Термонуклеарна реакција на елементарни честички. Нуклеарна енергија. Термонуклеарна фузија. контролирана верижна реакција

1. Нуклеарна енергија- Ова е област на науката и индустриската технологија во која се развиваат и во пракса се користат методи и средства за претворање на нуклеарната енергија во топлинска и електрична енергија. Темелите на нуклеарната енергија се нуклеарните централи (НПП). Изворот на енергија во нуклеарните централи се нуклеарните реактори, во кои се одвива контролирана верижна реакција на нуклеарна фисија на тешки елементи, главно У-235 и Пу-239.

Постојат два вида нуклеарни реактори: бавни неутронски реактори и брзи неутронски реактори. Повеќето нуклеарни централи во светот се изградени врз основа на бавни неутронски реактори. Првите реактори изградени во САД (1942), во СССР (1946) и во други развиени земји беа дизајнирани да произведуваат плутониум Пу-239 за оружје. Топлината ослободена во нив беше нуспроизвод. Оваа топлина беше отстранета од реакторот со помош на систем за ладење и едноставно фрлена во околината.

Механизмот на ослободување на топлина во реакторот е како што следува. Два фрагменти кои произлегуваат од фисијата на јадрото на ураниум носат огромна кинетичка енергија од околу 200 MeV. Нивната почетна брзина достигнува 5000 km/s. Движејќи се меѓу ураниум, модератор или структурни елементи, овие фрагменти, судејќи се со атомите, ја пренесуваат својата енергија на нив и постепено се забавуваат до топлинска брзина. Јадрото на реакторот се загрева. Со зголемување на интензитетот на нуклеарната реакција, можно е да се постигнат големи топлински моќи.

Топлината ослободена во реакторот се отстранува со помош на течна или гасовита течност за ладење. Општо земено, реактор со течност за ладење наликува на котел со парни цевки (водата тече низ цевките внатре во печката и се загрева). Затоа, заедно со концептот на „нуклеарен реактор“, често се користи и синонимот „нуклеарен котел“.

На сл. 144 е прикажан дијаграм на нуклеарна централа, во реакторот 1. Густината на неутронскиот флукс внатре во работниот реактор достигнува 10 14 честички за 1 cm 2 во секунда.

Разликувајте помеѓу топлинска и електрична моќност на реакторот. Електричната енергија не е повеќе од 30% од топлината. Првата нуклеарна централа во светот е изградена во 1954 година во СССР во Обнинск. Неговата топлинска моќност е 30 MW, електричната моќност е 5 MW. Активната зона на бавниот неутронски реактор на ураниум-графит има форма на цилиндар со дијаметар од 1,5 m и висина од 1,7 m. Течноста за ладење е вода. Температура на водата на влезот во реакторот + 190°С, на излезот + 280°С, притисок 100 атм.

Оптоварувањето на реакторот е 550 kg ураниум збогатен до 5%. Времето на работа со номинална моќност е 100 дена. Дизајнерското согорување на U-235 е 15%. Реакторот содржи 128 горивни елементи (РЕ). АЕЦ Обнинск е изградена за да развие технолошки решенија за нуклеарна енергија. Во подоцнежните сериски нуклеарни централи, оптоварувањето и моќноста на реакторите се зголемуваат стотици пати.

2. Нуклеарен реактор на бавни неутрони.Како што веќе беше споменато во §21, главната задача во развојот на нуклеарните реактори беше реакторот да може да работи на природен ураниум, т.е. хемиски ископани од руди и кои содржат природна мешавина на изотопи: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%) или на релативно евтин ниско збогатен ураниум, во кој содржината на изотопот U-235 или Pu-239 се зголеми на 2-5%.

За да го направите ова, мора да се исполнат три услови: прво, масата на фисилен материјал во реакторот (U-235 или Pu-239) мора да биде најмалку критична за дадена конфигурација. Ова значи дека, во просек, еден од неутроните произведени во секој настан на нуклеарна фисија може да го предизвика следниот настан на фисија. Второ, неутроните мора да бидат забавени до термички брзини, а тоа мора да се направи на таков начин што ќе ги минимизира нивните загуби поради радијативно зафаќање на нефисилни материјали од јадрата. Трето, да се развијат принципите и да се создадат средства за контрола на нуклеарна верижна реакција. Иако сите овие услови се меѓусебно поврзани, за секој од нив е можно да се идентификуваат главните начини на нивно спроведување.

а. Постигнувањето на критичната маса на фисилен материјал е можно на два начина: едноставно зголемување на масата на ураниум и збогатување на ураниум. Поради малата концентрација на фисилен материјал, неговата критична маса во реактор е многу поголема отколку во атомска бомба. На пример, во нуклеарната централа Обнинск / m cr U-235 е околу 25 кг. Во помодерни моќни реактори, m cr достигнува неколку тони. За да се намалат загубите поради истекување на неутрони од реакторот, неговото јадро е опкружено со неутронски рефлектор. Ова е супстанца со лесни јадра, слабо апсорбирачки неутрони (графит, берилиум).

б. Неутронска умереност. Слика 145 го прикажува енергетскиот спектар на неутроните емитирани од фисилните јадра на U-235. Кинетичката енергија E на неутроните е нацртана по должината на оската на апсцисата, а релативната фреквенција ΔN/N на повторување на таквата енергија во конвенционалните единици е нацртана по должината на оската на ординатите. Кривата има максимум на E = 0,645 MeV. Од сликата може да се види дека при фисија на јадрата U-235, се формираат претежно брзи неутрони со енергија од E > 1 MeV.

Како што беше споменато претходно, ефективниот пресек за фаќање неутрони од јадрата U-235 е максимален за термичките неутрони кога нивната енергија 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

За да се спречи таквата апсорпција, неутроните мора да се отстранат од масата на ураниум, да се забави во модератор на неутрони што слабо апсорбира (графит, тешка вода, берилиум) и да се вратат назад во масата на ураниум (дифузен). тенки цевки од елементи за гориво (ТВЕЛ) . И елементите за гориво се потопуваат во каналите на модераторот.

Вообичаено, горивните елементи се цевки со тенок ѕид со дијаметар од 15-20 mm направени од легура на циркониум. Внатре во шипките за гориво, нуклеарното гориво се поставува во форма на пелети пресувани од ураниум оксид U0 2 . Оксидот не се синтетува на високи температури и лесно се отстранува кога се полнат шипките за гориво. Во зависност од големината на јадрото на реакторот, должината на горивните елементи може да достигне 7-8 m Неколку елементи на гориво се монтирани во контејнери, кои се цевки со дијаметар од 10-20 cm или призми. При полнење на реакторите, овие контејнери се заменуваат, а во постројката се врши нивно расклопување и замена на прачките за гориво.

Самиот реактор е најчесто цилиндар, низ чија горна основа се прават вертикални канали во шаховска табла. Во овие канали се поставени контејнери со шипки за гориво и контролни шипки на апсорберот.

v. Контрола на нуклеарна верижна реакцијасе врши со употреба на прачки од материјали кои силно апсорбираат неутрони - кадмиум 48 113 Cd и бор 5 10 V. Вториот често е во форма на карбид B 4 C (точка на топење за кадмиум 321 ° C, за бор 2075 ° C). Нивните апсорпциони пресеци се σ = 20.000 и 4.000 штала, соодветно. Параметрите на апсорбирачките шипки се пресметуваат на таков начин што, со целосно вметнати шипки, нуклеарната реакција во реакторот секако не продолжува. Со постепеното отстранување на прачките, факторот на множење К во јадрото се зголемува и, на одредена положба на шипката, достигнува единство. Во овој момент, реакторот почнува да работи. За време на работата, коефициентот К постепено се намалува поради контаминација на реакторот со фрагменти од фисија. Ова намалување на К се компензира со продолжување на прачките. Во случај на нагло зголемување на интензитетот на реакцијата, има дополнителни прачки. Нивното брзо ослободување во јадрото веднаш ја запира реакцијата.

Контролата на реакторот е олеснета со присуството на одложени неутрони. Нивното учество во различни изотопи се движи од 0,6 до 0,8%, во U-235 приближно 0,64%. Просечниот полуживот на фрагментите на фисија што доведува до одложени неутрони е Т= 9 секунди, просечниот животен век на една генерација одложени неутрони е τ= Т/ln2 = 13 s.

При стационарна работа на реакторот, факторот на множење на брзите неутрони K b = 1. Вкупниот коефициент K = K b + K се разликува од единството за фракцијата на одложените неутрони и може да достигне K = 1 + 0,006. Во втората генерација, по 13 секунди, бројот на неутрони N = N 0 K 2 = N 0 (1,006) 2 = 1,012MN 0. Во десеттата генерација, за 130 секунди, нивниот број ќе биде N 0 K 10 = 1.062MN 0, што се уште е далеку од вонредна состојба. Затоа, системот за автоматска контрола, базиран на контролата на густината на неутронскиот флукс во јадрото, има доволно време да ги следи најмалите нијанси во работата на реакторот и да одговори на нив со поместување на контролните шипки.

3. Труење на реактороте акумулација на радиоактивни производи во него. Акумулацијата на стабилни производи во него се нарекува реакторско згурање. Во двата случаи, се акумулираат јадра кои интензивно апсорбираат неутрони. Пресекот за фаќање за најмоќниот отровник ксенон-135 достигнува 2,6 * 10 6 штала.

Механизмот на формирање на Xe-135 е како што следува. Кога U-235 или Pu-239 се расцепуваат со бавни неутрони, со веројатност од 6%, се добива фрагмент - јадрото на телуриумот 52 135 Те. Со период од 0,5 мин, Те-135 претрпува β - распаѓање, претворајќи се во јадрото на изотопот на јод I. Овој изотоп е исто така β - активен со период од 6,7 часа. Производот на распаѓање на I-135 е ксенонскиот изотоп 54 135 Xe. Со период T= 9,2 h Xe-135 претрпува β-распаѓање, претворајќи се во практично стабилен изотоп на цезиум 55 135 Сz. (/T= 3*10 6 години).

Како резултат на други шеми на распаѓање, се формираат други штетни јадра, на пример, самариум 62 139 Sm. Труењето се одвива особено брзо во почетниот период на работа на реакторот. Со текот на времето, се воспоставува радиоактивна рамнотежа помеѓу производите на распаѓање. Од овој момент започнува растот на згурањето на реакторот.

Реакторот во кој фисилниот материјал (ураниум), модераторот (графит) и апсорберот (кадмиум) се посебни фази и имаат меѓусебни врски се нарекува хетероген. Ако сите овие елементи во течна или гасовита состојба се една заедничка фаза, реакторот се нарекува хомоген. За енергетските синџири се градат исклучиво хетерогени реактори.

5. Реактори на брзи неутрони.Јадрата на U-235, Pu-239 и U-233 се поделени со сите неутрони. Затоа, ако го зголемите збогатувањето на ураниум, на пример, со изотоп U-235, тогаш поради зголемувањето на концентрацијата на фисилни јадра, сè поголем дел од неутроните ќе ги делат јадрата на U-235 без да ја напуштат масата. на ураниум. При одредена концентрација на фисилни јадра и со доволна маса на ураниум во активната зона, факторот за множење на неутроните достигнува единство дури и без нивно забавување. Реакторот ќе работи на брзи неутрони (скратено како брза реакција).

Предноста на брзата реакција во однос на бавната (т.е. во однос на реакцијата со бавни неутрони) е тоа што неутроните се користат поефикасно. Како резултат на тоа, се зголемува репродукцијата на нуклеарното гориво. При бавна реакција, од 2,5 неутрони, 1 оди во јадрото U-235, поддржувајќи ја реакцијата, околу 1 оди во јадрото U-238, потоа формира Pu-239 (нуклеарно гориво), а 0,5 неутрони се губи. Па едното јадро на „изгорениот“ У-235 излегува дека е приближно 1 јадро на Пу-239. При брза реакција, од 2,5 неутрони, 1 оди и за поддршка на реакцијата. Но, помалку од 0,5 неутрони се губат. Затоа, повеќе неутрони влегуваат во јадрата на U-238. Како резултат на тоа, повеќе од 1 Пу-239 јадро се формира по едно јадро на „изгорениот“ У-235. Постои проширена репродукција на нуклеарно гориво. Создавањето и работата на брзите неутронски реактори е потешко од бавните. Прво, волуменот на јадрото е остро намален. Ова ја зголемува густината на енергијата, што доведува до зголемување на температурата и ги заострува барањата за структурни материјали и течноста за ладење. Второ, барањата за системот за контрола на реакторот, односно за брзината на извршување на операциите од контролниот систем, се зголемуваат.

6. Изгледи за нуклеарна енергија.До денес, нуклеарните централи кои нормално работат се најеколошки од сите извори на енергија. Тие не испуштаат CO 2 и S0 2 како термоелектраните и затоа не го влошуваат ефектот на стаклена градина и не ги поплавуваат обработливите површини со вода, како хидроцентралите. Со оглед на можноста за преработка на U-238 во Pu-239 и Th-232 во U-233, залихите на лесно достапно нуклеарно гориво ќе траат стотици години. Употребата на нуклеарни централи ќе заштеди нафта, гас и јаглен за хемиската индустрија. Има две потешкотии со проширувањето на возниот парк на НПП. Една цел, нејзината суштина е дека проблемите поврзани со депонирањето и отстранувањето на отпадот од нуклеарно гориво и структурните елементи кои ги исцрпиле ресурсите на реакторите не се целосно решени.

Втората тешкотија е субјективна. Во споредба со термоцентралите и хидроцентралите, одржувањето на нуклеарните централи бара повисока техничка култура и наметнува огромна одговорност на човекот. Најмало отстапување од технолошката дисциплина може да се претвори во трагедија за илјадници луѓе.

7. Фузија. Од специфичната сврзувачка крива на дистрибуција на енергија произлегува дека фузијата на лесните јадра во едно јадро, како и фисијата на тешките јадра, мора да биде придружена со ослободување на огромна количина на енергија. Сите јадра носат ист позитивен полнеж. За да се доближат до растојанието на кое започнува синтезата, мора да се забрзаат две јадра кои содејствуваат едно кон друго. Ова може да се направи на два начина. Прво, со помош на акцелератори. Овој начин е тежок и неефикасен. Второ, со едноставно загревање на гасот до потребната температура. Затоа, реакциите на фузија на лесните јадра иницирани со загревање на гасот се нарекуваат термонуклеарни реакции. Дозволете ни да ја процениме температурата на гасот деутериум на која започнува термонуклеарната фузија на деутериум + деутериум. 1 2 H+ 1 2 H→ 2 3 He + 0 1 n + 3,27 MeV.

За да се спојат јадрата, тие треба да се соберат на растојание r \u003d 2 * 10 -15 m. Потенцијалната енергија за време на таков пристап треба да биде еднаква на кинетичката енергија на двете јадра во системот

центар на маса. (1/4πε 0) * (e 2 / r) \u003d 2 * (mυ 2 / 2) \u003d 2 * (3/2) * kT. Температура на гасот Т=(1/3K)*(1/4πε 0)*(e 2 /r)=3*10 9 K. Распределбата на енергијата на честичките е блиска до Максвеловата. Затоа, секогаш има повеќе „жешки“ честички, а исто така поради ефектот на тунелот, реакцијата на фузија започнува на пониски температури T ≈ 10 7 K.

Покрај реакцијата, од особен интерес се уште две: деутериум + деутериум и деутериум + тритиум. 2 1 H + 1 2 H+ 1 2 p + 4,03 MeV. (22,3) и 1 2 H + 1 3 H → 2 4 He + 0 1 n +17,59 MeV. (22.4)

Во последната реакција се ослободува околу 5 пати повеќе енергија по единица маса отколку при фисија на U-235. Оваа енергија е кинетичката енергија на движењето на неутроните и добиените јадра на хелиум. Под копнени услови, беше можно да се реализира реакција на нуклеарна фузија во форма на неконтролирана експлозија на термонуклеарна водородна бомба.

8. Водородна бомбае конвенционална атомска бомба, чиј нуклеарен полнеж (U-235 или Pu-239) е опкружен со покривка од материја која содржи лесни атоми. На пример, литиум деутерид LiD. Високата температура што се јавува при детонирање на атомски полнеж иницира термонуклеарна фузија на светлосни атоми. Поради ова се ослободува дополнителна енергија што ја зголемува моќноста на бомбата. Покрај реакциите (22.1) и (22.3), може да се случи уште една реакција во бомба со прекривка со литиум деутерид. 3 6 Li+ 1 1 p → 2 4 He + 2 3 He + 4MeV. (22,5). (22.4). Но, тритиум - β - е активен елемент. Со период од 12 години се претвора во He-3. Затоа, полнењата со тритиум водород имаат ограничен рок на траење и мора редовно да се тестираат. Од супстанциите вклучени во термонуклеарната фузија, не се формираат радиоактивни производи. Но, поради интензивниот неутронски флукс, радиоактивноста е индуцирана во јадрата на структурните материјали и околните тела. Затоа, невозможно е да се спроведе „чиста“ реакција на фузија без радиоактивен отпад.

9. Проблемот на контролирана термонуклеарна фузија (U GS)досега не е решено. Нејзиното решение е многу ветувачко за енергетскиот сектор. Водата на морињата и океаните содржи приближно 0,015% деутериум (според бројот на атоми). Водата на земјата е околу 10 20 кг. Ако од оваа вода се извлекува деутериум, тогаш енергијата што може да се добие од неа е еквивалентна на 6 * 10 18 K) "тони јаглен, ова е гигантска вредност (околу 0,001 маси на Земјата), затоа, деутериумот на морињата а океаните е практично неисцрпен извор на енергија.

Проблемот на CTS се сведува на две задачи: Прво, неопходно е да се научи како да се создаде висока температура T > 10 7 K во ограничен волумен. Второ, да се задржи волуменот на плазмата до оваа температура доволно време за да продолжи реакцијата на нуклеарна фузија. И двата од овие проблеми се далеку од решени.

10. Термонуклеарни реакции кај ѕвездите.Според современите концепти, ѕвезда се раѓа од проширени облаци со гас и прашина, кои се состојат главно од водород. Како резултат на гравитациската контракција, облакот се згуснува и почнува да се соблекува, претворајќи се во протоѕвезда. Кога температурата во центарот на протоѕвездата ќе достигне 10 7 К, во неа се возбудуваат термонуклеарни реакции на фузија на лесни елементи, главно водород.Гравитациското контракција е запрено од зголемениот гасно-кинетички и оптички притисок. Протоѕвездата се претвора во ѕвезда. Можни се два циклуса на конверзија на водородот во хелиум. Главните реакции што го сочинуваат секој циклус се наведени подолу. Во заградите до равенките на реакцијата, означено е просечното време на реакција τ, пресметано со помош на ефективниот пресек на реакцијата за оние притисоци и температури кои се во внатрешноста на ѕвездата.

Според современите астрофизички концепти, главниот извор на енергија за Сонцето и другите ѕвезди е термонуклеарната фузија што се случува во нивните длабочини. Под копнени услови се врши при експлозија на хидрогенска бомба. Термонуклеарната фузија е придружена со колосално ослободување на енергија по единица маса на супстанции кои реагираат (околу 10 милиони пати поголемо отколку во хемиските реакции). Затоа, од голем интерес е да се совлада овој процес и врз основа на него да се создаде евтин и еколошки извор на енергија. Сепак, и покрај фактот што големи научни и технички тимови во многу развиени земји се ангажирани во истражување на контролирана термонуклеарна фузија (CTF), сè уште има многу сложени проблеми што треба да се решат пред индустриското производство на термонуклеарна енергија да стане реалност.

Современите нуклеарни централи кои користат процес на фисија само делумно ги задоволуваат потребите за електрична енергија во светот. Гориво за нив се природните радиоактивни елементи ураниум и ториум, чија распространетост и резерви во природата се многу ограничени; затоа, за многу земји постои проблем со нивниот увоз. Главната компонента на термонуклеарното гориво е водородниот изотоп деутериум, кој се наоѓа во морската вода. Неговите резерви се јавно достапни и многу големи (светскиот океан покрива ~ 71% од површината на Земјата, а деутериумот сочинува околу 0,016% од вкупниот број на атоми на водород што ја сочинуваат водата). Покрај достапноста на гориво, термонуклеарните извори на енергија ги имаат следните важни предности во однос на нуклеарните централи: 1) реакторот UTS содржи многу помалку радиоактивни материјали од реактор за нуклеарна фисија, и затоа последиците од случајно ослободување на радиоактивни производи се помали опасно; 2) термонуклеарните реакции произведуваат помалку долготраен радиоактивен отпад; 3) ТЦБ овозможува директно производство на електрична енергија.

ФИЗИЧКИ ОСНОВИ НА НУКЛЕАРНА ФУЗИЈА

Успешното спроведување на реакцијата на фузија зависи од својствата на користените атомски јадра и можноста за добивање густа плазма со висока температура, која е неопходна за започнување на реакцијата.

Нуклеарни сили и реакции.

Ослободувањето на енергија за време на нуклеарната фузија се должи на екстремно интензивните атрактивни сили кои дејствуваат внатре во јадрото; овие сили ги држат заедно протоните и неутроните кои го сочинуваат јадрото. Тие се многу интензивни на растојанија од ~ 10-13 cm и слабеат исклучително брзо со зголемување на растојанието. Покрај овие сили, позитивно наелектризираните протони создаваат електростатички одбивни сили. Радиусот на дејство на електростатските сили е многу поголем од оној на нуклеарните сили, така што тие почнуваат да доминираат кога јадрата се подалеку оддалечени.

Како што покажа Г. Гамов, веројатноста за реакција помеѓу две лесни јадра кои се приближуваат е пропорционална со , каде д – основа на природни логаритми, З 1 и З 2 се броевите на протоните во јадрата кои содејствуваат, Ве енергијата на нивниот релативен пристап, и Ке константен множител. Енергијата потребна за спроведување на реакција зависи од бројот на протони во секое јадро. Ако е повеќе од три, тогаш оваа енергија е превисока и реакцијата е практично невозможна. Така, со зголемување З 1 и З 2 веројатноста за реакција се намалува.

Веројатноста дека две јадра ќе комуницираат се карактеризира со „пресек на реакција“ измерен во амбари (1 b = 10-24 cm 2). Реакциониот пресек е областа на ефективниот пресек на јадрото, во која мора да „влезе“ друго јадро за да се случи нивната интеракција. Напречниот пресек за реакцијата на деутериум со тритиум ја достигнува својата максимална вредност (~5 b) кога честичките во интеракција имаат релативна пристапна енергија од околу 200 keV. При енергија од 20 keV, пресекот станува помал од 0,1 b.

Од милион забрзани честички кои ја погодуваат целта, не повеќе од една влегува во нуклеарна интеракција. Остатокот ја троши својата енергија на електроните на целните атоми и забавува до брзини со кои реакцијата станува невозможна. Следствено, методот на бомбардирање на цврста цел со забрзани јадра (како што беше случајот во експериментот Коккрофт-Волтон) е несоодветен за CTS, бидејќи енергијата добиена во овој случај е многу помала од потрошената енергија.

Термонуклеарни горива.

Реакции кои вклучуваат стр, кои ја играат главната улога во процесите на нуклеарна фузија во Сонцето и другите хомогени ѕвезди, не се од практичен интерес во копнени услови, бидејќи имаат премал пресек. За спроведување на термонуклеарната фузија на земјата, посоодветен тип на гориво, како што е споменато погоре, е деутериумот.

Но, најверојатната реакција се реализира во еднаква компонента мешавина од деутериум и тритиум (ДТ-мешавина). За жал, тритиумот е радиоактивен и поради краткиот полуживот (Т 1/2 ~ 12,3 години), практично никогаш не се наоѓа во природата. Се добива вештачки во реактори за фисија, а исто така и како нуспроизвод во реакциите со деутериум. Сепак, отсуството на тритиум во природата не е пречка за употреба на ДТ - реакции на фузија, бидејќи тритиумот може да се произведе со зрачење на изотоп 6 Li со неутрони произведени при фузија: n+ 6 Li ® 4 Тој + т.

Ако термонуклеарната комора е опкружена со слој од 6 Li (природниот литиум содржи 7%), тогаш е можно да се изврши целосна репродукција на потрошниот тритиум. И иако во пракса некои од неутроните неизбежно се губат, нивната загуба може лесно да се надополни со внесување на таков елемент како берилиум во обвивката, чие јадро, кога еден брз неутрон ќе го погоди, испушта два.

Принципот на работа на термонуклеарен реактор.

Реакцијата на фузија на светлосни јадра, чија цел е да се добие корисна енергија, се нарекува контролирана термонуклеарна фузија. Се изведува на температури од редот на стотици милиони келвини. Овој процес досега се спроведуваше само во лаборатории.

Временски и температурни услови.

Добивањето корисна термонуклеарна енергија е можно само ако се исполнети два услови. Прво, смесата наменета за синтеза мора да се загрее до температура на која кинетичката енергија на јадрата обезбедува голема веројатност за нивно спојување при судир. Второ, смесата што реагира мора да биде многу добро термички изолирана (т.е. високата температура мора да се одржува доволно долго за да се случи потребниот број на реакции и енергијата што се ослободува поради тоа ја надминува енергијата потрошена за загревање на горивото).

Во квантитативна форма, оваа состојба се изразува на следниов начин. За да се загрее термонуклеарна смеса, еден кубен сантиметар од нејзиниот волумен мора да биде снабден со енергија П 1 = Кнт, каде к- нумерички коефициент, n- густината на смесата (бројот на јадра во 1 cm 3), Т- потребна температура. За да се одржи реакцијата, енергијата дадена на термонуклеарната смеса мора да се зачува за време t. За да може реакторот да биде енергетски профитабилен, неопходно е за тоа време во него да се ослободува повеќе термонуклеарна енергија отколку што е потрошена за греење. Ослободената енергија (исто така на 1 cm 3) се изразува на следниов начин:

каде ѓ(Т) е коефициент во зависност од температурата на смесата и нејзиниот состав, Ре енергијата што се ослободува во еден елементарен чин на синтеза. Потоа условот на енергетската профитабилност П 2 > П 1 ќе ја земе формата

Последната нееднаквост, позната како Lawson критериум, е квантитативен израз на барањата за совршенство на топлинската изолација. Десната страна - "бројот на Лосон" - зависи само од температурата и составот на смесата, а колку е поголема, толку построги се барањата за топлинска изолација, т.е. толку е потешко да се создаде реактор. Во регионот на прифатливи температури, Лосоновиот број за чист деутериум е 10 16 s/cm 3, а за DT смеса со еднаква компонента е 2×10 14 s/cm 3 . Така, DT смесата е претпочитано гориво за фузија.

Во согласност со критериумот Lawson, кој ја одредува енергетски поволната вредност на производот на густината и времето на задржување, во термонуклеарен реактор треба да се користи што е можно поголем. nили т. Затоа, студиите за CTS се разминуваа во две различни насоки: во првата, истражувачите се обидоа да задржат релативно ретка плазма со помош на магнетно поле доволно долго; во втората, со помош на ласери за кратко време да се создаде плазма со многу висока густина. Многу повеќе работа е посветена на првиот пристап отколку на вториот.

Магнетно ограничување на плазмата.

За време на реакцијата на фузија, густината на врелиот реактант мора да остане на ниво што би обезбедило доволно висок принос на корисна енергија по единица волумен при притисок што може да го издржи плазма комората. На пример, за мешавина од деутериум - тритиум на температура од 10 8 K, приносот се одредува со изразот

Ако прифати Педнакво на 100 W / cm 3 (што приближно одговара на енергијата ослободена од горивните елементи во реакторите за нуклеарна фисија), потоа густината nтреба да биде прибл. 10 15 јадра / cm 3, и соодветниот притисок nt- околу 3 MPa. Времето на задржување во овој случај, според критериумот Lawson, треба да биде најмалку 0,1 s. За деутериум-деутериум плазма на температура од 10 9 К

Во овој случај, кога П\u003d 100 W / cm 3, n» 3×10 15 јадра/cm 3 и притисок од приближно 100 MPa, потребното време на задржување ќе биде повеќе од 1 с. Забележете дека овие густини се само 0,0001 атмосферски воздух, така што комората на реакторот мора да се евакуира до висок вакуум.

Горенаведените проценки на времето на задржување, температурата и густината се типични минимални параметри потребни за работа на реактор за фузија и полесно се постигнуваат во случај на смеса од деутериум-тритиум. Што се однесува до термонуклеарните реакции што се случуваат при експлозија на хидрогенска бомба и во внатрешноста на ѕвездите, треба да се има предвид дека, поради сосема различни услови, во првиот случај тие се одвиваат многу брзо, а во вториот - исклучително бавно. во споредба со процесите во термонуклеарен реактор.

Плазма.

Кога гасот се загрева силно, неговите атоми делумно или целосно губат електрони, што резултира со формирање на позитивно наелектризирани честички наречени јони и слободни електрони. На температури над милион степени, гасот кој се состои од лесни елементи е целосно јонизиран, т.е. секој атом ги губи сите свои електрони. Гасот во јонизирана состојба се нарекува плазма (терминот е воведен од И. Лангмуир). Карактеристиките на плазмата значително се разликуваат од оние на неутрален гас. Бидејќи во плазмата има слободни електрони, плазмата многу добро спроведува електрична струја, а нејзината спроводливост е пропорционална на Т 3/2. Плазмата може да се загрее со поминување на електрична струја низ неа. Спроводливоста на водородната плазма на 10 8 K е иста како онаа на бакар на собна температура. Топлинската спроводливост на плазмата е исто така многу висока.

За да се задржи плазмата, на пример, на температура од 10 8 К, таа мора да биде сигурно термички изолирана. Во принцип, плазмата може да се изолира од ѕидовите на комората со ставање во силно магнетно поле. Ова е обезбедено од силите што се јавуваат при интеракцијата на струите со магнетното поле во плазмата.

Под дејство на магнетно поле, јоните и електроните се движат во спирала по неговите линии на сила. Преминот од една линија на сила во друга е можен кога се судираат честички и кога се применува попречно електрично поле. Во отсуство на електрични полиња, високотемпературната ретка плазма, во која ретко се случуваат судири, само полека ќе се шири низ линиите на магнетното поле. Ако линиите на силата на магнетното поле се затворени, давајќи им облик на јамка, тогаш честичките од плазмата ќе се движат по овие линии, држејќи се во регионот на јамката. Покрај таквата затворена магнетна конфигурација, беа предложени и отворени системи (со линии на поле кои се протегаат нанадвор од краевите на комората) за ограничување на плазмата, во која честичките остануваат внатре во комората поради магнетните „приклучоци“ кои го ограничуваат движењето на честички. На краевите на комората се создаваат магнетни огледала, каде што се формира стеснет зрак од линии на полето како резултат на постепено зголемување на јачината на полето.

Во пракса, магнетното ограничување на плазмата со доволно висока густина се покажа дека не е едноставно: во него често се појавуваат магнетохидродинамички и кинетички нестабилности.

Магнетохидродинамичките нестабилности се поврзани со свиоци и прекини во линиите на магнетното поле. Во овој случај, плазмата може да почне да се движи низ магнетното поле во форма на гроздови, да ја напушти зоната на задржување за неколку милионити дел од секундата и да испушта топлина на ѕидовите на комората. Ваквите нестабилности може да се потиснат со давање на магнетното поле одредена конфигурација.

Кинетичките нестабилности се многу разновидни и се проучени со помалку детали. Меѓу нив се оние кои ги нарушуваат уредните процеси, како што е протокот на постојана електрична струја или проток на честички низ плазмата. Другите кинетички нестабилности предизвикуваат повисока стапка на попречна дифузија на плазмата во магнетно поле од онаа предвидена со теоријата на судир за тивка плазма.

Системи со затворена магнетна конфигурација.

Ако на јонизиран спроводлив гас се примени силно електрично поле, тогаш во него ќе се појави струја на празнење, истовремено со кое ќе се појави магнетно поле што го опкружува. Интеракцијата на магнетното поле со струјата ќе доведе до појава на сили на притисок кои делуваат на наелектризираните честички на гасот. Ако струјата тече по оската на спроводливиот плазма филамент, тогаш добиените радијални сили, како гумени ленти, го компресираат филаментот, поместувајќи ја плазма границата подалеку од ѕидовите на комората што ја содржи. Овој феномен, теоретски предвиден од В. Бенет во 1934 година и експериментално прикажан за прв пат од А. Вер во 1951 година, се нарекува ефект на штипкање. Методот на штипкање се применува на плазма затворање; неговата забележителна карактеристика е тоа што гасот се загрева до високи температури со самата електрична струја (омиско загревање). Фундаменталната едноставност на методот доведе до негова употреба во првите обиди да содржи топла плазма, а проучувањето на едноставниот ефект на штипкање, и покрај фактот што тој подоцна беше заменет со понапредни методи, овозможи подобро да се разбере проблеми со кои се соочуваат експериментаторите денес.

Покрај дифузијата на плазмата во радијална насока, постои и надолжен нанос и негово излегување низ краевите на плазма колоната. Загубите преку краевите може да се елиминираат ако комората со плазма е обликувана како крофна (торус). Во овој случај, се добива тороидална штипка.

За едноставната штипка опишана погоре, магнетохидродинамичките нестабилности својствени за него се сериозен проблем. Ако се појави мал свиок во близина на плазма колоната, тогаш густината на линиите на магнетното поле на внатрешната страна на свиокот се зголемува (сл. 1). Магнетните линии на сила, кои се однесуваат како нишки кои се спротивставуваат на компресија, брзо ќе почнат да „испакнуваат“, така што свиокот ќе се зголемува додека не се уништи целата структура на плазма филаментот. Како резултат на тоа, плазмата ќе дојде во контакт со ѕидовите на комората и ќе се олади. За да се исклучи овој катастрофален феномен, пред да помине главната аксијална струја, во комората се создава надолжно магнетно поле, кое заедно со кружното поле што се применува подоцна, го „исправува“ почетното свиткување на плазма колоната (сл. 2). . Принципот на стабилизација на плазма колона со аксијално поле е основа за два ветувачки проекти на термонуклеарни реактори - токамак и штипка со обратно магнетно поле.

Отворете ги магнетните конфигурации.

инерцијално задржување.

Теоретските пресметки покажуваат дека термонуклеарната фузија е можна без употреба на магнетни стапици. За да го направите ова, специјално подготвена цел (топче од деутериум со радиус од околу 1 mm) брзо се компресира до толку високи густини што термонуклеарната реакција има време да заврши пред да испари целта на горивото. Компресија и загревање до термонуклеарни температури може да се изведат со супермоќни ласерски импулси, рамномерно и истовремено зрачејќи ја топката за гориво од сите страни (сл. 4). Со моментално испарување на неговите површински слоеви, исфрлените честички добиваат многу големи брзини, а топката е под дејство на големи сили на притисок. Тие се слични на реактивните сили кои придвижуваат ракета, со единствена разлика што овде овие сили се насочени навнатре, кон центарот на целта. Овој метод може да создаде притисоци од редот на 10 11 MPa и густина 10.000 пати поголема од густината на водата. Со оваа густина, речиси целата термонуклеарна енергија ќе се ослободи во форма на мала експлозија за ~ 10-12 секунди. Случувачките микроексплозии, од кои секоја е еквивалентна на 1-2 кг ТНТ, нема да предизвикаат оштетување на реакторот, а спроведувањето на низа од такви микроексплозии во кратки интервали би овозможило да се реализира речиси континуирано производство на корисна енергија. За инерцијално задржување, распоредот на целта за гориво е многу важен. Целта во форма на концентрични сфери направени од тешки и лесни материјали ќе овозможи да се постигне најефикасно испарување на честичките и, следствено, најголема компресија.

Пресметките покажуваат дека за енергија на ласерско зрачење од редот на мегаџул (10 6 J) и ласерска ефикасност од најмалку 10%, произведената термонуклеарна енергија мора да ја надмине енергијата потрошена за пумпање на ласерот. Термонуклеарни ласерски капацитети се достапни во истражувачки лаборатории во Русија, САД, Западна Европа и Јапонија. Моментално се проучува можноста за користење тежок јонски зрак наместо ласерски зрак или комбинација од таков зрак со светлосен зрак. Благодарение на модерната технологија, овој метод на иницирање реакција има предност во однос на ласерот, бидејќи ви овозможува да добиете повеќе корисна енергија. Недостаток е тешкотијата во фокусирањето на зракот на целта.

ИНСТАЛАЦИИ СО МАГНЕТНО ЗАДРЖУВАЊЕ

Методите на магнетна плазма затворање се проучуваат во Русија, САД, Јапонија и голем број европски земји. Главното внимание се посветува на уредите од тороидален тип, како што се токамак и пинч со обратно магнетно поле, кои се појавија како резултат на развојот на поедноставни штипки со стабилизирачко надолжно магнетно поле.

За ограничување на плазмата со тороидално магнетно поле Бјпотребно е да се создадат услови под кои плазмата не би се поместила на ѕидовите на торусот. Тоа се постигнува со „извртување“ на линиите на магнетното поле (т.н. „ротациона трансформација“). Ова извртување се врши на два начина. Во првиот метод, струја се пренесува низ плазмата, што доведува до конфигурација на веќе сметаната стабилна штипка. Струја на магнетно поле Б q J - Б q заедно со Б j создава вкупно поле со потребното извртување. Ако Бј Б q , добиваме конфигурација позната како токамак (кратенка од изразот „ТОРОИДНА КАМЕРА СО МАГНЕТНИ КАЛЕМИ“). Токамак (слика 5) беше развиен под раководство на Л.А. Арсимович во Институтот за атомска енергија именуван по В.И. Курчатов во Москва. На Бј ~ Б q се добива конфигурацијата на pinch со обратно магнетно поле.

Во вториот метод, се користат специјални спирални намотки околу тороидалната плазма комора за да се обезбеди рамнотежа на ограничената плазма. Струите во овие намотки создаваат сложено магнетно поле, што доведува до извртување на линиите на сила на вкупното поле во внатрешноста на торусот. Таквата инсталација, наречена ѕвездест, беше развиена на Универзитетот Принстон (САД) од Л. Спицер и неговите соработници.

Токамак.

Важен параметар од кој зависи ограничувањето на тороидалната плазма е „маргината на стабилност“ q, еднаква на rB j / Р.Б. q, каде ри Рсе малите и големите радиуси на тороидалната плазма, соодветно. Во мала qможе да се развие спирална нестабилност, што е аналогно на нестабилноста на свиткување на права штипка. Научниците во Москва експериментално покажаа дека кога q> 1 (т.е. Бј Бп) можноста за спирална нестабилност е значително намалена. Ова овозможува ефикасно користење на топлината ослободена од струјата за загревање на плазмата. Како резултат на долгогодишно истражување, карактеристиките на токамаците се значително подобрени, особено со зголемување на униформноста на теренот и ефикасно чистење на вакумската комора.

Охрабрувачките резултати добиени во Русија го стимулираа создавањето на токамаци во многу лаборатории ширум светот, а нивната конфигурација стана предмет на интензивно истражување.

Омското загревање на плазмата во токамакот не е доволно за да се изврши реакцијата на термонуклеарната фузија. Ова се должи на фактот дека кога се загрева плазмата, нејзиниот електричен отпор значително се намалува, и како резултат на тоа, ослободувањето на топлина за време на поминувањето на струјата нагло се намалува. Невозможно е да се зголеми струјата во токамакот над одредена граница, бидејќи плазма колоната може да ја изгуби стабилноста и да се пренесе на ѕидовите на комората. Затоа, се користат различни дополнителни методи за загревање на плазмата. Најефективни од нив се вбризгување на зраци на високоенергетски неутрални атоми и микробранова зрачење. Во првиот случај, јоните забрзани до енергии од 50-200 keV се неутрализираат (за да се избегне нивното „рефлексија“ назад од магнетното поле кога се внесуваат во комората) и се инјектираат во плазмата. Овде тие повторно се јонизираат и во процес на судири ја предаваат својата енергија на плазмата. Во вториот случај, се користи микробранова радијација, чија фреквенција е еднаква на фреквенцијата на јонски циклотрон (фреквенцијата на ротација на јоните во магнетно поле). На оваа фреквенција, густата плазма се однесува како апсолутно црно тело, т.е. целосно ја апсорбира енергијата на инцидентот. На ЈЕТ токамакот на земјите од Европската Унија, со вбризгување на неутрални честички е добиена плазма со температура на јони од 280 милиони Келвини и време на задржување од 0,85 секунди. Добиена е термонуклеарна моќност која достигнува 2 MW на плазма деутериум-тритиум. Времетраењето на реакцијата е ограничено со појавата на нечистотии поради прскање на ѕидовите на комората: нечистотиите продираат во плазмата и, јонизирани, значително ги зголемуваат загубите на енергија поради зрачење. Во моментов, работата на програмата JET е фокусирана на истражување за можноста за контролирање на нечистотиите и нивно отстранување, т.н. „магнетен пренасочувач“.

Големи токамаци беа создадени и во САД - TFTR, во Русија - T15 и во Јапонија - JT60. Истражувањето спроведено на овие и други објекти ја постави основата за следната фаза на работа на полето на контролирана термонуклеарна фузија: во 2010 година е планирано да биде лансиран голем реактор за техничко тестирање. Се претпоставува дека ова ќе биде заедничка работа на САД, Русија, земјите од Европската унија и Јапонија. исто така видиТОКАМАК.

Стискање на обратно поле (FOP).

Конфигурацијата на POP се разликува од токамакот по тоа што ја има Б q~ Б j , но насоката на тороидалното поле надвор од плазмата е спротивна на нејзината насока внатре во плазма колоната. Џ.Тејлор покажа дека таквиот систем е во состојба со минимална енергија и, и покрај q

Предноста на POP конфигурацијата е што односот на волуметриските густини на енергијата на плазмата и магнетното поле (вредност b) во неа е поголем отколку во токамакот. Основно е важно b да биде што е можно поголем, бидејќи тоа ќе го намали тороидалното поле и, следствено, ќе ги намали трошоците за намотките што го создаваат и целата потпорна структура. Слабоста на ПОП е што топлинската изолација на овие системи е полоша од онаа на токамаците, а проблемот со одржување на обратното поле не е решен.

Ѕвездениот.

Во ѕвездениот, затвореното тороидално магнетно поле е надредено со поле создадено од специјална спирална намотка околу телото на камерата. Вкупното магнетно поле спречува плазмата да се оддалечи од центарот и потиснува одредени видови магнетохидродинамички нестабилности. Самата плазма може да се создаде и загрее со кој било од методите што се користат во токамак.

Главната предност на ѕвездениот е тоа што методот на затворање што се користи во него не е поврзан со присуството на струја во плазмата (како кај токамаците или кај уредите базирани на ефектот на стискање), и затоа ѕвездениот може да работи во стационарен режим . Покрај тоа, спиралната намотка може да има ефект на „дивертор“, т.е. прочистете ја плазмата од нечистотии и отстранете ги производите од реакцијата.

Затворањето на плазмата во ѕвездените сеопфатно се проучува во објекти во Европската унија, Русија, Јапонија и САД. На ѕвездениот „Венделштајн VII“ во Германија, беше можно да се одржи плазма што не носи струја со температура поголема од 5x10 6 келвини, загревајќи ја со вбризгување на високоенергетски атомски зрак.

Неодамнешните теоретски и експериментални студии покажаа дека во повеќето опишани инсталации, а особено во затворени тороидални системи, времето на затворање на плазмата може да се зголеми со зголемување на нејзините радијални димензии и ограничување на магнетното поле. На пример, за токамак, пресметано е дека Лосоновиот критериум ќе биде исполнет (па дури и со одредена маргина) при јачина на магнетно поле од ~ 50 ± 100 kG и мал радиус на тороидална комора од прибл. 2 m Ова се параметрите за инсталација за 1000 MW електрична енергија.

Кога се создаваат толку големи инсталации со магнетна плазма затворање, се појавуваат сосема нови технолошки проблеми. За да се создаде магнетно поле од редот од 50 kG во волумен од неколку кубни метри со помош на бакарни калеми што се ладат со вода, потребен е извор на електрична енергија со капацитет од неколку стотици мегавати. Затоа, очигледно е дека намотките на намотките мора да бидат направени од суперспроводливи материјали, како што се легури на ниобиум со титаниум или со калај. Отпорот на овие материјали на електрична струја во суперспроводлива состојба е нула, и затоа минималната количина на електрична енергија ќе се потроши за одржување на магнетното поле.

технологија на реакторот.

Изгледи за термонуклеарно истражување.

Експериментите направени на инсталации од типот токамак покажаа дека овој систем е многу ветувачки како можна основа за реакторот UTS. Најдобри резултати досега се постигнати на токамакс, а постои надеж дека со соодветно зголемување на обемот на инсталациите, тие ќе можат да спроведат индустриско контролирано спојување. Сепак, токамакот не е доволно економичен. За да се отстрани овој недостаток, неопходно е да не работи во пулсен режим, како што е сега, туку во континуиран режим. Сепак, физичките аспекти на овој проблем сè уште се слабо разбрани. Исто така, потребно е да се развијат технички средства кои би ги подобриле параметрите на плазмата и би ги елиминирале нејзините нестабилности. Имајќи го предвид сето ова, не треба да се заборави и на другите можни, иако помалку развиени опции за термонуклеарен реактор, на пример, ѕвездест или обратно штипкање на полето. Состојбата на истражување во оваа област достигна точка каде што постојат концептуални дизајни на реактори за повеќето системи за магнетно затворање на плазма со висока температура и за некои системи за инерцијално затворање. Пример за индустриски развој на токамак е проектот Овен (САД).

Втората половина на 20 век беше период на брз развој на нуклеарната физика. Стана јасно дека нуклеарните реакции може да се искористат за производство на огромна енергија од скудна количина на гориво. Поминаа само девет години од експлозијата на првата нуклеарна бомба до првата нуклеарна централа, а кога беше тестирана хидрогенската бомба во 1952 година, имаше предвидувања дека термонуклеарните централи ќе стапат во функција уште во 1960-тите. За жал, овие надежи не беа оправдани.

Термонуклеарни реакции Од сите термонуклеарни реакции, само четири се од интерес на краток рок: деутериум + деутериум (производи - тритиум и протон, ослободена енергија 4,0 MeV), деутериум + деутериум (хелиум-3 и неутрон, 3,3 MeV), деутериум + тритиум (хелиум-4 и неутрон, 17,6 MeV) и деутериум + хелиум-3 (хелиум-4 и протон, 18,2 MeV). Првата и втората реакција се одвиваат паралелно со еднаква веројатност. Добиените тритиум и хелиум-3 „изгоруваат“ во третата и четвртата реакција

Игор Егоров

Главниот извор на енергија за човештвото во моментов е согорувањето на јаглен, нафта и гас. Но, нивните резерви се ограничени, а производите од согорување ја загадуваат животната средина. Електрана на јаглен произведува повеќе радиоактивни емисии отколку нуклеарна централа со ист капацитет! Па зошто сè уште не сме се префрлиле на извори на нуклеарна енергија? Постојат многу причини за ова, но радиофобијата неодамна стана главна. И покрај фактот дека електраната на јаглен, дури и при нормална работа, му штети на здравјето на многу повеќе луѓе отколку случајните емисии од нуклеарните централи, тоа го прави тивко и незабележано од јавноста. Несреќите во нуклеарните централи веднаш стануваат мејнстрим вести во медиумите, предизвикувајќи општа паника (честопати целосно неосновани). Сепак, тоа воопшто не значи дека нуклеарната енергија нема објективни проблеми. Многу проблеми предизвикува радиоактивниот отпад: технологиите за работа со него се сè уште екстремно скапи, а сè уште е далеку од идеалната ситуација кога сите ќе бидат целосно обработени и искористени.

Од сите термонуклеарни реакции, само четири се од интерес на краток рок: деутериум + деутериум (производи - тритиум и протон, ослободена енергија 4,0 MeV), деутериум + деутериум (хелиум-3 и неутрон, 3,3 MeV), деутериум + тритиум (хелиум -4 и неутрон, 17,6 MeV) и деутериум + хелиум-3 (хелиум-4 и протон, 18,2 MeV). Првата и втората реакција се одвиваат паралелно со еднаква веројатност. Добиените тритиум и хелиум-3 „изгоруваат“ во третата и четвртата реакција.

Од делење до синтеза

Потенцијалното решавање на овие проблеми овозможува премин од реактори со фисија во реактори за фузија. Ако типичен реактор за фисија содржи десетици тони радиоактивно гориво, кое се претвора во десетици тони радиоактивен отпад што содржи широк спектар на радиоактивни изотопи, тогаш реактор за фузија користи само стотици грама, најмногу килограми, од еден радиоактивен изотоп. на водород - тритиум. Покрај тоа што за реакцијата е потребно незначително количество од овој најмалку опасен радиоактивен изотоп, се планира и неговото производство да се изврши директно во електраната со цел да се минимизираат ризиците поврзани со транспортот. Производите за синтеза се стабилни (нерадиоактивни) и нетоксични водород и хелиум. Дополнително, за разлика од реакцијата на фисија, термонуклеарната реакција веднаш престанува кога инсталацијата е уништена, без да се создаде опасност од термичка експлозија. Па зошто сè уште не е изградена ниту една оперативна термонуклеарна централа? Причината е што од наведените предности неизбежно следуваат недостатоци: се покажа дека е многу потешко да се создадат услови за синтеза отколку што се претпоставуваше на почетокот.

Критериум Лоусон

За термонуклеарната реакција да биде енергетски поволна, неопходно е да се обезбеди доволно висока температура на термонуклеарното гориво, неговата доволно висока густина и доволно мали загуби на енергија. Последните нумерички се карактеризираат со таканареченото „време на задржување“, кое е еднакво на односот на топлинската енергија складирана во плазмата со моќта на загубата на енергија (многумина погрешно веруваат дека „времето на задржување“ е времето во кое топло плазмата се одржува во инсталацијата, но тоа не е така) . На температура од мешавина од деутериум и тритиум еднаква на 10 keV (приближно 110.000.000 степени), треба да го добиеме производот од бројот на честички на горивото во 1 cm 3 (т.е. концентрација во плазмата) и времето на задржување (во секунди) на најмалку 10 14 . Не е важно дали имаме плазма со концентрација од 1014 cm -3 и време на задржување од 1 s, или плазма со концентрација од 10 23 и време на задржување од 1 ns. Овој критериум се нарекува критериум Лосон.
Покрај Лосоновиот критериум, кој е одговорен за добивање на енергетски поволна реакција, постои и критериум за палење на плазмата, кој за реакцијата на деутериум-трициум е приближно три пати поголем од критериумот Лоусон. „Запалување“ значи дека делот од енергијата на фузија што останува во плазмата ќе биде доволна за одржување на потребната температура и повеќе нема да биде потребно дополнително загревање на плазмата.

Z-штипка

Првиот уред во кој беше планирано да се добие контролирана термонуклеарна реакција беше таканаречениот Z-pinch. Оваа инсталација во наједноставниот случај се состои од само две електроди во средина на деутериум (водород-2) или мешавина од деутериум и тритиум и батерија од високонапонски импулсни кондензатори. На прв поглед, се чини дека ви овозможува да добиете компримирана плазма загреана до огромна температура: токму она што е потребно за термонуклеарна реакција! Сепак, во животот, сè испадна, за жал, далеку од тоа да биде толку розово. Пакетот плазма се покажа како нестабилен: неговото најмало свиткување доведува до зголемување на магнетното поле од едната страна и слабеење од друга страна, добиените сили уште повеќе го зголемуваат свиткувањето на снопот - и целата плазма „испаѓа“. на страничниот ѕид на комората. Јажето е нестабилно не само за свиткување, неговото најмало разредување доведува до зголемување на магнетното поле во овој дел, што ја компресира плазмата уште повеќе, стискајќи ја во преостанатиот волумен на јажето, додека јажето конечно не се „префрли“. Пренесениот дел има висок електричен отпор, така што струјата се прекинува, магнетното поле исчезнува и целата плазма се расфрла.

Принципот на Z-pinch е едноставен: електричната струја генерира прстенесто магнетно поле кое е во интеракција со истата струја и го компресира. Како резултат на тоа, густината и температурата на плазмата низ која тече струјата се зголемуваат.

Беше можно да се стабилизира плазматскиот пакет со наметнување на моќно надворешно магнетно поле на него, паралелно со струјата, и ставање во густа спроводлива обвивка (кога плазмата се движи, магнетното поле исто така се движи, што предизвикува електрична струја во обвивка, која има тенденција да ја врати плазмата на своето место). Плазмата престана да се свиткува и штипка, но сè уште беше далеку од термонуклеарна реакција во какви било сериозни размери: плазмата ги допира електродите и им ја дава својата топлина.

Современата работа на полето на фузија на Z-pinch сугерира уште еден принцип за создавање термонуклеарна плазма: струјата тече низ цевка од волфрамска плазма, која создава моќни рендгенски зраци кои ја компресираат и загреваат капсулата за фузионо гориво сместена во плазма цевката. исто како што се случува во термонуклеарна бомба. Сепак, овие дела се чисто истражувачки по природа (се проучуваат механизмите на работа на нуклеарното оружје), а ослободувањето на енергија во овој процес е сè уште милиони пати помалку од потрошувачката.

Колку е помал односот на големиот радиус на торусот на токамакот (растојанието од центарот на целиот торус до центарот на пресекот на неговата цевка) до малиот (радиусот на пресекот на цевката), толку е поголем притисокот во плазмата може да биде на исто магнетно поле. Со намалување на овој сооднос, научниците се префрлија од кружен дел од комората за плазма и вакуум во облик на D (во овој случај, улогата на мал радиус се игра за половина од висината на делот). Сите модерни токамаци имаат иста форма на пресек. Ограничувачкиот случај бил таканаречениот „сферичен токамак“. Во таквите токамаци, вакуумската комора и плазмата се речиси сферични, освен тесен канал што ги поврзува половите на сферата. Проводниците на магнетните намотки минуваат низ каналот. Првиот сферичен токамак, СТАРТ, се појави дури во 1991 година, така што ова е прилично млад правец, но веќе покажа можност да се добие ист плазма притисок со три пати помало магнетно поле.

Пробкотрон, ѕвездичка, токамак

Друга опција за создавање услови неопходни за реакција се таканаречените отворени магнетни стапици. Најпознатиот од нив е „корктронот“: цевка со надолжно магнетно поле кое се зголемува на своите краеви и слабее во средината. Зголеменото поле на краевите создава „магнетен приклучок“ (од каде доаѓа руското име) или „магнетно огледало“ (англиски - машина за огледало), што ја спречува плазмата да ја напушти инсталацијата низ краевите. Меѓутоа, таквото ограничување е нецелосно; некои од наелектризираните честички кои се движат по одредени траектории можат да поминат низ овие приклучоци. И како резултат на судири, секоја честичка порано или подоцна ќе падне на таква траекторија. Покрај тоа, плазмата во ќелијата на огледалото исто така се покажа како нестабилна: ако во одреден момент мал дел од плазмата се оддалечи од оската на објектот, се јавуваат сили што ја исфрлаат плазмата на ѕидот на комората. Иако основната идеја за ќелијата на огледалото е значително подобрена (што овозможи да се намалат и плазматската нестабилност и пропустливоста на огледалото), во пракса дури и не беше можно да се пристапи до параметрите неопходни за енергетски поволна синтеза.

Дали е можно да се осигураме дека плазмата не излегува низ „приклучоците“? Се чини дека очигледното решение е да се тркала плазмата во прстен. Меѓутоа, тогаш магнетното поле внатре во прстенот е посилно од надвор, а плазмата повторно има тенденција да оди до ѕидот на комората. Излезот од оваа тешка ситуација исто така изгледаше сосема очигледен: наместо прстен, направете „фигура осум“, потоа во едниот дел честичката ќе се оддалечи од оската на инсталацијата, а во другиот ќе се врати назад. Вака научниците дошле до идејата за првиот ѕвездест. Но, таква „фигура осум“ не може да се направи во една рамнина, па мораше да се користи третата димензија, свиткувајќи го магнетното поле во втората насока, што исто така доведе до постепено заминување на честичките од оската кон ѕидот на комората.

Ситуацијата драстично се промени со создавањето на инсталации од типот токамак. Резултатите добиени на T-3 tokamak во втората половина на 1960-тите беа толку зачудувачки за тоа време што западните научници дојдоа во СССР со својата мерна опрема за самите да ги потврдат параметрите на плазмата. Реалноста дури и ги надмина нивните очекувања.

Овие фантастично испреплетени цевки не се уметнички проект, туку ѕвездена комора, закривена во сложена тродимензионална крива.

Во рацете на инерција

Покрај магнетното ограничување, постои фундаментално различен пристап кон термонуклеарната фузија - инерцијално ограничување. Ако во првиот случај се обидуваме долго време да ја задржиме плазмата со многу ниска концентрација (концентрацијата на молекулите во воздухот околу вас е стотици илјади пати поголема), тогаш во вториот случај ја компресираме плазмата на огромна густина, ред на големина поголема од густината на најтешките метали, во пресметката дека реакцијата ќе има време да помине за тоа кратко време, додека плазмата нема време да се распрсне на страните.

Првично, во 1960-тите, беше планирано да се користи мала топка од замрзнато фузија гориво, рамномерно зрачено од сите страни со многу ласерски зраци. Површината на топката требаше веднаш да испари и, рамномерно да се шири во сите правци, да го компресира и загрева остатокот од горивото. Меѓутоа, во пракса, зрачењето се покажа недоволно униформно. Покрај тоа, дел од енергијата на зрачењето се пренесувала на внатрешните слоеви, предизвикувајќи нивно загревање, што го отежнувало компресирањето. Како резултат на тоа, топката беше компресирана нерамномерно и слабо.

Постојат голем број модерни конфигурации на ѕвездички, сите блиску до торус. Една од најчестите конфигурации вклучува употреба на намотки слични на оние на полоидното поле на токамаците и четири до шест проводници извртени околу вакуумската комора со повеќенасочна струја. Сложеното магнетно поле создадено во овој случај овозможува сигурно да се содржи плазмата без да се бара проток на прстенеста електрична струја низ неа. Дополнително, намотките со тороидално поле може да се користат кај ѕвездите, како кај токамаците. И спиралните спроводници може да отсуствуваат, но тогаш намотките на „тороидалното“ поле се инсталираат по сложена тридимензионална крива. Неодамнешните случувања во областа на ѕвездите вклучуваат употреба на магнетни намотки и вакуумска комора со многу сложен облик (многу „стуткан“ торус), пресметан на компјутер.

Проблемот со нерамномерноста беше решен со значително менување на дизајнот на целта. Сега топката се става во специјална мала метална комора (наречена е „hohlraum“, од неа. hohlraum - празнина) со дупки низ кои влегуваат ласерски зраци. Покрај тоа, се користат кристали кои го претвораат инфрацрвеното ласерско зрачење во ултравиолетово. Ова УВ зрачење се апсорбира од најтенкиот слој на хохраум материјал, кој во исто време се загрева до огромна температура и зрачи во меката рендгенска област. За возврат, зрачењето на Х-зраци се апсорбира од најтенкиот слој на површината на капсулата за гориво (топката со гориво). Ова исто така овозможи да се реши проблемот со предвремено загревање на внатрешните слоеви.

Сепак, моќта на ласерите се покажа како недоволна за забележлив дел од горивото да влезе во реакцијата. Покрај тоа, ефикасноста на ласерите беше многу ниска, само околу 1%. За да може фузијата да биде енергетски поволна при толку ниска ефикасност на ласерите, мораше да реагира скоро целото компресирано гориво. Кога се обидувале да ги заменат ласерите со снопови на лесни или тешки јони, кои можат да се генерираат со многу поголема ефикасност, научниците наишле и на многу проблеми: светлосните јони се одбиваат меѓусебно, што го спречува нивното фокусирање и се забавуваат со судири со резидуални гас во комората, додека акцелераторите тешки јони со потребните параметри не можеа да се создадат.

Магнетни изгледи

Повеќето надежи во областа на енергијата на фузија сега се поврзани со токамаците. Особено по отворањето на нивниот режим со подобрено задржување. Токамакот е и Z-штипка завиткана во прстен (прстенеста електрична струја тече низ плазмата, создавајќи магнетно поле неопходно за негово задржување) и низа од огледални ќелии собрани во прстен и создавајќи „брановидно“ тороидално магнетно поле. . Покрај тоа, тороидалното поле на намотките и полето на плазма струјата се надредени со поле нормално на рамнината на торусот, создадено од неколку поединечни калеми. Ова дополнително поле, наречено полоидално, го зајакнува магнетното поле на плазма струјата (исто така полоидално) од надворешната страна на торусот и го ослабува однатре. Така, вкупното магнетно поле на сите страни на плазма јажето се покажува дека е исто, а неговата позиција останува стабилна. Со менување на ова дополнително поле, можно е да се помести плазма јажето во внатрешноста на вакуумската комора во одредени граници.

Фундаментално поинаков пристап кон синтезата нуди концептот на мионска катализа. Мионот е нестабилна елементарна честичка која има ист полнеж како електрон, но 207 пати поголема од масата. Мион може да замени електрон во атом на водород, додека големината на атомот е намалена за фактор 207. Ова му овозможува на едно водородно јадро да се приближи до друго без да троши енергија. Но, за да се добие еден мион, се трошат околу 10 GeV енергија, што значи дека е неопходно да се извршат неколку илјади реакции на фузија по мион за да се добијат енергетски придобивки. Поради можноста за „лепење“ на мионот за хелиумот формиран во реакцијата, сè уште не се постигнати повеќе од неколку стотици реакции. Фотографијата го прикажува склопот на ѕвездениот Венделштајн z-x на Институтот за физика на плазма Макс Планк.

Важен проблем на токамаците долго време беше потребата да се создаде прстенеста струја во плазмата. За да го направите ова, магнетно коло беше поминато низ централната дупка на торусот на токамакот, магнетниот тек во кој континуирано се менуваше. Промената на магнетниот тек создава вителско електрично поле кое го јонизира гасот во вакуумската комора и ја одржува струјата во добиената плазма. Меѓутоа, струјата во плазмата мора постојано да се одржува, што значи дека магнетниот тек мора постојано да се менува во една насока. Ова, се разбира, е невозможно, така што струјата во токамаците може да се одржува само ограничено време (од делови од секунда до неколку секунди). За среќа, откриена е таканаречената струја за подигање, која се јавува во плазма без надворешно вителско поле. Дополнително, развиени се методи за загревање на плазмата, истовремено предизвикувајќи ја потребната струја на прстенот во неа. Заедно, ова овозможи да се одржи топла плазма произволно долго време. Во пракса, рекордот моментално му припаѓа на Торе Супра токамак, каде што плазмата непрекинато „гореше“ повеќе од шест минути.

Вториот тип на плазма затворени инсталации, со кои се поврзани големи надежи, се ѕвездените. Во текот на изминатите децении, дизајнот на ѕвездените драматично се промени. Од оригиналниот G8 не остана речиси ништо, а овие инсталации станаа многу поблиски до токамаците. Иако времето на затворање на ѕвездите е пократко од она на токамаците (поради помалку ефикасниот H-режим), а цената на нивната конструкција е повисока, однесувањето на плазмата во нив е потивко, што значи подолг работен век на првиот внатрешен ѕидот на вакуумската комора. За комерцијален развој на термонуклеарната фузија, овој фактор е од големо значење.

Избор на реакција

На прв поглед, чистиот деутериум е најлогичен избор за фузија гориво: тој е релативно евтин и безбеден. Меѓутоа, деутериумот реагира со деутериум сто пати помалку отколку со тритиум. Тоа значи дека за реакторот да работи на мешавина од деутериум и тритиум, доволна е температура од 10 keV, а за работа на чист деутериум потребна е температура поголема од 50 keV. И колку е повисока температурата, толку е поголема загубата на енергија. Затоа, барем за првпат се планира термонуклеарна енергија да се гради на гориво деутериум-тритиум. Во овој случај, тритиум ќе се произведува во самиот реактор поради зрачење со брзи литиумски неутрони формирани во него.
„Погрешни“ неутрони. Во култниот филм „9 дена од една година“, главниот лик додека работел во термонуклеарна централа добил сериозна доза на неутронско зрачење. Меѓутоа, подоцна се покажа дека овие неутрони не се произведени како резултат на реакција на фузија. Ова не е изум на режисерот, туку вистински ефект забележан во Z-pinches. Во моментот на прекин на електричната струја, индуктивноста на плазмата доведува до создавање на огромен напон - милиони волти. Одделни водородни јони, кои се забрзани на ова поле, се способни буквално да ги исфрлат неутроните од електродите. На почетокот, овој феномен навистина беше земен како сигурен знак за термонуклеарна реакција, но последователната анализа на спектарот на неутронската енергија покажа дека тие имаат различно потекло.
Подобрен режим на задржување. Режимот H на токамак е таков режим на работа кога, при висока моќност на дополнително загревање, загубите на енергија на плазмата се нагло намалени. Случајното откритие во 1982 година на подобрениот режим на затворање е исто толку значајно како и пронајдокот на самиот токамак. Општо прифатена теорија за овој феномен сè уште не постои, но тоа ни најмалку не ја спречува неговата употреба во пракса. Сите модерни токамаки работат во овој режим, бидејќи ги намалува загубите за повеќе од половина. Последователно, сличен режим беше пронајден и на ѕвездените, што укажува на тоа дека ова е општо својство на тороидалните системи, но затворањето на нив се подобрува само за околу 30%.
Загревање со плазма. Постојат три главни методи за загревање на плазмата до температури на фузија. Омско загревање е загревање на плазмата поради протокот на електрична струја низ неа. Овој метод е најефикасен во првите фази, бидејќи електричниот отпор на плазмата се намалува со зголемување на температурата. Електромагнетното загревање користи електромагнетни бранови со фреквенција што одговара на фреквенцијата на ротација околу линиите на магнетното поле на електроните или јоните. Кога се инјектираат брзи неутрални атоми, се создава прилив на негативни јони, кои потоа се неутрализираат, претворајќи се во неутрални атоми кои можат да поминат низ магнетното поле до центарот на плазмата за да ја пренесат својата енергија таму.
Дали се тие реактори? Тритиумот е радиоактивен, а моќното неутронско зрачење од реакцијата D-T создава индуцирана радиоактивност во структурните елементи на реакторот. Мораме да користиме роботи, што ја отежнува работата. Во исто време, однесувањето на плазмата од обичен водород или деутериум е многу блиску до однесувањето на плазмата од мешавина на деутериум и тритиум. Ова доведе до фактот дека во целата историја само две термонуклеарни инсталации целосно работеа на мешавина од деутериум и тритиум: TFTR и JET tokamaks. Во други капацитети, дури и деутериум не се користи секогаш. Значи, името „термонуклеарно“ во дефиницијата за инсталацијата воопшто не значи дека во неа всушност некогаш се случиле термонуклеарни реакции (а во оние каде што се случува, скоро секогаш се користи чист деутериум).
хибриден реактор. Реакцијата D-T произведува неутрони од 14 MeV, кои можат да расцепат дури и осиромашен ураниум. Расцепувањето на едно ураниумско јадро е придружено со ослободување на приближно 200 MeV енергија, што е повеќе од десет пати поголема од енергијата што се ослободува за време на фузијата. Така, веќе постоечките токамаци би можеле да станат енергетски профитабилни доколку бидат опкружени со ураниумска школка. Во однос на реакторите со фисија, таквите хибридни реактори би имале предност што нема да можат да развијат неконтролирана верижна реакција во нив. Покрај тоа, екстремно интензивните неутронски текови треба да ги претворат долготрајните производи од фисија на ураниум во краткотрајни, што значително го намалува проблемот со отстранување на отпадот.

Инерцијални надежи

Инерцијалната синтеза, исто така, не стои. Во текот на децениите на развој на ласерската технологија, се појавија изгледи за зголемување на ефикасноста на ласерите за околу десет пати. А нивната моќ во пракса е зголемена стотици и илјадници пати. Се работи и на тешки јонски акцелератори со параметри погодни за термонуклеарни апликации. Покрај тоа, концептот на „брзо палење“ стана најважниот фактор во напредокот на полето на инерцијална фузија. Вклучува употреба на два импулси: едниот го компресира горивото за фузија, а другиот загрева мал дел од него. Се претпоставува дека реакцијата што започнала во мал дел од горивото последователно ќе се прошири и ќе го покрие целото гориво. Овој пристап овозможува значително да се намалат трошоците за енергија и, според тоа, да се направи реакцијата профитабилна со помал дел од реагираното гориво.

Проблеми на токамаците

И покрај напредокот на инсталациите од други типови, токамаците сè уште се надвор од конкуренција во моментот: ако два токамаки (TFTR и JET) во 1990-тите навистина добија ослободување на термонуклеарна енергија, приближно еднаква на енергијата потрошена за загревање на плазмата ( дури и ако таквиот режим траеше само околу една секунда), ништо од тој вид не може да се постигне на други видови инсталации. Дури и едноставното зголемување на големината на токамаците ќе доведе до изводливост на енергетски поволна синтеза во нив. Во Франција моментално се гради меѓународен реактор ИТЕР, кој тоа ќе треба да го докаже на дело.

Сепак, проблеми имаат и токамаците. ITER чини милијарди долари, што е неприфатливо за идните комерцијални реактори. Ниту еден реактор не работи непрекинато дури и неколку часа, а камоли недели и месеци, што повторно е неопходно за индустриски апликации. Сè уште не е сигурно дека материјалите од внатрешниот ѕид на вакуумската комора ќе можат да издржат продолжено изложување на плазма.

Концептот на токамак со силно поле може да го направи проектот поефтин. Со зголемување на полето за фактор два или три, се планира да се добијат бараните плазма параметри во релативно мало поставување. Конкретно, на таков концепт се заснова реакторот Игнитор, кој заедно со италијанските колеги сега почнува да се гради во ТРИНИТИ (Тринити институт за иновации и термонуклеарни истражувања) во близина на Москва. Доколку пресметките на инженерите се оправдани, тогаш по многу пониска цена во споредба со ITER, ќе може да се добие плазма палење во овој реактор.

Напред до ѕвездите!

Производите од термонуклеарна реакција се распрснуваат во различни насоки со брзина од илјадници километри во секунда. Ова овозможува да се создадат ултра-ефикасни ракетни мотори. Нивниот специфичен импулс ќе биде поголем од оној на најдобрите електрични млазни мотори, а потрошувачката на енергија во овој случај може да биде дури и негативна (теоретски, можно е да се генерира наместо да се троши енергија). Покрај тоа, постојат сите причини да се верува дека ќе биде уште полесно да се направи фузија ракетен мотор отколку реактор на земја: нема проблем со создавање вакуум, со топлинска изолација на суперспроводливи магнети, нема ограничувања во големината итн. Дополнително, производството на електрична енергија од страна на моторот е пожелно, но воопшто не е потребно, само доволно за да не троши премногу од неа.

електростатско задржување

Концептот на електростатско јонско ограничување најлесно се разбира со примерот на апарат наречен „фузор“. Се заснова на сферична мрежеста електрода, на која се применува негативен потенцијал. Јоните забрзани во посебен акцелератор или од полето на самата централна електрода влегуваат во него и се задржуваат таму од електростатското поле: ако јонот има тенденција да излета надвор, полето на електродата го враќа назад. За жал, веројатноста јон да се судри со мрежата е многу поредоци на големина поголема од веројатноста да влезе во реакција на фузија, што ја прави енергетски поволна реакција невозможна. Ваквите инсталации нашле примена само како извори на неутрони.
Во обид да направат сензационално откритие, многу научници се обидуваат да видат синтеза секогаш кога е можно. Во печатот имаше бројни извештаи за различни варијанти на таканаречената „ладна фузија“. Пронајдена е синтеза во метали импрегнирани со деутериум кога низ нив течела електрична струја, при електролиза на течности заситени со деутериум, при формирање на кавитациони меури во нив, а исто така и во други случаи. Сепак, повеќето од овие експерименти немаа задоволителна репродуктивност во други лаборатории, а нивните резултати речиси секогаш може да се објаснат без употреба на синтеза.
Продолжувајќи ја „славната традиција“ која започна со „филозофскиот камен“, а потоа се претвори во „машина за постојано движење“, многу модерни измамници веќе нудат да купат од нив „генератор на ладна фузија“, „кавитациски реактор“ и други „без гориво“. генератори“: за филозофското сите веќе го заборавија каменот, не веруваат во вечно движење, но нуклеарната фузија сега звучи доста убедливо. Но, за жал, всушност, такви извори на енергија сè уште не постојат (а кога ќе можат да се создадат, тоа ќе го има во сите вести). Затоа, внимавајте: ако ви се понуди да купите уред кој генерира енергија преку ладна нуклеарна фузија, тогаш тие едноставно се обидуваат да ве „измамат“!

Според прелиминарните проценки, дури и со сегашното ниво на технологија, можно е да се создаде термонуклеарен ракетен мотор за летање до планетите на Сончевиот систем (со соодветно финансирање). Совладувањето на технологијата на таквите мотори ќе ја зголеми брзината на летовите со екипаж за десетици пати и ќе овозможи да има големи резерви на гориво на бродот, што ќе го отежне летањето до Марс од сегашната работа на ISS. За автоматските станици, потенцијално ќе станат достапни брзини од 10% од брзината на светлината, што значи можност за испраќање истражувачки сонди до најблиските ѕвезди и добивање научни податоци додека нивните креатори се уште се живи.

Концептот на термонуклеарен ракетен мотор заснован на инерцијална фузија во моментов се смета за најразвиен. Во исто време, разликата помеѓу моторот и реакторот лежи во магнетното поле, кое ги насочува наелектризираните производи на реакција во една насока. Втората опција вклучува употреба на отворена стапица, во која еден од приклучоците е намерно ослабен. Плазмата што тече од него ќе создаде реактивна сила.

Термонуклеарна иднина

Совладувањето на термонуклеарната фузија се покажа како многу потешки отколку што изгледаше на почетокот. И иако многу проблеми се веќе решени, преостанатите ќе траат во следните неколку децении напорна работа на илјадници научници и инженери. Но, изгледите што ни ги отвораат трансформациите на изотопи на водород и хелиум се толку големи, а веќе покриениот пат е толку значаен што нема смисла да се запре на половина пат. Што и да кажат многу скептици, иднината е секако во синтеза.

Атомот е градежен блок на универзумот. Има само околу сто атоми од различни типови. Повеќето елементи се стабилни (на пример, кислородот и азот од атмосферата; јаглеродот, кислородот и водородот се главните компоненти на нашето тело и сите други живи организми). Другите елементи, главно многу тешки, се нестабилни, што значи дека тие спонтано се распаѓаат, предизвикувајќи други елементи. Оваа трансформација се нарекува нуклеарна реакција.

Нуклеарни реакции - трансформации на атомски јадра во интеракција со елементарни честички, g-кванти или едни со други.

Нуклеарните реакции се поделени на два вида: нуклеарна фисија и термонуклеарна фузија.

Реакција на нуклеарна фисија е процес на разделување на атомското јадро на две (ретко три) јадра со слични маси, наречени фрагменти на фисија. Како резултат на фисија, може да се појават и други реакциони продукти: светлосни јадра (главно алфа честички), неутрони и гама кванти. Поделбата е спонтана (спонтана) и присилна.

Спонтано (спонтано) е нуклеарна фисија, при која некои прилично тешки јадра се распаѓаат на два фрагменти со приближно еднакви маси.

За прв пат беше откриена спонтана фисија за природен ураниум. Како и секој друг вид на радиоактивно распаѓање, спонтаната фисија се карактеризира со полуживот (период на фисија). Полуживотот за спонтана фисија варира за различни јадра во многу широк опсег (од 1018 години за 93Np237 до неколку десетини од секундата за трансураниумските елементи).

Присилната нуклеарна фисија може да биде предизвикана од која било честичка: фотони, неутрони, протони, деутрони, б-честички итн., доколку енергијата што ја внесуваат во јадрото е доволна за надминување на бариерата за фисија. За нуклеарната енергија, фисијата предизвикана од неутроните е од поголема важност. Реакцијата на фисија на тешките јадра беше изведена за прв пат на ураниум U235. За да може јадрото на ураниум да се распадне на два фрагменти, му се дава енергија на активирање. Јадрото на ураниумот ја добива оваа енергија со фаќање на неутрон. Јадрото влегува во возбудена состојба, се деформира, меѓу деловите на јадрото се појавува „мост“ и под влијание на Куломовите одбивни сили јадрото се дели на два фрагменти со нееднаква маса. Двата фрагменти се радиоактивни и испуштаат 2 или 3 секундарни неутрони.

Ориз. 4

Секундарните неутрони се апсорбираат од соседните јадра на ураниум, што предизвикува нивна фисија. Под соодветни услови, може да се случи саморазвивачки процес на масивна нуклеарна фисија, наречен нуклеарна верижна реакција. Оваа реакција е придружена со ослободување на огромна енергија. На пример, со целосно согорување на 1 g ураниум се ослободуваат 8,28 1010 J енергија. Нуклеарната реакција се карактеризира со термички ефект, што е разликата помеѓу останатите маси на јадрата што влегуваат во нуклеарна реакција и јадрата формирани како резултат на реакцијата, т.е. енергетскиот ефект на нуклеарна реакција се определува главно од разликата во масите на крајните и почетните јадра. Врз основа на еквивалентноста на енергијата и масата, можно е да се пресмета енергијата ослободена или потрошена во текот на нуклеарна реакција, ако точно ја знаете масата на сите јадра и честички кои учествуваат во реакцијата. Според законот на Ајнштајн:

• ?E=?mc2
• ?E = (mA + mx - mB - my)c2

каде што mА и mх се масите на целното јадро и јадрото (честичка) што бомбардира соодветно;

mB и my се масите и јадрата настанати како резултат на реакцијата.

Колку повеќе енергија се ослободува за време на формирањето на јадрото, толку е посилно. Енергијата на врзување на јадрото е количината на енергија потребна за да се разложи јадрото на атомот на неговите составни делови - нуклеони (протони и неутрони).

Пример за неконтролирана верижна реакција на фисија е експлозијата на атомска бомба; контролирана нуклеарна реакција се изведува во нуклеарни реактори.

Термонуклеарната фузија е обратна реакција на атомската фисија, фузија на лесни атомски јадра во потешки јадра, која се јавува на супервисоки температури и придружена со ослободување на огромни количини на енергија. Спроведувањето на контролирана термонуклеарна фузија ќе му даде на човештвото нов еколошки и практично неисцрпен извор на енергија, кој се заснова на судир на јадра на водородни изотопи, а водородот е најчестата супстанција во универзумот.

Процесот на фузија се одвива со забележлив интензитет само помеѓу лесните јадра со мал позитивен полнеж и само при високи температури, кога кинетичката енергија на јадрата што се судираат е доволна за да се надмине Кулоновата потенцијална бариера. Реакциите помеѓу тешките изотопи на водород (деутериум 2H и тритиум 3H) се одвиваат со неспоредливо поголема брзина со формирање на силно врзани јадра на хелиум.

2D + 3T > 4He (3,5 MeV) + 1n (14,1 MeV)

Овие реакции се од најголем интерес за проблемот на контролирана термонуклеарна фузија. Деутериум се наоѓа во морската вода. Неговите резерви се јавно достапни и многу големи: деутериумот сочинува околу 0,016% од вкупниот број на атоми на водород што ја сочинуваат водата, додека светските океани покриваат 71% од површината на Земјата. Реакцијата која вклучува тритиум е поатрактивна, бидејќи е придружена со големо ослободување на енергија и продолжува со значителна брзина. Тритиумот е радиоактивен (полуживот 12,5 години) и не се јавува природно. Затоа, за да се обезбеди работа на предложениот термонуклеарен реактор кој користи тритиум како нуклеарно гориво, мора да се обезбеди можност за размножување на тритиум.

Реакцијата со таканаречениот лунарен изотоп 3He има голем број на предности во однос на најостварливата реакција на деутериум-тритиум во копнени услови.

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

Предности:

• 1. 3Тој не е радиоактивен.
• 2. Десетици пати помал неутронски флукс од реакционата зона, што драматично ја намалува индуцираната радиоактивност и деградација на структурните материјали на реакторот;
• 3. Добиените протони, за разлика од неутроните, лесно се заробуваат и можат да се користат за производство на дополнителна електрична енергија.

Природното изотопско изобилство на 3He во атмосферата е 0,000137%. Поголемиот дел од 3He на Земјата е зачуван од нејзиното формирање. Се раствора во мантија и постепено влегува во атмосферата. На Земјата се ископува во многу мали количини, проценети на неколку десетици грама годишно.

Хелиум-3 е нуспроизвод на реакциите што се случуваат на Сонцето. Како резултат на тоа, на Месечината, која нема атмосфера, оваа вредна супстанција е до 10 милиони тони (според минималните проценки - 500 илјади тони). Во термонуклеарната фузија, кога 1 тон хелиум-3 реагира со 0,67 тони деутериум, се ослободува енергија што е еквивалентна на согорувањето на 15 милиони тони нафта (сепак, техничката изводливост на оваа реакција во моментот не е проучена) . Следствено, лунарниот ресурс на хелиум-3 треба да биде доволен за населението на нашата планета барем за следниот милениум. Главниот проблем останува реалноста на екстракција на хелиум од лунарната почва. Содржината на хелиум-3 во реголит е ~1 g на 100 тони.Затоа, за да се извлече еден тон од овој изотоп, треба да се обработат најмалку 100 милиони тони почва. Температурата при која е можна реакцијата на термонуклеарната фузија достигнува вредност од редот од 108 - 109 К. На оваа температура, супстанцијата е во целосно јонизирана состојба, која се нарекува плазма. Така, изградбата на реакторот вклучува: добивање на плазма загреана на температури од стотици милиони степени; зачувување на конфигурацијата на плазмата со текот на времето, за појава на нуклеарни реакции.

Термонуклеарната енергија има важни предности во однос на нуклеарните централи: користи апсолутно нерадиоактивен деутериум и изотоп на хелиум-3 и радиоактивен тритиум, но во волумени илјадници пати помали отколку во нуклеарната енергија. И во можни итни ситуации, радиоактивната позадина во близина на термонуклеарната централа нема да ги надмине природните индикатори. Во исто време, по единица тежина на термонуклеарно гориво, се добива приближно 10 милиони пати повеќе енергија отколку со согорување на органско гориво и приближно 100 пати повеќе отколку од фисија на јадра на ураниум. Под природни услови, термонуклеарните реакции се случуваат во внатрешноста на ѕвездите, особено во внатрешните области на Сонцето, и служат како постојан извор на енергија што го одредува нивното зрачење. Согорувањето на водородот во ѕвездите се одвива со мала брзина, но огромната големина и густината на ѕвездите обезбедуваат континуирана емисија на огромни енергетски текови за милијарди години.

Сите хемиски елементи на нашата планета и вселената во целина се формирани како резултат на термонуклеарни реакции кои се случуваат во јадрата на ѕвездите. Термонуклеарните реакции во ѕвездите доведуваат до постепена промена во хемискиот состав на ѕвездената материја, што предизвикува реструктуирање на ѕвездата и нејзино напредување по еволутивниот пат. Првата фаза од еволуцијата завршува со исцрпување на водородот во централните региони на ѕвездата. Потоа, по зголемувањето на температурата предизвикано од компресија на централните слоеви на ѕвездата, без извори на енергија, ефективни стануваат термонуклеарни реакции на согорување на хелиум, кои се заменуваат со согорување на C, O, Si и последователни елементи - до Fe. и Ни. Одредени термонуклеарни реакции одговараат на секоја фаза од ѕвездената еволуција. Водородните термонуклеарни реакции се први во синџирот на вакви нуклеарни реакции. Тие течат на два начина во зависност од почетната температура во центарот на ѕвездата. Првиот начин е циклусот на водород, вториот начин е циклусот CNO.

Водороден циклус:

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

I: 3He + 3He = 4He + 21H + 12,86 MeV

или 3He + 4He = 7Be + g + 1,59 MeV

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 MeV или 7Be + 1H = 8B + g + 0,137 MeV

II: 7Li + 1H = 2 4He + 17,348 MeV 8B = 8Be* + e+ + v + 15,08 MeV

III. 8Be* = 2 4He + 2,99 MeV

Водородниот циклус започнува со реакција на судир на два протони (1H, или p) за да се формира јадро на деутериум (2D). Деутериумот реагира со протон, формирајќи лесен (лунарен) изотоп на хелиум 3He со емисија на гама фотон (g). Месечевиот изотоп 3He може да реагира на два различни начини: две јадра 3He се судираат за да формираат 4He со отцепување на два протони, или 3He се комбинира со 4He и дава 7Be. Вториот, пак, фаќа или електрон (е-) или протон и се јавува уште едно разгранување на протонот - синџирот на реакции на протони. Како резултат на тоа, водородниот циклус може да заврши на три различни начини I, II и III. За спроведување на гранката I, првите две реакции на V. c. мора да се појави двапати, бидејќи во овој случај две 3He јадра исчезнуваат одеднаш. Особено енергични неутрина се испуштаат во гранката III за време на распаѓањето на јадрото на борот 8B со формирање на нестабилно возбудено јадро на берилиум (8Be *), кое речиси веднаш се распаѓа на две 4He јадра. CNO-циклус е збир од три поврзани еден со друг или, поточно, делумно преклопувачки циклуси: CN, NO I, NO II. Синтезата на хелиум од водород во реакциите на овој циклус продолжува со учество на катализатори, чија улога ја играат малите нечистотии на изотопи C, N и O во ѕвездената материја.

Главниот пат на реакција на циклусот CN:

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

Суштината на овој циклус е индиректна синтеза на b-честичка од четири протони при нивното последователно заробување од јадрата, почнувајќи од 12C.

Во реакцијата со заробување на протон од јадрото 15N, можен е уште еден исход - формирање на јадрото 16O и се раѓа нов NO I-циклус.

Ја има потполно истата структура како циклусот CN:

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

Циклусот NO I ја зголемува брзината на ослободување на енергија во циклусот CN со зголемување на бројот на јадрата на катализаторот на циклусот CN.

Последната реакција од овој циклус, исто така, може да има различен исход, што ќе доведе до друг циклус NO II:

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

Така, циклусите CN, NO I и NO II формираат троен CNO циклус.

Постои уште еден многу бавен четврти циклус, циклусот OF, но неговата улога во производството на електрична енергија е занемарлива. Сепак, овој циклус е многу важен во објаснувањето на потеклото на 19F.

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

За време на експлозивното согорување на водород во површинските слоеви на ѕвездите, на пример, за време на експлозии на супернова, може да се развијат многу високи температури, а природата на циклусот CNO драматично се менува. Се претвора во таканаречениот жежок CNO циклус, во кој реакциите се многу брзи и сложени.

Хемиските елементи потешки од 4 He почнуваат да се синтетизираат дури по целосното согорување на водородот во централниот регион на ѕвездата:

4He + 4He + 4He > 12C + g + 7,367 MeV

Реакции на согорување на јаглерод:

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

Кога температурата ќе достигне 5 109 К, голем број различни реакции се одвиваат во ѕвездите во услови на термодинамичка рамнотежа, што резултира со формирање на атомски јадра до Fe и Ni.

Реакцијата на фузија е следна: се земаат две или повеќе атомски јадра и, со примена на одредена сила, тие се приближуваат толку многу што силите што дејствуваат на такви растојанија преовладуваат над Куломовите одбивни сили помеѓу еднакво наелектризираните јадра, како резултат на со што се формира ново јадро. Ќе има малку помала маса од збирот на масите на првобитните јадра, а разликата станува енергијата што се ослободува за време на реакцијата. Количината на ослободена енергија е опишана со добро познатата формула E=mc². Полесните атомски јадра полесно се доведуваат до вистинското растојание, така што водородот - најзастапениот елемент во универзумот - е најдоброто гориво за реакција на фузија.

Утврдено е дека мешавина од два изотопи на водород, деутериум и тритиум, бара најмалку енергија за реакцијата на фузија во споредба со енергијата ослободена за време на реакцијата. Сепак, иако мешавина од деутериум и тритиум (D-T) е предмет на повеќето истражувања за фузија, тоа во никој случај не е единственото потенцијално гориво. Други мешавини може да бидат полесни за производство; нивната реакција може подобро да се контролира, или уште поважно, да произведе помалку неутрони. Од особен интерес се таканаречените реакции „без неутрони“, бидејќи успешната индустриска употреба на такво гориво ќе значи отсуство на долгорочна радиоактивна контаминација на материјалите и дизајнот на реакторот, што, пак, може позитивно да влијае на јавното мислење и целокупното трошоците за работа на реакторот, значително намалување на трошоците за негово деактивирање. Останува проблемот што реакцијата на фузија со користење на алтернативни горива е многу потешка за одржување, така што реакцијата D-T се смета само за неопходен прв чекор.

Шема на реакцијата на деутериум-тритиум

Контролираната термонуклеарна фузија може да користи различни видови на термонуклеарни реакции во зависност од видот на горивото што се користи.

Реакција на деутериум + тритиум (гориво D-T)

Најлесно спроведената реакција е деутериум + тритиум:

2 H + 3 H = 4 He + n на излезна енергија од 17,6 MeV (MeV)

Таквата реакција најлесно се спроведува од гледна точка на современи технологии, дава значителен принос на енергија, а компонентите на горивото се евтини. Неговиот недостаток е ослободување на несакано неутронско зрачење.

Две јадра: деутериум и тритиум се спојуваат за да формираат јадро на хелиум (алфа честички) и високоенергетски неутрон.

²H + ³Тој = 4 Тој + . на излезна енергија од 18,4 MeV

Условите за негово постигнување се многу покомплицирани. Хелиум-3 е исто така редок и екстремно скап изотоп. Во моментов не се произведува на индустриско ниво. Сепак, може да се добие од тритиум, добиен за возврат во нуклеарните централи.

Комплексноста на спроведувањето на термонуклеарна реакција може да се карактеризира со тројниот производ од nTt (густина пати температура по време на затворање). Според овој параметар, реакцијата D-3He е околу 100 пати потешка од D-T.

Реакција помеѓу јадрата на деутериум (D-D, монопропелант)

Можни се и реакции помеѓу јадрата на деутериум, тие се малку потешки од реакциите кои вклучуваат хелиум-3:

Како резултат на тоа, покрај главната реакција во ДД-плазмата, се случуваат и следново:

Овие реакции полека продолжуваат паралелно со реакцијата на деутериум + хелиум-3, а тритиумот и хелиум-3 формирани за време на нив е многу веројатно веднаш да реагираат со деутериум.

Други видови на реакции

Можни се и неколку други видови реакции. Изборот на гориво зависи од многу фактори - неговата достапност и ниска цена, енергетскиот принос, леснотијата на постигнување на условите потребни за реакцијата на фузија (првенствено температура), потребните дизајнерски карактеристики на реакторот итн.

Реакции „без неутрони“.

Најперспективните т.н. Реакции „без неутрони“, бидејќи неутронскиот флукс генериран со термонуклеарна фузија (на пример, во реакцијата на деутериум-тритиум) носи значителен дел од моќноста и генерира индуцирана радиоактивност во дизајнот на реакторот. Реакцијата деутериум-хелиум-3 е ветувачка, исто така поради недостатокот на принос на неутрони.

Услови

Нуклеарна реакција на литиум-6 со деутериум 6 Li(d,α)α

CTS е возможен со истовремено исполнување на два критериуми:

• Температура на плазмата:

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

• Усогласеност со критериумот Lawson:

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

каде е густината на плазмата со висока температура и е времето на затворање на плазмата во системот.

Од вредноста на овие два критериуми главно зависи брзината на одредена термонуклеарна реакција.

Во моментов, контролираната термонуклеарна фузија сè уште не е спроведена на индустриско ниво. Изградбата на меѓународниот истражувачки реактор ИТЕР е во почетна фаза.

Термонуклеарна енергија и хелиум-3

Резервите на хелиум-3 на Земјата се движат од 500 кг до 1 тон, но на Месечината е во значителни количини: до 10 милиони тони (според минималните проценки - 500 илјади тони). Во моментов, контролирана термонуклеарна реакција се изведува со спојување на деутериум ²H и тритиум ³H со ослободување на хелиум-4 4 He и „брз“ неутрон n:

Меѓутоа, во овој случај, најголемиот дел (повеќе од 80%) од ослободената кинетичка енергија паѓа токму на неутронот. Како резултат на судири на фрагменти со други атоми, оваа енергија се претвора во топлинска енергија. Покрај тоа, брзите неутрони создаваат значителна количина на радиоактивен отпад. Спротивно на тоа, синтезата на деутериум и хелиум-3 ³Тој не произведува (речиси) радиоактивни производи:

Каде што p е протон

Ова овозможува користење на поедноставни и поефикасни системи за конвертирање на кинетичката фузија реакција, како што е магнетохидродинамичен генератор.

Дизајни на реактори

Се разгледуваат две главни шеми за спроведување на контролирана термонуклеарна фузија.

Студиите за првиот тип на термонуклеарни реактори се многу поразвиени од оние на вториот. Во нуклеарната физика, во проучувањето на термонуклеарната фузија, се користи магнетна стапица за задржување на плазмата во одреден волумен. Магнетната стапица е дизајнирана да ја одржува плазмата од контакт со елементите на термонуклеарниот реактор, т.е. се користи првенствено како топлински изолатор. Принципот на затворање се заснова на интеракцијата на наелектризираните честички со магнетното поле, имено, на ротацијата на наелектризираните честички околу линиите на магнетното поле. За жал, магнетизираната плазма е многу нестабилна и има тенденција да го напушти магнетното поле. Затоа, за да се создаде ефективна магнетна замка, се користат најмоќните електромагнети, кои трошат огромна количина на енергија.

Можно е да се намали големината на термонуклеарниот реактор доколку во него се користат истовремено три методи за создавање термонуклеарна реакција.

А. Инерцијална синтеза. Зрачете ситни капсули со гориво деутериум-тритиум со ласер од 500 трилиони вати:5. 10^14W. Овој огромен, многу краткотраен ласерски пулс од 10^-8 секунди предизвикува експлозија на капсулите за гориво, што резултира со раѓање на мини-ѕвезда за дел од секундата. Но, на него не може да се постигне термонуклеарна реакција.

Б. Истовремено користете Z-машина со Токамак.

Z-Machine работи поинаку од ласерот. Поминува низ мрежа од најтенки жици што ја опкружуваат капсулата за гориво, полнење со моќност од половина трилион вати 5. 10 ^ 11 вати.

Тогаш се случува истото како и со ласерот: како резултат на ударот Z, се добива ѕвезда. За време на тестовите на Z-Machine, веќе беше можно да се започне реакцијата на фузија. http://www.sandia.gov/media/z290.htmПокријте ги капсулите со сребро и поврзете ги со конец од сребро или графит. Процесот на палење изгледа вака: Снимајте конец (прикачен на група сребрени топчиња што содржат мешавина од деутериум и тритиум) во вакуумска комора. За време на дефект (празнење), формирајте молња канал низ нив, нанесете струја низ плазмата. Истовремено зрачете ги капсулите и плазмата со ласерско зрачење. И во исто време или порано вклучете го токамакот. Користете три процеси на загревање со плазма во исто време. Односно, ставете ја Z-машината и ласерското греење заедно во внатрешноста на Токамак. Можеби е можно да се создаде осцилаторно коло од Токамак калеми и да се организира резонанца. Тогаш би работел во економичен осцилаторен режим.

Циклус на гориво

Реакторите од првата генерација најверојатно ќе работат на мешавина од деутериум и тритиум. Неутроните што се појавуваат за време на реакцијата ќе бидат апсорбирани од штитот на реакторот, а ослободената топлина ќе се користи за загревање на течноста за ладење во разменувачот на топлина, а оваа енергија, пак, ќе се користи за ротирање на генераторот.

. .

Реакцијата со Li6 е егзотермна, обезбедувајќи малку енергија за реакторот. Реакцијата со Li7 е ендотермична - но не троши неутрони. Потребни се барем некои Li7 реакции за да се заменат неутроните изгубени во реакциите со други елементи. Повеќето дизајни на реактори користат природни мешавини на изотопи на литиум.

Ова гориво има голем број на недостатоци:

Реакцијата произведува значителна количина на неутрони, кои го активираат (радиоактивно го инфицираат) реакторот и разменувачот на топлина. Потребни се и мерки за заштита од можен извор на радиоактивен тритиум.

Само околу 20% од енергијата на фузија е во форма на наелектризирани честички (останатиот дел се неутрони), што ја ограничува можноста за директно претворање на енергијата на фузија во електрична енергија. Употребата на реакцијата D-T зависи од достапните резерви на литиум, кои се многу помали од резервите на деутериум. Изложеноста на неутроните за време на DT реакцијата е толку значајна што по првата серија тестови во JET, најголемиот реактор досега со користење на ова гориво, реакторот стана толку радиоактивен што мораше да се додаде роботски систем за далечинско одржување за да се заврши годишниот тест циклус. .

Теоретски, постојат алтернативни видови на гориво кои се лишени од овие недостатоци. Но, нивната употреба е попречена од фундаментално физичко ограничување. За да се добие доволно енергија од реакцијата на фузија, потребно е одредено време да се задржи доволно густа плазма на температура на фузија (10 8 K). Овој фундаментален аспект на синтезата е опишан со производот на густината на плазмата, n, и времето τ на загреаната содржина на плазмата, што е потребно за да се достигне точката на рамнотежа. Производот, nτ, зависи од видот на горивото и е во функција на плазма температурата. Од сите видови гориво, мешавината на деутериум-тритиум бара најниска вредност nτ за најмалку ред на големина и најниска температура на реакцијата за најмалку 5 пати. Така, реакцијата D-T е неопходен прв чекор, но употребата на други горива останува важна истражувачка цел.

Реакцијата на фузија како индустриски извор на енергија

Енергијата на фузија се смета од многу истражувачи како „природен“ извор на енергија на долг рок. Застапниците на комерцијалната употреба на реактори за фузија за производство на електрична енергија ги даваат следните аргументи во нивна корист:

• Речиси неисцрпни резерви на гориво (водород)
• Горивото може да се извади од морската вода на кој било брег на светот, што го оневозможува монополизирањето на горивото за една или група земји.
• Неможноста за неконтролирана реакција на фузија
• Нема производи за согорување
• Нема потреба да се користат материјали кои можат да се користат за производство на нуклеарно оружје, со што се елиминираат случаите на саботажа и тероризам
• Во споредба со нуклеарните реактори, се произведуваат занемарливи количини радиоактивен отпад со краток полуживот.
• Се проценува дека напрстокот исполнет со деутериум произведува еквивалент на 20 тони јаглен. Езерото со средна големина може да обезбеди енергија на секоја земја стотици години. Сепак, треба да се забележи дека постоечките истражувачки реактори се дизајнирани да постигнат директна реакција деутериум-тритиум (ДТ), чиј циклус на гориво бара употреба на литиум за производство на тритиум, додека тврдењата за неисцрпна енергија се однесуваат на употребата на деутериум-деутериум (DD) реакција во втората генерација на реактори.
• Исто како реакцијата на фисија, реакцијата на фузија не произведува атмосферски емисии на јаглерод диоксид, што е главен придонесувач за глобалното затоплување. Ова е значајна предност, бидејќи употребата на фосилни горива за производство на електрична енергија има ефект што, на пример, САД произведуваат 29 kg CO 2 (еден од главните гасови што може да се смета за причина за глобалното затоплување) по жител на САД. дневно.

Цената на електричната енергија во споредба со традиционалните извори

Критичарите посочуваат дека прашањето за економската изводливост за користење на нуклеарна фузија за производство на електрична енергија останува отворено. Истата студија, нарачана од Канцеларијата за наука и технологија на правата на британскиот парламент, покажува дека трошоците за производство на електрична енергија со помош на реактор за фузија најверојатно ќе бидат на врвот на спектарот на трошоци за конвенционалните извори на енергија. Многу ќе зависи од идната технологија, структура и регулација на пазарот. Цената на електричната енергија директно зависи од ефикасноста на користењето, времетраењето на работата и трошоците за деактивирање на реакторот. Критичарите на комерцијалната употреба на фузија енергија негираат дека јаглеводородните горива се во голема мера субвенционирани од владата, и директно и индиректно, како што е употребата на вооружените сили за да се обезбеди нивно непречено снабдување, војната во Ирак често се наведува како контроверзен пример за овој начин на субвенционирање. Сметководството за таквите индиректни субвенции е многу сложено и прави точна споредба на трошоците речиси невозможна.

Тука е и прашањето за трошоците за истражување. Земјите од Европската заедница трошат околу 200 милиони евра годишно за истражување, а се предвидува дека ќе бидат потребни уште неколку децении пред да стане возможна индустриската употреба на нуклеарна фузија. Застапниците на алтернативните извори на енергија сметаат дека посоодветно би било овие средства да се насочат кон воведување на обновливи извори на енергија.

Достапност на комерцијална фузија енергија

За жал, и покрај широко распространетиот оптимизам (вообичаен од 1950-тите кога започна првото истражување), значајните пречки помеѓу денешното разбирање на процесите на нуклеарна фузија, технолошките можности и практичната употреба на нуклеарната фузија сè уште не се надминати, не е јасно дури и колку може да биде економски профитабилно производство на електрична енергија со користење на термонуклеарна фузија. Иако напредокот во истражувањето е постојан, истражувачите постојано се соочуваат со нови предизвици. На пример, предизвикот е да се развие материјал кој може да издржи неутронско бомбардирање, кое се проценува дека е 100 пати поинтензивно од конвенционалните нуклеарни реактори.

Постојат следниве фази во истражувањето:

1.Рамнотежа или режим на „поминување“.(Break-even): кога вкупната енергија што се ослободува за време на процесот на фузија е еднаква на вкупната енергија потрошена за започнување и одржување на реакцијата. Овој однос е означен со симболот Q. Реакциската рамнотежа беше демонстрирана во JET (Joint European Torus) во ОК во 1997 година. (Потрошејќи 52 MW електрична енергија на неговото загревање, на излезот, научниците добија моќност 0,2 MW поголема од потрошената.)

2.Запалена плазма(Плазма што гори): средна фаза во која реакцијата ќе биде поддржана главно од алфа честички кои се создаваат за време на реакцијата, а не со надворешно загревање. П ≈ 5. Сè уште не е постигнато.

3. Палење(Запалување): Стабилна реакција која се одржува. Треба да се постигне со високи Q вредности. Сè уште не е постигнато.

Следниот чекор во истражувањето треба да биде ITER (Меѓународен термонуклеарен експериментален реактор), Меѓународен термонуклеарен експериментален реактор. На овој реактор се планира да се проучува однесувањето на високотемпературната плазма (запалена плазма со Q ~ 30) и структурните материјали за индустриски реактор. Последната фаза од истражувањето ќе биде DEMO: прототип на индустриски реактор кој ќе постигне палење и ќе ја демонстрира практичната соодветност на новите материјали. Најоптимистичките прогнози за завршување на ДЕМО фазата: 30 години. Земајќи го предвид приближното време за изградба и пуштање во употреба на индустриски реактор, нè делат ~ 40 години од индустриската употреба на термонуклеарната енергија.

Постоечки токамаци

Вкупно во светот се изградени околу 300 токамаци. Најголемите од нив се наведени подолу.

• СССР и Русија
  • Т-3 е првиот функционален апарат.
  • Т-4 - зголемена верзија на Т-3
  • Т-7 е единствена инсталација, во која за прв пат во светот е имплементиран релативно голем магнетен систем со суперспроводлив соленоид базиран на калај ниобат, ладен со течен хелиум. Главната задача на Т-7 беше завршена: беше подготвена изгледите за следната генерација на суперспроводливи соленоиди од термонуклеарното инженерство.
  • Т-10 и PLT се следниот чекор во светот на истражувањето за фузија, тие се речиси со иста големина, еднаква моќност, со ист фактор на затворање. И добиените резултати се идентични: посакуваната температура на термонуклеарната фузија е постигната и кај двата реактори, а доцнењето според критериумот Лоусон е само двесте пати.
  • Т-15 е денешниот реактор со суперспроводлив соленоид кој дава поле од 3,6 Т.
• Либија
  • ТМ-4А
• Европа и ОК
  • JET (англиски) (Joint Europeus Tor) е најголемиот токамак во светот, создаден од организацијата Евроатом во ОК. Користи комбинирано греење: 20 MW - неутрално вбризгување, 32 MW - јонско-циклотрон резонанца. Како резултат на тоа, критериумот Lawson е само 4-5 пати помал од нивото на палење.
  • Tore Supra (fr.) (eng.) е токамак со суперспроводливи намотки, еден од најголемите во светот. Се наоѓа во истражувачкиот центар Кадараш (Франција).
• САД
  • TFTR (англиски) (Test Fusion Tokamak Reactor) - најголемиот американски токамак (на Универзитетот Принстон) со дополнително загревање со брзи неутрални честички. Постигнат е висок резултат: критериумот Лосон при вистинска термонуклеарна температура е само 5,5 пати помал од прагот на палење. Затворено во 1997 година
  • NSTX (англиски) (National Spherical Torus Experiment) е топчест токамак (sferomak) кој моментално работи на Универзитетот Принстон. Првата плазма во реакторот е добиена во 1999 година, две години по затворањето на TFTR.