоусон критерийі ретінде белгілі соңғы теңсіздік тамаша жылу оқшаулау талаптарының сандық көрінісі болып табылады. Оң жағы - «Лоусон нөмірі» - тек қоспаның температурасы мен құрамына байланысты және ол неғұрлым жоғары болса, жылу оқшаулауына қойылатын талаптар соғұрлым қатаң болады, яғни. реактор жасау қиынырақ. Қолайлы температуралар аймағында таза дейтерий үшін Лоусон саны 10 16 с/см 3 , ал тең құрамды ДТ қоспасы үшін – 2×10 14 с/см 3 . Осылайша, DT қоспасы таңдаулы термоядролық отын болып табылады.

Тығыздық пен шектеу уақытының өнімінің энергетикалық қолайлы мәнін анықтайтын Лоусон критерийіне сәйкес термоядролық реактор мүмкіндігінше үлкен көлемде пайдалануы керек. nнемесе т. Сондықтан, бақыланатын синтезді зерттеу екі түрлі бағытта болды: біріншісінде, зерттеушілер жеткілікті ұзақ уақыт бойы магнит өрісін пайдалана отырып, салыстырмалы түрде сирек кездесетін плазманы ұстауға тырысты; екіншісінде қысқа уақыт ішінде өте жоғары тығыздықтағы плазманы жасау үшін лазерлерді қолдану. Бірінші тәсілге екіншісіне қарағанда әлдеқайда көп жұмыс арналды.

Магниттік плазманы ұстау.

Еріту реакциясы кезінде ыстық реагенттің тығыздығы плазмалық камера төтеп бере алатын қысымда көлем бірлігіне пайдалы энергияның жеткілікті жоғары шығымдылығын қамтамасыз ететін деңгейде қалуы керек. Мысалы, дейтерий – тритий қоспасы үшін 10 8 К температурада шығымдылық өрнекпен анықталады.

Қабылдасақ П 100 Вт/см 3 тең (бұл шамамен ядролық ыдырау реакторларындағы отын элементтері бөлетін энергияға сәйкес келеді), онда тығыздық nшамамен болуы керек. 10 15 ядро/см 3 және сәйкес қысым нТ– шамамен 3 МПа. Бұл жағдайда, Лоусон критерийіне сәйкес, сақтау уақыты кемінде 0,1 с болуы керек. 10 9 К температурада дейтерий-дейтерий плазмасы үшін

Бұл жағдайда, қашан П= 100 Вт/см 3, n» 3Х10 15 ядро/см 3 және шамамен 100 МПа қысым, қажетті ұстау уақыты 1 с артық болады. Бұл тығыздықтар атмосфералық ауаның тығыздығының 0,0001 ғана екенін ескеріңіз, сондықтан реактор камерасын жоғары вакуумға көшіру керек.

Ұстау уақытының, температураның және тығыздықтың жоғарыда келтірілген бағалаулары термоядролық реактордың жұмысына қажетті типтік минималды параметрлер болып табылады және дейтерий-тритий қоспасы жағдайында оңайырақ қол жеткізіледі. Сутегі бомбасының жарылысы кезінде және жұлдыздардың ішектерінде болатын термоядролық реакцияларға келетін болсақ, олар мүлдем басқа жағдайларға байланысты бірінші жағдайда өте тез, ал екіншісінде өте баяу салыстырылатынын есте ұстаған жөн. термоядролық реактордағы процестерге.

Плазма.

Газды қатты қыздырғанда оның атомдары электрондарының бір бөлігін немесе барлығын жоғалтады, нәтижесінде иондар деп аталатын оң зарядты бөлшектер мен бос электрондар пайда болады. Миллион градустан жоғары температурада жеңіл элементтерден тұратын газ толығымен иондалады, яғни. оның әрбір атомы барлық электрондарын жоғалтады. Иондалған күйдегі газды плазма деп атайды (терминді И.Лэнгмюр енгізген). Плазманың қасиеттері бейтарап газдың қасиеттерінен айтарлықтай ерекшеленеді. Плазмада бос электрондар болғандықтан, плазма электр тогын өте жақсы өткізеді және оның өткізгіштігі пропорционал. Т 3/2. Плазманы электр тогын өткізу арқылы қыздыруға болады. 10 8 К сутегі плазмасының өткізгіштігі бөлме температурасындағы мыстың өткізгіштігімен бірдей. Плазманың жылу өткізгіштігі де өте жоғары.

Плазманы, мысалы, 10 8 К температурада ұстау үшін оны сенімді түрде жылу оқшаулау керек. Негізінде, плазманы күшті магнит өрісіне орналастыру арқылы камера қабырғаларынан оқшаулауға болады. Бұл токтар плазмадағы магнит өрісімен әрекеттескенде пайда болатын күштермен қамтамасыз етіледі.

Магнит өрісінің әсерінен иондар мен электрондар оның өріс сызықтары бойынша спираль түрінде қозғалады. Бөлшектердің соқтығысуы кезінде және көлденең электр өрісі қолданылған кезде өрістің бір сызығынан екіншісіне өту мүмкін болады. Электр өрістері болмаған жағдайда, соқтығысуы сирек болатын жоғары температурада сиректелген плазма магнит өрісі сызықтары бойынша баяу ғана таралады. Егер магнит өрісінің сызықтары тұйық болса, оларға контур пішінін беретін болса, онда плазмалық бөлшектер контур аймағында ұстай отырып, осы сызықтар бойымен қозғалады. Плазманы ұстауға арналған осындай жабық магниттік конфигурациядан басқа, бөлшектердің қозғалысын шектейтін магниттік «тығындардың» арқасында бөлшектер камераның ішінде қалатын ашық жүйелер (камераның ұштарынан сыртқа қарай созылатын өріс сызықтары бар) ұсынылды. Магниттік тығындар камераның ұштарында жасалады, онда өріс кернеулігінің біртіндеп артуы нәтижесінде өріс сызықтарының тарылту шоғы пайда болады.

Тәжірибеде жеткілікті жоғары тығыздықтағы плазманы магниттік шектеу оңай емес екені дәлелденді: онда магнитогидродинамикалық және кинетикалық тұрақсыздықтар жиі пайда болады.

Магнитогидродинамикалық тұрақсыздықтар магнит өрісі сызықтарының иілулері мен иілулеріне байланысты. Бұл жағдайда плазма магнит өрісі арқылы түйіршіктер түрінде қозғала бастайды, секундтың бірнеше миллионнан бір бөлігінде ол оқшаулау аймағынан шығып, камераның қабырғаларына жылу береді. Мұндай тұрақсыздықты магнит өрісіне белгілі бір конфигурация беру арқылы басуға болады.

Кинетикалық тұрақсыздықтар өте әртүрлі және олар азырақ зерттелген. Олардың арасында реттелген процестерді бұзатындар бар, мысалы, тұрақты электр тогының ағыны немесе плазма арқылы бөлшектер ағыны. Басқа кинетикалық тұрақсыздықтар тыныш плазма үшін соқтығысу теориясы болжағаннан гөрі магнит өрісінде плазманың көлденең диффузиясының жоғары жылдамдығын тудырады.

Жабық магниттік конфигурациясы бар жүйелер.

Иондалған өткізгіш газға күшті электр өрісі әсер етсе, онда разрядтық ток пайда болады, сонымен бірге оны қоршап тұрған магнит өрісі пайда болады. Магнит өрісінің токпен әрекеттесуі зарядталған газ бөлшектеріне әсер ететін қысу күштерінің пайда болуына әкеледі. Егер ток өткізгіш плазмалық сымның осі бойымен өтетін болса, онда резеңке таспалар сияқты пайда болған радиалды күштер сымды қысып, плазмалық шекараны оны қамтитын камераның қабырғаларынан алыстатады. 1934 жылы В.Беннет теориялық болжаған және алғаш рет 1951 жылы А.Уэре эксперименттік түрде көрсеткен бұл құбылыс шымшу эффектісі деп аталады. Шымшу әдісі плазманы қамту үшін қолданылады; Оның тамаша ерекшелігі газды электр тогының өзі (омдық қыздыру) жоғары температураға дейін қыздырады. Әдістің түбегейлі қарапайымдылығы оны ыстық плазманы ұстаудың алғашқы әрекеттерінде қолдануға әкелді, ал қарапайым қысу эффектісін зерттеу, кейінірек ол неғұрлым жетілдірілген әдістермен ауыстырылғанына қарамастан, мәселелерді жақсы түсінуге мүмкіндік берді. эксперименттер әлі күнге дейін осымен бетпе-бет келеді.

Радиалды бағытта плазмалық диффузиядан басқа, бойлық дрейф және оның плазмалық сымның ұштары арқылы шығуы да байқалады. Плазмалық камераға пончик (торус) пішінін беру арқылы ұштары арқылы жоғалтуларды жоюға болады. Бұл жағдайда тороидальды шымшу алынады.

Жоғарыда сипатталған қарапайым шымшу үшін маңызды мәселе оның өзіне тән магнитогидродинамикалық тұрақсыздығы болып табылады. Плазма жіпшесінде кішкене иілу орын алса, онда иілудің ішкі жағындағы магнит өрісінің сызықтарының тығыздығы артады (1-сурет). Қысуға қарсы тұратын шоғырлар сияқты әрекет ететін магнит өрісі сызықтары плазмалық сымның бүкіл құрылымы бұзылғанға дейін иілу жоғарылайтындай тез «бүйіре» бастайды. Нәтижесінде плазма камераның қабырғаларына тиіп, салқындатылады. Бұл деструктивті құбылысты жою үшін негізгі осьтік ток өткізбес бұрын камерада бойлық магнит өрісі пайда болады, ол кейінірек қолданылатын дөңгелек өріспен бірге плазмалық колоннаның бастапқы иілуін «түзетеді» (2-сурет). Плазма бағанасын осьтік өріспен тұрақтандыру принципі термоядролық реакторлардың екі перспективалы жобасының негізі болып табылады - инверттелген магнит өрісі бар токамак және шымшу.

Магниттік конфигурацияларды ашыңыз.

Инерциялық ұстау.

Теориялық есептеулер термоядролық синтездің магниттік тұзақтарды қолданбай-ақ мүмкін болатынын көрсетеді. Ол үшін арнайы дайындалған нысана (радиусы шамамен 1 мм дейтерий шары) сондай жоғары тығыздыққа тез сығылады, бұл термоядролық реакция жанармай нысанасы буланып кеткенге дейін аяқталады. Сығымдау және термоядролық температураға дейін қыздыру отын шарын барлық жағынан біркелкі және бір уақытта сәулелендіретін ультра қуатты лазерлік импульстармен жүзеге асырылуы мүмкін (4-сурет). Оның беткі қабаттарының лезде булануы кезінде қашып шыққан бөлшектер өте жоғары жылдамдықтарға ие болады, ал шар үлкен қысу күштеріне ұшырайды. Олар зымыранды жүргізетін реактивті күштерге ұқсайды, жалғыз айырмашылығы мұнда бұл күштер ішке, нысананың ортасына бағытталған. Бұл әдіс судың тығыздығынан 10 000 есе үлкен тығыздық пен 10 11 МПа деңгейіндегі қысымды жасай алады. Мұндай тығыздықта термоядролық энергияның барлығы дерлік ~10–12 с уақыт ішінде шағын жарылыс түрінде шығарылады. Әрқайсысы 1-2 кг тротилге тең болатын микро-жарылыстар реакторға зақым келтірмейді, ал мұндай микро-жарылыстардың тізбегін қысқа аралықпен жүзеге асыру үздіксіз дерлік жүзеге асыруға мүмкіндік береді. пайдалы энергия өндіру. Инерциялық шектеу үшін жанармай нысанасының дизайны өте маңызды. Ауыр және жеңіл материалдардан жасалған концентрлі шарлар түріндегі нысана бөлшектердің ең тиімді булануына және, тиісінше, ең үлкен қысуға мүмкіндік береді.

Есептеулер көрсеткендей, лазерлік сәулелену энергиясы мегаджоуль деңгейінде (10 6 Дж) және лазердің тиімділігі кемінде 10% болса, өндірілген термоядролық энергия лазерді айдауға жұмсалған энергиядан асып кетуі керек. Термоядролық лазер қондырғылары Ресейдің, АҚШ-тың, Батыс Еуропаның және Жапонияның ғылыми зертханаларында бар. Қазіргі уақытта лазер сәулесінің орнына ауыр иондық сәулені пайдалану немесе мұндай сәулені жарық сәулесімен біріктіру мүмкіндігі зерттелуде. Заманауи технологияның арқасында реакцияны бастаудың бұл әдісі лазерлік әдіске қарағанда артықшылығы бар, өйткені ол көбірек пайдалы энергия алуға мүмкіндік береді. Кемшілігі - сәулені нысанаға бағыттаудың қиындығы.

МАГНИТТЫҚ ҰСТАЙЫМЫ БАР БІРЛІКТЕР

Плазманы ұстаудың магниттік әдістері Ресейде, АҚШ-та, Жапонияда және бірқатар Еуропа елдерінде зерттелуде. Тұрақтандырушы бойлық магнит өрісі бар қарапайым шымшулардың дамуы нәтижесінде пайда болған кері магнит өрісі бар токамак және шымшу сияқты тороидты типтегі қондырғыларға басты назар аударылады.

Тороидты магнит өрісін қолдану арқылы плазманы ұстау үшін B jплазма тордың қабырғаларына қарай жылжымайтындай жағдай жасау керек. Бұған магнит өрісінің сызықтарын («айналмалы түрлендіру» деп аталатын) «бұрау» арқылы қол жеткізіледі. Бұл бұралу екі жолмен жүзеге асырылады. Бірінші әдісте ток плазма арқылы өтеді, бұл қазірдің өзінде талқыланған тұрақты шымшу конфигурациясына әкеледі. Токтың магнит өрісі Б q Ј – Б q бірге Б j қажетті бұйралағышпен жиынтық өрісті жасайды. Егер Б j Б q, нәтижесінде алынған конфигурация токамак («МАГНИТТІК КАТУШЫЛАРЫ БАР TORIDAL CAMBER» өрнектің аббревиатурасы) ретінде белгілі. атындағы Атом энергиясы институтында Л.А.Арцимовичтің жетекшілігімен Токамак (5-сурет) жасалды. Мәскеудегі Курчатов И.В. Сағат Б j ~ Б q кері магнит өрісі бар шымшу конфигурациясын аламыз.

Екінші әдісте шектелген плазманың тепе-теңдігін қамтамасыз ету үшін тороидальды плазмалық камераның айналасындағы арнайы бұрандалы орамдар қолданылады. Бұл орамдардағы токтар күрделі магнит өрісін жасайды, бұл торус ішіндегі жалпы өрістің күш сызықтарының бұралуына әкеледі. Стелларатор деп аталатын мұндай қондырғыны Принстон университетінде (АҚШ) Л.Спитцер және оның әріптестері әзірлеген.

Токамак.

Тороидальды плазманың шектелуі тәуелді болатын маңызды параметр «тұрақтылық шегі» болып табылады. q, тең rB j/ Р.Б. q, қайда rЖәне Рсәйкесінше тороидальды плазманың кіші және үлкен радиустары болып табылады. Төменде qСпиральды тұрақсыздық дамуы мүмкін - түзу шымшудың иілу тұрақсыздығы аналогы. Мәскеу ғалымдары тәжірибе жүзінде қашан екенін көрсетті q> 1 (яғни. Б j Б q) бұранданың тұрақсыздығы пайда болу мүмкіндігі айтарлықтай төмендейді. Бұл плазманы қыздыру үшін токтан пайда болатын жылуды тиімді пайдалануға мүмкіндік береді. Көптеген жылдар бойы жүргізілген зерттеулер нәтижесінде токамактардың сипаттамалары айтарлықтай жақсарды, атап айтқанда, өрістің біркелкілігін арттыру және вакуумдық камераны тиімді тазалау есебінен.

Ресейде алынған жігерлендіретін нәтижелер әлемнің көптеген зертханаларында токамактардың жасалуын ынталандырды және олардың конфигурациясы қарқынды зерттеулердің тақырыбы болды.

Токамакта плазманы омдық қыздыру термоядролық синтез реакциясын жүргізу үшін жеткіліксіз. Бұл плазманы қыздырған кезде оның электрлік кедергісі айтарлықтай төмендейтіндігіне байланысты, соның салдарынан ток өтуі кезінде жылу түзілуі күрт төмендейді. Токамактағы токты белгілі бір шектен жоғары көтеру мүмкін емес, өйткені плазмалық сым тұрақтылығын жоғалтып, камераның қабырғаларына лақтырылуы мүмкін. Сондықтан плазманы қыздыру үшін әртүрлі қосымша әдістер қолданылады. Олардың ең тиімдісі - жоғары энергиялы бейтарап атом сәулелерін инъекциялау және микротолқынды сәулелену. Бірінші жағдайда 50–200 кВ энергияға дейін үдетілген иондар бейтараптандырылады (камераға енгізілген кезде магнит өрісінің кері «шағылысуын» болдырмау үшін) және плазмаға айдалады. Мұнда олар қайтадан иондалады және соқтығыстар процесінде плазмаға энергиясын береді. Екінші жағдайда жиілігі иондық циклотрон жиілігіне тең (магниттік өрістегі иондардың айналу жиілігі) микротолқынды сәулелену қолданылады. Бұл жиілікте тығыз плазма абсолютті қара дене сияқты әрекет етеді, яғни. түскен энергияны толығымен сіңіреді. Еуропалық Одақтың JET токамакында бейтарап бөлшектерді айдау арқылы ион температурасы 280 миллион Кельвин және ұстау уақыты 0,85 с плазма алынды. Дейтерий-тритий плазмасының көмегімен 2 МВт-қа жететін термоядролық қуат алынды. Реакцияның сақталуының ұзақтығы камера қабырғаларының шашырауынан болатын қоспалардың пайда болуымен шектеледі: қоспалар плазмаға еніп, иондалған кезде сәулеленуден болатын энергия шығындарын айтарлықтай арттырады. Қазіргі уақытта JET бағдарламасы бойынша жұмыс қоспаларды бақылау және оларды жою мүмкіндігін зерттеуге бағытталған. «магниттік бағыттаушы».

Сондай-ақ АҚШ-та - TFTR, Ресейде - T15 және Жапонияда - JT60 ірі токамактар ​​жасалды. Осы және басқа да нысандарда жүргізілген зерттеулер басқарылатын термоядролық синтез саласындағы жұмыстың одан әрі кезеңіне негіз болды: техникалық сынақтар үшін үлкен реакторды 2010 жылы іске қосу жоспарлануда. Бұл АҚШ, Ресей, Еуроодақ және Жапонияның бірлескен әрекеті болады деп күтілуде. да қараңызТОКАМАК.

Кері өрісті қысу (FRP).

POP конфигурациясы токамактан ерекшеленеді Б q~ Б j , бірақ бұл жағдайда плазмадан тыс тороидтық өрістің бағыты оның плазма бағанының ішіндегі бағытына қарама-қарсы. Дж.Тейлор мұндай жүйе ең аз энергиясы бар күйде және қарамастан екенін көрсетті q

POP конфигурациясының артықшылығы ондағы плазма мен магнит өрісінің көлемдік энергия тығыздықтарының қатынасы (b мәні) токамакқа қарағанда үлкен. b мүмкіндігінше үлкен болуы өте маңызды, өйткені бұл тороидтық өрісті азайтады, сондықтан оны жасайтын катушкалар мен бүкіл тірек құрылымның құнын төмендетеді. POP әлсіздігі бұл жүйелердің жылу оқшаулауы токамактарға қарағанда нашар және кері өрісті сақтау мәселесі шешілмеген.

Жұлдыздаршы.

Стеллараторда тұйық тороидты магнит өрісі камера корпусының айналасында арнайы бұранда орамасы арқылы жасалған өріспен қабаттасады. Жалпы магнит өрісі плазманың орталықтан алыстауын болдырмайды және магнитогидродинамикалық тұрақсыздықтардың белгілі бір түрлерін басады. Плазманың өзін токамакта қолданылатын әдістердің кез келгенімен жасауға және қыздыруға болады.

Стелларатордың басты артықшылығы - онда қолданылатын шектеу әдісі плазмада токтың болуымен байланысты емес (токамактардағы немесе шымшу эффектісіне негізделген қондырғылардағы сияқты), сондықтан жұлдыздық стационарлық режимде жұмыс істей алады. Сонымен қатар, бұрандалы орамда «дивертор» әсері болуы мүмкін, яғни. плазманы қоспалардан тазарту және реакция өнімдерін жою.

Жұлдыздардағы плазмалық қамау Еуропалық Одақ, Ресей, Жапония және АҚШ нысандарында кеңінен зерттелген. Германиядағы Wendelstein VII жұлдызды қондырғысында 5×10 6 кельвиннен жоғары температурасы бар ток өткізбейтін плазманы ұстап тұру, оны жоғары энергиялы атом сәулесін енгізу арқылы қыздыру мүмкін болды.

Соңғы теориялық және эксперименттік зерттеулер сипатталған қондырғылардың көпшілігінде, әсіресе жабық тороидты жүйелерде плазманы ұстау уақытын оның радиалды өлшемдерін және шектейтін магнит өрісін ұлғайту арқылы арттыруға болатынын көрсетті. Мысалы, токамак үшін Лоусон критерийі ~50 x 100 кГ магнит өрісінің кернеулігінде және шамамен тороидтық камераның шағын радиусында қанағаттандырылатыны (тіпті кейбір маржамен) есептелген. 2 м.Бұл 1000 МВт электр энергиясы үшін орнату параметрлері.

Магниттік плазмалық қоршаумен осындай үлкен қондырғыларды жасау кезінде мүлдем жаңа технологиялық мәселелер туындайды. Сумен салқындатылған мыс катушкаларын пайдалана отырып, бірнеше текше метр көлемде 50 кГ магнит өрісін құру үшін бірнеше жүз мегаватт қуаты бар электр энергиясының көзі қажет болады. Сондықтан катушкалар орамдары титан немесе қалайы бар ниобий қорытпалары сияқты асқын өткізгіш материалдардан жасалуы керек екені анық. Бұл материалдардың асқын өткізгіш күйдегі электр тогына кедергісі нөлге тең, сондықтан магнит өрісін ұстап тұру үшін электр энергиясының ең аз мөлшері жұмсалады.

Реактор технологиясы.

Термоядролық зерттеулердің болашағы.

Токамак типті қондырғыларда жүргізілген тәжірибелер бұл жүйе CTS реакторының ықтимал негізі ретінде өте перспективалы екенін көрсетті. Бүгінгі күнге дейін ең жақсы нәтижелер токамактармен алынды және қондырғылар масштабының сәйкес ұлғаюымен оларда өнеркәсіптік CTS енгізу мүмкін болады деген үміт бар. Дегенмен, токамак жеткілікті үнемді емес. Бұл кемшілікті жою үшін оның қазіргідей импульстік режимде емес, үздіксіз режимде жұмыс істеуі қажет. Бірақ бұл мәселенің физикалық аспектілері әлі жеткілікті түрде зерттелмеген. Сондай-ақ плазма параметрлерін жақсартатын және оның тұрақсыздығын жоюға мүмкіндік беретін техникалық құралдарды әзірлеу қажет. Осының бәрін ескере отырып, термоядролық реактордың басқа ықтимал, бірақ аз дамыған нұсқалары туралы ұмытпау керек, мысалы, stellarator немесе өрісті кері шымшу. Бұл саладағы зерттеулердің жағдайы жоғары температуралы плазмалар үшін магниттік шектеу жүйелерінің көпшілігі үшін және кейбір инерциялық оқшаулау жүйелері үшін реакторлардың концептуалды жобалары бар кезеңге жетті. Токамактың өнеркәсіптік дамуының мысалы - Aries жобасы (АҚШ).

20 ғасырдың екінші жартысы ядролық физиканың қарқынды даму кезеңі болды. Ядролық реакцияларды аз мөлшердегі отыннан орасан зор энергия алу үшін қолдануға болатыны белгілі болды. Алғашқы атом бомбасының жарылысынан бірінші атом электр станциясына дейін небәрі тоғыз жыл өтті, ал 1952 жылы сутегі бомбасы сыналғанда, 1960 жылдары термоядролық электр станциялары іске қосылады деген болжамдар айтылды. Әттең, бұл үміттер ақталмады.

Термоядролық реакциялар Барлық термоядролық реакциялардың тек төртеуі жақын болашақта қызығушылық тудырады: дейтерий + дейтерий (өнімдер - тритий мен протон, бөлінген энергия 4,0 МэВ), дейтерий + дейтерий (гелий-3 және нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий + тритий (гелий-4 және нейтрон, 17,6 МэВ) және дейтерий + гелий-3 (гелий-4 және протон, 18,2 МэВ). Бірінші және екінші реакциялар бірдей ықтималдықпен параллель жүреді. Алынған тритий мен гелий-3 үшінші және төртінші реакцияларда «жанып кетеді».

Игорь Егоров

Қазіргі уақытта адамзаттың негізгі энергия көзі көмір, мұнай және газды жағу болып табылады. Бірақ олардың қорлары шектеулі, ал жану өнімдері қоршаған ортаны ластайды. Көмір электр станциясы бірдей қуаттағы атом электр станциясына қарағанда көбірек радиоактивті шығарындылар шығарады! Ендеше, біз неге әлі күнге дейін атомдық энергия көздеріне көшкен жоқпыз? Мұның көптеген себептері бар, бірақ ең бастысы соңғы уақытта радиофобия болды. Көмірмен жұмыс істейтін электр станциясы, тіпті қалыпты жұмыс кезінде де, атом электр станциясындағы апаттық шығарындылардан әлдеқайда көп адамның денсаулығына зиян келтіретініне қарамастан, ол мұны жұртшылықтың назарынан тыс қалдырады. Атом электр станцияларындағы апаттар бірден БАҚ-тың басты жаңалықтарына айналып, жалпы дүрбелең туғызады (көбінесе мүлдем негізсіз). Бірақ бұл атом энергетикасының объективті проблемалары жоқ дегенді білдірмейді. Радиоактивті қалдықтар көп қиындық туғызады: онымен жұмыс істеу технологиялары әлі де өте қымбат, ал олардың барлығы толығымен қайта өңделіп, пайдаланылатын тамаша жағдай әлі алыс.

Барлық термоядролық реакциялардың тек төртеуі жақын болашақта қызығушылық тудырады: дейтерий + дейтерий (өнімдер - тритий және протон, бөлінген энергия 4,0 МэВ), дейтерий + дейтерий (гелий-3 және нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий + тритий ( гелий -4 және нейтрон, 17,6 МэВ) және дейтерий + гелий-3 (гелий-4 және протон, 18,2 МэВ). Бірінші және екінші реакциялар бірдей ықтималдықпен параллель жүреді. Алынған тритий мен гелий-3 үшінші және төртінші реакцияларда «жанып кетеді».

Бөлінуден синтезге дейін

Бұл мәселелердің ықтимал шешімі бөліну реакторларынан синтез реакторларына көшу болып табылады. Кәдімгі бөліну реакторында ондаған тонна радиоактивті отын болса, ол әртүрлі радиоактивті изотоптары бар ондаған тонна радиоактивті қалдықтарға айналады, термоядролық реактор сутегінің бір радиоактивті изотопының тек жүздеген грамм, максималды килограммын пайдаланады. тритий. Реакция үшін қауіптілігі аз радиоактивті изотоптың елеусіз мөлшерін қажет ететіндігінен басқа, тасымалдауға байланысты тәуекелдерді азайту үшін оны өндіруді тікелей электр станциясында жүргізу де жоспарлануда. Синтез өнімдері тұрақты (радиоактивті емес) және улы емес сутегі мен гелий болып табылады. Сонымен қатар, бөліну реакциясынан айырмашылығы, термоядролық реакция қондырғы бұзылған кезде термиялық жарылыс қаупін тудырмай, дереу тоқтайды. Ендеше неге осы уақытқа дейін бірде-бір жұмыс істейтін термоядролық электр станциясы салынбаған? Себебі, аталған артықшылықтар сөзсіз кемшіліктерді тудырады: синтез үшін жағдай жасау бастапқыда күткеннен әлдеқайда қиын болды.

Лоусон критерийі

Термоядролық реакцияның энергетикалық қолайлы болуы үшін термоядролық отынның жеткілікті жоғары температурасын, жеткілікті жоғары тығыздықты және жеткілікті аз энергия шығынын қамтамасыз ету қажет. Соңғылары плазмада жинақталған жылу энергиясының энергияны жоғалту қуатына қатынасына тең болатын «ұстау уақыты» деп аталатын сандық түрде сипатталады (көп адамдар «ұстау уақыты» деп қателеседі. Орнатуда ыстық плазма сақталады, бірақ олай емес) . Дейтерий мен тритий қоспасының температурасы 10 кВ-ға тең (шамамен 110 000 000 градус) біз отын бөлшектерінің 1 см 3 (яғни, плазма концентрациясы) саны мен ұстау уақытының (секундпен) көбейтіндісін алуымыз керек. кем дегенде 10 14. Бізде концентрациясы 1014 см -3 және ұсталу уақыты 1 с плазма немесе 10 23 концентрация және 1 нс ұстау уақыты бар плазма бар ма маңызды емес. Бұл критерий Лоусон критерийі деп аталады.
Энергетикалық қолайлы реакцияны алуға жауап беретін Лоусон критерийінен басқа, дейтерий-тритий реакциясы үшін Лоусон критерийінен шамамен үш есе көп болатын плазмалық тұтану критерийі де бар. «Жану» плазмада қалған термоядролық энергияның бөлігі қажетті температураны ұстап тұру үшін жеткілікті болатынын және плазманы қосымша қыздырудың енді қажет болмайтынын білдіреді.

Z-шымшу

Басқарылатын термоядролық реакцияны алу жоспарланған бірінші құрылғы Z-шымшу деп аталатын құрылғы болды. Ең қарапайым жағдайда бұл қондырғы дейтерий (сутегі-2) ортасында немесе дейтерий мен тритий қоспасында орналасқан екі электродтан және жоғары вольтты импульстік конденсаторлардың аккумуляторынан тұрады. Бір қарағанда, бұл үлкен температураға дейін қыздырылған сығылған плазманы алуға мүмкіндік беретін сияқты: термоядролық реакция үшін дәл осы нәрсе қажет! Алайда, өмірде бәрі, өкінішке орай, соншалықты қызғылт емес болып шықты. Плазмалық арқан тұрақсыз болып шықты: шамалы иілу бір жағынан магнит өрісінің күшеюіне, ал екінші жағынан әлсіреуіне әкеледі; нәтижесінде пайда болған күштер арқанның иілуін одан әрі арттырады - және барлық плазма «түсіп кетеді». камераның бүйір қабырғасы. Арқан иілуге ​​тұрақсыз ғана емес, оның аздап жұқаруы осы бөліктегі магнит өрісінің ұлғаюына әкеледі, ол плазманы одан да көп қысады, арқан ақырында «сығып кеткенше» арқанның қалған көлеміне қысады. .” Сығылған бөліктің электрлік кедергісі жоғары, сондықтан ток үзіліп, магнит өрісі жойылып, барлық плазма таралады.

Z-шымшудың жұмыс принципі қарапайым: электр тогы бірдей токпен әрекеттесетін және оны қысатын сақиналы магнит өрісін тудырады. Нәтижесінде ток өтетін плазманың тығыздығы мен температурасы артады.

Плазма шоғырын оған токқа параллель күшті сыртқы магнит өрісін қолданып, оны қалың өткізгіш қабықшаға орналастыру арқылы тұрақтандыру мүмкін болды (плазма қозғалған кезде магнит өрісі де қозғалады, ол плазмада электр тогын тудырады. плазманы өз орнына қайтаруға бейім). Плазма иілуді және шымшуды тоқтатты, бірақ ол әлі де кез келген маңызды масштабтағы термоядролық реакциядан алыс болды: плазма электродтарға тиіп, оларға өз жылуын береді.

Z-pinch синтезі саласындағы заманауи жұмыс термоядролық плазманы құрудың тағы бір принципін ұсынады: ток вольфрамды плазмалық түтік арқылы өтеді, ол плазмалық түтіктің ішінде орналасқан термоядролық отынмен капсуланы қысатын және қыздыратын қуатты рентген сәулелерін жасайды. ол термоядролық бомбада болады. Дегенмен, бұл жұмыстар табиғатта таза зерттеу болып табылады (ядролық қарудың жұмыс істеу механизмдері зерттеледі) және бұл процесте энергияның бөлінуі әлі де тұтынудан миллиондаған есе аз.

Токамак торының үлкен радиусының (бүкіл тордың ортасынан оның құбырының көлденең қимасының ортасына дейінгі қашықтық) кішіге (құбырдың көлденең қимасының радиусы) қатынасы неғұрлым аз болса, үлкенірек плазмалық қысым бірдей магнит өрісінің астында болуы мүмкін. Бұл арақатынасты азайту арқылы ғалымдар плазма мен вакуумдық камераның дөңгелек қимасынан D-тәріздіге көшті (бұл жағдайда кіші радиустың рөлін көлденең қиманың биіктігінің жартысы атқарады). Барлық заманауи токамактар ​​дәл осы көлденең қима пішініне ие. Шектеулі жағдай «сфералық токамак» деп аталатын болды. Мұндай токамактарда вакуумдық камера мен плазма шардың полюстерін қосатын тар арнаны қоспағанда, пішіні сфералық дерлік болады. Магниттік катушкалардың өткізгіштері арна арқылы өтеді. Бірінші сфералық токамак, START, 1991 жылы ғана пайда болды, сондықтан бұл өте жас бағыт, бірақ ол үш есе төмен магнит өрісімен бірдей плазмалық қысымды алу мүмкіндігін көрсетті.

Тығын камерасы, жұлдызшы, токамак

Реакцияға қажетті жағдайларды жасаудың тағы бір нұсқасы ашық магниттік тұзақтар деп аталады. Олардың ең танымалы - «тығын ұясы»: бойлық магнит өрісі бар құбыр, оның ұштарында күшейіп, ортасында әлсірейді. Ұштарында ұлғайған өріс «магниттік штепсельді» (орысша атауы) немесе «магниттік айна» (ағылшынша - айна машинасы) жасайды, ол плазманы қондырғыдан ұштары арқылы қалдырудан сақтайды. Дегенмен, мұндай ұстау толық емес; белгілі бір траекториялар бойымен қозғалатын кейбір зарядталған бөлшектер бұл кептелістерден өте алады. Ал соқтығыстардың нәтижесінде кез келген бөлшек ерте ме, кеш пе осындай траекторияға түседі. Сонымен қатар, айна камерасындағы плазма да тұрақсыз болып шықты: егер бір жерде плазманың кішкене бөлігі қондырғы осінен алыстап кетсе, плазманы камераның қабырғасына шығаратын күштер пайда болады. Айна жасушасының негізгі идеясы айтарлықтай жетілдірілгенімен (бұл плазманың тұрақсыздығын да, айналар өткізгіштігін де азайтуға мүмкіндік берді), іс жүзінде энергиялық қолайлы синтез үшін қажетті параметрлерге жақындау мүмкін болмады. .

Плазманың «штепсельдер» арқылы ағып кетпейтініне көз жеткізуге бола ма? Айқын шешім плазманы сақинаға айналдыру болып көрінеді. Дегенмен, сақинаның ішіндегі магнит өрісі сыртқа қарағанда күштірек, ал плазма қайтадан камера қабырғасына баруға бейім. Бұл қиын жағдайдан шығудың жолы да айқын көрінді: сақинаның орнына «сегіздік фигураны» жасаңыз, содан кейін бір бөлімде бөлшек қондырғының осінен алыстайды, ал екіншісінде ол кері оралады. Ғалымдар алғашқы жұлдызшы туралы идеяны осылай тудырды. Бірақ мұндай «сегіздік фигураны» бір жазықтықта жасауға болмайды, сондықтан магнит өрісін екінші бағытта бүгіп, үшінші өлшемді қолдануға тура келді, бұл сонымен қатар бөлшектердің осьтен камера қабырғасына біртіндеп қозғалысына әкелді.

Токамак типті қондырғылардың құрылуымен жағдай күрт өзгерді. 1960 жылдардың екінші жартысында Т-3 токамакта алынған нәтижелер сол уақытта таң қалдырғаны сонша, батыс ғалымдары плазма параметрлерін өздері тексеру үшін өздерінің өлшеуіш жабдықтарымен КСРО-ға келді. Шындық тіпті олардың күткенінен де асып түсті.

Бұл фантастикалық түрде біріктірілген түтіктер өнер жобасы емес, күрделі үш өлшемді қисыққа иілген жұлдызды камера.

Инерцияның қолында

Магниттік шектеуден басқа, термоядролық синтезге түбегейлі басқа көзқарас бар - инерциялық шектеу. Егер бірінші жағдайда плазманы өте төмен концентрацияда ұзақ уақыт ұстауға тырыссақ (айналадағы ауадағы молекулалардың концентрациясы жүздеген мың есе жоғары), онда екінші жағдайда біз плазманы сығымдаймыз. орасан зор тығыздық, ең ауыр металдардың тығыздығынан жоғары шама реті, плазманың екі жаққа шашырап үлгеруіне дейін реакцияның қысқа уақыт ішінде өтуіне уақыт болады деп күту.

Бастапқыда, 1960 жылдары жоспар бірнеше лазер сәулелерімен барлық жағынан біркелкі сәулеленетін мұздатылған термоядролық отынның шағын шарын пайдалану болды. Шардың беті бірден буланып, барлық бағытта біркелкі кеңейіп, отынның қалған бөлігін қысып, қыздыруы керек. Алайда іс жүзінде сәулелену жеткіліксіз біркелкі болып шықты. Сонымен қатар, сәулелену энергиясының бір бөлігі ішкі қабаттарға беріліп, олардың қызуын тудырды, бұл қысуды қиындатады. Нәтижесінде доп біркелкі және әлсіз қысылды.

Бірқатар заманауи жұлдыздық конфигурациялары бар, олардың барлығы торусқа жақын. Ең кең таралған конфигурациялардың бірі токамактардың полоидтық өріс катушкаларына ұқсас катушкаларды және көп бағытты токпен вакуумдық камераның айналасында бұралған төрт-алты өткізгіштерді пайдалануды қамтиды. Осылайша жасалған күрделі магнит өрісі плазманы сақиналы электр тогының өтуін қажет етпестен сенімді түрде ұстауға мүмкіндік береді. Сонымен қатар, жұлдызшылар токамактар ​​сияқты тороидалды өріс катушкаларын да пайдалана алады. Және бұрандалы өткізгіштер болмауы мүмкін, бірақ содан кейін «тороидальды» өріс катушкалары күрделі үш өлшемді қисық бойымен орнатылады. Жұлдыздар саласындағы соңғы әзірлемелер магниттік катушкаларды және компьютерде есептелген өте күрделі пішінді вакуумдық камераны (өте «жиырылған» торус) пайдалануды қамтиды.

Біркелкі емес мәселе нысананың дизайнын айтарлықтай өзгерту арқылы шешілді. Енді доп арнайы шағын металл камераның ішіне орналастырылған (ол «holraum», неміс тілінен аударғанда hohlraum - қуыс) ішіне лазер сәулелері енетін тесіктері бар. Сонымен қатар, IR лазер сәулесін ультракүлгінге айналдыратын кристалдар қолданылады. Бұл УК-сәулеленуді хольраум материалының жұқа қабаты сіңіреді, ол үлкен температураға дейін қызады және жұмсақ рентген сәулелерін шығарады. Өз кезегінде, рентгендік сәуле отын капсуласының бетіндегі жұқа қабатпен жұтылады (отынмен шар). Бұл сонымен қатар ішкі қабаттарды мерзімінен бұрын қыздыру мәселесін шешуге мүмкіндік берді.

Дегенмен, лазерлердің күші жанармайдың айтарлықтай бөлігінің реакцияға түсуі үшін жеткіліксіз болып шықты. Сонымен қатар, лазерлердің тиімділігі өте төмен болды, шамамен 1%. Мұндай төмен лазерлік тиімділікте синтездің энергетикалық пайдалы болуы үшін сығылған отынның барлығы дерлік реакцияға түсуі керек еді. Лазерлерді әлдеқайда жоғары тиімділікпен жасауға болатын жеңіл немесе ауыр иондар сәулелерімен ауыстыруға тырысқанда, ғалымдар да көптеген мәселелерге тап болды: жеңіл иондар бір-бірін итермелейді, бұл олардың фокусталуына кедергі келтіреді және қалдықпен соқтығысқанда баяулайды. камерадағы газ, және үдеткіштер Қажетті параметрлері бар ауыр иондарды жасау мүмкін болмады.

Магниттік перспективалар

Термоядролық энергия саласындағы үміттің көп бөлігі қазір токамактарда. Әсіресе олар жақсартылған сақтау режимін ашқаннан кейін. Токамак - бұл сақинаға айналдырылған Z-шымшым (сақина электр тогы плазма арқылы ағып, оны ұстап тұру үшін қажетті магнит өрісін жасайды) және сақинаға жиналған және «гофрленген» тороидты магнитті жасайтын айна жасушаларының тізбегі. өріс. Сонымен қатар, бірнеше жеке катушкалар арқылы жасалған торус жазықтығына перпендикуляр өріс катушкалардың тороидтық өрісіне және плазмалық ток өрісіне қабаттасады. Полоидтық деп аталатын бұл қосымша өріс торустың сыртқы жағындағы плазмалық токтың магнит өрісін (сонымен бірге полоидты) күшейтеді және оны ішкі жағынан әлсіретеді. Осылайша, плазмалық арқанның барлық жағындағы жалпы магнит өрісі бірдей болып шығады және оның орны тұрақты болып қалады. Осы қосымша өрісті өзгерту арқылы плазма шоғырын вакуумдық камераның ішінде белгілі бір шектерде жылжытуға болады.

Синтезге түбегейлі басқа көзқарас мюондық катализ тұжырымдамасымен ұсынылған. Мюон – заряды электронмен бірдей, бірақ массасы 207 есе көп тұрақсыз элементар бөлшек. Мюон сутегі атомындағы электронның орнын баса алады, ал атомның өлшемі 207 есе азаяды. Бұл бір сутегі ядросының екіншісіне энергия жұмсамай жақындауына мүмкіндік береді. Бірақ бір мюонды өндіру үшін шамамен 10 ГэВ энергия жұмсалады, яғни энергия пайдасын алу үшін бір мюонға бірнеше мың синтез реакцияларын жүргізу қажет. Реакцияда пайда болған гелийге мюонның «жабысып қалуы» мүмкін болғандықтан, әлі бірнеше жүзден астам реакцияға қол жеткізілген жоқ. Фотосуретте Макс Планк атындағы плазма физикасы институтындағы Wendelstein z-x жұлдызды құрылғысының құрастырылуы көрсетілген.

Ұзақ уақыт бойы токамактардың маңызды мәселесі плазмада сақиналы ток жасау қажеттілігі болды. Ол үшін токамак торының орталық тесігі арқылы магнит ағыны үздіксіз өзгеріп тұратын магниттік контур жүргізілді. Магнит ағынының өзгеруі құйынды электр өрісін тудырады, ол вакуумдық камерадағы газды иондайды және алынған плазмада токты сақтайды. Дегенмен, плазмадағы ток үздіксіз сақталуы керек, яғни магнит ағыны бір бағытта үздіксіз өзгеруі керек. Бұл, әрине, мүмкін емес, сондықтан токамактардағы ток шектеулі уақытқа ғана (секундтың бір бөлігінен бірнеше секундқа дейін) сақталуы мүмкін. Бақытымызға орай, сыртқы құйынды өрісі жоқ плазмада пайда болатын жүктеу ағыны деп аталатын ток анықталды. Сонымен қатар, плазманы қыздыру әдістері әзірленді, бір мезгілде ондағы қажетті сақиналық токты индукциялайды. Бұл бірге ыстық плазманы қалағанша ұзақ ұстау мүмкіндігін қамтамасыз етті. Іс жүзінде рекорд қазіргі уақытта Tore Supra токамакқа тиесілі, онда плазма алты минуттан астам үздіксіз «жанып» кетті.

Үлкен үмітке ие плазмалық оқшаулау қондырғысының екінші түрі - жұлдызшылар. Соңғы онжылдықтарда жұлдыздардың дизайны күрт өзгерді. Бастапқы «сегіздіктен» ештеңе қалмады және бұл қондырғылар токамактарға әлдеқайда жақын болды. Жұлдызшылардың қамауда ұстау уақыты токамактарға қарағанда қысқа (тиімділігі төмен Н-режиміне байланысты) және олардың құрылысының құны жоғары болғанымен, олардағы плазманың әрекеті тыныш, бұл біріншілердің ұзақ өмір сүруін білдіреді. вакуумдық камераның ішкі қабырғасы. Термоядролық синтездің коммерциялық дамуы үшін бұл фактордың маңызы зор.

Реакцияны таңдау

Бір қарағанда, таза дейтерийді термоядролық отын ретінде пайдалану өте қисынды: ол салыстырмалы түрде арзан және қауіпсіз. Алайда дейтерий дейтериймен тритийге қарағанда жүз есе жеңіл әрекеттеседі. Демек, дейтерий мен тритий қоспасында реакторды жұмыс істеу үшін 10 кВ температура жеткілікті, ал таза дейтерийде жұмыс істеу үшін 50 кВ жоғары температура қажет. Ал температура неғұрлым жоғары болса, соғұрлым энергия жоғалады. Сондықтан, кем дегенде, алғаш рет дейтерий-тритий отынында термоядролық энергетиканы құру жоспарлануда. Тритий реактордың өзінде өндірілетін жылдам литий нейтрондарымен сәулелену есебінен өндірілетін болады.
«Қате» нейтрондар. «Бір жылдың 9 күні» культтік фильмінде басты кейіпкер термоядролық қондырғыда жұмыс істеген кезде нейтрондық сәулеленудің ауыр дозасын алды. Алайда кейінірек бұл нейтрондардың синтез реакциясы нәтижесінде пайда болмағаны белгілі болды. Бұл режиссердің ойлап тапқаны емес, Z-шымшуларында байқалған нақты әсер. Электр тогының үзілуі сәтінде плазманың индуктивтілігі үлкен кернеудің пайда болуына әкеледі - миллиондаған вольт. Бұл өрісте жеделдетілген жеке сутегі иондары нейтрондарды электродтардан шығаруға қабілетті. Алғашында бұл құбылыс шын мәнінде термоядролық реакцияның сенімді белгісі ретінде қабылданды, бірақ нейтрондық энергия спектрін кейінгі талдау олардың шығу тегі басқа екенін көрсетті.
Жақсартылған сақтау режимі. Токамактың Н-режимі қосымша қыздырудың жоғары қуатымен плазма энергиясының жоғалуы күрт төмендейтін оның жұмыс режимі болып табылады. 1982 жылы күшейтілген қамау режимінің кездейсоқ ашылуы токамактың өзі ойлап тапқандай маңызды. Бұл құбылыстың жалпы қабылданған теориясы әлі жоқ, бірақ бұл оны тәжірибеде қолдануға кедергі келтірмейді. Барлық заманауи токамактар ​​осы режимде жұмыс істейді, өйткені ол шығындарды жартысынан астамға азайтады. Кейіннен ұқсас режим жұлдызшыларда табылды, бұл бұл тороидтық жүйелердің жалпы қасиеті екенін көрсетеді, бірақ оларда ұстау шамамен 30% ғана жақсарды.
Плазмалық жылыту. Плазманы термоядролық температураға дейін қыздырудың үш негізгі әдісі бар. Омдық қыздыру - ол арқылы өтетін электр тогының әсерінен плазманың қызуы. Бұл әдіс бірінші кезеңдерде ең тиімді, өйткені температура жоғарылаған сайын плазманың электрлік кедергісі төмендейді. Электромагниттік қыздыру электрондардың немесе иондардың магнит өрісі сызықтарының айналасында айналу жиілігіне сәйкес келетін жиіліктегі электромагниттік толқындарды пайдаланады. Жылдам бейтарап атомдарды айдау арқылы теріс иондар ағыны жасалады, олар кейін бейтараптандырылады, магнит өрісі арқылы плазманың орталығына өз энергиясын беру үшін бейтарап атомдарға айналады.
Бұл реакторлар ма? Тритий радиоактивті болып табылады және D-T реакциясының қуатты нейтрондық сәулеленуі реактор конструкциясының элементтерінде индукцияланған радиоактивтілікті тудырады. Біз роботтарды қолдануға мәжбүрміз, бұл жұмысты қиындатады. Сонымен қатар кәдімгі сутегі немесе дейтерий плазмасының әрекеті дейтерий мен тритий қоспасынан алынған плазманың әрекетіне өте жақын. Бұл тарих бойына дейтерий мен тритий қоспасында тек екі термоядролық қондырғының толық жұмыс істеуіне әкелді: TFTR және JET токамактары. Басқа қондырғыларда тіпті дейтерий әрдайым қолданыла бермейді. Сонымен, қондырғының анықтамасындағы «термоядролық» деген атау онда термоядролық реакциялар бұрын-соңды болған дегенді білдірмейді (және оларда таза дейтерий әрдайым дерлік қолданылады).
Гибридті реактор. D-T реакциясы 14 МэВ нейтрондарды шығарады, ол тіпті таусылған уранды да ыдыратуы мүмкін. Бір уран ядросының ыдырауы шамамен 200 МэВ энергияның бөлінуімен бірге жүреді, бұл синтез кезінде бөлінетін энергиядан он есе артық. Сондықтан, егер олар уран қабығымен қоршалған болса, қолданыстағы токамактар ​​энергетикалық тұрғыдан пайдалы бола алады. Бөлінетін реакторлармен салыстырғанда мұндай гибридті реакторлардың артықшылығы оларда бақыланбайтын тізбекті реакцияның дамуын болдырмайды. Сонымен қатар, өте қарқынды нейтрондық ағындар ұзақ өмір сүретін уранның ыдырау өнімдерін қысқа мерзімге айналдыруы керек, бұл қалдықтарды жою мәселесін айтарлықтай азайтады.

Инерциялық үміттер

Инерциялық синтез де бір орында тұрмайды. Лазерлік технологияның дамуының онжылдықтарында лазерлердің тиімділігін шамамен он есе арттыру перспективалары пайда болды. Ал іс жүзінде олардың күші жүздеген, мыңдаған есе артты. Параметрлері термоядролық қолдануға жарамды ауыр ионды үдеткіштер бойынша да жұмыстар жүргізілуде. Сонымен қатар, «жылдам тұтану» концепциясы инерциялық синтез прогрессінің маңызды факторы болды. Ол екі импульсті қолдануды қамтиды: біреуі термоядролық отынды қысады, ал екіншісі оның аз бөлігін қыздырады. Отынның кішкене бөлігінде басталатын реакция кейіннен әрі қарай таралып, жанармайдың барлығын жабады деп болжанады. Бұл тәсіл энергия шығындарын айтарлықтай азайтуға мүмкіндік береді, сондықтан реакцияға түсетін отынның аз бөлігімен реакцияны тиімді етеді.

Токамак мәселелері

Басқа типтегі қондырғылардың прогрессіне қарамастан, токамактар ​​қазіргі уақытта бәсекелестікке жатпайды: егер 1990 жылдары екі токамак (TFTR және JET) шын мәнінде плазманы жылытуға жұмсалатын энергияны тұтынуға тең термоядролық энергияны шығарса (тіпті). мұндай режим бар болғаны бір секундқа созылғанымен), орнатудың басқа түрлерімен ұқсас ештеңеге қол жеткізу мүмкін емес. Тіпті токамактардың көлемін қарапайым ұлғайту олардағы энергетикалық қолайлы синтездің орындылығына әкеледі. Қазіргі уақытта Францияда халықаралық ITER реакторы салынуда, ол мұны іс жүзінде көрсетуі керек.

Дегенмен, токамактардың да проблемалары бар. ITER миллиардтаған долларды құрайды, бұл болашақ коммерциялық реакторлар үшін қолайсыз. Бірде-бір реактор апталар мен айларды былай қойғанда, бірнеше сағат бойы үздіксіз жұмыс істемеді, бұл қайтадан өнеркәсіптік қолдану үшін қажет. Вакуумдық камераның ішкі қабырғасының материалдары плазманың ұзақ әсер етуіне төтеп бере алатынына әлі сенімділік жоқ.

Күшті кен орны бар токамак тұжырымдамасы жобаны арзандатуы мүмкін. Өрісті екі-үш есе ұлғайту арқылы салыстырмалы түрде шағын қондырғыда қажетті плазмалық параметрлерді алу жоспарлануда. Бұл концепция, атап айтқанда, итальяндық әріптестерімен бірге Мәскеу түбіндегі ТРИНИТте (Тринити инновациялар және термоядролық зерттеулер институты) құрастырыла бастаған «Игнитор» реакторының негізі болып табылады. Егер инженерлердің есептеулері орындалса, ITER-тен бірнеше есе төмен бағамен бұл реакторда плазманы жағуға болады.

Алға жұлдыздарға!

Термоядролық реакцияның өнімдері секундына мыңдаған километр жылдамдықпен әртүрлі бағытта ұшып кетеді. Бұл өте тиімді зымыран қозғалтқыштарын жасауға мүмкіндік береді. Олардың меншікті импульсі ең жақсы электрлік реактивті қозғалтқыштарға қарағанда жоғары болады және олардың энергия тұтынуы тіпті теріс болуы мүмкін (теориялық тұрғыдан алғанда, энергияны тұтынуға емес, өндіруге болады). Оның үстіне, термоядролық зымыран қозғалтқышын жасау жердегі реакторға қарағанда оңайырақ болады деп айтуға толық негіз бар: вакуум жасауда, асқын өткізгіш магниттердің жылу оқшаулауында ешқандай проблема жоқ, өлшемдерге шектеулер жоқ және т.б. Сонымен қатар, қозғалтқыштың электр энергиясын өндіруі қажет, бірақ бұл мүлдем қажет емес, ол оны тым көп тұтынбауы жеткілікті.

Электростатикалық оқшаулау

Электростатикалық ионды шектеу тұжырымдамасы фузор деп аталатын қондырғы арқылы оңай түсініледі. Ол теріс потенциал қолданылатын сфералық торлы электродқа негізделген. Бөлек үдеткіште немесе орталық электрод өрісінің өзі арқылы үдетілген иондар оның ішіне түседі және сол жерде электростатикалық өріс арқылы ұсталады: егер ион ұшып кетуге бейім болса, электрод өрісі оны кері бұрады. Өкінішке орай, ионның желімен соқтығысу ықтималдығы синтез реакциясына түсу ықтималдығынан бірнеше рет жоғары, бұл энергетикалық қолайлы реакцияны мүмкін емес етеді. Мұндай қондырғылар тек нейтрон көздері ретінде қолданылды.
Сенсациялық жаңалық жасауға тырысып, көптеген ғалымдар синтезді мүмкіндігінше көруге тырысады. Баспасөзде «суық синтез» деп аталатын әртүрлі нұсқаларға қатысты көптеген хабарламалар болды. Синтез дейтериймен «сіңдірілген» металдарда олар арқылы электр тогы өткенде, дейтериймен қаныққан сұйықтықтарды электролиздеу кезінде, оларда кавитациялық көпіршіктердің пайда болуы кезінде, сондай-ақ басқа жағдайларда табылды. Дегенмен, бұл эксперименттердің көпшілігі басқа зертханаларда қанағаттанарлық қайталану мүмкіндігіне ие болмады және олардың нәтижелерін синтезді қолданбай-ақ түсіндіруге болады.
«Философиялық тастан» басталып, кейін «мәңгілік қозғалыс машинасына» айналған «даңқты дәстүрді» жалғастыра отырып, көптеген заманауи алаяқтар олардан «суық синтез генераторын», «кавитациялық реакторды» және басқа да «отын- тегін генераторлар»: философиялық туралы Барлығы тасты ұмытып кетті, олар мәңгілік қозғалысқа сенбейді, бірақ ядролық синтез қазір өте сенімді естіледі. Бірақ, өкінішке орай, шын мәнінде мұндай энергия көздері әлі жоқ (және оларды жасауға болатын кезде, бұл барлық жаңалықтар шығарылымында болады). Есіңізде болсын: егер сізге суық ядролық синтез арқылы энергия өндіретін құрылғыны сатып алу ұсынылса, олар сізді жай ғана «алдауға» тырысады!

Алдын ала болжам бойынша, технологияның қазіргі деңгейінің өзінде Күн жүйесінің планеталарына ұшу үшін термоядролық зымыран қозғалтқышын жасауға болады (тиісті қаржыландырумен). Мұндай қозғалтқыштардың технологиясын меңгеру адам басқаратын ұшулардың жылдамдығын он есеге арттырады және бортында үлкен резервтік отын қорының болуына мүмкіндік береді, бұл Марсқа ұшуды қазіргі ХҒС-да жұмыс істеуден қиындатпайды. Жарық жылдамдығының 10% жылдамдықтары автоматты станциялар үшін мүмкін болады, бұл жақын маңдағы жұлдыздарға зерттеу зондтарын жіберуге және оларды жасаушылардың өмірінде ғылыми деректерді алуға мүмкіндік береді.

Қазіргі уақытта инерциялық синтезге негізделген термоядролық зымыран қозғалтқышының тұжырымдамасы ең дамыған болып саналады. Қозғалтқыш пен реактор арасындағы айырмашылық зарядталған реакция өнімдерін бір бағытта бағыттайтын магнит өрісінде жатыр. Екінші нұсқа тығындардың бірі әдейі әлсіретілген ашық қақпақты пайдалануды қамтиды. Одан ағып жатқан плазма реактивті күш тудырады.

Термоядролық болашақ

Термоядролық синтезді меңгеру бастапқыда көрінгеннен әлдеқайда күрделірек болып шықты. Көптеген мәселелер шешілгенімен, қалғандары мыңдаған ғалымдар мен инженерлердің таяу бірнеше онжылдықтардағы қажырлы еңбегіне жетеді. Бірақ сутегі мен гелий изотоптарының трансформациясының біз үшін ашылатын перспективалары соншалықты үлкен және жүріп өткен жол соншалықты маңызды, сондықтан жарты жолда тоқтаудың мағынасы жоқ. Көптеген скептиктер не айтса да, болашақ синтезде екені сөзсіз.

Атом – Әлемнің құрылыс материалы. Атомдардың тек жүзге жуық түрі бар. Көптеген элементтер тұрақты (мысалы, атмосферадағы оттегі мен азот; көміртегі, оттегі және сутегі біздің денеміздің және барлық басқа тірі организмдердің негізгі компоненттері). Басқа элементтер, негізінен өте ауырлар, тұрақсыз, яғни олар өздігінен ыдырап, басқа элементтерді құрайды. Бұл түрлендіру ядролық реакция деп аталады.

Ядролық реакциялар - элементар бөлшектермен, g-кванттармен немесе бір-бірімен әрекеттесу кезінде атом ядроларының түрленуі.

Ядролық реакциялар екі түрге бөлінеді: ядролық бөліну және термоядролық синтез.

Ядролық бөліну реакциясы - атом ядросының бөліну фрагменттері деп аталатын массалары ұқсас екі (жиі үш) ядроға бөліну процесі. Бөліну нәтижесінде басқа реакция өнімдері де пайда болуы мүмкін: жеңіл ядролар (негізінен альфа бөлшектері), нейтрондар және гамма сәулелер. Бөліну өздігінен (стихиялы) және мәжбүрлі болуы мүмкін.

Спонтанды (стихиялы) - ядролық бөліну, оның барысында біршама ауыр ядролар шамамен бірдей массалары бар екі фрагментке ыдырайды.

Табиғи уран үшін өздігінен бөліну алғаш рет ашылды. Радиоактивті ыдыраудың кез келген басқа түрі сияқты, өздігінен бөліну жартылай ыдырау кезеңімен (бөлу кезеңі) сипатталады. Өздігінен бөлінудің жартылай шығарылу кезеңі әртүрлі ядролар үшін өте кең шектерде өзгереді (93Np237 үшін 1018 жылдан трансуран элементтері үшін секундтың бірнеше оннан бір бөлігіне дейін).

Ядролардың еріксіз бөлінуі кез келген бөлшектердің әсерінен болуы мүмкін: фотондар, нейтрондар, протондар, дейрондар, b-бөлшектер және т.б., егер олардың ядроға беретін энергиясы бөліну кедергісін жеңуге жеткілікті болса. Ядролық энергия үшін нейтрондардың бөлінуі маңыздырақ. Ауыр ядролардың бөліну реакциясы U235 уранында алғаш рет жүргізілді. Уран ядросы екі фрагментке ыдырауы үшін оған активтену энергиясы беріледі. Уран ядросы бұл энергияны нейтронды ұстау арқылы алады. Ядро қозған күйге түседі, деформацияланады, ядро ​​бөліктері арасында «көпір» пайда болады және кулондық тебілу күштерінің әсерінен ядро ​​массасы тең емес екі фрагментке бөлінеді. Екі фрагмент де радиоактивті және 2 немесе 3 екінші реттік нейтрон шығарады.

Күріш. 4

Екінші реттік нейтрондар көрші уран ядроларымен жұтылып, олардың бөлінуіне әкеледі. Тиісті жағдайларда ядролық тізбекті реакция деп аталатын жаппай ядролық бөлінудің өздігінен дамитын процесі жүруі мүмкін. Бұл реакция орасан зор энергияның бөлінуімен бірге жүреді. Мысалы, 1 г уран толық жанғанда 8,28·1010 Дж энергия бөлінеді. Ядролық реакция жылу эффектісімен сипатталады, бұл ядролық реакцияға түсетін ядролардың тыныштық массалары мен реакция нәтижесінде пайда болған массаларының арасындағы айырмашылық, яғни. Ядролық реакцияның энергетикалық эффектісі негізінен соңғы және бастапқы ядролардың массаларының айырмашылығымен анықталады. Энергия мен массаның эквиваленттілігіне сүйене отырып, егер реакцияға қатысатын барлық ядролар мен бөлшектердің массасын нақты білсек, ядролық реакция кезінде бөлінетін немесе жұмсалған энергияны есептеуге болады. Эйнштейн заңы бойынша:

• ?E=?ms2
• ?E = (mA + mx - mB - my)c2

мұндағы mA және mx тиісінше нысана ядросының және бомбалаушы ядроның (бөлшектердің) массалары;

mB және my - реакция нәтижесінде түзілген ядролардың массалары.

Ядроның пайда болуы кезінде қанша энергия бөлінсе, соғұрлым ол күшті болады. Ядролық байланыс энергиясы – атом ядросын оның құрамдас бөліктеріне – нуклондарға (протондар мен нейтрондарға) ыдыратуға қажетті энергия мөлшері.

Бақыланбайтын ыдырау тізбегі реакциясының мысалы атом бомбасының жарылысы болып табылады, басқарылатын ядролық реакция ядролық реакторларда жүзеге асырылады.

Термоядролық синтез - бұл атомдық бөлінуге кері реакция, жеңіл атом ядроларының ауыр ядроларға қосылу реакциясы, өте жоғары температурада жүретін және үлкен энергияның бөлінуімен бірге жүреді. Бақыланатын термоядролық синтезді жүзеге асыру адамзатқа сутегі изотоптарының ядроларының соқтығысуына негізделген жаңа экологиялық таза және іс жүзінде сарқылмайтын энергия көзін береді, ал сутегі Әлемдегі ең көп таралған зат.

Біріктіру процесі айтарлықтай қарқындылықпен тек шағын оң заряды бар жеңіл ядролар арасында және тек жоғары температурада, соқтығысушы ядролардың кинетикалық энергиясы кулондық потенциалдық тосқауылдан өту үшін жеткілікті болғанда жүреді. Сутегінің ауыр изотоптары (дейтерий 2Н және тритий 3Н) арасындағы реакциялар күшті байланысқан гелий ядроларының түзілуімен салыстыруға келмейтін жоғары жылдамдықпен жүреді.

2D + 3T > 4He (3,5 МэВ) + 1н (14,1 МэВ)

Бұл реакциялар басқарылатын термоядролық синтез мәселесі үшін үлкен қызығушылық тудырады. Дейтерий теңіз суында кездеседі. Оның қоры жалпыға қолжетімді және өте үлкен: дейтерий суды құрайтын сутегі атомдарының жалпы санының шамамен 0,016%-ын құрайды, ал дүниежүзілік мұхиттар жер бетінің 71%-ын алып жатыр. Тритийдің қатысуымен өтетін реакция анағұрлым тартымды, өйткені ол энергияның үлкен бөлінуімен бірге жүреді және айтарлықтай жылдамдықпен жүреді. Тритий радиоактивті (жартылай ыдырау периоды 12,5 жыл) табиғатта кездеспейді. Демек, тритийді ядролық отын ретінде пайдаланатын ұсынылып отырған термоядролық реактордың жұмысын қамтамасыз ету үшін тритийді көбейту мүмкіндігін қамтамасыз ету қажет.

Ай изотопымен 3He деп аталатын реакцияның жер бетіндегі жағдайларда ең қол жеткізуге болатын дейтерий-тритий реакциясымен салыстырғанда бірқатар артықшылықтары бар.

2D + 3He > 4He (3,7 МэВ) + 1p (14,7 МэВ)

Артықшылықтары:

• 1. 3Ол радиоактивті емес.
• 2. Индукцияланған радиоактивтілікті және реактордың құрылымдық материалдарының деградациясын күрт төмендететін реакция аймағынан нейтрондар ағынының ондаған есе азаюы;
• 3. Алынған протондар нейтрондарға қарағанда оңай ұсталады және оларды қосымша электр энергиясын өндіруге пайдалануға болады.

Атмосферадағы 3He табиғи изотоптық көптігі 0,000137% құрайды. Жердегі 3He-нің көп бөлігі пайда болғаннан бері сақталған. Ол мантияда ериді және бірте-бірте атмосфераға енеді. Жерде ол жылына бірнеше ондаған граммды құрайтын өте аз мөлшерде өндіріледі.

Гелий-3 - Күнде болатын реакциялардың жанама өнімі. Нәтижесінде, атмосферасы жоқ Айда бұл құнды заттың 10 миллион тоннаға дейін (ең аз есептеулер бойынша - 500 мың тонна) бар. Термоядролық синтез кезінде 1 тонна гелий-3 0,67 тонна дейтериймен әрекеттескенде, 15 миллион тонна мұнайдың жануына эквивалентті энергия бөлінеді (бірақ бұл реакцияның техникалық мүмкіндігі қазіргі уақытта зерттелмеген). Демек, гелий-3 ай ресурсы кем дегенде келесі мыңжылдықта планетамыздың тұрғындары үшін жеткілікті болуы керек. Негізгі мәселе - ай топырағынан гелий алудың шындығы. Реголиттегі гелий-3 мөлшері 100 тоннаға ~1 г құрайды.Сондықтан бұл изотоптың бір тоннасын алу үшін кем дегенде 100 миллион тонна топырақ өңдеу керек. Термоядролық синтез реакциясы жүруі мүмкін температура 108 - 109 К ретті мәнге жетеді. Бұл температурада зат толығымен ионданған күйде болады, оны плазма деп атайды. Осылайша, реактордың құрылысы мыналарды қамтиды: жүздеген миллион градус температураға дейін қыздырылған плазманы алу; ядролық реакциялардың пайда болуы үшін уақыт бойынша плазма конфигурациясын сақтау.

Термоядролық энергия атом электр станцияларына қарағанда маңызды артықшылықтарға ие: ол абсолютті радиоактивті емес дейтерий мен гелий-3 изотопын және радиоактивті тритийді пайдаланады, бірақ атом энергиясына қарағанда мыңдаған есе аз көлемде. Ал ықтимал төтенше жағдайларда термоядролық электр станциясының маңындағы радиоактивті фон табиғи көрсеткіштерден аспайды. Сонымен бірге термоядролық отынның салмағы бірлігіне органикалық отынның жануы кезіндегіден шамамен 10 миллион есе, ал уран ядроларының ыдырауы кезіндегіден шамамен 100 есе көп энергия алынады. Табиғи жағдайда термоядролық реакциялар жұлдыздардың тереңдігінде, атап айтқанда Күннің ішкі аймақтарында жүреді және олардың сәулеленуін анықтайтын тұрақты энергия көзі қызметін атқарады. Жұлдыздарда сутегінің жануы төмен жылдамдықпен жүреді, бірақ жұлдыздардың үлкен мөлшері мен тығыздығы миллиардтаған жылдар бойы үлкен энергия ағындарының үздіксіз шығарылуын қамтамасыз етеді.

Біздің планетамыздың және жалпы Әлемнің барлық химиялық элементтері жұлдыздардың өзектерінде болатын термоядролық реакциялар нәтижесінде пайда болды. Жұлдыздардағы термоядролық реакциялар жұлдыз материясының химиялық құрамының бірте-бірте өзгеруіне әкеледі, бұл жұлдыздың қайта құрылымдалуына және оның эволюциялық жолмен алға жылжуына әкеледі. Эволюцияның бірінші кезеңі жұлдыздың орталық аймақтарында сутегінің азаюымен аяқталады. Содан кейін, энергия көздерінен айырылған жұлдыздың орталық қабаттарының қысылуынан туындаған температураның жоғарылауынан кейін гелий жануының термоядролық реакциялары тиімді болады, олар C, O, Si және кейінгі элементтердің жануымен ауыстырылады - Fe дейін. және Ни. Жұлдыздық эволюцияның әрбір кезеңі белгілі бір термоядролық реакцияларға сәйкес келеді. Мұндай ядролық реакциялар тізбегінде бірінші болып сутегі термоядролық реакциялар табылады. Олар жұлдыздың ортасындағы бастапқы температураға байланысты екі жолмен жүреді. Бірінші жол – сутегі циклі, екінші жол – CNO циклі.

Сутегі айналымы:

• 1H + 1H = 2D + e+ + v +1,44 МэВ
• 2D + 1H = 3He + g +5,49 МэВ

I: 3He + 3He = 4He + 21H + 12,86 МэВ

немесе 3He + 4He = 7Be + g + 1,59 МэВ

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 МэВ немесе 7Бе + 1Н = 8В + г +0,137 МэВ

II: 7Li + 1H = 2 4He + 17,348 МэВ 8В = 8Бе* + e+ + v + 15,08 МэВ

III. 8Be* = 2 4He + 2,99 МэВ

Сутегі циклі дейтерий ядросын (2D) түзу үшін екі протонның (1Н немесе р) соқтығысуынан басталады. Дейтерий протонмен әрекеттесіп, гелийдің жарық (ай) изотопын 3He құрайды, гамма фотонды (g) шығарады. Ай изотопы 3He екі түрлі әрекет ете алады: екі 3He ядросы соқтығысып, екі протонның жойылуымен 4He түзеді немесе 3He 4He-мен қосылып, 7Be береді. Соңғысы, өз кезегінде, не электронды (е-) не протонды ұстайды және протон-протондық реакциялар тізбегінің басқа тармақталуы жүреді. Нәтижесінде сутегі айналымы I, II және III деп үш түрлі жолмен аяқталуы мүмкін. I тармақты жүзеге асыру үшін V. с-ның алғашқы екі реакциясы. екі рет пайда болуы керек, өйткені бұл жағдайда екі 3He ядросы бірден жоғалады. III тармақта 8В бор ядросының ыдырауы кезінде әсіресе энергетикалық нейтринолар қозғалған күйде (8Be*) тұрақсыз бериллий ядросының түзілуімен шығарылады, ол бірден екі 4He ядросына ыдырайды. CNO циклі үш байланыстырылған немесе дәлірек айтқанда, ішінара қайталанатын циклдардың жиынтығы: CN, NO I, NO II. Бұл цикл реакцияларында сутегінен гелийдің синтезі катализаторлардың қатысуымен жүреді, олардың рөлін жұлдыздық заттағы С, N және О изотоптарының шағын қоспалары атқарады.

CN циклінің негізгі реакция жолы:

• 12C + p = 13N + g +1,95 МэВ
• 13N = 13C + e+ + n +1,37 МэВ
• 13C + p = 14N + g +7,54 МэВ (2,7 106 жыл)
• 14N + p = 15O + g +7,29 МэВ (3,2 108 жыл)
• 15O = 15N + e+ + n +2,76 МэВ (82 секунд)
• 15N + p = 12C + 4He +4,96 МэВ (1,12 105 жыл)

Бұл циклдің мәні 12С-тен бастап ядролармен бірізді тұтқындау кезінде төрт протоннан а б бөлшектің жанама синтезі болып табылады.

Протонды 15Н ядромен ұстау реакциясында тағы бір нәтиже болуы мүмкін - 16O ядросының пайда болуы және жаңа NO I циклі туады.

Ол CN циклімен бірдей құрылымға ие:

• 14N + 1H = 15O + g +7,29 МэВ
• 15O = 15N + e+ + n +2,76 МэВ
• 15N + 1H = 16O + g +12,13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + g +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + n +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 14N + 4He +1,19 МэВ

NO I циклі CN цикліндегі энергияның бөліну жылдамдығын арттырады, CN цикліндегі катализатор ядроларының санын арттырады.

Бұл циклдің соңғы реакциясы басқа NO II циклін тудыратын басқа нәтижеге ие болуы мүмкін:

• 15N + 1H = 16O + g +12,13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + g +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + n +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 18F + g +5,61 МэВ
• 18O + 1H = 15N + 4He +3,98 МэВ

Осылайша, CN, NO I және NO II циклдері үштік CNO циклін құрайды.

Тағы бір өте баяу төртінші цикл бар, OF циклі, бірақ оның энергия өндірудегі рөлі шамалы. Дегенмен, бұл цикл 19F шығу тегін түсіндіруде өте маңызды.

• 17O + 1H = 18F + g + 5,61 МэВ
• 18F = 18O + e+ + n + 1,656 МэВ
• 18O + 1H = 19F + g + 7,994 МэВ
• 19F + 1H = 16O + 4He + 8,114 МэВ
• 16O + 1H = 17F + g + 0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + n + 2,76 МэВ

Жұлдыздардың беткі қабаттарында сутегінің жарылыс күйінде жануы кезінде, мысалы, супернованың жарылыстары кезінде өте жоғары температура дамуы мүмкін және CNO циклінің сипаты күрт өзгереді. Ол реакциялар өте жылдам және шатастыратын ыстық CNO цикліне айналады.

4He-ден ауыр химиялық элементтер жұлдыздың орталық аймағында сутегі толық жанғаннан кейін ғана синтезделе бастайды:

4He + 4He + 4He > 12C + g + 7,367 МэВ

Көміртектің жану реакциялары:

• 12C + 12C = 20Ne + 4He +4,617 МэВ
• 12C + 12C = 23Na + 1H -2,241 МэВ
• 12C + 12C = 23Mg + 1n +2,599 МэВ
• 23Mg = 23Na + e+ + n + 8,51 МэВ
• 12C + 12C = 24Mg + g +13,933 МэВ
• 12C + 12C = 16O + 24He -0,113 МэВ
• 24Mg + 1H = 25Al + г

Термодинамикалық тепе-теңдік жағдайында жұлдыздарда температура 5·109 К-ке жеткенде, көптеген әртүрлі реакциялар жүреді, нәтижесінде Fe және Ni-ге дейін атом ядролары пайда болады.

Біріктіру реакциясы келесідей: екі немесе одан да көп атом ядролары алынады және белгілі бір күштің көмегімен бір-біріне жақындатылады, соншалықты қашықтықта әрекет ететін күштер бірдей зарядталған ядролар арасындағы кулондық тебілу күштерінен басым болады, нәтижесінде жаңа ядро. Оның массасы бастапқы ядролардың массаларының қосындысынан сәл аз болады, ал айырмашылық реакция кезінде бөлінетін энергияға айналады. Бөлінетін энергия мөлшері белгілі E=mc² формуласымен сипатталады. Жеңіл атом ядроларын қажетті қашықтыққа біріктіру оңайырақ, сондықтан сутегі - Әлемдегі ең көп элемент - синтез реакциясы үшін ең жақсы отын.

Сутегінің екі изотопы, дейтерий және тритий қоспасы реакция кезінде бөлінетін энергиямен салыстырғанда синтез реакциясы үшін ең аз энергияны қажет ететіні анықталды. Дегенмен, дейтерий-тритий (D-T) көптеген синтездік зерттеулердің нысаны болса да, ол жалғыз әлеуетті отын емес. Басқа қоспаларды өндіру оңайырақ болуы мүмкін; олардың реакциясын сенімдірек басқаруға болады, немесе одан да маңыздысы, аз нейтрондар шығарады. «Нейтронсыз» деп аталатын реакциялар ерекше қызығушылық тудырады, өйткені мұндай отынды сәтті өнеркәсіптік пайдалану материалдардың және реактор конструкциясының ұзақ мерзімді радиоактивті ластануының болмауын білдіреді, бұл өз кезегінде қоғамға оң әсер етуі мүмкін. пікірі және реакторды пайдаланудың жалпы құны, оны пайдаланудан шығару шығындарын айтарлықтай төмендетеді. Мәселе балама отынды пайдаланатын синтез реакцияларын қолдау әлдеқайда қиын болып қала береді, сондықтан D-T реакциясы тек қажетті бірінші қадам болып саналады.

Дейтерий-тритий реакциясының схемасы

Басқарылатын синтез пайдаланылатын отын түріне байланысты термоядролық реакциялардың әртүрлі түрлерін қолдана алады.

Дейтерий + тритий реакциясы (D-T отыны)

Ең оңай орындалатын реакция дейтерий + тритий:

2 H + 3 H = 4 He + n 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт) энергия шығысында

Бұл реакция заманауи технологиялар тұрғысынан ең оңай орындалады, айтарлықтай энергия шығымдылығын қамтамасыз етеді, ал отын компоненттері арзан. Оның кемшілігі – қажетсіз нейтрондық сәулеленудің бөлінуі.

Екі ядро: дейтерий мен тритий қосылып гелий ядросын (альфа-бөлшегін) және жоғары энергиялы нейтронды құрайды.

²H + ³He = 4 He + . 18,4 МэВ энергия шығысымен

Оған қол жеткізудің шарттары әлдеқайда күрделі. Гелий-3 сонымен қатар сирек кездесетін және өте қымбат изотоп болып табылады. Қазіргі уақытта ол өнеркәсіптік ауқымда өндірілмейді. Бірақ оны атом электр станцияларында кезекпен өндірілетін тритийден алуға болады.

Термоядролық реакцияны жүргізудің күрделілігін үш еселік өніммен nTt (тұйықталу уақыты бойынша температура бойынша тығыздық) сипаттауға болады. Бұл параметр бойынша D-3He реакциясы D-T реакциясынан шамамен 100 есе күрделі.

Дейтерий ядролары арасындағы реакция (D-D, монопропеллант)

Дейтерий ядролары арасындағы реакциялар да мүмкін, олар гелий-3 қатысатын реакцияларға қарағанда біршама қиын:

Нәтижесінде ДД плазмасындағы негізгі реакциядан басқа мыналар да орын алады:

Бұл реакциялар дейтерий + гелий-3 реакциясымен параллельді баяу жүреді, ал оларда түзілген тритий мен гелий-3 дейтериймен бірден әрекеттесуі ықтимал.

Реакциялардың басқа түрлері

Реакциялардың кейбір басқа түрлері де мүмкін. Отын таңдау көптеген факторларға байланысты – оның қолжетімділігі мен төмен құны, энергияның шығуы, термоядролық синтез реакциясы үшін қажетті шарттарға қол жеткізудің қарапайымдылығы (ең алдымен температура), реактордың қажетті конструктивтік сипаттамалары және т.б.

«Нейтронсыз» реакциялар

Ең перспективалы деп аталатындар. «нейтронсыз» реакциялар, өйткені термоядролық синтез нәтижесінде пайда болатын нейтрон ағыны (мысалы, дейтерий-тритий реакциясында) қуаттың едәуір бөлігін алып кетеді және реактор конструкциясында индукцияланған радиоактивтілікті тудырады. Дейтерий-гелий-3 реакциясы нейтрон шығымының болмауына байланысты перспективалы болып табылады.

Шарттар

Литий-6-ның дейтерий 6 Li(d,α)α-мен ядролық реакциясы

TCB екі критерий бір уақытта орындалса мүмкін болады:

• Плазма температурасы:

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

• Лоусон критерийіне сәйкестік:

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

мұндағы – жоғары температуралы плазманың тығыздығы, жүйеде плазманы ұстау уақыты.

Белгілі бір термоядролық реакцияның жүру жылдамдығы негізінен осы екі критерийдің мәніне байланысты.

Қазіргі уақытта басқарылатын термоядролық синтез өнеркәсіптік ауқымда әлі жүзеге асырылған жоқ. ITER халықаралық зерттеу реакторының құрылысы бастапқы сатысында.

Біріктіру энергиясы және гелий-3

Жердегі гелий-3 қоры 500 кг-нан 1 тоннаға дейін жетеді, бірақ Айда ол айтарлықтай мөлшерде кездеседі: 10 миллион тоннаға дейін (ең төменгі есептеулер бойынша - 500 мың тонна). Қазіргі уақытта басқарылатын термоядролық реакция дейтерий ²H және тритий ³H синтезі арқылы гелий-4 4 He және «жылдам» нейтрон n бөлінуімен жүзеге асырылады:

Дегенмен, бөлінетін кинетикалық энергияның көп бөлігі (80%-дан астамы) нейтроннан келеді. Фрагменттердің басқа атомдармен соқтығысуы нәтижесінде бұл энергия жылу энергиясына айналады. Сонымен қатар, жылдам нейтрондар радиоактивті қалдықтардың айтарлықтай мөлшерін тудырады. Керісінше, дейтерий мен гелий-3³ синтезі радиоактивті өнімдерді (дерлік) шығармайды:

Мұндағы p - протон

Бұл магнитогидродинамикалық генератор сияқты кинетикалық синтез реакциясын түрлендірудің қарапайым және тиімді жүйелерін пайдалануға мүмкіндік береді.

Реактор конструкциялары

Басқарылатын термоядролық синтезді жүзеге асырудың екі негізгі схемасы қарастырылады.

Бірінші типтегі термоядролық реакторлар бойынша зерттеулер екіншісіне қарағанда айтарлықтай дамыған. Ядролық физикада термоядролық синтезді зерттегенде плазманы белгілі көлемде ұстау үшін магниттік тұзақ қолданылады. Магниттік тұзақ плазманың термоядролық реактордың элементтерімен жанасуын болдырмауға арналған, яғни. негізінен жылу изоляторы ретінде пайдаланылады. Ұстау принципі зарядталған бөлшектердің магнит өрісімен әрекеттесуіне, атап айтқанда зарядталған бөлшектердің магнит өрісінің сызықтары айналасында айналуына негізделген. Өкінішке орай, магниттелген плазма өте тұрақсыз және магнит өрісін қалдыруға бейім. Сондықтан тиімді магниттік тұзақ жасау үшін энергияның үлкен мөлшерін тұтынатын ең қуатты электромагниттер қолданылады.

Термоядролық реактордың көлемін азайтуға болады, егер ол бір уақытта синтез реакциясын құрудың үш әдісін қолданса.

A. Инерциялық синтез. 500 триллион ватт лазермен дейтерий-тритий отынының кішкентай капсулаларын сәулелендіріңіз:5. 10^14 Вт. Бұл үлкен, өте қысқа 10^-8 секундтық лазерлік импульс отын капсулаларының жарылуына әкеліп соғады, нәтижесінде бір секундқа шағын жұлдыз туады. Бірақ оған термоядролық реакцияға қол жеткізу мүмкін емес.

B. Z-машинасын Токамакпен бір уақытта пайдаланыңыз.

Z-машинасы лазерге қарағанда басқаша жұмыс істейді. Ол қуаттылығы жарты триллион ватт 5,10^11 ватт болатын зарядты жанармай капсуласын қоршап тұрған кішкентай сымдар торынан өтеді.

Әрі қарай, шамамен бірдей нәрсе лазермен жүреді: Z-әсерінің нәтижесінде жұлдыз пайда болады. Z-Machine-дегі сынақтар кезінде синтез реакциясын іске қосу мүмкін болды. http://www.sandia.gov/media/z290.htmКапсулаларды күміспен жабыңыз және оларды күміс немесе графит жіппен қосыңыз. Тұтану процесі келесідей көрінеді: жіпті (дейтерий мен тритий қоспасы бар күміс шарлар тобына бекітілген) вакуумдық камераға түсіріңіз. Бұзылу (разряд) кезінде олар арқылы найзағай арнасын жасаңыз және плазма арқылы ток жіберіңіз. Капсула мен плазманы бір уақытта лазерлік сәулемен сәулелендіру. Бір уақытта немесе ертерек Токамакты қосыңыз. үш плазмалық қыздыру процесін бір уақытта пайдаланыңыз. Яғни, Z-машинасы мен лазерлік қыздыруды Токамак ішіне бірге орналастырыңыз. Токамак катушкаларынан тербелмелі контурды құру және резонансты ұйымдастыру мүмкін болуы мүмкін. Сонда ол үнемді тербелмелі режимде жұмыс істейтін еді.

Жанармай циклі

Бірінші буын реакторлары дейтерий мен тритий қоспасында жұмыс істейтін болады. Реакция кезінде пайда болған нейтрондар реактор қорғанысымен жұтылады, ал түзілген жылу жылу алмастырғыштағы салқындатқышты қыздыруға жұмсалады, ал бұл энергия өз кезегінде генераторды айналдыруға жұмсалады.

. .

Li6 реакциясы экзотермиялық болып табылады, бұл реакторды аз энергиямен қамтамасыз етеді. Li7 реакциясы эндотермиялық - бірақ нейтрондарды тұтынбайды. Басқа элементтермен реакцияда жоғалған нейтрондарды ауыстыру үшін кем дегенде Li7 реакциялары қажет. Көптеген реактор конструкциялары литий изотоптарының табиғи қоспаларын пайдаланады.

Бұл отынның бірқатар кемшіліктері бар:

Реакция нейтрондардың едәуір санын шығарады, олар реактор мен жылу алмастырғышты белсендіреді (радиоактивті түрде ластайды). Сондай-ақ радиоактивті тритийдің ықтимал көзінен қорғау шаралары қажет.

Термоядролық синтез энергиясының тек 20%-ға жуығы зарядталған бөлшектер түрінде болады (қалғандары нейтрондар), бұл синтез энергиясын тікелей электр энергиясына айналдыру мүмкіндігін шектейді. D-T реакциясын қолдану қолда бар литий қорларына байланысты, олар дейтерий қорынан айтарлықтай аз. D-T реакциясы кезінде нейтрондық әсер етудің маңыздылығы соншалық, осы отынды пайдаланатын ең үлкен реактор JET-тегі сынақтардың бірінші сериясынан кейін реактордың радиоактивті болғаны сонша, жыл сайынғы сынақ циклін аяқтау үшін роботтандырылған қашықтықтан техникалық қызмет көрсету жүйесін қосуға тура келді.

Теорияда бұл кемшіліктері жоқ отынның балама түрлері бар. Бірақ олардың қолданылуына негізгі физикалық шектеулер кедергі келтіреді. Біріктіру реакциясынан жеткілікті энергия алу үшін белгілі бір уақыт ішінде синтез температурасында (10 8 К) жеткілікті тығыз плазманы ұстап тұру қажет. Біріктірудің бұл іргелі аспектісі тепе-теңдік нүктесіне жету үшін қажетті плазманың тығыздығы n және қыздырылған плазманы ұстау уақыты, τ көбейтіндісі арқылы сипатталады. Өнім, nτ, отын түріне байланысты және плазма температурасының функциясы болып табылады. Отынның барлық түрлерінің ішінде дейтерий-тритий қоспасы ең аз nτ мәнін кем дегенде шама ретімен, ал реакцияның ең төменгі температурасын кем дегенде 5 есе қажет етеді. Осылайша, D-T реакциясы қажетті бірінші қадам болып табылады, бірақ басқа отынды пайдалану маңызды зерттеу мақсаты болып қала береді.

Термоядролық реакция электр энергиясының өнеркәсіптік көзі ретінде

Термоядролық энергияны көптеген зерттеушілер ұзақ мерзімді перспективада «табиғи» энергия көзі ретінде қарастырады. Электр энергиясын өндіру үшін термоядролық реакторларды коммерциялық пайдалануды жақтаушылар өздерінің пайдасына келесі дәлелдерді келтіреді:

• Іс жүзінде сарқылмайтын отын қоры (сутегі)
• Отынды теңіз суынан әлемнің кез келген жағалауында алуға болады, бұл бір немесе бір топ елдердің отынды монополиялауын мүмкін емес етеді.
• Бақыланбайтын синтез реакциясының мүмкін еместігі
• Жану өнімдері жоқ
• Ядролық қару жасау үшін пайдалануға болатын материалдарды пайдаланудың қажеті жоқ, осылайша диверсия мен терроризм жағдайларын болдырмайды.
• Ядролық реакторлармен салыстырғанда жартылай ыдырау мерзімі аз радиоактивті қалдықтардың аз мөлшері шығарылады.
• Дейтериймен толтырылған ойық 20 тонна көмірге тең энергияны шығарады деп есептеледі. Орташа көлемді көл кез келген елді жүздеген жылдар бойы энергиямен қамтамасыз ете алады. Дегенмен, қолданыстағы зерттеу реакторлары тікелей дейтерий-тритий (DT) реакциясына қол жеткізуге арналғанын атап өткен жөн, оның отын циклі тритий алу үшін литийді пайдалануды талап етеді, ал сарқылмайтын энергия туралы мәлімдемелер дейтерий-тритийді пайдалануды білдіреді. реакторлардың екінші буындағы дейтерий (ДД) реакциясы.
• Бөліну реакциясы сияқты, синтез реакциясы да атмосфералық көмірқышқыл газының шығарындыларын жасамайды, бұл жаһандық жылынуға үлкен үлес қосады. Бұл маңызды артықшылық, өйткені электр энергиясын өндіру үшін қазбалы отынды пайдалану, мысалы, АҚШ-та бір АҚШ тұрғынына күніне 29 кг CO 2 (жаһандық жылынудың себебі деп санауға болатын негізгі газдардың бірі) өндіреді. .

Дәстүрлі көздермен салыстырғанда электр энергиясының құны

Сыншылар электр энергиясын өндіру үшін ядролық синтезді пайдаланудың экономикалық орындылығы ашық мәселе болып қала беретінін атап өтті. Британ парламентінің Ғылым және технология жазбалары кеңсесі тапсырыс берген дәл сол зерттеу термоядролық реакторды пайдаланып электр энергиясын өндіру құны әдеттегі энергия көздерінің құнының ең жоғары шегінде болуы мүмкін екенін көрсетеді. Көп нәрсе болашақ технологияға, нарық құрылымына және реттеуге байланысты болады. Электр энергиясының құны пайдалану тиімділігіне, пайдалану ұзақтығына және реакторды пайдаланудан шығару құнына тікелей байланысты. Ядролық синтез энергиясын коммерциялық пайдалануды сынаушылар көмірсутекті отындар үкімет тарапынан тікелей және жанама түрде, мысалы, үздіксіз қамтамасыз етуді қамтамасыз ету үшін әскери күштерді пайдалану арқылы айтарлықтай субсидияланатынын жоққа шығарады; Ирак соғысы жиі қайшылықты мысал ретінде келтіріледі. субсидиялаудың бұл түрі. Мұндай жанама субсидияларды есепке алу өте күрделі және нақты шығындарды салыстыруды мүмкін емес дерлік етеді.

Жеке мәселе - зерттеу құны. Еуропалық қауымдастық елдері зерттеулерге жыл сайын шамамен 200 миллион еуро жұмсайды және ядролық синтезді өнеркәсіпте қолдану мүмкін болғанша тағы бірнеше онжылдықтар қажет болады деп болжануда. Электр энергиясының баламалы көздерін қолдаушылар бұл қаражатты электр энергиясының жаңартылатын көздерін енгізуге жұмсаған дұрыс деп есептейді.

Коммерциялық синтез энергиясының болуы

Өкінішке орай, кең таралған оптимизмге қарамастан (алғашқы зерттеулер басталған 1950 жылдардан бастап) бүгінгі күні ядролық синтез процестерін түсіну, технологиялық мүмкіндіктер мен ядролық синтезді іс жүзінде пайдалану арасындағы маңызды кедергілер әлі де еңсерілген жоқ, тіпті оның қаншалықты дәрежеде екені белгісіз. болуы мүмкін Термоядролық синтез арқылы электр энергиясын өндіру экономикалық тұрғыдан тиімді. Зерттеудегі ілгерілеушілік тұрақты болғанымен, зерттеушілер әр уақытта жаңа қиындықтарға тап болады. Мысалы, мәселе дәстүрлі ядролық реакторларға қарағанда 100 есе қарқынды деп есептелетін нейтрондық бомбалауға төтеп бере алатын материалды жасау болып табылады.

Зерттеуде келесі кезеңдерді ажыратады:

1.Тепе-теңдік немесе «өту» режимі(Шапшаңдық): синтез процесі кезінде бөлінетін жалпы энергия реакцияны бастауға және қолдауға жұмсалған жалпы энергияға тең болғанда. Бұл қатынас Q белгісімен белгіленеді. Реакция тепе-теңдігі 1997 жылы Ұлыбританиядағы JET (Joint European Torus) көрмесінде көрсетілді. (Оны қыздыру үшін 52 МВт электр энергиясын жұмсаған ғалымдар жұмсалған қуаттан 0,2 МВт жоғары қуатқа ие болды.)

2.Жарқыраған плазма(Жанған плазма): реакцияға сыртқы қыздыру арқылы емес, негізінен реакция кезінде пайда болатын альфа бөлшектері қолдау көрсететін аралық кезең. Q ≈ 5. Әлі де қол жеткізілмеді.

3. Тұтану(тұтану): өзін сақтайтын тұрақты реакция. Үлкен Q мәндерінде қол жеткізу керек. Әлі де қол жеткізілмеген.

Зерттеудің келесі қадамы ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), Халықаралық термоядролық эксперименттік реактор болуы керек. Бұл реакторда жоғары температуралы плазманың (Q ~ 30 жалынды плазма) және өнеркәсіптік реакторға арналған құрылымдық материалдардың әрекетін зерттеу жоспарлануда. Зерттеудің соңғы кезеңі DEMO болады: тұтануға қол жеткізілетін және жаңа материалдардың практикалық жарамдылығы көрсетілетін өнеркәсіптік реактордың прототипі. DEMO кезеңінің аяқталуының ең оптимистік болжамы: 30 жыл. Өнеркәсіптік реакторды салу мен іске қосудың болжамды уақытын ескере отырып, біз термоядролық энергияны өнеркәсіпте пайдаланудан ~40 жыл алшақпыз.

Қолданыстағы токамактар

Дүние жүзінде барлығы 300-ге жуық тоқамақ салынған. Олардың ең үлкендері төменде келтірілген.

• КСРО және Ресей
  • Т-3 – бірінші функционалды құрылғы.
  • Т-4 - Т-3 үлкейтілген нұсқасы
  • Т-7 бірегей қондырғы болып табылады, онда әлемде алғаш рет сұйық гелиймен салқындатылған қалайы ниобатқа негізделген асқын өткізгіш электромагниттік салыстырмалы үлкен магниттік жүйе жүзеге асырылады. Т-7-нің негізгі міндеті аяқталды: термоядролық энергия үшін асқын өткізгіш электромагниттердің келесі буынының болашағы дайындалды.
  • Т-10 және ПЛТ әлемдік термоядролық зерттеулердің келесі қадамы болып табылады, олардың көлемі бірдей дерлік, бірдей қуат, бірдей тұтқындау факторы бар. Алынған нәтижелер бірдей: екі реактор да термоядролық синтездің қажетті температурасына қол жеткізді, ал Лоусон критерийі бойынша артта қалу екі жүз есе ғана.
  • Т-15 - 3,6 Тесла өріс кернеулігін беретін асқын өткізгіш электромагниты бар қазіргі заманғы реактор.
• Ливия
  • TM-4A
• Еуропа және Ұлыбритания
  • JET (ағылшынша) (Joint Europeus Tor) - Ұлыбританиядағы Еуратом ұйымы жасаған әлемдегі ең үлкен токамак. Ол аралас қыздыруды пайдаланады: 20 МВт - бейтарап айдау, 32 МВт - иондық циклотронды резонанс. Нәтижесінде, Лоусон критерийі тұтану деңгейінен 4-5 есе ғана төмен.
  • Tore Supra (француз) (ағылшынша) - әлемдегі ең үлкендердің бірі, асқын өткізгіш катушкалары бар токамак. Cadarache зерттеу орталығында (Франция) орналасқан.
• АҚШ
  • TFTR (ағылшынша) (Test Fusion Tokamak Reactor) – жылдам бейтарап бөлшектермен қосымша қыздырылатын АҚШ-тағы ең үлкен токамак (Принстон университетінде). Жоғары нәтижеге қол жеткізілді: шынайы термоядролық температура кезіндегі Лоусон критерийі тұтану шегінен небәрі 5,5 есе төмен. 1997 жылы жабылды
  • NSTX (ағылшынша) (Ұлттық сфералық торус эксперименті) қазіргі уақытта Принстон университетінде жұмыс істейтін сфералық токамак (сферомак). Реактордағы алғашқы плазма TFTR жабылғаннан кейін екі жылдан кейін 1999 жылы шығарылды.