termonukleárna fúzia, reakcia fúzie ľahkých atómových jadier na ťažšie jadrá, prebiehajúca pri ultravysokých teplotách a sprevádzaná uvoľnením obrovského množstva energie. Jadrová fúzia ide o reakciu inverznú k atómovému štiepeniu: pri druhom štiepení sa energia uvoľňuje v dôsledku štiepenia ťažkých jadier na ľahšie. pozri tiežŠTEPENIE JADRA; JADROVÁ ENERGIA.

Podľa moderných astrofyzikálnych koncepcií je hlavným zdrojom energie Slnka a iných hviezd termonukleárna fúzia prebiehajúca v ich hĺbkach. V pozemských podmienkach sa vykonáva pri výbuchu vodíková bomba. Termonukleárna fúzia je sprevádzaná kolosálnym uvoľnením energie na jednotku hmotnosti reagujúcich látok (asi 10 miliónov krát viac ako chemické reakcie). Preto je veľký záujem osvojiť si tento proces a využiť ho na vytvorenie lacného a ekologického zdroja energie. Napriek tomu, že veľké vedecké a technické tímy v mnohých vyspelých krajinách sa zaoberajú výskumom riadenej termonukleárnej fúzie (CTF), mnohé zložité problémy je potrebné vyriešiť priemyselná produkcia termonukleárna energia sa stane realitou.

Moderné jadrové elektrárne využívajúce štiepny proces uspokojujú svetovú potrebu elektriny len čiastočne. Palivom sú pre nich prírodné rádioaktívne prvky urán a tórium, ktorých množstvo a zásoby v prírode sú veľmi obmedzené; preto mnohé krajiny čelia problému ich dovozu. Hlavnou zložkou termonukleárneho paliva je izotop vodíka deutérium, ktoré je obsiahnuté v morská voda. Jeho zásoby sú verejne dostupné a veľmi veľké (svetové oceány pokrývajú ~ 71 % povrchu Zeme a deutérium tvorí približne 0,016 % z celkového počtu atómov vodíka, ktoré tvoria vodu). Okrem dostupnosti paliva majú zdroje energie jadrovej syntézy nasledujúce dôležité výhody jadrové elektrárne: 1) reaktor UTS obsahuje oveľa menej rádioaktívnych materiálov ako reaktor jadrového štiepenia, a preto sú následky náhodného úniku rádioaktívnych produktov menej nebezpečné; 2) termonukleárne reakcie produkujú menej rádioaktívneho odpadu s dlhou životnosťou; 3) TCB umožňuje priamy príjem elektriny.

Artsimovič L.A. Riadené termonukleárne reakcie. M., 1963
Tepelné a jadrové elektrárne(kniha 1, oddiel 6; kniha 3, oddiel 8). M., 1989

Nájdite "NUCLEAR fusion" na

JADROVÁ FÚZIA
termonukleárna fúzia, reakcia fúzie ľahkých atómových jadier na ťažšie jadrá, prebiehajúca pri ultravysokých teplotách a sprevádzaná uvoľnením obrovského množstva energie. Jadrová fúzia je opačnou reakciou k atómovému štiepeniu: pri druhom štiepení sa energia uvoľňuje v dôsledku štiepenia ťažkých jadier na ľahšie. pozri tiež
ŠTEPENIE JADRA;
JADROVÁ ENERGIA . Podľa moderných astrofyzikálnych koncepcií je hlavným zdrojom energie Slnka a iných hviezd termonukleárna fúzia prebiehajúca v ich hĺbkach. V pozemských podmienkach sa vykonáva pri výbuchu vodíkovej bomby. Termonukleárna fúzia je sprevádzaná kolosálnym uvoľnením energie na jednotku hmotnosti reagujúcich látok (asi 10 miliónov krát väčšie ako pri chemických reakciách). Preto je veľký záujem osvojiť si tento proces a využiť ho na vytvorenie lacného a ekologického zdroja energie. No aj napriek tomu, že výskumom riadenej termonukleárnej fúzie (CTF) sa v mnohých vyspelých krajinách venujú veľké vedecké a technické tímy, je potrebné vyriešiť ešte veľa zložitých problémov, kým sa priemyselná výroba termonukleárnej energie stane realitou. Moderné jadrové elektrárne využívajúce štiepny proces uspokojujú svetovú potrebu elektriny len čiastočne. Palivom sú pre nich prírodné rádioaktívne prvky urán a tórium, ktorých množstvo a zásoby v prírode sú veľmi obmedzené; preto mnohé krajiny čelia problému ich dovozu. Hlavnou zložkou termonukleárneho paliva je izotop vodíka deutérium, ktorý sa nachádza v morskej vode. Jeho zásoby sú verejne dostupné a veľmi veľké (svetové oceány pokrývajú JADROVOU SYNTÉZU 71 % povrchu Zeme a deutérium tvorí asi 0,016 % z celkového počtu atómov vodíka, ktoré tvoria vodu). Okrem dostupnosti paliva majú termonukleárne zdroje energie oproti jadrovým elektrárňam tieto dôležité výhody: 1) reaktor UTS obsahuje oveľa menej rádioaktívnych materiálov ako reaktor na štiepenie jadrovej energie, a preto sú následky náhodného úniku rádioaktívnych produktov menšie. nebezpečné; 2) termonukleárne reakcie produkujú menej rádioaktívneho odpadu s dlhou životnosťou; 3) TCB umožňuje priamy príjem elektriny.
FYZIKÁLNE ZÁKLADY JADROVEJ fúzie
Úspešná realizácia fúznej reakcie závisí od vlastností použitých atómových jadier a schopnosti získať hustú vysokoteplotnú plazmu, ktorá je nevyhnutná na spustenie reakcie.
Jadrové sily a reakcie. Uvoľňovanie energie počas jadrovej fúzie je spôsobené mimoriadne intenzívnymi príťažlivými silami pôsobiacimi vo vnútri jadra; Tieto sily držia pohromade protóny a neutróny, ktoré tvoria jadro. Sú veľmi intenzívne na vzdialenosti JADROVÉ fúzie 10-13 cm a s narastajúcou vzdialenosťou extrémne rýchlo slabnú. Okrem týchto síl vytvárajú kladne nabité protóny elektrostatické odpudivé sily. Rozsah elektrostatických síl je oveľa väčší ako rozsah jadrových síl, takže začnú dominovať, keď sa jadrá od seba oddelia. Za normálnych podmienok je kinetická energia jadier ľahkých atómov príliš malá na to, aby sa po prekonaní elektrostatického odpudzovania mohli priblížiť a vstúpiť do jadrovej reakcie. Odpudzovanie sa však dá prekonať „hrubou“ silou, napríklad zrážkou jadier s vysokou relatívnou rýchlosťou. J. Cockcroft a E. Walton použili tento princíp vo svojich experimentoch uskutočnených v roku 1932 v Cavendish Laboratory (Cambridge, UK). Ožiarením lítiového terča protónmi zrýchlenými v elektrickom poli pozorovali interakciu protónov s lítiovými jadrami Li. Odvtedy sa študovalo veľké množstvo podobných reakcií. Reakcie zahŕňajúce najľahšie jadrá - protón (p), deuterón (d) a tritón (t), zodpovedajúce izotopom vodíka protium 1H, deutérium 2H a trícium 3H - ako aj „ľahký“ izotop hélia 3He a dva izotopy lítium 6Li a 7Li sú uvedené v tabuľke nižšie. Tu n je neutrón, g je gama kvantum. Energia uvoľnená pri každej reakcii sa udáva v miliónoch elektrónvoltov (MeV). Pri kinetickej energii 1 MeV je rýchlosť protónu 14 500 km/s.
pozri tiežŠTRUKTÚRA ATÓMOVÉHO JADRA.

FÚZNE REAKCIE

Ako ukázal G. Gamow, pravdepodobnosť reakcie medzi dvoma približujúcimi sa ľahkými jadrami je úmerná

, kde e je základ prirodzených logaritmov, Z1 a Z2 sú počty protónov v interagujúcich jadrách, W je energia ich relatívneho priblíženia a K je konštantný faktor. Energia potrebná na uskutočnenie reakcie závisí od počtu protónov v každom jadre. Ak je viac ako tri, potom je táto energia príliš veľká a reakcia je prakticky nemožná. S nárastom Z1 a Z2 sa teda znižuje pravdepodobnosť reakcie. Pravdepodobnosť, že dve jadrá budú interagovať, je charakterizovaná „reakčným prierezom“, meraným v stodolách (1 b = 10-24 cm2). Reakčný prierez je účinná prierezová plocha jadra, do ktorej musí „spadnúť“ iné jadro, aby došlo k ich interakcii. Prierez pre reakciu deutéria s tríciom dosahuje svoju maximálnu hodnotu (JADROVÁ SYNTÉZA5 b), keď majú interagujúce častice relatívnu približovaciu energiu rádovo 200 keV. Pri energii 20 keV je prierez menší ako 0,1 b. Z milióna zrýchlených častíc, ktoré zasiahnu cieľ, nevstúpi viac ako jedna jadrová interakcia. Zvyšok rozptýli svoju energiu na elektrónoch cieľových atómov a spomaľuje sa na rýchlosť, pri ktorej je reakcia nemožná. V dôsledku toho je metóda bombardovania pevného cieľa zrýchlenými jadrami (ako to bolo v experimente Cockcroft-Walton) pre CTS nevhodná, pretože získaná energia je v tomto prípade oveľa menšia ako vynaložená energia.

Fúzne palivá. Reakcie zahŕňajúce p, ktoré hrajú hlavnú úlohu v procesoch jadrovej fúzie na Slnku a iných homogénnych hviezdach, nie sú v pozemských podmienkach prakticky zaujímavé, pretože ich prierez je príliš malý. Pre termonukleárnu fúziu na Zemi je vhodnejším typom paliva, ako bolo uvedené vyššie, deutérium. Najpravdepodobnejšia reakcia sa však vyskytuje v rovnakej zmesi deutéria a trícia (zmes DT). Žiaľ, trícium je rádioaktívne a pre svoj krátky polčas (T1/2 JADROVÁ fúzia 12,3 roka) sa v prírode prakticky nevyskytuje. Vyrába sa umelo v štiepnych reaktoroch a tiež ako vedľajší produkt pri reakciách s deutériom. Neprítomnosť trícia v prírode však nie je prekážkou pre použitie DT fúznej reakcie, pretože trícium možno vyrobiť ožiarením izotopu 6Li neutrónmi vznikajúcimi pri syntéze: n + 6Li (r) 4He + t. Ak obklopíte termonukleárnu komoru vrstvou 6Li (prírodné lítium obsahuje 7%), môžete úplne reprodukovať spotrebné trícium. A hoci v praxi sa niektoré neutróny nevyhnutne stratia, ich strata sa dá ľahko kompenzovať zavedením prvku, akým je berýlium, do ktorého jadra, keď naň zasiahne jeden rýchly neutrón, vyžaruje dva.
Princíp činnosti termonukleárneho reaktora. Fúzna reakcia ľahkých jadier, ktorej účelom je získanie užitočnej energie, sa nazýva riadená termonukleárna fúzia. Vykonáva sa pri teplotách rádovo stoviek miliónov Kelvinov. Tento proces bol doteraz realizovaný len v laboratóriách.
Časové a teplotné podmienky. Získanie užitočnej termonukleárnej energie je možné len pri splnení dvoch podmienok. Najprv sa musí zmes určená na syntézu zahriať na teplotu, pri ktorej kinetická energia jadier poskytuje vysokú pravdepodobnosť ich splynutia pri zrážke. Po druhé, reakčná zmes musí byť veľmi dobre tepelne izolovaná (to znamená, že vysoká teplota sa musí udržiavať dostatočne dlho na to, aby došlo k požadovanému počtu reakcií a vďaka tomu uvoľnená energia prevýšila energiu vynaloženú na ohrev paliva). V kvantitatívnej forme je tento stav vyjadrený nasledovne. Na zahriatie termonukleárnej zmesi musí mať jeden kubický centimeter jej objemu energiu P1 = knT, kde k je číselný koeficient, n je hustota zmesi (počet zárodkov v 1 cm3), T je požadovaná teplota . Aby sa reakcia udržala, musí sa energia odovzdaná termonukleárnej zmesi udržať po dobu t. Aby bol reaktor energeticky rentabilný, je potrebné, aby sa v ňom počas tejto doby uvoľnilo viac termonukleárnej energie, ako bolo vynaložené na vykurovanie. Uvoľnená energia (aj na 1 cm3) sa vyjadruje takto:

kde f(T) je koeficient závislý od teploty zmesi a jej zloženia, R je energia uvoľnená v jednom elementárnom akte syntézy. Potom bude mať podmienka energetickej rentability P2 > P1 podobu

alebo

Posledná nerovnosť, známa ako Lawsonovo kritérium, je kvantitatívnym vyjadrením požiadaviek na dokonalú tepelnú izoláciu. Pravá strana – „Lawsonovo číslo“ – závisí len od teploty a zloženia zmesi a čím je väčšia, tým sú požiadavky na tepelnú izoláciu prísnejšie, t.j. tým ťažšie je vytvoriť reaktor. V oblasti prijateľných teplôt je Lawsonovo číslo pre čisté deutérium 1016 s/cm3 a pre rovnozložkovú zmes DT - 2×1014 s/cm3. Preto je DT zmes preferovaným fúznym palivom. V súlade s Lawsonovým kritériom, ktoré určuje energeticky priaznivú hodnotu súčinu hustoty a času zadržania, by sa vo fúznom reaktore malo použiť čo najväčšie n alebo t. Preto sa výskum riadenej fúzie rozchádzal v dvoch rôznych smeroch: v prvom sa výskumníci snažili udržať relatívne riedku plazmu pomocou magnetického poľa na dostatočne dlhú dobu; v druhom s použitím laserov na vytvorenie plazmy s veľmi vysokou hustotou na krátky čas. Veľa sa venovalo prvému prístupu. viac práce než druhý.
Magnetické plazmové obmedzenie. Počas fúznej reakcie musí hustota horúceho činidla zostať na úrovni, ktorá by poskytla dostatočne vysoký výťažok užitočnej energie na jednotku objemu pri tlaku, ktorý môže plazmová komora vydržať. Napríklad pre zmes deutérium - trícium pri teplote 108 K je výťažok určený výrazom

Ak vezmeme P rovné 100 W/cm3 (čo zhruba zodpovedá energii uvoľnenej palivovými článkami v jadrových štiepnych reaktoroch), potom by hustota n mala byť cca. 1015 jadier/cm3 a zodpovedajúci tlak nT je približne 3 MPa. V tomto prípade musí byť podľa Lawsonovho kritéria retenčný čas aspoň 0,1 s. Pre plazmu deutérium-deutérium pri teplote 109 K

V tomto prípade pri P = 100 W/cm3, n "3×1015 jadier/cm3 a tlaku približne 100 MPa bude požadovaný retenčný čas dlhší ako 1 s. Upozorňujeme, že uvedené hustoty sú len 0,0001 hustoty atmosférického vzduchu, takže komora reaktora by sa mala odčerpať do vysokého vákua. Vyššie uvedené odhady času, teploty a hustoty sú typickými minimálnymi parametrami potrebnými na prevádzku fúzneho reaktora a dajú sa ľahšie dosiahnuť v prípade zmes deutérium-trícium. Pokiaľ ide o termonukleárne reakcie prebiehajúce pri výbuchu vodíkovej bomby a vo vnútri hviezd, potom treba mať na pamäti, že v dôsledku úplne odlišných podmienok prebiehajú v prvom prípade veľmi rýchlo a v druhý - extrémne pomaly v porovnaní s procesmi v termonukleárnom reaktore.
Plazma. Keď sa plyn silne zahreje, jeho atómy stratia niektoré alebo všetky svoje elektróny, čo vedie k vytvoreniu kladne nabitých častíc nazývaných ióny a voľné elektróny. Pri teplotách nad milión stupňov sa plyn pozostávajúci z ľahkých prvkov úplne ionizuje, t.j. každý z jeho atómov stráca všetky svoje elektróny. Plyn v ionizovanom stave sa nazýva plazma (termín zaviedol I. Langmuir). Vlastnosti plazmy sa výrazne líšia od vlastností neutrálneho plynu. Keďže v plazme sú voľné elektróny, plazma vedie elektrinu veľmi dobre a jej vodivosť je úmerná T3/2. Plazma sa môže ohrievať prechodom elektrického prúdu cez ňu. Vodivosť vodíkovej plazmy pri 108 K je rovnaká ako vodivosť medi pri izbovej teplote. Tepelná vodivosť plazmy je tiež veľmi vysoká. Aby sa plazma udržala napríklad pri teplote 108 K, musí byť spoľahlivo tepelne izolovaná. V zásade možno plazmu izolovať od stien komory umiestnením do silného magnetického poľa. Zabezpečujú to sily, ktoré vznikajú pri interakcii prúdov s magnetickým poľom v plazme. Pod vplyvom magnetického poľa sa ióny a elektróny pohybujú v špirálach pozdĺž jeho siločiar. Prechod z jednej siločiary na druhú je možný pri zrážkach častíc a pri priečnom smere elektrické pole. Pri absencii elektrických polí bude vysokoteplotná riedka plazma, v ktorej sú zrážky zriedkavé, difundovať len pomaly cez magnetické siločiary. Ak sú siločiary magnetického poľa uzavreté, čo im dáva tvar slučky, potom sa častice plazmy budú pohybovať pozdĺž týchto čiar a budú držané v oblasti slučky. Okrem takejto uzavretej magnetickej konfigurácie na zadržiavanie plazmy, otvorené systémy(so siločiarami siahajúcimi von z koncov komory), v ktorých častice zostávajú vo vnútri komory v dôsledku magnetických „zástrčiek“, ktoré obmedzujú pohyb častíc. Na koncoch komory sú vytvorené magnetické zátky, kde v dôsledku postupného zvyšovania intenzity poľa vzniká zužujúci sa lúč siločiar. V praxi sa ukázalo, že magnetické obmedzenie plazmy dostatočne vysokej hustoty nie je ani zďaleka jednoduché: často v nej vznikajú magnetohydrodynamické a kinetické nestability. Magnetohydrodynamické nestability sú spojené s ohybmi a zlommi magnetických siločiar. V tomto prípade sa plazma môže začať pohybovať cez magnetické pole vo forme zhlukov, v priebehu niekoľkých miliónov sekúnd opustí uzavretú zónu a odovzdá teplo stenám komory. Takáto nestabilita môže byť potlačená poskytnutím určitej konfigurácie magnetickému poľu. Kinetické nestability sú veľmi rôznorodé a boli skúmané menej podrobne. Sú medzi nimi také, ktoré narúšajú usporiadané procesy, ako je napríklad tok jednosmerného elektrického prúdu alebo prúd častíc plazmou. Iné kinetické nestability spôsobujú vyššiu rýchlosť priečnej difúzie plazmy v magnetickom poli, ako predpokladá teória zrážky pre pokojnú plazmu.
Systémy s uzavretou magnetickou konfiguráciou. Ak na ionizovaný vodivý plyn pôsobí silná sila elektrické pole, potom sa v ňom objaví výbojový prúd, súčasne s ktorým sa objaví magnetické pole, ktoré ho obklopuje. Interakcia magnetického poľa s prúdom povedie k vzniku tlakových síl pôsobiacich na nabité častice plynu. Ak prúd tečie pozdĺž osi vodivého plazmového kordu, potom výsledné radiálne sily, ako gumové pásy, stlačia kábel a posúvajú hranicu plazmy preč od stien komory, ktorá ho obsahuje. Tento jav, teoreticky predpovedaný W. Bennettom v roku 1934 a prvý experimentálne preukázaný A. Wareom v roku 1951, sa nazýva štipľavý efekt. Na zadržiavanie plazmy sa používa metóda pinch; jeho pozoruhodnou vlastnosťou je, že plyn sa zahrieva na vysoké teploty samotným elektrickým prúdom (ohmický ohrev). Zásadná jednoduchosť metódy viedla k jej použitiu už pri prvých pokusoch o zadržiavanie horúcej plazmy a štúdium jednoduchého pinch efektu, napriek tomu, že bol neskôr nahradený pokročilejšími metódami, umožnilo lepšie porozumieť problémom. ktorým experimentátori čelia dodnes. Okrem difúzie plazmy v radiálnom smere sa pozoruje aj pozdĺžny drift a jeho výstup cez konce plazmového kordu. Straty cez konce môžu byť eliminované tým, že plazmová komora získa tvar donutu (torusu). V tomto prípade sa získa toroidný zovretie. Pre jednoduchý pinch opísaný vyššie je vážnym problémom jeho inherentná magnetohydrodynamická nestabilita. Ak dôjde k miernemu ohybu plazmového vlákna, potom hustota magnetických siločiar s vnútri ohýbanie sa zvyšuje (obr. 1). Magnetické siločiary, ktoré sa správajú ako zväzky odolávajúce stlačeniu, sa začnú rýchlo „vyduť“, takže ohyb sa bude zväčšovať, až kým sa nezničí celá štruktúra plazmového kábla. V dôsledku toho sa plazma dostane do kontaktu so stenami komory a ochladí sa. Na elimináciu tohto deštruktívneho javu sa pred prechodom hlavného axiálneho prúdu v komore vytvorí pozdĺžne magnetické pole, ktoré spolu s neskôr aplikovaným kruhovým poľom „narovnáva“ začínajúci ohyb plazmového stĺpca (obr. 2). Princíp stabilizácie plazmového stĺpca axiálnym poľom je základom dvoch perspektívnych projektov termonukleárnych reaktorov - tokamaku a pinče s inverzným magnetickým poľom.

Otvorené magnetické konfigurácie. V systémoch s otvorenou konfiguráciou sa problém zadržiavania plazmy v pozdĺžnom smere rieši vytvorením magnetického poľa, ktorého siločiary v blízkosti koncov komory majú tvar zužujúceho sa lúča. Nabité častice sa pohybujú pozdĺž špirálových čiar pozdĺž siločiary a odrážajú sa od oblastí s vyššou intenzitou (kde je hustota siločiary väčšia). Takéto konfigurácie (obr. 3) sa nazývajú pasce s magnetickými zrkadlami alebo magnetickými zrkadlami. Magnetické pole vytvárajú dve paralelné cievky, v ktorých prúdia silné, rovnako smerované prúdy. V priestore medzi cievkami tvoria siločiary „sud“, v ktorom sa nachádza obmedzená plazma. Experimentálne sa však zistilo, že takéto systémy pravdepodobne nebudú schopné obsahovať plazmu s hustotou potrebnou na prevádzku reaktora. V súčasnosti sa do tohto spôsobu zadržania nevkladajú veľké nádeje.
pozri tiež MAGNETICKÁ HYDRODYNAMIKA.

Inerciálna retencia. Teoretické výpočty ukazujú, že termonukleárna fúzia je možná aj bez použitia magnetických pascí. Na tento účel sa špeciálne pripravený terč (gulička deutéria s polomerom asi 1 mm) rýchlo stlačí na takú vysokú hustotu, že termonukleárna reakcia má čas na dokončenie skôr, ako sa palivový terč odparí. Stlačenie a zahriatie na termonukleárne teploty sa môže uskutočniť pomocou ultravýkonných laserových impulzov, rovnomerne a súčasne ožarujúcich palivovú guľu zo všetkých strán (obr. 4). Okamžitým odparovaním jej povrchových vrstiev nadobudnú unikajúce častice veľmi vysoké rýchlosti a na loptičku pôsobia veľké tlakové sily. Sú podobné reaktívnym silám poháňajúcim raketu, len s tým rozdielom, že tu sú tieto sily nasmerované dovnútra, do stredu cieľa. Táto metóda môže vytvoriť tlaky rádovo 1011 MPa a hustoty 10 000-násobku hustoty vody. Pri takejto hustote sa takmer všetka termonukleárna energia uvoľní vo forme malého výbuchu za čas JADROVEJ FUNKCIE 10-12 s. Vyskytujúce sa mikrovýbuchy, z ktorých každá je ekvivalentná 1 až 2 kg TNT, nespôsobia poškodenie reaktora a realizácia sekvencie takýchto mikrovýbuchov v krátkych intervaloch by umožnila realizovať takmer nepretržité produkciu užitočnej energie. Pre zotrvačné obmedzenie je veľmi dôležitá konštrukcia palivového terča. Terč v podobe koncentrických guľôčok vyrobených z ťažkých a ľahkých materiálov umožní najefektívnejšie odparovanie častíc a následne aj najväčšiu kompresiu.

Výpočty ukazujú, že pri energii laserové žiarenie rádovo megajoule (106 J) a účinnosť lasera aspoň 10 %, vyrobená termonukleárna energia musí prevýšiť energiu vynaloženú na čerpanie lasera. Inštalácie termonukleárneho lasera sú dostupné vo výskumných laboratóriách v Rusku, USA, západnej Európe a Japonsku. V súčasnosti sa skúma možnosť použitia ťažkého iónového lúča namiesto laserového lúča alebo kombinácie takéhoto lúča so svetelným lúčom. Vďaka moderná technológia Tento spôsob spustenia reakcie má výhodu oproti laserovému spôsobu, pretože umožňuje získať užitočnejšiu energiu. Nevýhodou je náročnosť zaostrenia lúča na cieľ.
JEDNOTKY S MAGNETICKÝM DRŽANÍM
Magnetické metódy zadržiavania plazmy sa skúmajú v Rusku, USA, Japonsku a mnohých európskych krajinách. Hlavná pozornosť je venovaná inštaláciám toroidného typu, akými sú tokamak a pinch s obráteným magnetickým poľom, ktoré vznikli ako dôsledok vývoja jednoduchších pinčov so stabilizačným pozdĺžnym magnetickým poľom. Na obmedzenie plazmy pomocou toroidného magnetického poľa Bj je potrebné vytvoriť podmienky, pri ktorých sa plazma neposúva smerom k stenám torusu. To sa dosiahne „skrútením“ magnetických siločiar (takzvaná „rotačná transformácia“). Toto krútenie sa vykonáva dvoma spôsobmi. V prvom spôsobe prúd prechádza plazmou, čo vedie ku konfigurácii stabilného zovretia, ktoré už bolo diskutované. Magnetické pole prúdu Bq Ј -Bq spolu s Bj vytvára celkové pole s potrebným skrúcaním. Ak Bj Bq, tak výsledná konfigurácia je známa ako tokamak (skratka pre výraz "TORIDÁLNA KOMORA S MAGNETICKÝMI CIEVKAMI"). Tokamak (obr. 5) bol vyvinutý pod vedením L. A. Artsimoviča v Ústave atómová energia ich. I. V. Kurčatova v Moskve. Pri Bj JADROVEJ fúzii Bq sa získa štipcová konfigurácia s obráteným magnetickým poľom.

V druhom spôsobe sa používajú špeciálne špirálové vinutia okolo toroidnej plazmovej komory, aby sa zabezpečila rovnováha uzavretej plazmy. Prúdy v týchto vinutiach vytvárajú komplexné magnetické pole, čo vedie k skrúcaniu siločiar celkového poľa vo vnútri torusu. Takúto inštaláciu, nazývanú stelarátor, vyvinul na Princetonskej univerzite (USA) L. Spitzer a jeho kolegovia.
Tokamak. Dôležitým parametrom, od ktorého závisí obmedzenie toroidnej plazmy, je „rozpätie stability“ q, ktoré sa rovná rBj/RBq, kde r a R sú malé a veľké polomery toroidnej plazmy. Pri malom q sa môže vyvinúť špirálová nestabilita - analóg ohybovej nestability priameho zovretia. Vedci v Moskve experimentálne preukázali, že keď q > 1 (t.j. Bj Bq), možnosť výskytu nestability skrutky je značne znížená. To umožňuje efektívne využiť teplo generované prúdom na ohrev plazmy. V dôsledku dlhoročného výskumu sa vlastnosti tokamakov výrazne zlepšili, najmä v dôsledku zvýšenej rovnomernosti poľa a efektívneho čistenia vákuovej komory. Povzbudivé výsledky získané v Rusku podnietili vznik tokamakov v mnohých laboratóriách po celom svete a ich konfigurácia sa stala predmetom intenzívneho výskumu. Ohmický ohrev plazmy v tokamaku nestačí na uskutočnenie termonukleárnej fúznej reakcie. Je to spôsobené tým, že keď sa plazma zahrieva, jej elektrický odpor a v dôsledku toho sa výrazne zníži tvorba tepla pri prechode prúdu. Nie je možné zvýšiť prúd v tokamaku nad určitú hranicu, pretože plazmový kábel môže stratiť stabilitu a môže byť vrhnutý na steny komory. Preto sa na ohrev plazmy používajú rôzne doplnkové metódy. Najúčinnejšie z nich sú vstrekovanie vysokoenergetických lúčov neutrálnych atómov a mikrovlnné ožarovanie. V prvom prípade sú ióny zrýchlené na energie 50-200 keV neutralizované (aby sa zabránilo ich „odrazu“ magnetickým poľom pri zavedení do komory) a vstreknuté do plazmy. Tu sú opäť ionizované a v procese zrážok odovzdávajú svoju energiu plazme. V druhom prípade sa používa mikrovlnné žiarenie, ktorého frekvencia sa rovná iónovej cyklotrónovej frekvencii (frekvencia rotácie iónov v magnetickom poli). Pri tejto frekvencii sa hustá plazma správa, ako keby bola absolútne čierne telo, t.j. úplne absorbuje dopadajúcu energiu. V tokamaku JET Európskej únie bola vstrekovaním neutrálnych častíc získaná plazma s iónovou teplotou 280 miliónov Kelvinov a dobou zadržania 0,85 s. Termonukleárny výkon dosahujúci 2 MW bol získaný pomocou deutériovo-tríciovej plazmy. Trvanie udržiavania reakcie je obmedzené výskytom nečistôt v dôsledku rozprašovania stien komory: nečistoty prenikajú do plazmy a keď sú ionizované, výrazne zvyšujú straty energie v dôsledku žiarenia. V súčasnosti sú práce v rámci programu JET zamerané na výskum možností kontroly nečistôt a ich odstraňovania tzv. „magnetickým prepínačom“. Veľké tokamaky vznikli aj v USA - TFTR, v Rusku - T15 a v Japonsku - JT60. Výskum uskutočnený v týchto a ďalších zariadeniach položil základ pre ďalšiu etapu práce v oblasti riadenej termonukleárnej fúzie: veľký reaktor pre technické skúšky. Toto má byť spolupráce USA, Rusko, krajiny Európskej únie a Japonsko.
Štipka obráteného poľa (FRP). Konfigurácia POP sa od tokamaku líši tým, že má Bq JADROVÁ fúzia Bj, ale smer toroidného poľa mimo plazmy je opačný ako smer vo vnútri stĺpca plazmy. J. Taylor ukázal, že takýto systém je v stave s minimálnou energiou a napriek q Stellarátor. V stelarátore je uzavreté toroidné magnetické pole superponované poľom vytvoreným špeciálnou skrutkou navinutou okolo tela fotoaparátu. Celkové magnetické pole zabraňuje odklonu plazmy od stredu a potláča jednotlivé druhy magnetohydrodynamické nestability. Samotná plazma môže byť vytvorená a ohrievaná ktoroukoľvek z metód používaných v tokamaku. Hlavnou výhodou stelarátora je, že v ňom použitá metóda zadržiavania nie je spojená s prítomnosťou prúdu v plazme (ako v tokamakoch alebo v inštaláciách založených na pinch efekte), a preto môže stelarátor pracovať v stacionárnom režime. Okrem toho môže mať vinutie skrutky „divertor“ efekt, t.j. vyčistiť plazmu od nečistôt a odstrániť reakčné produkty. Zadržiavanie plazmy v stelarátoroch bolo rozsiahle študované v zariadeniach v Európskej únii, Rusku, Japonsku a USA. Na stelarátore Wendelstein VII v Nemecku bolo možné udržiavať bezprúdovú plazmu s teplotou vyššou ako 5×106 kelvinov a zahrievať ju vstrekovaním vysokoenergetického atómového lúča. Najnovšie teoretické a experimentálne štúdie ukázali, že vo väčšine opísaných inštalácií, a najmä v uzavretých toroidných systémoch, môže byť doba zadržania plazmy zvýšená zväčšením jej radiálnych rozmerov a obmedzujúceho magnetického poľa. Napríklad pre tokamak je vypočítané, že Lawsonovo kritérium bude splnené (a dokonca s určitou rezervou) pri sile magnetického poľa JADROVEJ FUNKCIE 50 - 100 kG a malom polomere toroidnej komory cca. 2 m Toto sú parametre inštalácie pre 1000 MW elektriny. Pri vytváraní takýchto veľkých inštalácií s magnetickou plazmou vznikajú úplne nové technologické problémy. Na vytvorenie magnetického poľa rádovo 50 kG v objeme niekoľkých metrov kubických pomocou vodou chladených medených cievok bude potrebný zdroj elektriny s kapacitou niekoľko stoviek megawattov. Preto je zrejmé, že vinutia cievky musia byť vyrobené zo supravodivých materiálov, ako sú zliatiny nióbu s titánom alebo cínom. Odolnosť týchto materiálov elektrický prúd v supravodivom stave je nula, a preto sa vynaloží na udržiavanie magnetického poľa minimálne množstvo elektriny.
Reaktorová technológia.Štruktúra termonukleárnej elektrárne je schematicky znázornená na obr. 6. V komore reaktora je deutérium-tríciová plazma a je obklopená lítium-berýliovou „prikrývkou“, kde sú neutróny absorbované a trícium sa reprodukuje. Vzniknuté teplo sa odvádza z prikrývky cez výmenník tepla do bežnej parnej turbíny. Vinutia supravodivého magnetu sú chránené radiačnými a tepelnými štítmi a chladené tekutým héliom. Mnohé problémy súvisiace so stabilitou plazmy a jej čistením od nečistôt, radiačným poškodením vnútornej steny komory, prívodom paliva, odvodom tepla a produktov reakcií a reguláciou tepelného výkonu však ešte nie sú vyriešené.
pozri tiež
JADROVÁ ENERGIA ;
VÝMENNÍK TEPLA.

Perspektívy termonukleárneho výskumu. Experimenty uskutočnené na zariadeniach typu tokamak ukázali, že tento systém je veľmi sľubný ako možný základ pre reaktor CTS. Doterajšie najlepšie výsledky boli dosiahnuté s tokamakmi a existuje nádej, že so zodpovedajúcim nárastom rozsahu inštalácií bude možné na nich implementovať priemyselné CTS. Tokamak však nie je dostatočne ekonomický. Na odstránenie tohto nedostatku je potrebné, aby nepracovalo v pulznom režime, ako je tomu teraz, ale v nepretržitom režime. Ale fyzikálne aspekty tohto problému ešte neboli dostatočne preštudované. Je tiež potrebné rozvíjať sa technické prostriedky, čo by zlepšilo parametre plazmy a odstránilo jej nestability. Vzhľadom na to všetko by sme nemali zabúdať na ďalšie možné, aj keď menej rozvinuté možnosti termonukleárneho reaktora, napríklad stelarátor alebo reverzný pinch. Stav výskumu v tejto oblasti dospel do štádia, že existujú koncepčné návrhy reaktorov pre väčšinu systémov magnetického zadržania pre vysokoteplotné plazmy a pre niektoré systémy so zotrvačnosťou. Príkladom priemyselného rozvoja tokamaku je projekt Aries (USA). Budúca generácia tokamakov musí vyriešiť technické problémy, spojené s priemyselnými reaktormi UTS. Je zrejmé, že ich tvorcovia budú čeliť značným ťažkostiam, no isté je aj to, že keď si ľudia uvedomia problémy, ktorých sa to týka životné prostredie, zdrojov surovín a energie zaujme svoje právoplatné miesto výroba elektriny novými metódami diskutovanými vyššie. pozri tiež

Keďže jadrové príťažlivé sily pôsobia medzi atómovými jadrami na krátke vzdialenosti, keď sa dve jadrá priblížia k sebe, je možná ich fúzia, teda syntéza ťažšieho jadra. Všetky atómové jadrá majú kladný elektrický náboj, a preto sa navzájom odpudzujú na veľké vzdialenosti. Aby sa jadrá spojili a vstúpili do jadrovej fúznej reakcie, musia mať dostatočnú kinetickú energiu na prekonanie vzájomného elektrického odpudzovania, ktoré je tým väčšie, čím väčší je náboj jadra. Najjednoduchším spôsobom je preto syntetizovať ľahké jadrá s nízkym elektrickým nábojom. V laboratóriu možno pozorovať fúzne reakcie vypálením rýchlych jadier na cieľ, urýchlených v špeciálnom urýchľovači (pozri Urýchľovače nabitých častíc). V prírode dochádza k fúznym reakciám vo veľmi horúcej hmote, napríklad vo vnútri hviezd vrátane stredu Slnka, kde je teplota 14 miliónov stupňov a tepelná pohybová energia niektorých najrýchlejších častíc postačuje na prekonanie elektrického odpudzovania. . Jadrová fúzia prebiehajúca v zahriatej hmote sa nazýva termonukleárna fúzia.

Termonukleárne reakcie prebiehajúce v hlbinách hviezd hrajú veľmi dôležitú úlohu vo vývoji vesmíru. Sú zdrojom jadier chemické prvky, ktoré sú syntetizované z vodíka vo hviezdach. Sú zdrojom energie pre hviezdy. Hlavným zdrojom energie zo Slnka sú reakcie takzvaného protón-protónového cyklu, v dôsledku ktorého sa zo 4 protónov rodí jadro hélia. Energiu uvoľnenú pri fúzii odnášajú vzniknuté jadrá, kvantá elektromagnetická radiácia, neutróny a neutrína. Pozorovaním toku neutrín prichádzajúceho zo Slnka je možné zistiť, ktoré reakcie jadrovej fúzie a s akou intenzitou prebiehajú v jeho strede.

Jedinečnou vlastnosťou termonukleárnych reakcií ako zdroja energie je veľmi veľké uvoľnenie energie na jednotku hmotnosti reagujúcich látok - 10 miliónov krát viac ako pri chemických reakciách. Vstup 1 g izotopov vodíka do syntézy sa rovná spáleniu 10 ton benzínu. Vedci sa preto už dlho snažia zvládnuť tento gigantický zdroj energie. V princípe už dnes vieme, ako získať energiu termonukleárnej fúzie na Zemi. Pomocou energie je možné zohriať hmotu na hviezdne teploty atómový výbuch. Takto funguje vodíková bomba – najstrašnejšia zbraň súčasnosti, v ktorej výbuch jadrovej zápalnice vedie k okamžitému zahriatiu zmesi deutéria a trícia a následnému termonukleárnemu výbuchu.

Vedci sa však neusilujú o takú nekontrolovateľnú syntézu schopnú zničiť všetok život na Zemi. Hľadajú spôsoby, ako realizovať riadenú termonukleárnu fúziu. Aké podmienky na to treba splniť? V prvom rade je samozrejme potrebné zohriať termonukleárne palivo na teplotu, pri ktorej môže s značnou pravdepodobnosťou dôjsť k fúznym reakciám. Ale to nestačí. Je potrebné, aby sa pri fúzii uvoľnilo viac energie, ako sa vynaložilo na ohrev látky, alebo ešte lepšie, aby si rýchle častice vznikajúce pri fúzii samy udržali požadovanú teplotu paliva. K tomu je potrebné, aby látka vstupujúca do syntézy bola spoľahlivo tepelne izolovaná od okolitého a prirodzene chladného prostredia na Zemi, t.j. aby čas chladenia, alebo, ako sa hovorí, doba zadržania energie, bol dostatočne dlhý. .

Požiadavky na teplotu a čas zdržania závisia od použitého paliva. Najjednoduchší spôsob syntézy je medzi ťažkými izotopmi vodíka - deutériom (D) a tríciom (T). V tomto prípade výsledkom reakcie je jadro hélia (He 4) a neutrón. Deutérium sa na Zemi nachádza v obrovských množstvách v morskej vode (jeden atóm deutéria na 6000 atómov vodíka). Trícium v prírode neexistuje. Dnes sa vyrába umelo ožarovaním lítia v jadrových reaktoroch neutrónmi. Neprítomnosť trícia však nie je prekážkou použitie D-T fúzne reakcie, keďže neutrón vznikajúci pri reakcii môže byť použitý na reprodukciu trícia ožiarením lítia, ktorého zásoby sú na Zemi dosť veľké.

Vykonávať D-T reakcie Najpriaznivejšie teploty sú okolo 100 miliónov stupňov. Požiadavka na čas zotrvania energie závisí od hustoty reagujúcej látky, ktorá pri takejto teplote bude nevyhnutne vo forme plazmy, t.j. ionizovaného plynu. Keďže intenzita termonukleárnych reakcií je vyššia, čím vyššia je hustota plazmy, požiadavky na čas zadržania energie sú nepriamo úmerné hustote. Ak hustotu vyjadríme v tvare počtu iónov na 1 cm 3, tak pre D-T reakciu pri optimálnej teplote možno podmienku získania užitočnej energie zapísať v tvare: súčin hustoty n a doby zotrvania energie τ musí byť väčšia ako 10 14 cm −3 s, t. j. plazma s hustotou 10 14 iónov na 1 cm 3 by sa nemala zreteľne ochladiť nie rýchlejšie ako za 1 s.

Keďže tepelná rýchlosť vodíkových iónov pri požadovanej teplote je 10 8 cm/s, ióny preletia 1000 km za 1 s. Preto sú potrebné špeciálne zariadenia, ktoré zabránia tomu, aby sa plazma dostala k stenám, ktoré ju izolujú. Plazma je plyn pozostávajúci zo zmesi iónov a elektrónov. Nabité častice pohybujúce sa cez magnetické pole sú vystavené sile, ktorá ohýba ich trajektóriu a núti ich pohybovať sa v kruhoch s polomermi úmernými hybnosti častíc a nepriamo úmernými magnetickému poľu. Magnetické pole teda môže zabrániť úniku nabitých častíc v smere kolmom na siločiary. To je základom myšlienky magnetickej tepelnej izolácie plazmy. Magnetické pole však nebráni pohybu častíc po siločiarach: v všeobecný prípadčastice sa pohybujú v špirálach a vinú sa okolo siločiar.

Fyzici vymysleli rôzne triky, ako zabrániť časticiam v úniku pozdĺž siločiar. Môžete napríklad vytvoriť „magnetické zátky“ - oblasti so silnejším magnetickým poľom, ktoré odrážajú niektoré častice, ale najlepšie je zvinúť siločiary do prstenca a použiť toroidné magnetické pole. Ukázalo sa však, že jedno toroidné pole nestačí.

Toroidné pole je v priestore nehomogénne - jeho intenzita po polomere klesá a v nerovnomernom poli dochádza k pomalému pohybu nabitých častíc - takzvanému driftu - cez magnetické pole. Tento drift možno eliminovať prechodom prúdu cez plazmu pozdĺž obvodu torusu. Magnetické pole prúdu, ktoré sa pridáva k toroidnému vonkajšiemu poľu, spôsobí, že celkové pole bude špirálovité.

Pohybujúc sa v špirálach pozdĺž siločiar, nabité častice sa budú pohybovať z hornej polroviny torusu do spodnej a späť. Zároveň sa budú unášať vždy jedným smerom, napríklad nahor. Ale tým, že sú v hornej polrovine a pohybujú sa nahor, častice sa pohybujú preč od strednej roviny torusu, a keďže sú v dolnej polrovine a tiež sa unášajú nahor, častice sa do nej vracajú. Posuny v hornej a dolnej polovici torusu sú teda vzájomne kompenzované a nevedú k stratám častíc. Presne tak je navrhnutý magnetický systém inštalácií typu Tokamak, v ktorom sa dosahujú najlepšie výsledky pri ohreve a tepelnej izolácii plazmy.

Okrem tepelnej izolácie plazmy je potrebné zabezpečiť aj jej ohrev. V tokamaku možno na tento účel využiť prúd tečúci cez plazmový kábel. V iných zariadeniach, kde sa zadržiavanie vykonáva bez prúdu, ako aj v samotnom Tokamaku, sa na ohrev na veľmi vysoké teploty používajú iné spôsoby ohrevu, napríklad pomocou vysokofrekvenčného elektromagnetické vlny, vstrekovanie (vnášanie) do plazmy lúčov rýchlych častíc, svetelných lúčov generovaných výkonnými lasermi a pod.. Čím väčší je výkon vykurovacieho zariadenia, tým rýchlejšie sa dá plazma zohriať na požadovanú teplotu. Vývoj v posledné roky veľmi výkonné lasery a zdroje lúčov relativisticky nabitých častíc umožnili zohriať malé objemy hmoty na termonukleárne teploty vo veľmi krátkom čase, tak krátkom, že hmota stihne zahriať sa a vstúpiť do fúznych reakcií pred rozptylom v dôsledku tepelného pohybu . V takýchto podmienkach sa dodatočná tepelná izolácia ukázala ako zbytočná. Jediná vec, ktorá bráni časticiam odletieť od seba, je ich vlastná zotrvačnosť. Fúzne zariadenia založené na tomto princípe sa nazývajú inerciálne zadržiavacie zariadenia. Tento nový smer výskumu, nazývaný inerciálna termonukleárna fúzia, sa v súčasnosti rýchlo rozvíja.

Ako dieťa som rád čítal časopis „Veda a život“, na dedine bol viazač zo 60. rokov. Tam sa často radostne rozprávali o termonukleárnej fúzii – už je to skoro tu a stane sa to! Mnohé krajiny, aby dobehli distribúciu voľnej energie, postavili tokamaky (a celkovo ich rozmiestnili po celom svete 300).

Roky prešli... Je rok 2013 a ľudstvo stále získava väčšinu energie spaľovaním uhlia, rovnako ako v 19. storočí. Prečo sa tak stalo, čo bráni vytvoreniu termonukleárneho reaktora a čo môžeme očakávať v budúcnosti – pod zárezom.

teória

Jadro atómu, ako si pamätáme, pozostáva podľa prvého priblíženia z protónov a neutrónov (=nukleónov). Aby ste z atómu odtrhli všetky neutróny a protóny, musíte vynaložiť určitú energiu – väzbovú energiu jadra. Táto energia sa pre rôzne izotopy líši a prirodzene, počas jadrových reakcií musí byť zachovaná energetická rovnováha. Ak vykreslíme väzbovú energiu pre všetky izotopy (na 1 nukleón), dostaneme nasledovné:

Z toho vidíme, že energiu môžeme získať buď oddelením ťažkých atómov (ako 235 U) alebo spojením ľahkých atómov.

Najrealistickejšie a prakticky zaujímavé syntézne reakcie sú:

1) 2 D+ 3 T -> 4 He (3,5 MeV) + n (14,1 MeV)
2) 2 D+ 2 D -> 3 T (1,01 MeV) + p (3,02 MeV) 50 %
2 D+ 2 D -> 3 He (0,82 MeV) + n (2,45 MeV) 50 %
3) 2 D+ 3 He -> 4 He (3,6 MeV) + p (14,7 MeV)
4) p+ 11 B -> 3 4 He + 8,7 MeV

Pri týchto reakciách sa využíva deutérium (D) - možno ho získať priamo z morskej vody, trícium (T) - rádioaktívny izotop vodíka, teraz sa získava ako odpad v konvenčných jadrových reaktoroch a dá sa špeciálne vyrobiť z lítia. Zdá sa, že hélium-3 je na Mesiaci, ako už všetci vieme. Bór-11 - prírodný bór pozostáva z 80% bóru-11. p (Protium, atóm vodíka) - obyčajný vodík.

Pre porovnanie, štiepením 235 U sa uvoľní ~202,5 MeV energie, t.j. oveľa viac ako pri fúznej reakcii na 1 atóm (ale na kilogram paliva - termonukleárne palivo samozrejme poskytuje viac energie).

Reakcie 1 a 2 produkujú veľa veľmi vysokoenergetických neutrónov, vďaka ktorým je celá konštrukcia reaktora rádioaktívna. Ale reakcie 3 a 4 – „bez neutrónov“ (aneutrónové) – nevytvárajú indukované žiarenie. Žiaľ, stále zostávajú vedľajšie reakcie, napríklad z reakcie 3 - deutérium bude reagovať samo so sebou a stále bude existovať malé množstvo neutrónového žiarenia.

Reakcia 4 je zaujímavá, pretože výsledkom sú 3 alfa častice, z ktorých sa dá teoreticky priamo odoberať energia (keďže v skutočnosti predstavujú pohybujúce sa náboje = prúd).

Vo všeobecnosti je dosť zaujímavých reakcií. Jedinou otázkou je, aké ľahké je implementovať ich v skutočnosti?

O zložitosti reakcieĽudstvo zvládlo štiepenie 235 U pomerne ľahko: nie sú tu žiadne ťažkosti - keďže neutróny nemajú náboj, môžu doslova „plaziť“ jadrom aj pri veľmi nízkej rýchlosti. Vo väčšine štiepnych reaktorov sa využívajú tepelné neutróny – rýchlosť ich pohybu je porovnateľná s rýchlosťou tepelného pohybu atómov.

Ale počas fúznej reakcie máme 2 jadrá s nábojom a navzájom sa odpudzujú. Aby sa priblížili na vzdialenosť potrebnú na reakciu, musia sa pohybovať dostatočnou rýchlosťou. Túto rýchlosť možno dosiahnuť buď v urýchľovači (keď sa všetky atómy nakoniec pohybujú rovnakou optimálnou rýchlosťou), alebo zahrievaním (keď atómy lietajú náhodne v náhodných smeroch a náhodnou rýchlosťou).

Tu je graf znázorňujúci rýchlosť reakcie (prierez) ako funkciu rýchlosti (=energie) zrážajúcich sa atómov:

Tu je to isté, ale postavené na teplote plazmy, berúc do úvahy skutočnosť, že atómy tam lietajú náhodnými rýchlosťami:

Hneď vidíme, že D+T reakcia je „najľahšia“ (potrebuje mizerných 100 miliónov stupňov), D+D je pri rovnakých teplotách asi 100-krát pomalšia, D+ 3 He je rýchlejší ako konkurenčný D+D len pri teploty rádovo 1 miliardu stupňov.

Pre človeka je teda aspoň vzdialene dostupná len D+T reakcia so všetkými jej nevýhodami (rádioaktivita trícia, ťažkosti pri jeho získavaní, neutrónmi indukované žiarenie).

Ale ako ste pochopili, zobrať a zahriať niečo na sto miliónov stupňov a nechať to reagovať nebude fungovať - akékoľvek zahriate predmety vyžarujú svetlo, a tým sa rýchlo ochladia. Plazma zohriata na stovky miliónov stupňov svieti v röntgenovej oblasti a najsmutnejšie na tom je, že je pre ňu priehľadná. Tie. plazma pri takejto teplote sa fatálne rýchlo ochladí a na udržanie teploty je potrebné neustále pumpovať gigantickú energiu na udržanie teploty.

Avšak vzhľadom na skutočnosť, že v termonukleárnom reaktore je veľmi málo plynu (napríklad v ITER - iba pol gramu), všetko nie je také zlé: na zahriatie 0,5 g vodíka na 100 miliónov stupňov musíte minúť približne rovnaké množstvo energie ako na zohriatie 186 litrov vody na 100 stupňov.

Projekt bol ukončený 30.9.2012. Ukázalo sa, že v počítačovom modeli boli nepresnosti. Podľa nového odhadu je pulzný výkon dosiahnutý pri NIF 1,8 megajoulov – 33 – 50 % požadovaného výkonu na uvoľnenie rovnakého množstva energie, aké bolo vynaložené.

Sandy Z-stroj Myšlienka je takáto: vezmeme veľkú hromadu vysokonapäťových kondenzátorov a zrazu ich vybijeme cez tenké volfrámové drôty v strede stroja. Drôty sa okamžite vyparia a počas 95 nanosekúnd nimi ďalej preteká obrovský prúd 27 miliónov ampérov. Plazma zahriata na milióny a miliardy(!) stupňov – vyžaruje röntgenového žiarenia a stlačí kapsulu so zmesou deutéria a trícia v strede (energia röntgenového pulzu je 2,7 megajoulov).

Plánuje sa modernizácia systému pomocou ruskej elektrárne (Linear Transformer Driver - LTD). Prvé testy sa očakávajú v roku 2013, v ktorých bude prijatá energia porovnávaná s energiou vynaloženou (Q=1). Snáď bude mať tento smer v budúcnosti šancu vyrovnať sa a prekonať tokamaky.

Husté plazmové zaostrenie - DPF- „zrúti“ plazmu prebiehajúcu pozdĺž elektród a vytvára gigantické teploty. V marci 2012 bola v zariadení fungujúcom na tomto princípe dosiahnutá teplota 1,8 miliardy stupňov.

Levitovaný dipól- „obrátený“ tokamak, v strede vákuovej komory visí supravodivý magnet v tvare torusu, ktorý drží plazmu. V takejto schéme plazma sľubuje, že bude sama o sebe stabilná. Projekt však teraz nemá finančné prostriedky, zdá sa, že syntézna reakcia sa neuskutočnila priamo v zariadení.

Farnsworth-Hirsch fusor Myšlienka je jednoduchá - do vákuovej komory naplnenej deutériom alebo zmesou deutéria a trícia umiestnime dve guľovité mriežky a medzi ne aplikujeme potenciál 50-200 tisíc voltov. V elektrickom poli začnú atómy lietať okolo stredu komory, niekedy sa navzájom zrážajú.

Existuje výťažok neutrónov, ale je dosť malý. Veľké straty energie na brzdné röntgenové lúče, vnútorná mriežka sa rýchlo zohreje a vyparí zrážkami s atómami a elektrónmi. Aj keď je dizajn zaujímavý z akademického hľadiska (môže ho zostaviť každý študent), účinnosť generovania neutrónov je oveľa nižšia ako u lineárnych urýchľovačov.

Polywell sú dobrou pripomienkou toho, že nie všetky práce v oblasti jadrovej syntézy sú verejné. Práca bola financovaná americkým námorníctvom a bola klasifikovaná, kým sa nedosiahli negatívne výsledky.

Myšlienkou je vývoj Farnsworth-Hirschovho fusora. Centrálnu negatívnu elektródu, ktorá mala najväčšie problémy, nahradíme oblakom elektrónov, ktoré drží magnetické pole v strede komory. Všetky testovacie modely mali skôr bežné ako supravodivé magnety. Reakciou vznikli jednotlivé neutróny. Vo všeobecnosti žiadna revolúcia. Možno by niečo zmenilo zvýšenie veľkosti a supravodivých magnetov.

Miónová katalýza- radikálne odlišná myšlienka. Vezmeme záporne nabitý mión a nahradíme ho elektrónom v atóme. Keďže mión je 207-krát ťažší ako elektrón, v molekule vodíka budú 2 atómy bližší priateľ navzájom a dôjde k syntéznej reakcii. Jediným problémom je, že ak sa v dôsledku reakcie vytvorí hélium (pravdepodobnosť ~1%) a mión s ním odletí, nebude sa už môcť zúčastňovať reakcií (keďže hélium nevzniká chemická zlúčenina s vodíkom).

Problém je v tom, že ide o generovanie miónov tento moment vyžaduje viac energie, ako je možné získať v reťazci reakcií, a preto tu energiu zatiaľ získať nemožno.

"Studená" termonukleárna fúzia(to nezahŕňa „studenú“ miónovú katalýzu) - je už dlho pastvou pre pseudovedcov. Neexistujú žiadne vedecky dokázané alebo nezávisle opakovateľné pozitívne výsledky. A senzácie na úrovni žltej tlače boli viac ako raz aj pred E-Cat Andrea Rossiho.

Podľa moderných astrofyzikálnych koncepcií je hlavným zdrojom energie Slnka a iných hviezd termonukleárna fúzia prebiehajúca v ich hĺbkach. V pozemských podmienkach sa vykonáva pri výbuchu vodíkovej bomby. Termonukleárna fúzia je sprevádzaná kolosálnym uvoľnením energie na jednotku hmotnosti reagujúcich látok (asi 10 miliónov krát väčšie ako pri chemických reakciách). Preto je veľký záujem osvojiť si tento proces a využiť ho na vytvorenie lacného a ekologického zdroja energie. No aj napriek tomu, že výskumom riadenej termonukleárnej fúzie (CTF) sa v mnohých vyspelých krajinách venujú veľké vedecké a technické tímy, je potrebné vyriešiť ešte veľa zložitých problémov, kým sa priemyselná výroba termonukleárnej energie stane realitou.

Moderné jadrové elektrárne využívajúce štiepny proces uspokojujú svetovú potrebu elektriny len čiastočne. Palivom sú pre nich prírodné rádioaktívne prvky urán a tórium, ktorých množstvo a zásoby v prírode sú veľmi obmedzené; preto mnohé krajiny čelia problému ich dovozu. Hlavnou zložkou termonukleárneho paliva je izotop vodíka deutérium, ktorý sa nachádza v morskej vode. Jeho zásoby sú verejne dostupné a veľmi veľké (svetové oceány pokrývajú ~71 % povrchu Zeme a deutérium tvorí asi 0,016 % z celkového počtu atómov vodíka, ktoré tvoria vodu). Okrem dostupnosti paliva majú termonukleárne zdroje energie oproti jadrovým elektrárňam tieto dôležité výhody: 1) reaktor UTS obsahuje oveľa menej rádioaktívnych materiálov ako reaktor na štiepenie jadrovej energie, a preto sú následky náhodného úniku rádioaktívnych produktov menšie. nebezpečné; 2) termonukleárne reakcie produkujú menej rádioaktívneho odpadu s dlhou životnosťou; 3) TCB umožňuje priamy príjem elektriny.

FYZIKÁLNE ZÁKLADY JADROVEJ fúzie

Úspešná realizácia fúznej reakcie závisí od vlastností použitých atómových jadier a schopnosti získať hustú vysokoteplotnú plazmu, ktorá je nevyhnutná na spustenie reakcie.

Jadrové sily a reakcie.

Uvoľňovanie energie počas jadrovej fúzie je spôsobené mimoriadne intenzívnymi príťažlivými silami pôsobiacimi vo vnútri jadra; Tieto sily držia pohromade protóny a neutróny, ktoré tvoria jadro. Sú veľmi intenzívne vo vzdialenosti ~10–13 cm a s rastúcou vzdialenosťou extrémne rýchlo slabnú. Okrem týchto síl vytvárajú kladne nabité protóny elektrostatické odpudivé sily. Rozsah elektrostatických síl je oveľa väčší ako rozsah jadrových síl, takže začnú dominovať, keď sa jadrá od seba oddelia.

Ako ukázal G. Gamow, pravdepodobnosť reakcie medzi dvoma približujúcimi sa ľahkými jadrami je úmerná , kde e – základ prirodzených logaritmov, Z 1 A Z 2 – počet protónov v interagujúcich jadrách, W je energia ich relatívneho prístupu, a K- konštantný multiplikátor. Energia potrebná na uskutočnenie reakcie závisí od počtu protónov v každom jadre. Ak je viac ako tri, potom je táto energia príliš veľká a reakcia je prakticky nemožná. Teda s pribúdajúcimi Z 1 a Z 2 pravdepodobnosť reakcie klesá.

Pravdepodobnosť, že dve jadrá budú interagovať, je charakterizovaná „reakčným prierezom“, meraným v stodolách (1 b = 10 – 24 cm 2 ). Reakčný prierez je účinná prierezová plocha jadra, do ktorej musí „spadnúť“ iné jadro, aby došlo k ich interakcii. Prierez pre reakciu deutéria s tríciom dosahuje svoju maximálnu hodnotu (~5 b), keď majú interagujúce častice relatívnu približovaciu energiu rádovo 200 keV. Pri energii 20 keV je prierez menší ako 0,1 b.

Z milióna zrýchlených častíc, ktoré zasiahnu cieľ, nie viac ako jedna vstúpi do jadrovej interakcie. Zvyšok rozptýli svoju energiu na elektrónoch cieľových atómov a spomaľuje sa na rýchlosť, pri ktorej je reakcia nemožná. V dôsledku toho je metóda bombardovania pevného cieľa zrýchlenými jadrami (ako to bolo v prípade Cockroft-Waltonovho experimentu) pre riadenú fúziu nevhodná, pretože získaná energia je v tomto prípade oveľa menšia ako vynaložená energia.

Fúzne palivá.

Reakcie zahŕňajúce p, ktoré hrajú hlavnú úlohu v procesoch jadrovej fúzie na Slnku a iných homogénnych hviezdach, nie sú v pozemských podmienkach prakticky zaujímavé, pretože majú príliš malý prierez. Pre termonukleárnu fúziu na Zemi je vhodnejším typom paliva, ako bolo uvedené vyššie, deutérium.

Najpravdepodobnejšia reakcia sa však vyskytuje v rovnakej zmesi deutéria a trícia (zmes DT). Žiaľ, trícium je rádioaktívne a pre svoj krátky polčas rozpadu (T 1/2 ~ 12,3 roka) sa v prírode prakticky nevyskytuje. Vyrába sa umelo v štiepnych reaktoroch a tiež ako vedľajší produkt pri reakciách s deutériom. Neprítomnosť trícia v prírode však nie je prekážkou pre použitie DT fúznej reakcie, pretože trícium možno vyrobiť ožiarením izotopu 6 Li neutrónmi vznikajúcimi počas syntézy: n+ 6 Li ® 4 He + t.

Ak obklopíte termonukleárnu komoru vrstvou 6 Li (prírodné lítium obsahuje 7%), môžete úplne reprodukovať spotrebné trícium. A hoci v praxi sa niektoré neutróny nevyhnutne stratia, ich strata sa dá ľahko kompenzovať zavedením prvku, akým je berýlium, do ktorého jadra, keď naň zasiahne jeden rýchly neutrón, vyžaruje dva.

Princíp činnosti termonukleárneho reaktora.

Fúzna reakcia ľahkých jadier, ktorej účelom je získanie užitočnej energie, sa nazýva riadená termonukleárna fúzia. Vykonáva sa pri teplotách rádovo stoviek miliónov Kelvinov. Tento proces bol doteraz realizovaný len v laboratóriách.

Časové a teplotné podmienky.

Získanie užitočnej termonukleárnej energie je možné len pri splnení dvoch podmienok. Najprv sa musí zmes určená na syntézu zahriať na teplotu, pri ktorej kinetická energia jadier poskytuje vysokú pravdepodobnosť ich splynutia pri zrážke. Po druhé, reakčná zmes musí byť veľmi dobre tepelne izolovaná (to znamená, že vysoká teplota sa musí udržiavať dostatočne dlho na to, aby došlo k požadovanému počtu reakcií a vďaka tomu uvoľnená energia prevýšila energiu vynaloženú na ohrev paliva).

V kvantitatívnej forme je tento stav vyjadrený nasledovne. Na zahriatie termonukleárnej zmesi je potrebné dodať energiu jednému kubickému centimetru jej objemu P 1 = knT, Kde k- číselný koeficient, n– hustota zmesi (počet zŕn na 1 cm3), T- požadovaná teplota. Aby sa reakcia udržala, musí sa energia odovzdaná termonukleárnej zmesi udržať po dobu t. Aby bol reaktor energeticky rentabilný, je potrebné, aby sa v ňom počas tejto doby uvoľnilo viac termonukleárnej energie, ako bolo vynaložené na vykurovanie. Uvoľnená energia (aj na 1 cm3) sa vyjadruje takto:

Kde f(T) – koeficient v závislosti od teploty zmesi a jej zloženia, R– energia uvoľnená v jednom elementárnom akte syntézy. Potom podmienka energetickej rentability P 2 > P 1 bude mať formu

V súlade s Lawsonovým kritériom, ktoré určuje energeticky priaznivú hodnotu súčinu hustoty a času uzavretia, by termonukleárny reaktor mal využívať čo najväčšiu n alebo t. Preto sa výskum riadenej fúzie rozchádzal v dvoch rôznych smeroch: v prvom sa výskumníci snažili udržať relatívne riedku plazmu pomocou magnetického poľa na dostatočne dlhú dobu; v druhom s použitím laserov na vytvorenie plazmy s veľmi vysokou hustotou na krátky čas. Oveľa viac práce sa venovalo prvému prístupu ako druhému.

Magnetické plazmové obmedzenie.

Počas fúznej reakcie musí hustota horúceho činidla zostať na úrovni, ktorá by poskytla dostatočne vysoký výťažok užitočnej energie na jednotku objemu pri tlaku, ktorý môže plazmová komora vydržať. Napríklad pre zmes deutérium – trícium pri teplote 10 8 K je výťažok určený výrazom

Ak prijmeme P rovná 100 W/cm 3 (čo približne zodpovedá energii uvoľnenej palivovými článkami v jadrových štiepnych reaktoroch), potom hustota n by mala byť cca. 1015 jadier/cm3 a zodpovedajúci tlak nT– približne 3 MPa. V tomto prípade musí byť podľa Lawsonovho kritéria retenčný čas aspoň 0,1 s. Pre plazmu deutérium-deutérium pri teplote 109 K

V tomto prípade, kedy P= 100 W/cm3, n» 3Х10 15 jadier/cm 3 a tlaku približne 100 MPa, požadovaný retenčný čas bude viac ako 1 s. Všimnite si, že tieto hustoty sú len 0,0001 hustoty atmosférického vzduchu, takže komora reaktora musí byť evakuovaná do vysokého vákua.

Vyššie uvedené odhady času, teploty a hustoty sú typickými minimálnymi parametrami potrebnými na prevádzku fúzneho reaktora a dajú sa ľahšie dosiahnuť v prípade zmesi deutéria a trícia. Pokiaľ ide o termonukleárne reakcie vyskytujúce sa počas výbuchu vodíkovej bomby a v útrobách hviezd, treba mať na pamäti, že v dôsledku úplne odlišných podmienok v prvom prípade prebiehajú veľmi rýchlo av druhom prípade extrémne pomaly. na procesy v termonukleárnom reaktore.

Plazma.

Keď sa plyn silne zahreje, jeho atómy stratia niektoré alebo všetky svoje elektróny, čo vedie k vytvoreniu kladne nabitých častíc nazývaných ióny a voľné elektróny. Pri teplotách nad milión stupňov sa plyn pozostávajúci z ľahkých prvkov úplne ionizuje, t.j. každý z jeho atómov stráca všetky svoje elektróny. Plyn v ionizovanom stave sa nazýva plazma (termín zaviedol I. Langmuir). Vlastnosti plazmy sa výrazne líšia od vlastností neutrálneho plynu. Keďže plazma obsahuje voľné elektróny, plazma vedie elektrinu veľmi dobre a jej vodivosť je úmerná T 3/2. Plazma sa môže ohrievať prechodom elektrického prúdu cez ňu. Vodivosť vodíkovej plazmy pri 108 K je rovnaká ako vodivosť medi pri izbovej teplote. Tepelná vodivosť plazmy je tiež veľmi vysoká.

Aby sa plazma udržala napríklad pri teplote 10 8 K, musí byť spoľahlivo tepelne izolovaná. V zásade možno plazmu izolovať od stien komory umiestnením do silného magnetického poľa. Zabezpečujú to sily, ktoré vznikajú pri interakcii prúdov s magnetickým poľom v plazme.

Pod vplyvom magnetického poľa sa ióny a elektróny pohybujú v špirálach pozdĺž jeho siločiar. Prechod z jednej siločiary na druhú je možný pri zrážkach častíc a pri pôsobení priečneho elektrického poľa. Pri absencii elektrických polí bude vysokoteplotná riedka plazma, v ktorej sú zrážky zriedkavé, difundovať len pomaly cez magnetické siločiary. Ak sú siločiary magnetického poľa uzavreté, čo im dáva tvar slučky, potom sa častice plazmy budú pohybovať pozdĺž týchto čiar a budú držané v oblasti slučky. Okrem takejto uzavretej magnetickej konfigurácie na zadržiavanie plazmy boli navrhnuté otvorené systémy (so siločiarami siahajúcimi von z koncov komory), v ktorých častice zostávajú vo vnútri komory v dôsledku magnetických „zátok“ obmedzujúcich pohyb častíc. Na koncoch komory sú vytvorené magnetické zátky, kde v dôsledku postupného zvyšovania intenzity poľa vzniká zužujúci sa lúč siločiar.

V praxi sa ukázalo, že magnetické obmedzenie plazmy dostatočne vysokej hustoty nie je ani zďaleka jednoduché: často v nej vznikajú magnetohydrodynamické a kinetické nestability.

Magnetohydrodynamické nestability sú spojené s ohybmi a zlommi magnetických siločiar. V tomto prípade sa plazma môže začať pohybovať cez magnetické pole vo forme zhlukov, v priebehu niekoľkých miliónov sekúnd opustí uzavretú zónu a odovzdá teplo stenám komory. Takáto nestabilita môže byť potlačená poskytnutím určitej konfigurácie magnetickému poľu.

Kinetické nestability sú veľmi rôznorodé a boli skúmané menej podrobne. Sú medzi nimi také, ktoré narúšajú usporiadané procesy, ako je napríklad tok jednosmerného elektrického prúdu alebo prúd častíc plazmou. Iné kinetické nestability spôsobujú vyššiu rýchlosť priečnej difúzie plazmy v magnetickom poli, ako predpokladá teória zrážky pre pokojnú plazmu.

Systémy s uzavretou magnetickou konfiguráciou.

Ak na ionizovaný vodivý plyn pôsobí silné elektrické pole, objaví sa v ňom výbojový prúd a zároveň sa objaví magnetické pole, ktoré ho obklopuje. Interakcia magnetického poľa s prúdom povedie k vzniku tlakových síl pôsobiacich na nabité častice plynu. Ak prúd tečie pozdĺž osi vodivého plazmového kordu, potom výsledné radiálne sily, ako gumové pásy, stlačia kábel a posúvajú hranicu plazmy preč od stien komory, ktorá ho obsahuje. Tento jav, teoreticky predpovedaný W. Bennettom v roku 1934 a prvý experimentálne preukázaný A. Wareom v roku 1951, sa nazýva štipľavý efekt. Na zadržiavanie plazmy sa používa metóda pinch; Jeho pozoruhodnou vlastnosťou je, že plyn sa ohrieva na vysoké teploty samotným elektrickým prúdom (ohmický ohrev). Zásadná jednoduchosť metódy viedla k jej použitiu už pri prvých pokusoch o zadržiavanie horúcej plazmy a štúdium jednoduchého pinch efektu, napriek tomu, že bol neskôr nahradený pokročilejšími metódami, umožnilo lepšie porozumieť problémom. ktorým experimentátori čelia dodnes.

Okrem difúzie plazmy v radiálnom smere sa pozoruje aj pozdĺžny drift a jeho výstup cez konce plazmového kordu. Straty cez konce môžu byť eliminované tým, že plazmová komora získa tvar donutu (torusu). V tomto prípade sa získa toroidný zovretie.

Pre jednoduchý pinch opísaný vyššie je vážnym problémom jeho inherentná magnetohydrodynamická nestabilita. Ak dôjde v plazmovom vlákne k malému ohybu, potom sa hustota magnetických siločiar na vnútornej strane ohybu zvýši (obr. 1). Magnetické siločiary, ktoré sa správajú ako zväzky odolávajúce stlačeniu, sa začnú rýchlo „vyduť“, takže ohyb sa bude zväčšovať, až kým sa nezničí celá štruktúra plazmového kábla. V dôsledku toho sa plazma dostane do kontaktu so stenami komory a ochladí sa. Na elimináciu tohto deštruktívneho javu sa pred prechodom hlavného axiálneho prúdu v komore vytvorí pozdĺžne magnetické pole, ktoré spolu s neskôr aplikovaným kruhovým poľom „narovnáva“ začínajúci ohyb plazmového stĺpca (obr. 2). Princíp stabilizácie plazmového stĺpca axiálnym poľom je základom dvoch perspektívnych projektov termonukleárnych reaktorov - tokamaku a pinče s inverzným magnetickým poľom.

Otvorené magnetické konfigurácie.

Inerciálna retencia.

Teoretické výpočty ukazujú, že termonukleárna fúzia je možná aj bez použitia magnetických pascí. Na tento účel sa špeciálne pripravený terč (gulička deutéria s polomerom asi 1 mm) rýchlo stlačí na takú vysokú hustotu, že termonukleárna reakcia má čas na dokončenie skôr, ako sa palivový terč odparí. Stlačenie a zahriatie na termonukleárne teploty sa môže uskutočniť pomocou ultravýkonných laserových impulzov, rovnomerne a súčasne ožarujúcich palivovú guľu zo všetkých strán (obr. 4). Okamžitým odparovaním jej povrchových vrstiev nadobudnú unikajúce častice veľmi vysoké rýchlosti a na loptičku pôsobia veľké tlakové sily. Sú podobné reaktívnym silám poháňajúcim raketu, len s tým rozdielom, že tu sú tieto sily nasmerované dovnútra, do stredu cieľa. Táto metóda môže vytvoriť tlaky rádovo 10 11 MPa a hustoty 10 000-krát väčšie ako hustota vody. Pri takejto hustote sa takmer všetka termonukleárna energia uvoľní vo forme malého výbuchu v čase ~10–12 s. Vyskytujúce sa mikrovýbuchy, z ktorých každá je ekvivalentná 1 až 2 kg TNT, nespôsobia poškodenie reaktora a realizácia sekvencie takýchto mikrovýbuchov v krátkych intervaloch by umožnila realizovať takmer nepretržité produkciu užitočnej energie. Pre zotrvačné obmedzenie je veľmi dôležitá konštrukcia palivového terča. Terč v podobe koncentrických guľôčok vyrobených z ťažkých a ľahkých materiálov umožní najefektívnejšie odparovanie častíc a následne aj najväčšiu kompresiu.

Výpočty ukazujú, že pri energii laserového žiarenia rádovo megajoule (10 6 J) a účinnosti lasera aspoň 10% musí vyrobená termonukleárna energia prevýšiť energiu vynaloženú na čerpanie lasera. Inštalácie termonukleárneho lasera sú dostupné vo výskumných laboratóriách v Rusku, USA, západnej Európe a Japonsku. V súčasnosti sa skúma možnosť použitia ťažkého iónového lúča namiesto laserového lúča alebo kombinácie takéhoto lúča so svetelným lúčom. Tento spôsob spustenia reakcie má vďaka modernej technológii výhodu oproti laserovej metóde, pretože umožňuje získať užitočnejšiu energiu. Nevýhodou je náročnosť zaostrenia lúča na cieľ.

JEDNOTKY S MAGNETICKÝM DRŽANÍM

Magnetické metódy zadržiavania plazmy sa skúmajú v Rusku, USA, Japonsku a mnohých európskych krajinách. Hlavná pozornosť je venovaná inštaláciám toroidného typu, akými sú tokamak a pinch s obráteným magnetickým poľom, ktoré vznikli ako dôsledok vývoja jednoduchších pinčov so stabilizačným pozdĺžnym magnetickým poľom.

Na zadržiavanie plazmy pomocou toroidného magnetického poľa Bj je potrebné vytvoriť podmienky, pri ktorých sa plazma neposúva smerom k stenám torusu. To sa dosiahne „skrútením“ magnetických siločiar (takzvaná „rotačná transformácia“). Toto krútenie sa vykonáva dvoma spôsobmi. V prvom spôsobe prúd prechádza plazmou, čo vedie ku konfigurácii stabilného zovretia, ktoré už bolo diskutované. Magnetické pole prúdu B q Ј – B q spolu s B j vytvorí súhrnné pole s požadovaným zvlnením. Ak B j B q, výsledná konfigurácia je známa ako tokamak (skratka pre výraz „TORIDÁLNA KOMORA S MAGNETICKÝMI CIEVKAMI“). Tokamak (obr. 5) bol vyvinutý pod vedením L.A. Artsimoviča v Inštitúte atómovej energie pomenovanom po. I. V. Kurčatov v Moskve. O B j ~ B q získame štipkovú konfiguráciu s obráteným magnetickým poľom.

Tokamak.

Dôležitým parametrom, od ktorého závisí obmedzenie toroidnej plazmy, je „rozpätie stability“ q, rovné rB j/ R.B. q, kde r A R sú malé a veľké polomery toroidnej plazmy, resp. Pri nízkej q Môže sa vyvinúť špirálová nestabilita - analóg ohybovej nestability priameho zovretia. Vedci v Moskve experimentálne dokázali, že keď q> 1 (t.j. B j B q) možnosť výskytu nestability skrutky je značne znížená. To umožňuje efektívne využiť teplo generované prúdom na ohrev plazmy. V dôsledku dlhoročného výskumu sa vlastnosti tokamakov výrazne zlepšili, najmä v dôsledku zvýšenej rovnomernosti poľa a efektívneho čistenia vákuovej komory.

Povzbudivé výsledky získané v Rusku podnietili vznik tokamakov v mnohých laboratóriách po celom svete a ich konfigurácia sa stala predmetom intenzívneho výskumu.

Ohmický ohrev plazmy v tokamaku nestačí na uskutočnenie termonukleárnej fúznej reakcie. Je to spôsobené tým, že pri zahrievaní plazmy sa jej elektrický odpor výrazne znižuje a v dôsledku toho sa výrazne znižuje tvorba tepla pri prechode prúdu. Nie je možné zvýšiť prúd v tokamaku nad určitú hranicu, pretože plazmový kábel môže stratiť stabilitu a môže byť vrhnutý na steny komory. Preto sa na ohrev plazmy používajú rôzne doplnkové metódy. Najúčinnejšie z nich sú vstrekovanie vysokoenergetických lúčov neutrálnych atómov a mikrovlnné ožarovanie. V prvom prípade sú ióny zrýchlené na energie 50 – 200 keV neutralizované (aby sa zabránilo ich „odrazu“ magnetickým poľom pri zavedení do komory) a vstreknuté do plazmy. Tu sú opäť ionizované a v procese zrážok odovzdávajú svoju energiu plazme. V druhom prípade sa používa mikrovlnné žiarenie, ktorého frekvencia sa rovná iónovej cyklotrónovej frekvencii (frekvencia rotácie iónov v magnetickom poli). Pri tejto frekvencii sa hustá plazma správa ako absolútne čierne teleso, t.j. úplne absorbuje dopadajúcu energiu. V tokamaku JET Európskej únie bola vstrekovaním neutrálnych častíc získaná plazma s iónovou teplotou 280 miliónov Kelvinov a dobou zadržania 0,85 s. Termonukleárny výkon dosahujúci 2 MW bol získaný pomocou deutériovo-tríciovej plazmy. Trvanie udržiavania reakcie je obmedzené výskytom nečistôt v dôsledku rozprašovania stien komory: nečistoty prenikajú do plazmy a keď sú ionizované, výrazne zvyšujú straty energie v dôsledku žiarenia. V súčasnosti sú práce v rámci programu JET zamerané na výskum možností kontroly nečistôt a ich odstraňovania tzv. „magnetickým prepínačom“.

Veľké tokamaky vznikli aj v USA - TFTR, v Rusku - T15 a v Japonsku - JT60. Výskum uskutočnený v týchto a ďalších zariadeniach položil základy pre ďalšiu etapu práce v oblasti riadenej termonukleárnej fúzie: v roku 2010 je naplánované spustenie veľkého reaktora na technické testovanie. Očakáva sa, že pôjde o spoločné úsilie Spojených štátov, Ruska, Európskej únie a Japonska. pozri tiež TOKAMAK.

Štipka obráteného poľa (FRP).

Konfigurácia POP sa od tokamaku líši tým, že je B q~ B j, ale v tomto prípade je smer toroidného poľa mimo plazmy opačný ako smer vo vnútri plazmového stĺpca. J. Taylor ukázal, že takýto systém je v stave s minimálnou energiou a napriek q

Výhodou konfigurácie POP je, že v nej je pomer objemových hustôt energie plazmy a magnetického poľa (hodnota b) väčší ako v tokamaku. Je zásadne dôležité, aby b bolo čo najväčšie, pretože sa tým zníži toroidné pole, a tým sa znížia náklady na cievky, ktoré ho vytvárajú, a na celú nosnú konštrukciu. Slabá stránka Problémom je, že tepelná izolácia týchto systémov je horšia ako u tokamakov a nie je vyriešený problém udržania obráteného poľa.

Stellarátor.

V stelarátore je uzavreté toroidné magnetické pole superponované poľom vytvoreným špeciálnou skrutkou navinutou okolo tela fotoaparátu. Celkové magnetické pole zabraňuje odklonu plazmy od stredu a potláča určité typy magnetohydrodynamických nestabilít. Samotná plazma môže byť vytvorená a ohrievaná ktoroukoľvek z metód používaných v tokamaku.

Hlavnou výhodou stelarátora je, že v ňom použitá metóda zadržiavania nie je spojená s prítomnosťou prúdu v plazme (ako v tokamakoch alebo v inštaláciách založených na pinch efekte), a preto môže stelarátor pracovať v stacionárnom režime. Okrem toho môže mať vinutie skrutky „divertor“ efekt, t.j. vyčistiť plazmu od nečistôt a odstrániť reakčné produkty.

Zadržiavanie plazmy v stelarátoroch bolo rozsiahle študované v zariadeniach v Európskej únii, Rusku, Japonsku a USA. Na stelarátore Wendelstein VII v Nemecku bolo možné udržiavať bezprúdovú plazmu s teplotou vyššou ako 5×10 6 kelvinov a zahrievať ju vstrekovaním vysokoenergetického atómového lúča.

Nedávne teoretické a experimentálne štúdie ukázali, že vo väčšine opísaných inštalácií, a najmä v uzavretých toroidných systémoch, môže byť čas zadržania plazmy zvýšený zväčšením jej radiálnych rozmerov a obmedzujúceho magnetického poľa. Napríklad pre tokamak sa vypočítalo, že Lawsonovo kritérium bude splnené (a dokonca s určitou rezervou) pri sile magnetického poľa ~50 x 100 kG a malom polomere toroidnej komory cca. 2 m Toto sú parametre inštalácie pre 1000 MW elektriny.

Pri vytváraní takýchto veľkých inštalácií s magnetickou plazmou vznikajú úplne nové technologické problémy. Na vytvorenie magnetického poľa rádovo 50 kG v objeme niekoľkých metrov kubických pomocou vodou chladených medených cievok bude potrebný zdroj elektriny s kapacitou niekoľko stoviek megawattov. Preto je zrejmé, že vinutia cievky musia byť vyrobené zo supravodivých materiálov, ako sú zliatiny nióbu s titánom alebo cínom. Odolnosť týchto materiálov voči elektrickému prúdu v supravodivom stave je nulová, a preto sa na udržanie magnetického poľa spotrebuje minimálne množstvo elektriny.

Reaktorová technológia.

Perspektívy termonukleárneho výskumu.

Experimenty uskutočnené na zariadeniach typu tokamak ukázali, že tento systém je veľmi sľubný ako možný základ pre reaktor CTS. Doterajšie najlepšie výsledky boli dosiahnuté s tokamakmi a existuje nádej, že so zodpovedajúcim nárastom rozsahu inštalácií bude možné na nich implementovať priemyselné CTS. Tokamak však nie je dostatočne ekonomický. Na odstránenie tohto nedostatku je potrebné, aby nepracovalo v pulznom režime, ako je tomu teraz, ale v nepretržitom režime. Ale fyzikálne aspekty tohto problému ešte neboli dostatočne preštudované. Je tiež potrebné vyvinúť technické prostriedky, ktoré by zlepšili parametre plazmy a odstránili jej nestability. Vzhľadom na to všetko by sme nemali zabúdať na ďalšie možné, aj keď menej rozvinuté možnosti termonukleárneho reaktora, napríklad stelarátor alebo reverzný pinch. Stav výskumu v tejto oblasti dospel do štádia, že existujú koncepčné návrhy reaktorov pre väčšinu systémov magnetického zadržania pre vysokoteplotné plazmy a pre niektoré systémy so zotrvačnosťou. Príkladom priemyselného rozvoja tokamaku je projekt Aries (USA).