Область физики плазмы расцвела из желания закупорить звезду в бутылке. За последние несколько десятилетий эта область разрослась в бесчисленных направлениях, от астрофизики до космической погоды и нанотехнологий.

По мере того, как росло наше общее понимание плазмы, росли и наши возможности поддержания условий синтеза в течение больше чем секунды. В начале этого года новый сверхпроводниковый реактор синтеза в Китае смог удержать плазму температурой в 50 миллионов градусов по Цельсию в течение рекордных 102 секунд. Wendelstein X-7 Stellarator, который заработал в Германии впервые прошлой осенью, как ожидается, сможет побить этот рекорд и удержать плазму до 30 минут за раз.

Недавнее обновление NSTX-U выглядит скромным в сравнении с этими монстрами: теперь эксперимент может удерживать плазму в течение пяти секунд вместо одной. Но и это тоже является важной вехой.

«Создание термоядерной плазмы, которая живет всего пять секунд, может показаться не очень длительным процессом, но в физике плазмы пять секунд можно сравнить с ее физикой в стабильном состоянии», - говорит Майерс, ссылаясь на условия, при которых плазма стабильна. Конечная цель заключается в достижении стабильного состояния «горящей плазмы», которая может проводить синтез сама по себе за счет небольшого ввода энергии извне. Ни один эксперимент пока такого не добился.

NSTX-U позволит принстонским исследователям заполнить некоторые пробелы между тем, что известно из физики плазмы сейчас, и тем, что будет необходимо для создания опытно-промышленной установки, способной достичь устойчивого состояния горения и генерации чистой электроэнергии.

С одной стороны, чтобы найти лучшие материалы для удержания, нам нужно лучше понять, что происходит между термоядерной плазмой и стенками реактора. В Принстоне изучают возможность замены стенок своего реактора (из угольного графита) на «стенку» из жидкого лития с целью снижения долгосрочной коррозии.

Ко всему прочему, ученые полагают, что если синтез поможет в борьбе с глобальным потеплением, им нужно поторапливаться. NSTX-U поможет физикам решить, стоит ли продолжать развивать дизайн сферического токамака. Большинство реакторов типа токамак в меньшей степени похожи на яблоко по форме и в большей - на пончик, бублик, тор. Необычная форма сферического тора позволяет более эффективно использовать магнитное поле своих катушек.

«В длительной перспективе мы хотели бы выяснить, как оптимизировать конфигурацию одной из этих машин, - говорит Мартин Гринвальд, замдиректора Центра наук о плазме и синтезе в . - Для этого вам нужно знать, как производительность машины зависит от того, что поддается вашему контролю, вроде формы».

Майерс ненавидит оценивать, насколько мы далеки от коммерчески возможной термоядерной энергии, и его можно понять. В конце концов, десятки лет неизбывного оптимизма нанесли серьезный вред репутации этой области и укрепили мысли о том, что синтез - это несбыточная мечта. Со всеми последствиями для финансирования.

Для программы синтеза MIT стало серьезным ударом то, что федералы предоставили поддержку токамака Alcator C-Mid, который производит одно из мощнейших магнитных полей и демонстрирует синтезируемую плазму при высочайшем давлении. Большинство ожидаемых исследований NSTX-U будут зависеть от дальнейшей поддержки на федеральном уровне, которая, по словам Майерса, оказывается «через год».

Всем приходится осторожно тратить доллары, выделяемые на исследования, а некоторые программы синтеза уже сожрали невероятные суммы. Взять, например, ИТЭР, огромный сверхпроводящий реактор синтеза, который в настоящее время строится во Франции. Когда в 2005 году началось международной сотрудничество, оно было заявлено как проект на 5 миллиардов долларов и 10 лет. После нескольких лет неудач ценник вырос до 40 миллиардов долларов. По самым оптимистичным оценкам, объект будет завершен к 2030 году.

И там где ИТЭР, похоже, будет разбухать как опухоль, пока не исчерпает ресурсы и не убьет хозяина, урезанная программа синтеза в MIT показывает, как можно сделать все с гораздо меньшим бюджетом. Прошлым летом команда аспирантов MIT представила планы ARC, термоядерного реактора с низким уровнем затрат, который будет использовать новые высокотемпературные сверхпроводящие материалы для генерации такого же объема энергии, как и ИТЭР, только с гораздо меньшим устройством.

«Проблема синтеза в том, чтобы найти технический путь, который сделает его экономически привлекательным - это-то мы и планируем сделать в ближайшее время, - говорит Гринвальд, отмечая, что концепция ARC в настоящее время проводится в рамках Energy Initiative в MIT. - Мы считаем, что если синтез будет иметь значение для глобального потепления, нам нужно двигаться быстрее».

«Синтез обещает быть основным источником энергии - это, по сути, наша конечная цель», - говорит Роберт Рознер, плазмофизик из Университета Чикаго и соучредитель Института энергетической политики при нем. «В то же время есть важный вопрос: сколько мы готовы потратить прямо сейчас. Если мы снизим финансирование до той точки, когда следующее поколение умных детишек вообще не захочет этим заниматься, мы можем вообще выйти из этого дела».

Основные проблемы, связанные с осуществлением термоядерных реакций

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

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

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

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

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

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

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

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

Оказывается, что для реакции DD

nt>10 22 м -3. с,

а для реакции DT

nt>10 20 м -3. с.

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

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

Изучение механизма работы солнечных элементов, их соединений – батарей

КПД солнечных батарей низкий и лежит в пределах 10 - 20 %. Солнечные батареи с наибольшим КПД изготавливаются на основе монокристалла и поликристалла кремния толщиной в 300 мкм. Именно КПД таких батарей достигает 20%...

Исследование движения механической системы с двумя степенями свободы

Определим реакции в опоре вращающегося тела методом кинетостатики. Он заключается в решении задачи динамики средствами (уравнениями) статики. Для каждой точки механической системы справедливо основное уравнение динамики: (4...

Оптика и оптические явления в природе

Радуга Радуга -- это оптическое явление, связанное с преломлением световых лучей на многочисленных капельках дождя. Однако далеко не все знают...

Для слияния легких ядер необходимо преодолеть потенциальный барьер, обусловленный кулоновским отталкиванием протонов в одноименно положительно заряженных ядрах. Для слияния ядер водорода 12D их надо сблизить на расстояние r...

Проблемы термоядерного синтеза

Осуществление термоядерных реакций в земных условиях создаст огромные возможности для получения энергии. Например, при использовании дейтерия, содержащегося в одном литре воды, в реакции термоядерного синтеза выделится столько же энергии...

Проблемы термоядерного синтеза

Физики настойчиво ищут путей овладения энергией термоядерных реакций синтеза. Уже сейчас такие реакции реализуются в различных термоядерных установках, но выделяющаяся в них энергия еще не оправдывает затраты средств и труда...

Проблемы термоядерного синтеза

Основным направлением в исследованиях по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, проводимых в Институте ядерного синтеза...

Исключительная важность для современной цивилизации удовлетворения её потребностей в энергии нашла отражение во введении в обиход такой характеристики как «энергетическая безопасность»...

Рабочие процессы деаэрационной установки и ее элементов

Можно говорить о трех основных проблемах в наибольшей мере влияющих на все стороны жизни человека и затрагивающих сами основы устойчивого развития цивилизации...

Расчет резонаторного фильтра на прямых объемных магнитостатических волнах

Улучшение неравномерности АЧХ и расширение полосы пропускания может быть обеспечено в случае критической связи между одинаковыми резонаторами . При этом улучшается как подавление вне полосы так и крутизна скатов АЧХ...

Управляемый термоядерный синтез

Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях...

Физика высокомолекулярных соединений

Химические превращения полимеров дают возможность создавать многочисленные новые классы высокомолекулярных соединений и в широком диапазоне изменять свойства и области применения готовых полимеров...

Экстремальные состояния вещества

Когда температура и давления становятся достаточно большими, в веществе начинаются ядерные превращения, идущие с выделением энергии. Нет нужды объяснять здесь важность изучения этих процессов...

Энергетическая безопасность России

Ю.Н. Днестровский — д.ф-м. наук, профессор, институт Ядерного Синтеза,
РНЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия
Материалы Международной конференции
«ПУТЬ В БУДУЩЕЕ – НАУКА, ГЛОБАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ, МЕЧТЫ И НАДЕЖДЫ»
26–28 ноября, 2007 Институт прикладной математики им. М.В. Келдыша РАН, Москва

Может ли управляемый термоядерный синтез (УТС) решить энергетическую проблему в долгосрочной перспективе? Какая часть пути по освоению УТС уже пройдена и сколько еще осталось пройти? Какие трудности ожидаются впереди? Эти проблемы обсуждаются в настоящей работе

1. Физические предпосылки УТС

Для производства энергии предполагается использовать ядерные реакции слияния легких ядер. Среди многих реакций такого типа наиболее легко осуществима реакция слияния ядер дейтерия и трития

Здесь через обозначено стабильное ядро гелия (альфа частица), через N – нейтрон, в скобках обозначена энергия частиц после реакции, . В этой реакции энергия, выделяющаяся на частицу с массой нейтрона, равна примерно 3.5 МэВ. Это примерно в 3-4 раза больше энергии на частицу, выделяющейся при делении урана.

Какие проблемы возникают при попытке реализации реакции (1) для получения энергии?

Главная проблема — трития нет в природе. Он радиоактивен, период полураспада у него приблизительно равен 12-ти годам, поэтому, если он и был когда-то в больших количествах на Земле, то от него давно ничего не осталось. Количество же трития, получаемого на Земле за счет естественной радиоактивности или за счет космического излучения ничтожно мало. Небольшое количество трития получается в реакциях, идущих внутри атомного уранового реактора. На одном из реакторов в Канаде организован сбор такого трития, но его наработка в реакторах очень медленна и производство оказывается слишком дорогим.

Таким образом, производство энергии в термоядерном реакторе на основе реакции (1) должно сопровождаться одновременной наработкой трития в этом же реакторе. Как это можно сделать мы будем обсуждать ниже.

Обе частицы, ядра дейтерия и трития, участвующие в реакции (1), имеют положительный заряд и потому отталкиваются друг от друга кулоновской силой. Для преодоления этой силы частицы должны иметь большую энергию. Зависимость скорости реакции (1), , от температуры тритиево-дейтериевой смеси показана на Рис.1 в двойном логарифмическом масштабе.

Видно, что с ростом температуры вероятность реакции (1) быстро возрастает. Приемлемая для реактора скорость реакции достигается при температуре T > 10 кэВ. Если учесть, что градусов, то температура в реакторе должна превышать 100 млн градусов. Все атомы вещества при такой температуре должны быть ионизованы, а само вещество в таком состоянии принято называть плазмой. Напомним, что по современным оценкам температура в центре Солнца достигает «лишь» 20 млн градусов.

Есть и другие реакции слияния, пригодные, в принципе, для выработки термоядерной энергии. Мы здесь отметим лишь две широко обсуждающиеся в литературе реакции

Здесь – изотоп ядра гелия с массой равной 3, p – протон (ядро водорода). Реакция (2) хороша тем, что для нее на Земле имеется сколько угодно топлива (дейтерия). Технология выделения дейтерия из морской воды отработана и относительно недорога. К сожалению, скорость этой реакции заметно меньше, чем скорость реакции (1) (см. Рис.1), поэтому для реализации реакции (2) требуется температура порядка 500 млн градусов.

Реакция (3) вызывает в настоящее время большой ажиотаж среди людей, занимающихся космическими полетами. Известно, что изотопа много на Луне, поэтому возможность его транспортировки на Землю обсуждается, как одна из приоритетных задач космонавтики. К сожалению, скорость этой реакции (Рис.1) также заметно меньше, скорости реакции (1) и требуемые температуры для осуществления этой реакции также находятся на уровне 500 млн градусов.

Для удержания плазмы с температурой порядка 100 – 500 млн градусов было предложено использовать магнитное поле (И.Е.Тамм, А.Д. Сахаров ). Наиболее перспективными сейчас представляются установки, в которых плазма имеет вид тора (бублика). Большой радиус этого тора мы обозначим через R , а малый через a . Для подавления неустойчивых движений плазмы помимо тороидального (продольного) магнитного поля B 0 требуется еще поперечное (полоидальное) поле. Существует два типа установок, в которых реализуется подобная магнитная конфигурация. В установках типа токамак полоидальное поле создается продольным током I , протекающим в плазме по направлению поля . В установках типа стелларатор полоидальное поле создается внешними винтовыми обмотками с током. Каждая из этих установок имеет свои преимущества и недостатки. В токамаке ток I должен быть согласован с полем . Стелларатор технически более сложен. Сейчас более продвинутыми являются установки типа токамак. Хотя имеются также большие, успешно работающие стеллараторы.

2. Условия на токамак-реактор

Мы укажем здесь лишь два необходимых условия, определяющих «окно» в пространстве параметров плазмы токамака реактора. Имеется, конечно, и множество других условий, уменьшающих это «окно», но они все-таки не так существенны.

1). Для того, чтобы реактор был коммерчески выгодным (не слишком большим), удельная мощность P выделяющейся энергии должна быть достаточно велика

Здесь n 1 и n 2 – плотности дейтерия и трития – энергия, выделяющаяся в одном акте реакции (1). Условие (4) ограничивает плотности n 1 и n 2 снизу.

2). Для того, чтобы плазма была устойчивой, давление плазмы должно быть заметно меньше давления продольного магнитного поля Для плазмы с разумной геометрией это условие имеет вид

При заданном магнитном поле это условие ограничивает плотность и температуру плазмы сверху. Если для осуществления реакции требуется увеличить температуру (например, от реакции (1) перейти к реакциям (2) или (3)), то для выполнения условия (5) нужно при этом увеличить магнитное поле .

Какое магнитное поле понадобится для реализации УТС? Рассмотрим сначала реакцию типа (1). Будем считать для простоты, что n 1 = n 2 = n /2 , где n – плотность плазмы. Тогда при температуре условие (1) дает

Воспользовавшись условием (5), найдем нижнюю границу для магнитного поля

В тороидальной геометрии продольное магнитное поле спадает, как 1/ r , по мере удаления от главной оси тора. Поле – это поле в центре меридионального сечения плазмы. На внутреннем обводе тора поле будет больше. При аспектном отношении

R / a ~ 3 магнитное поле внутри катушек тороидального поля оказывается в 2 раза больше . Таким образом, для выполнения условий (4-5) катушки продольного поля должны быть сделаны из материала, способного работать при магнитном поле порядка 13-14 Тесла.

Для стационарной работы реактора-токамака проводники в катушках должны быть выполнены из сверхпроводящего материала. Некоторые свойства современных сверхпроводников показаны на Рис.2.

В настоящее время в мире построено несколько токамаков со сверхпроводящими обмотками. Самый первый токамак такого типа (токамак Т-7), построенный в СССР в семидесятые годы, использовал в качестве сверхпроводника ниобий-титан (NbTi). Этот же материал использован в большом французском токамаке Tore Supra (середина 80-х годов). Из Рис.2 видно, что при температуре жидкого гелия магнитное поле в токамаке с таким сверхпроводником может достигать значений 4 Тесла. Для международного реактора-токамака ИТЭР решено использовать сверхпроводник ниобий-олово с большими возможностями, но и с более сложной технологией. Этот сверхпроводник используется в российской установке Т-15, запущенной в 1989 году. Из Рис.2 видно, что в ИТЭРе при температуре гелия порядка магнитное поле в плазме с большим запасом может достигать требуемых значений поля 6 Тесла.

Для реакций (2) и (3) условия (4)-(5) оказываются гораздо более жесткими. Для выполнения условия (4) температура плазмы в реакторе T должна быть в 4 раза больше, а плотность плазмы n в 2 раза больше, чем в реакторе, основанном на реакции (1). В результате давление плазмы повышается в 8 раз, а необходимая величина магнитного поля в 2.8 раза. Это означает, что на сверхпроводнике магнитное поле должно достигать значений 30 Тесла. Пока никто еще не работал с такими полями в большом объеме в стационарном режиме. Рис.2 показывает, что есть надежда создать в будущем сверхпроводник на такое поле. Однако, в настоящее время условия (4)-(5) для реакций типа (2)-(3) в установке токамак не могут быть реализованы.

3. Производство трития

В реакторе-токамаке камера с плазмой должна быть окружена толстым слоем материалов, защищающих обмотки тороидального поля от разрушения сверхпроводимости нейтронами. Такой слой, толщиной около метра, получил название бланкета. Здесь же в бланкете должен проводиться отвод тепла, выделяемого нейтронами при торможении. При этом часть нейтронов может быть использована для производства трития внутри бланкета. Наиболее подходящей ядерной реакцией для такого процесса является следующая реакция, идущая с выделением энергии

Здесь – изотоп лития с массой 6. Поскольку нейтрон – нейтральная частица, то кулоновский барьер отсутствует и реакция (8) может идти при энергии нейтрона, заметно меньшей 1 МэВ. Для эффективного производства трития число реакций типа (8) должно быть достаточно велико, а для этого должно быть большим число реагирующих нейтронов. Для увеличения числа нейтронов здесь же в бланкете должны быть расположены материалы, в которых идут реакции размножения нейтронов. Поскольку энергия первичных нейтронов, получающихся в реакции (1), велика (14 МэВ), а для реакции (8) требуются нейтроны с небольшой энергией, то, в принципе, число нейтронов в бланкете можно увеличить в 10-15 раз и, тем самым, замкнуть баланс по тритию: на каждый акт реакции (1) получить один или более актов реакции (8). Можно ли этот баланс реализовать практически? Ответ на этот вопрос требует детальных экспериментов и расчетов. От реактора ИТЭР не требуется, чтобы он обеспечил себя топливом, но на нем будут поставлены эксперименты для прояснения проблемы баланса трития.

Какое количество трития потребуется для работы реактора? Простые оценки показывают, что для реактора с тепловой мощностью 3 ГВт (электрической мощностью порядка 1 ГВт) потребуется 150 кг трития в год. Это примерно в раз меньше веса мазута, потребного для годовой работы тепловой электростанции такой же мощности.

В силу (8), первичным «топливом» для реактора является изотоп лития . Много ли его в природе? В природном литии присутствуют два изотопа

Видно, что содержание изотопа в природном литии достаточно высокое. Запасов лития в Земле при современной уровне потребления энергии хватит на несколько тысяч лет, а в океане – на десятки миллионов лет. Оценки, основанные на формулах (8)-(9), показывают, что природного лития надо добывать в 50-100 раз больше, чем требуется трития. Таким образом, для одного реактора с обсуждаемой мощностью потребуется 15 тонн природного лития в год. Это в 10 5 раз меньше, чем требуется мазутного топлива для тепловой электростанции. Хотя потребуется значительная энергия для разделения изотопов и в природном литии, дополнительная энергия, выделяющаяся в реакции (8), может компенсировать эти затраты.

4. Краткая история исследований по УТС

Исторически первым исследованием по УТС в нашей стране считается секретный Отчет И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова, выпущенный в марте-апреле 1950 года. Он был опубликован позднее в 1958 году . Отчет содержал обзор основных идей по удержанию горячей плазмы магнитным полем в тороидальной установке и оценку размеров термоядерного реактора. Удивительно, но строящийся сейчас токамак ИТЭР близок по своим параметрам к предсказаниям исторического Отчета.

Эксперименты с горячей плазмой начались в СССР с начала пятидесятых годов. Сначала это были небольшие установки разных типов, прямые и тороидальные, но уже в середине десятилетия совместная работа экспериментаторов и теоретиков привела к установкам, получившим название «токамак». От года к году размеры и сложность установок увеличивались, и в 1962 году была запущена установка Т-3 с размерами R =100 см, а = 20 см и магнитным полем до четырех Тесла. Опыт, накопленный за полтора десятилетия, показал, что в установке с металлической камерой, хорошо очищенными стенками и высоким вакуумом (до мм рт. ст.) можно получить чистую, устойчивую плазму с высокой температурой электронов. Л.А.Арцимович доложил об этих результатах на Международной Конференции по Физике плазмы и УТС в 1968 году в Новосибирске. После этого направление токамаков было признано мировым научным сообществом и установки этого типа стали строиться во многих странах.

Токамаки следующего, второго, поколения (Т-10 в СССР и PLT в США) начали работать с плазмой в 1975 году. Они показали, что надежды, порожденные токамаками первого поколения, подтверждаются. И в токамаках с большими размерами можно работать с устойчивой и горячей плазмой. Однако, уже тогда стало ясно, что реактора малых размеров создать нельзя и нужно размеры плазмы увеличивать.

Проектирование токамаков третьего поколения заняло около пяти лет и в конце семидесятых годов началось их строительство. В следующем десятилетии они последовательно вводились в строй и к 1989 году работало 7 больших токамаков: TFTR и DIII — D в США, JET (самый большой) в объединенной Европе, ASDEX — U в Германии, TORE — SUPRA во Франции, JT 60- U в Японии и Т-15 в СССР. На этих установках были получены температура и плотность плазмы, необходимые для реактора. Конечно, пока они были получены порознь, отдельно для температуры и отдельно для плотности. Установки TFTR и JET допускали возможность работы с тритием, и на них впервые была получена заметная термоядерная мощность P DT (в соответствии с реакцией (1)), сравнимая с внешней мощностью, введенной в плазму P aux . Максимальная мощность P DT на установке JET в экспериментах 1997 года достигала значений 16 МВт при мощности P aux порядка 25 МВт. Разрез установки JET и внутренний вид камеры показан на Рис. 3 а,б. Здесь же для сравнения показаны размеры человека.

В самом начале 80-х годов началась совместная работа международной группы ученых (Россия, США, Европа, Япония) по проектированию токамака следующего (четвертого) поколения – реактора ИНТОР. На этой стадии ставилась задача просмотреть «узкие места» будущей установки без создания полного проекта. Однако, к середине 80-х годов стало ясно, что надо ставить более полную задачу, включая создание проекта. С подачи Е.П.Велихова, после длительных переговоров на уровне лидеров государств (М.С.Горбачева и Р.Рейгана) в 1988 году было подписано Соглашение и началась работа над проектом реактора-токамака ИТЭР. Работа проводилась в три этапа с перерывами и, в общей сложности, заняла 13 лет. Сама по себе дипломатическая история проекта ИТЭР драматична, не раз приводила к тупикам и заслуживает отдельного описания (см. например, книгу ). Формально проект был закончен в июле 2000-го года, но предстояло еще выбрать площадку для строительства и разработать Соглашение о строительстве и Устав ИТЭР. Все вместе это заняло почти 6 лет, и, наконец, в ноябре 2006-го года Соглашение о строительстве ИТЭР в Южной Франции было подписано. Ожидается, что само строительство займет около 10 лет. Таким образом, от момента начала переговоров до получения первой плазмы в термоядерном реакторе ИТЭР пройдет около 30 лет. Это уже сравнимо со временем активной жизни человека. Таковы реалии прогресса.

По своим линейным размерам ИТЭР примерно в два раза превосходит установку JET . По проекту магнитное поле в нем = 5.8Тесла, а ток I = 12-14 МА. Предполагается, что термоядерная мощность достигнет значения , введенной в плазму для нагрева, будет порядка 10.

5. Развитие средств нагрева плазмы.

Параллельно с ростом размеров токамака развивалась технология средств нагрева плазмы. Сейчас используется три различных метода нагрева:

1. Омический нагрев плазмы протекающим по ней током.
2. Нагрев пучками горячих нейтральных частиц дейтерия или трития.
3. Нагрев электромагнитными волнами в разных диапазонах частот.

Омический нагрев плазмы в токамаке присутствует всегда, но он недостаточен для нагрева до термоядерных температур порядка 10 – 15 кэВ (100 – 150 млн. градусов). Дело в том, что с нагревом электронов быстро падает сопротивление плазмы (обратно пропорционально ), поэтому при фиксированном токе падает и вложенная мощность. В качестве примера укажем, что в установке JET током в 3-4 МА удается нагреть плазму только до ~ 2 – 3 кэВ. При этом сопротивление плазмы настолько мало, что ток в несколько миллионов ампер (МА) поддерживается напряжением 0.1 – 0.2 В.

Инжекторы пучков горячих нейтралов появились впервые на американской установке PLT в 1976-77 годах, и с тех пор прошли большой технологический путь развития. Сейчас типичный инжектор имеет пучок частиц с энергией 80 – 150 кэВ и мощностью до 3 – 5 МВт. На большой установке обычно устанавливается до 10 – 15 инжекторов разной мощности. Полная мощность пучков, захваченная плазмой, достигает 25 – 30 МВт. Это сравнимо с мощностью небольшой тепловой электростанции. На ИТЭРе предполагается установить инжекторы с энергией частиц до 1 МэВ и суммарной мощностью до 50 МВт. Таких пучков пока нет, но идут интенсивные разработки. В Соглашении по ИТЭРу ответственность за эти разработки взяла на себя Япония.

Сейчас считается, что нагрев плазмы электромагнитными волнами эффективен в трех диапазонах частот:

• нагрев электронов на их циклотронной частоте f ~ 170 ГГц;
• нагрев ионов и электронов на ионной циклотронной частоте f ~ 100 МГц;
• нагрев на промежуточной (нижне-гибридной) частоте f ~ 5 ГГц.

Для последних двух диапазонов частот уже давно существуют мощные источники излучения, и главная проблема здесь заключается в правильном согласовании источников (антенн) с плазмой для снижения эффектов отражения волн. На ряде больших установок за счет высокого искусства экспериментаторов удалось ввести в плазму таким путем до 10 МВт мощности.

Для первого, наиболее высокочастотного диапазона проблема изначально заключалась в разработке мощных источников излучения с длиной волны l ~ 2 мм. Первопроходцем здесь оказался Институт Прикладной Физики в Нижнем Новгороде. За полвека целенаправленного труда удалось создать источники излучения (гиротроны) с мощностью до 1 МВт в стационарном режиме. Именно такие приборы будут установлены на ИТЭРе. В гиротронах технология доведена до степени искусства. Резонатор, в котором происходит возбуждение волн электронным пучком, имеет размеры порядка 20 см, а требуемая длина волны в 10 раз меньше. Поэтому требуется резонансно вложить до 95% мощности в одну и очень высокую пространственную гармонику, а во все остальные вместе – не более 5%. В одном из гиротронов для ИТЭРа в качестве такой выделенной гармоники используется гармоника с номерами (числом узлов) по радиусу = 25 и по углу = 10. Для вывода излучения из гиротрона в качестве окна используется поликристаллический алмазный диск толщиной 1.85 мм и диаметром 106 мм. Таким образом, для решения проблемы нагрева плазмы пришлось развить производство гигантских искусственных алмазов.

6. Диагностики

При температуре плазмы в 100 млн. градусов никакой измерительный прибор вставить внутрь плазмы нельзя. Он испарится, не успев передать разумной информации. Поэтому все измерения являются косвенными. Измеряются токи, поля и частицы вне плазмы, а затем, с помощью математических моделей, производится интерпретация зарегистрированных сигналов.

Что же измеряется на самом деле?

Прежде всего – это токи и напряжения в окружающих плазму контурах. С помощью локальных зондов измеряются электрические и магнитные поля вне плазмы. Число таких зондов может доходить до нескольких сотен. По этим измерениям, решая обратные задачи, можно восстановить форму плазмы, ее положение в камере и величину тока.

Для измерения температуры и плотности плазмы используются как активные, так и пассивные методы. Под активным понимается метод, когда какое-либо излучение (например, луч лазера или пучок нейтральных частиц) инжектируется в плазму, а измеряется рассеянное излучение, несущее информацию о параметрах плазмы. Одна из сложностей задачи заключается в том, что, как правило, рассеивается лишь малая доля инжектированного излучения. Так при использовании лазера для измерения температуры и плотности электронов рассеивается лишь 10 -10 от энергии лазерного импульса. При использовании пучка нейтралов для измерения температуры ионов измеряется интенсивность, форма и положение оптических линий, появляющихся при перезарядке ионов плазмы на нейтралах пучка. Интенсивность этих линий очень мала и для анализа их формы требуются спектрометры высокой чувствительности.

Под пассивными методами понимаются методы, измеряющие излучение, постоянно исходящее из плазмы. В этом случае измеряется электромагнитное излучение в различных диапазонах частот или потоки и спектры выходящих нейтральных частиц. Сюда относятся измерения жесткого и мягкого рентгена, ультрафиолета, измерения в оптическом, инфракрасном и радио диапазонах. Интересными бывают как измерения спектров, так и положения и формы отдельных линий. Число пространственных каналов в отдельных диагностиках достигает нескольких сотен. Частота регистрации сигналов доходит до нескольких МГц. Каждая уважающая себя установка имеет набор из 25-30 диагностик. На токамаке-реакторе ИТЭР только на начальной стадии предполагается иметь несколько десятков пассивных и активных диагностик.

7. Математические модели плазмы

Задачи математического моделирования плазмы можно грубо разделить на две группы. К первой группе относятся задачи интерпретации эксперимента. Они, как правило, некорректны и требуют разработки методов регуляризации. Приведем несколько примеров задач этой группы.

1. Восстановление границы плазмы по магнитным (зондовым) измерениям полей вне плазмы. Эта задача приводит к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода или к сильно вырожденным линейным алгебраическим системам.
2. Обработка хордовых измерений. Здесь мы приходим к интегральным уравнениям первого рода смешанного типа Вольтерра-Фредгольма.
3. Обработка измерений спектральных линий. Здесь требуется учет аппаратных функций, и мы опять приходим к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода.
4. Обработка зашумленных временных сигналов. Здесь используются различные спектральные разложения (Фурье, вэйв-лет), подсчеты корреляций различных порядков.
5. Анализ спектров частиц. Здесь мы имеем дело с нелинейными интегральными уравнениями первого рода.

Следующие рисунки иллюстрируют некоторые из вышеприведенных примеров. На Рис.4 показано временное поведение сигналов мягкого рентгеновского излучения на установке MAST (Англия), измеренное по хордам коллимированными детекторами.

Установленная диагностика регистрирует свыше 100 таких сигналов. Резкие пики на кривых соответствуют быстрым внутренним движениям («срывам») плазмы. Двумерная структура таких движений может быть найдена с помощью томографической обработки большого числа сигналов.

Рис.5 показывает пространственное распределение давления электронов для двух импульсов той же установки MAST .

Измеряются спектры рассеянного излучения лазерного пучка в 300 точках по радиусу. Каждая точка на Рис.5 является результатом сложной обработки энергетического спектра фотонов, зарегистрированных детекторами. Поскольку рассеивается лишь малая часть энергии пучка лазера, то число фотонов в спектре невелико и восстановление температуры по ширине спектра оказывается некорректной задачей.

Ко второй группе относятся собственно задачи моделирования процессов, происходящих в плазме. Горячая плазма в токамаке обладает большим количеством характерных времен, крайние из которых различаются на 12 порядков. Поэтому напрасны ожидания, что могут быть созданы модели, содержащие «все» процессы в плазме. Приходится использовать модели, справедливые лишь в достаточно узкой полосе характерных времен.

К числу основных моделей относятся:

• Гирокинетическое описание плазмы. Здесь неизвестной является функция распределения ионов, зависящая от шести переменных: трех пространственных координат в тороидальной геометрии, продольной и поперечной скорости и времени. Для описания электронов в таких моделях используются методы усреднения. Для решения этой задачи в ряде зарубежных центров разработаны гигантские коды. Расчет по ним требует большого времени на суперкомпьютерах. В России сейчас таких кодов нет, в остальном мире их насчитывается около десятка. В настоящее время гирокинетические коды описывают плазменные процессы в диапазоне времен 10 -5 -10 -2 сек. Сюда входят развитие неустойчивостей и поведение плазменной турбулентности. К сожалению, эти коды не дают пока разумной картины переноса в плазме. Сравнение результатов расчетов с экспериментом находится еще в начальной стадии.
• Магнитогидродинамическое (МГД) описание плазмы. В этой области в ряде центров созданы коды для линеаризованных трехмерных моделей. Они используются для изучения устойчивости плазмы. Как правило, разыскиваются границы неустойчивостей в пространстве параметров и величины инкрементов. Параллельно развиваются нелинейные коды.

Заметим, что за последние 2 десятилетия отношение физиков к неустойчивостям плазмы заметно изменилось. В 50-е – 60-е годы неустойчивости плазмы открывались «почти каждый день». Но со временем стало ясно, что лишь некоторые из них приводят к частичному или полному разрушению плазмы, а остальные лишь увеличивают (или не увеличивают) перенос энергии и частиц. Самая опасная неустойчивость, приводящая к полному разрушению плазмы, называется «неустойчивостью срыва» или просто «срывом». Она нелинейна и развивается в том случае, когда более элементарные линейные МГД моды, связанные с отдельными резонансными поверхностями, пересекаются в пространстве и, тем самым, разрушают магнитные поверхности. Попытки описать процесс срыва привели к созданию нелинейных кодов. К сожалению, пока ни один из них не способен описать картину разрушения плазмы.

В плазме сегодняшних экспериментов, помимо неустойчивости срыва, считаются опасными небольшое число неустойчивостей. Здесь мы назовем лишь две из них. Это так называемая RWM мода, связанная с конечной проводимостью стенок камеры и затуханием в ней токов, стабилизирующих плазму, и NTM мода, связанная с образованием магнитных островов на резонансных магнитных поверхностях. К настоящему времени создано несколько трехмерных МГД кодов в тороидальной геометрии для изучения этих типов возмущений. Идут активные поиски методов подавления указанных неустойчивостей, как на ранней стадии, так и на стадии развитой турбулентности.

• Описание переносов в плазме, теплопроводность и диффузия. Около сорока лет назад была создана классическая (основанная на парных соударениях частиц) теория переноса в тороидальной плазме. Эта теория была названа «неоклассической». Однако, уже в конце 60-х годов эксперименты показали, что перенос энергии и частиц в плазме гораздо больше неоклассического (на 1 – 2 порядка величины). На этом основании обычный перенос в экспериментальной плазме называется «аномальным».

Было предпринято много попыток описать аномальный перенос через развитие турбулентных ячеек в плазме. Обычный путь, принятый в последнем десятилетии во многих лабораториях мира, заключается в следующем. Предполагается, что первичной причиной, определяющей аномальный перенос, являются неустойчивости дрейфового типа, связанные с градиентами температуры ионов и электронов или с присутствием запертых частиц в тороидальной геометрии плазмы. Результаты расчетов по таким кодам приводят к следующей картине. Если градиенты температуры превышают некоторое критическое значение, то развивающаяся неустойчивость приводит к турбулизации плазмы и резкому увеличению потоков энергии. Предполагается, что эти потоки растут пропорционально расстоянию (в некоторой метрике) между экспериментальными и критическими градиентами. На этом пути в последнее десятилетие построено несколько транспортных моделей для описания переноса энергии в плазме токамака. Однако, попытки провести сравнение расчетов по этим моделям с экспериментом не всегда приводят к успеху. Для описания экспериментов приходится предполагать, что в разных режимах разрядов и в разных пространственных точках сечения плазмы главную роль в переносе играют разные неустойчивости. В результате предсказание не всегда оказывается надежным.

Дело осложняется еще и тем, что за последние четверть века открыто много признаков «самоорганизации» плазмы. Пример такого эффекта приведен на Рис.6 а,б.

Рис.6а показывает профили плотности плазмы n (r) для двух разрядов установки MAST с одинаковыми токами и магнитными полями, но с разной скоростью подачи газа дейтерия для поддержания плотности. Здесь r – расстояние до центральной оси тора. Видно, что профили плотности сильно различаются по своей форме. На Рис.6б для тех же импульсов показаны профили электронного давления , нормированные в точке – профиль температуры электронов. Видно, что «крылья» профилей давления хорошо совпадают. Из этого следует, что профили электронной температуры как бы «подстраиваются», чтобы сделать профили давления одинаковыми. Но это означает, что «подстраиваются» коэффициенты переноса, то есть они не являются функциями локальных параметров плазмы. Такая картина в целом и называется самоорганизацией. Несовпадение профилей давления в центральной части объясняется наличием периодических МГД колебаний в центральной зоне разряда с большей плотностью. Профили давления на крыльях совпадают, несмотря на эту нестационарность.

В наших работах предполагается, что эффект самоорганизации определяется одновременным действием многих неустойчивостей. Нельзя выделить среди них главную неустойчивость, поэтому описание переноса следует связывать с какими-то вариационными принципами, которые реализуются в плазме за счет диссипативных процессов. В качестве такого принципа предлагается использовать принцип минимума магнитной энергии, предложенный Кадомцевым . Этот принцип позволяет выделить некоторые специальные профили тока и давления, которые принято называть каноническими. В транспортных моделях они играют ту же роль, что и критические градиенты. Модели, построенные на этом пути, позволяют разумно описать экспериментальные профили температуры и плотности плазмы в разных режимах работы токамака .

8. Путь в будущее. Надежды и мечты.

За более чем полвека исследований горячей плазмы пройдена заметная доля пути к термоядерному реактору. В настоящее время наиболее перспективным представляется использование для этой цели установок типа токамак. Параллельно, хотя и с задержкой на 10-15 лет, развивается направление стеллараторов. Какая их этих установок окажется в конце концов более подходящей для коммерческого реактора, сейчас нельзя сказать. Это может быть решено лишь в будущем.

Прогресс в исследованиях по УТС, начиная с 60-х годов, показан на Рис.7 в двойном логарифмическом масштабе.

Сивкова Ольга Дмитриевна

Данная работа заняла 3 место на районном НОУ

Скачать:

Предварительный просмотр:

Муниципальное образовательное учреждение

Средняя общеобразовательная школа №175

Ленинского района г. Н. Новгорода

Проблемы термоядерного синтеза

Выполнила: Сивкова Ольга Дмитриевна

Ученица 11 «А» класса, школы №175

Научный руководитель:

Киржаева Д. Г.

Нижний Новгород

2013 год.

Введение 3

2. Управляемый термоядерный синтез 8

3. Преимущества термоядерного синтеза 10

4. Проблемы термоядерного синтеза 12

4.1 Экологические проблемы 15

4.2 Медицинские проблемы 16

5. Термоядерные установки 18

6. Перспективы освоения термоядерного синтеза 23

Заключение 26

Литература 27

Введение

По разным прогнозам, основные источники электроэнергии на планете закончатся через 50-100 лет. Запасы нефти человечество исчерпает лет через 40, газа - максимум через 80, а урана - через 80-100 лет. Запасов угля может хватить лет на 400. Но использование этого органического топлива, причем в качестве основного, ставит планету за грань экологической катастрофы. Если сегодня не остановить столь нещадное загрязнение атмосферы, ни о каких столетиях не может быть и речи. А значит, альтернативный источник энергии нам необходим уже в обозримом будущем.

И такой источник есть. Это - термоядерная энергетика, в которой используется абсолютно нерадиоактивный дейтерий и радиоактивный тритий, но в объемах в тысячи раз меньших, чем в атомной энергетике. И источник этот практически неисчерпаем, он основан на столкновении ядер водорода, а водород - самое распространенное вещество во Вселенной.

Одной из важнейших задач, стоящих перед человечеством в этой области стоит проблема управляемого термоядерного синтеза.

Человеческая цивилизация не может существовать, а тем более развиваться без энергии. Все хорошо понимают, что освоенные источники энергии, к сожалению, могут скоро истощиться. По данным Мирового энергетического совета, разведанных запасов углеводородного топлива на Земле осталось на 30 лет.

Сегодня основными источниками энергии служат нефть, газ и уголь.

По оценкам специалистов, запасы этих ископаемых на исходе. Почти не осталось разведанных, годных к освоению месторождений нефти и уже наши внуки могут столкнуться с очень серьезной проблемой нехватки энергии.

Наиболее обеспеченные топливом атомные электростанции могли бы, конечно, еще не одну сотню лет снабжать человечество электроэнергией.

Объект исследования: Проблемы управляемого термоядерного синтеза.

Предмет исследования: Термоядерный синтез.

Цель исследования: Решить проблему управления термоядерным синтезом;

Задачи исследования:

• Изучить виды термоядерных реакций.
• Рассмотреть все возможные варианты донесения энергии, выделявшийся во время термоядерной реакции, до человека.
• Выдвинуть теорию о преобразования энергии в электричество.

Исходный факт:

Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия - физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме.

Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем:

• Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры.
• Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени.
• В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа.
• Следующая проблема – накопление этой энергии и преобразование её в электричество

1. Термоядерные реакции на Солнце

Что является источником солнечной энергии? Какова природа процессов, в ходе которых производится огромное количество энергии? Сколько времени будет еще светить Солнце?

Первые попытки ответить на эти вопросы были сделаны астрономами в середине ХIX века, после формулирования физиками закона сохранения энергии.

Роберт Майер предположил, что Солнце светит за счет постоянной бомбардировки поверхности метеоритами и метеорными частицами. Эта гипотеза была отвергнута, так как простой расчет показывает, что для поддержания светимости Солнца на современном уровне необходимо, чтобы на него за каждую секунду выпадало 2∙10 15 кг метеорного вещества. За год это составит 6∙10 22 кг, а за время существования Солнца, за 5 миллиардов лет – 3∙10 32 кг. Масса Солнца М = 2∙10 30 кг, поэтому за пять миллиардов лет на Солнце должно было выпасть вещества в 150 раз больше массы Солнца.

Вторая гипотеза была высказана Гельмгольцем и Кельвином также в середине ХIX века. Они предположили, что Солнце излучает за счет сжатия на 60–70 метров ежегодно. Причина сжатия – взаимное притяжение частиц Солнца, именно поэтому данная гипотеза получила название контракционной . Если сделать расчет по данной гипотезе, то возраст Солнца будет не больше 20 миллионов лет, что противоречит современным данным, полученным по анализу радиоактивного распада элементов в геологических образцах земного грунта и грунта Луны.

Третью гипотезу о возможных источниках энергии Солнца высказал Джеймс Джинс в начале ХХ века. Он предположил, что в недрах Солнца содержатся тяжелые радиоактивные элементы, которые самопроизвольно распадаются, при этом излучается энергия. Например, превращение урана в торий и затем в свинец, сопровождается выделением энергии. Последующий анализ этой гипотезы также показал ее несостоятельность; звезда, состоящая из одного урана, не выделяла бы достаточно энергии для обеспечения наблюдаемой светимости Солнца. Кроме того, существуют звезды, по светимости во много раз превосходящие светимость нашей звезды. Маловероятно, что в тех звездах запасы радиоактивного вещества будут также больше.

Самой вероятной гипотезой оказалась гипотеза синтеза элементов в результате ядерных реакций в недрах звезд.

В 1935 году Ханс Бете выдвинул гипотезу, что источником солнечной энергии может быть термоядерная реакция превращения водорода в гелий. Именно за это Бете получил Нобелевскую премию в 1967 году.

Химический состав Солнца примерно такой же, как и у большинства других звезд. Примерно 75 % – это водород, 25 % – гелий и менее 1 % – все другие химические элементы (в основном, углерод, кислород, азот и т.д.). Сразу после рождения Вселенной "тяжелых" элементов не было совсем. Все они, т.е. элементы тяжелее гелия и даже многие альфа-частицы, образовались в ходе "горения" водорода в звездах при термоядерном синтезе. Характерное время жизни звезды типа Солнца десять миллиардов лет.

Основной источник энергии – протон-протонный цикл – очень медленная реакция (характерное время 7,9∙10 9 лет), так как обусловлена слабым взаимодействием. Ее суть состоит в том, что из четырех протонов получается ядро гелия. При этом выделяются пара позитронов и пара нейтрино, а также 26,7 МэВ энергии. Количество нейтрино, излучаемое Солнцем за секунду, определяется только светимостью Солнца. Поскольку при выделении 26,7 МэВ рождается 2 нейтрино, то скорость излучения нейтрино: 1,8∙10 38 нейтрино/с. Прямая проверка этой теории – наблюдение солнечных нейтрино. Нейтрино высоких энергий (борные) регистрируются в хлор-аргонных экспериментах (эксперименты Дэвиса) и устойчиво показывают недостаток нейтрино по сравнению с теоретическим значением для стандартной модели Солнца. Нейтрино низких энергий, возникающие непосредственно в рр-реакции, регистрируются в галлий-германиевых экспериментах (GALLEX в Гран Сассо (Италия – Германия) и SAGE на Баксане (Россия – США)); их также "не хватает".

По некоторым предположениям, если нейтрино имеют отличную от нуля массу покоя, возможны осцилляции (превращения) различных сортов нейтрино (эффект Михеева – Смирнова – Вольфенштейна) (существует три сорта нейтрино: электронное, мюонное и тауонное нейтрино). Т.к. другие нейтрино имеют гораздо меньшие сечения взаимодействия с веществом, чем электронное, наблюдаемый дефицит может быть объяснен, не меняя стандартной модели Солнца, построенной на основе всей совокупности астрономических данных.

Каждую секунду Солнце перерабатывает около 600 миллионов тонн водорода. Запасов ядерного топлива хватит еще на пять миллиардов лет, после чего оно постепенно превратится в белый карлик.

Центральные части Солнца будут сжиматься, разогреваясь, а тепло, передаваемое при этом внешней оболочке, приведет к ее расширению до размеров, чудовищных по сравнению с современными: Солнце расширится настолько, что поглотит Меркурий, Венеру и будет тратить "горючее" в сто раз быстрее, чем в настоящее время. Это приведет к увеличению размеров Солнца; наша звезда станет красным гигантом, размеры которого сравнимы с расстоянием от Земли до Солнца!

Мы, конечно, будем заранее поставлены в известность о таком событии, поскольку переход к новой стадии займет примерно 100–200 миллионов лет. Когда температура центральной части Солнца достигнет 100 000 000 К, начнет сгорать и гелий, превращаясь в тяжёлые элементы, и Солнце вступит в стадию сложных циклов сжатия и расширения. На последней стадии наша звезда потеряет внешнюю оболочку, центральное ядро будет иметь невероятно большую плотность и размеры, как у Земли. Пройдет еще несколько миллиардов лет, и Солнце остынет, превратившись в белый карлик.

2. Управляемый термоядерный синтез.

Управляемый термоядерный синтез (УТС) – синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий ( 2 H) и тритий (3 H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 ( 3 He) и бор-11 (11 B).

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

К термоядерному горючему относят дейтерий 2 D 1 , тритий 3 Т 1 и 6 Li 3 . Первичным ядерным горючим этого типа является дейтерий. 6 Li 3 служит сырьем для получения вторичного термоядерного горючего – трития.

Тритий 3 Т 1 - сверхтяжёлый водород 3 Н 1 – получают при облучении природного Li ( 7,52% 6 Li 3 ) нейтронами и альфа-частицами ( 4 α 2 - ядра атома гелия 4 Не 2 ). В качестве термоядерного горючего используют дейтерий в смеси с тритием и 6 Li 3 (в форме LiD и LiТ ). При осуществлении ядерных реакций синтеза в горючем протекают реакции синтеза ядер гелия (при температуре десятки-сотни миллионов градусов). Выделяющиеся нейтроны поглощаются ядрами 6 Li 3 , при этом образуется дополнительное количество трития по реакции: 6 Li 3 + 1 п 0 = 3 Т 1 + 4 Не 2 (в реакции суммы массовых числе 6+1=3+4 и суммы зарядов 3+0=1+2 должны быть одинаковыми в обеих частях уравнения). Два ядра дейтерия (тяжёлый водород) дают в результате реакции синтеза одно ядро трития (сверхтяжёлый водород) и протон (ядро атома нормального водорода): 2 D 1 + 2 D 1 = 3 Т 1 + 1 Р 1; Реакции может идти и по другому пути, с образованием ядра изотопа гелия 3 Не 2 и нейтрона 1 п 0 : 2 D 1 + 2 D 1 = 3 Не 2 + 1 п 0 . Тритий вступает в реакцию с дейтерием, вновь возникают нейтроны, способные взаимодействовать с 6 Li 3: 2 D 1 + 3 Т 1 = 4 Не 2 + 1 п 0 и т.д. Теплотворная способность термоядерного горючего в 5–6 раз выше, чем у делящихся материалов. Запасы дейтерия в гидросфере составляют порядка 10 13 т . Однако в настоящее время практически осуществляются только неуправляемые реакции (взрыв), широко ведется поиск методов осуществления управляемой термоядерной реакции, позволяющей в принципе обеспечить человечество энергией практически на неограниченный срок.

3.Преимущества термоядерного синтеза

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энергии в течение многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энергии ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г. исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка – Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука – физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

4. Проблемы управляемого термоядерного синтеза

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

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

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

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

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

1. Энергия, участвующих в реакции ядер, должна составлять не менее 10 кэВ. Чтобы пошел ядерный синтез, участвующие в реакции ядра должны попасть в поле ядерных сил, радиус действия которых 10-12-10-13 с.см. Однако атомные ядра обладают положительным электрическим зарядом, а одноименные заряды отталкиваются. На рубеже действия ядерных сил энергия кулоновского отталкивания составляет величину порядка 10 кэВ. Чтобы преодолеть этот барьер, ядра при столкновении должны иметь кинетическую энергию, по крайней мере не меньше данной величины.
2. Произведение концентрации реагирующих ядер на время удержания, в течение которого они сохраняют указанную энергию, должно быть не менее 1014 с.см-3. Это условие - так называемый критерий Лоусона - определяет предел энергетической выгодности реакции. Чтобы энергия, выделившаяся в реакции синтеза, хотя бы покрывала расходы энергии на инициирование реакции, атомные ядра должны претерпеть много столкновений. В каждом столкновении, при котором происходит реакция синтеза между дейтерием (D) и тритием (Т), выделяется 17,6 МэВ энергии, т. е. примерно 3.10-12 Дж. Если, например, на поджиг затрачивается энергия 10 МДж, то реакция будет неубыточной, если в ней примут участие не менее 3.1018 пар D-T. А для этого довольно плотную плазму высокой энергии нужно удерживать в реакторе достаточно долго. Такое условие и выражается критерием Лоусона.

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

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

Но существует и другой метод решения этой проблемы – холодный термояд. Что такое холодный термояд - это аналог "горячей" термоядерной реакции проходящий при комнатной температуре.

В природе существует как минимум, два способа изменения материи внутри одной мерности континуума. Можно вскипятить воду на огне, т.е. термически, а можно в СВЧ печи, т.е. частотно. Результат один – вода закипает, разница лишь в том, что частотный метод более быстрый. Также используется достижение сверхвысокой температуры, чтобы расщепить ядро атома. Термический способ даёт неуправляемую ядерную реакцию. Энергия холодного термояда – энергия переходного состояния. Одним из основных условий конструкции реактора для проведения реакции холодного термояда есть условие его пирамидально – кристаллической формы. Другим важным условием есть наличие вращающегося магнитного и торсионного полей. Пересечение полей происходит в точке неустойчивого равновесия ядра водорода.

Учёные Рузи Талейархан из Ок-Риджской Национальной Лаборатории, Ричард Лейхи из Политехнического Университета им. Ренссилира и академик Роберт Нигматулин - зафиксировали в лабораторных условиях холодную термоядерную реакцию.

Группа использовала мензурку с жидким ацетоном размером с два-три стакана. Сквозь жидкость интенсивно пропускались звуковые волны, производя эффект, известный в физике как акустическая кавитация, следствием которой является сонолюминесценция. Во время кавитации в жидкости появлялись маленькие пузыри, которые увеличивались до двух миллиметров в диаметре и взрывались. Взрывы сопровождались вспышками света и выделением энергии т.е. температура внутри пузырьков в момент взрыва достигала 10 миллионов градусов по Кельвину, а выделяемой энергии, по утверждению экспериментаторов, достаточно для осуществления термоядерного синтеза.

"Технически" суть реакции заключается в том, что в результате соединения двух атомов дейтерия образуется третий - изотоп водорода, известный как тритий, и нейтрон, характеризующийся колоссальным количеством энергии.

4.1 Экономические проблемы

При создании УТС предполагается, что это будет крупная установка, оснащенная мощными компьютерами. Это будет целый маленький город. Но в случае аварии или поломки оборудования, работа станции будет нарушена.

Это не предусмотрено например в современных проектах АЭС. Считается что главное их построить, а что будет потом не важно.

Но в случае отказа 1 станции много городов останется без электроэнергии. Это можно наблюдать на примере АЭС в Армении. Вывоз радиоактивных отходов стал очень дорог. По требованию зеленых АЭС была закрыта. Население осталось без электроэнергии, оборудование электростанции износилось, а деньги выделенные международными организациями на восстановление были растрачены.

Серьезной экономической проблемой является дезактивация заброшенных производств, где производилась переработка урана. Например "в городе Актау - собственный маленький "чернобыль". Он расположен на территории химико-гидрометаллургического завода (ХГМЗ). Излучение гамма-фона в цехе по переработке урана (ГМЦ) местами достигает 11000 микрорентген в час, средний уровень фона - 200 микрорентген (Обычный естественный фон от 10 до 25 микрорентген в час). После остановки завода здесь вообще не проводилась дезактивация. Значительная часть оборудования, около пятнадцати тысяч тонн, имеет уже неснимаемую радиоактивность. При этом столь опасные предметы хранятся под открытым небом, плохо охраняются и постоянно растаскиваются с территории ХГМЗ.

Поэтому раз не существует вечных производств, в связи с появлением новых технологий УТС может быть закрыта и тогда предметы, металлы c предприятия попадут на рынок и пострадает местное население.

В системе охлаждения УТС будет использоваться вода. Но по данным экологов, если брать статистику по АЭС, вода из этих водоемов не пригодна для питья.

По данным экспертов, водоем полон тяжелых металлов (в частности, тория-232), и в некоторых местах уровень гамма-излучения достигает 50 - 60 микрорентген в час.

То есть сейчас, при строительстве АЭС не предусматриваются средства, которые бы возвращали местность в первоначальное состояние. И после закрытия предприятия никто не знает как захоронить накопившиеся отходы и очистить бывшее предприятие.

4.2 Медицинские проблемы

К вредным воздействиям УТС относится выработка мутантов вирусов и бактерий, вырабатывающих вредные вещества. Особенно это касается вирусов и бактерий, находящихся в теле человека. Появление злокачественных опухолей и заболевания раком, будет скорее всего распространенным заболеванием жителей поселков, живущих рядом с УТС. Жители всегда больше страдают, так как у них нет никаких средств защиты. Дозиметры дороги, а лекарства недоступны. Отходы от УТС будут сбрасывать в реки, стравливать в воздух или закачивать в подземные пласты, что происходит сейчас на АЭС.

Помимо повреждений, проявляющихся вскоре после облучения в больших дозах, ионизирующее излучение вызывает отдаленные последствия. В основном канцерогенез и генетические нарушения, которые могут возникнуть при любых дозах и характере облучения(разовом, хроническом, локальном).

По сообщениям от врачей, которые регистрировали заболевания работников АЭС, сначала идут сердечно сосудистые заболевания(инфаркты), затем рак. Сердечная мышца истончается под действием радиации, становиться дряблой, менее прочной. Встречаются совсем непонятные заболевания. Например отказ работы печени. Но почему это происходит, никто из врачей до сих пор не знает. При попадании радиоактивных веществ при аварии в дыхательные пути врачи вырезают поврежденные ткани легкого и трахеи и инвалид ходит с переносным устройством, для дыхания

5. Термоядерные установки

Ученые нашей страны и большинства развитых стран мира уже много лет занимаются проблемой использования термоядерных реакций для целей энергетики. Созданы уникальные термоядерные установки - сложнейшие технические устройства, предназначенные для изучения возможности получения колоссальной энергии, которая выделяется пока лишь при взрыве водородной бомбы. Ученые хотят научиться контролировать ход термоядерной реакции - реакции соединения тяжелых ядер водорода (дейтерия и трития) с образованием ядер гелия при высоких температурах, - чтобы использовать выделяющуюся при этом энергию в мирных целях, на благо людям.

В литре водопроводной воды содержится совсем немного дейтерия. Но если этот дейтерий собрать и использовать как топливо в термоядерной установке, то можно получить энергии столько, сколько от сжигания почти 300 килограммов нефти. А для обеспечения энергией, которую сейчас получают при сжигании обычного топлива, добываемого за год, потребовалось бы извлечь дейтерий из воды, содержащейся в кубе со стороной всего 160 метров. Одна река Волга ежегодно несет в Каспийское море около 60000 таких кубов воды.

Для осуществления термоядерной реакции необходимо соблюдение нескольких условий. Так, температура в зоне, где происходит соединение тяжелых ядер водорода, должна составлять примерно 100 миллионов градусов. При такой огромной температуре речь идет уже не о газе, а о плазме. Плазма - это такое состояние вещества, когда при высоких температурах газа нейтральные атомы теряют принадлежащие им электроны и превращаются в положительные ионы. По-другому, плазма - смесь свободно движущихся положительных ионов и электронов. Второе условие состоит в необходимости поддерживать в зоне реакции плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре. И, наконец, главное и самое трудное, - надо удержать ход термоядерной реакции хотя бы не меньше одной секунды.

Рабочая камера термоядерной установки - тороидальная, похожа на огромный пустотелый бублик. Она заполнена смесью дейтерия и трития. Внутри самой камеры создается плазменный виток - проводник, по которому пропускают электрический ток силой около 20 миллионов ампер.
Электрический ток выполняет три важные функции. Во-первых, он создает плазму. Во-вторых, разогревает ее до ста миллионов градусов. И, наконец, ток создает вокруг себя магнитное поле, то есть окружает плазму магнитными силовыми линиями. В принципе силовые линии вокруг плазмы должны были бы удержать ее в подвешенном состоянии и не дать плазме возможность соприкоснуться со стенками камеры Однако удержать плазму в подвешенном состоянии не так просто. Электрические силы деформируют плазменный проводник, не обладающий прочностью металлического проводника. Он изгибается, ударяется о стенку камеры и отдает ей свою тепловую энергию. Для предотвращения этого поверх тороидальной камеры надевают еще катушки, создающие в камере продольное магнитное поле, оттесняющее плазменный проводник от стенок. Только и этого оказывается мало, поскольку плазменный проводник с током стремится растянуться, увеличить свой диаметр. Удержать плазменный проводник от расширения призвано также магнитное поле, которое создается автоматически, без посторонних внешних сил. Плазменный проводник помещают вместе с тороидальной камерой еще в одну камеру большего размера, сделанную из немагнитного материала, обычно меди. Как только плазменный проводник делает попытку отклониться от положения равновесия, в медной оболочке по закону электромагнитной индукции возникает индукционный ток, обратный по направлению току в плазме. В результате появляется противодействующая сила, отталкивающая плазму от стенок камеры.
Удерживать плазму от соприкосновения со стенками камеры магнитным полем предложил в 1949 году А.Д. Сахаров, а немного позже американец Дж. Спитцер.

В физике принято давать названия каждому новому типу экспериментальных установок. Сооружение с такой системой обмоток именуется токамаком - сокращение от «тороидальная камера и магнитная катушка».

В 1970-е годы в СССР была построена термоядерная установка, названная «Токамак-10». Ее разработали в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова. На этой установке получили температуру плазменного проводника 10 миллионов градусов, плотность плазмы не ниже 100 тысяч миллиардов частиц в кубическом сантиметре и время удержания плазмы близко к 0,5 секунды. Крупнейшая на сегодня в нашей стране установка «Токамак-15» также построена в московском научном центре «Курчатовский институт».

Все созданные термоядерные установки пока лишь потребляют энергию на разогрев плазмы и создание магнитных полей. Термоядерная установка будущего должна, наоборот, выделять столько энергии, чтобы небольшую ее часть можно было использовать для поддержания термоядерной реакции, то есть подогрева плазмы, создания магнитных полей и питания многих вспомогательных устройств и приборов, а основную часть - отдавать для потребления в электрическую сеть.

В 1997 году в Великобритании на токамаке JET достигли совпадения вложенной и полученной энергии. Хотя и этого, конечно, недостаточно для самоподдержания процесса: до 80 процентов полученной энергии теряется. Для того чтобы реактор работал, необходимо производить энергии в пять раз больше, чем тратится на нагревание плазмы и создание магнитных полей.
В 1986 году страны Европейского союза вместе с СССР, США и Японией решили совместными усилиями разработать и построить к 2010 году достаточно большой токамак, способный производить энергию не только для поддержания термоядерного синтеза в плазме, но и для получения полезной электрической мощности. Этот реактор назвали ITER, аббревиатура от - «международный термоядерный экспериментальный реактор». К 1998 году удалось завершить проектные расчеты, но из-за отказа американцев в конструкцию реактора пришлось вносить изменения, чтобы уменьшить его стоимость.

Можно позволить частицам двигаться естественным образом, а камере придать форму, повторяющую их траекторию. Камера тогда имеет довольно причудливый вид. Она повторяет форму плазменного шнура, возникающего в магнитном поле внешних катушек сложной конфигурации. Магнитное поле создают внешние катушки гораздо более сложной конфигурации, чем в токамаке. Устройства подобного рода называют стеллараторами. В нашей стране построен торсатрон «Ураган-3М». Этот экспериментальный стелларатор рассчитан на удержание плазмы, нагретой до десяти миллионов градусов.

В настоящее время у токамаков появились и другие серьезные конкуренты, использующие инерциальный термоядерный синтез. В этом случае несколько миллиграммов дейтерий-тритиевой смеси заключают в капсулу диаметром 1–2 миллиметра. На капсуле фокусируют импульсное излучение нескольких десятков мощных лазеров. В результате капсула мгновенно испаряется. В излучение надо вложить 2 МДж энергии за 5–10 наносекунд. Тогда световое давление сожмет смесь до такой степени, что может пойти реакция термоядерного синтеза. Выделившаяся энергия при взрыве, по мощности эквивалентного взрыву ста килограммов тротила, будет преобразовываться в более удобную для использования форму - например в электрическую. Однако строительство стеллараторов и установок инерциального синтеза также наталкивается на серьезные технические трудности. Вероятно, практическое использование термоядерной энергии - вопрос не ближайшего будущего.

6. Перспективы освоения термоядерного синтеза

В качестве важной задачи для атомной отрасли, на долгосрочную перспективу является выход на освоение технологий управляемого термоядерного синтеза как основы энергетики будущего. В настоящее время во всем мире принимаются стратегические решения по развитию и освоению новых источников энергии. Необходимость разработки таких источников связана с ожидаемым дефицитом производства энергии и ограниченностью топливных ресурсов. Одним из наиболее перспективных инновационных источников энергии является управляемый термоядерный синтез (УТС). Энергия синтеза выделяется при слиянии ядер тяжелых изотопов водорода. Топливом для термоядерного реактора служат вода и литий, запасы которых практически не ограничены. В земных условиях реализация УТС представляет сложную научно-технологическую задачу, связанную с получением температуры вещества более 100 миллионов градусов и термоизоляцией области синтеза от стенок реактора.

Термоядерный синтез - это долгосрочный проект, создание коммерческой установки ожидается к 2040-2050 году. Наиболее вероятный сценарий овладения термоядерной энергией предполагает реализацию трех этапов:
- освоение режимов длительного горения термоядерной реакции;
- демонстрация производства электроэнергии;
- создание промышленных термоядерных станций.

В рамках международного проекта ИТЭР (международный термоядерный экспериментальный реактор) предполагается продемонстрировать техническую возможность удержания плазмы и получения энергии. Основная программная цель проекта ИТЭР заключается в демонстрации научной и технической возможности получения энергии за счет реакций синтеза (слияния) изотопов водорода – дейтерия и трития. Проектная термоядерная мощность реактора ИТЭР составит порядка 500 МВт при температуре плазмы в 100 млн. градусов.
В ноябре 2006 года всеми участниками проекта ИТЭР - Европейским союзом, Россией, Японией, США, Китаем, Кореей и Индией подписаны Соглашения о создании Международной организации ИТЭР по термоядерной энергии для совместной реализации проекта ИТЭР. Этап сооружения реактора начался с 2007 года.

Участие России в проекте ИТЭР заключается в разработке, изготовлении и поставке на площадку сооружения реактора (г.Кадараш, Франция) основного технологического оборудования и внесению денежного взноса, составляющих в целом около 10% от полной стоимости сооружения реактора. Такая же доля вклада у США, Китая, Индии, Кореи и Японии.
Дорожная карта овладения энергией управляемого термоядерного синтеза

2000 год (современный уровень):
Решаемые задачи: достижение равенства затрат и выработки энергии
Последнее поколение токамаков позволило вплотную приблизиться к осуществлению управляемого термоядерного горения с большим выделением энергии.
Мощность реакций термоядерного синтеза достигла уровня 17 МВт, (установка JET, ЕС), что сравнимо с вложенной в плазму мощностью.
2020 год:

Решаемые в проекте ИТЭР задачи: длительная реакция, освоение и интеграция термоядерных технологий .

Цель проекта ИТЭР - достижение контролируемого зажигания термоядерной реакции и ее длительного горения при десятикратном превышении термоядерной мощности над мощностью на инициирование реакции синтеза Q³10.

2030 год:
Решаемая задача: сооружение демонстрационной станции ДЕМО (ОТЭ)
Выбор оптимальных материалов и технологий для ОТЭ, выполнено проектирование, строительство и пусковые испытания опытной термоядерной электростанции в рамках проекта ДЕМО, завершено концептуальное проектирование ПТЭ.
2050 год
Решаемые задачи: проектирование и сооружение ПТЭ, завершение испытаний технологий генерации электрической мощности на ДЕМО.
Создание энергетической промышленной станции с высоким запасом безопасности и приемлемыми экономическими показателями стоимости энергии.
Человечество получит в свои руки неисчерпаемый, экологически и экономически приемлемый источник энергии. В основе проекта термоядерного реактора положены системы с магнитным удержанием плазмы типа «Токамак», впервые разработанные и реализованные в СССР. В 1968 году на токамаке Т-3 была достигнута температура плазмы в 10 млн. градусов. С этого времени установки «Токамак» стали лидирующим направлением в исследованиях по термоядерному синтезу во всех странах.

В настоящее время в России эксплуатируются токамаки Т-10 и Т-15 (РНЦ «Курчатовский институт»), Т-11М (ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ, Троицк, Московская область), Глобус-М, ФТ-2, Туман-3 (Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе, Санкт-Петербург, РАН) и стелларатор Л-2 (Институт общей физики, Москва, РАН).

Заключение

На основе проведенных исследований можно сделать следующие выводы:

Термоядерный синтез – наиболее рациональный, экологический безвредный и дешевый способ получения энергии, по количеству получаемого тепла несравнимый с природными источниками, используемыми человеком в настоящий момент. Безусловно, процесс освоения термоядерного синтеза решил бы многие проблемы человечества, как в настоящем, так и в будущем.

В будущем термоядерный синтез позволит преодолеть еще один "кризис человечества", а именно, перенаселение Земли. Не секрет, что развитие земной цивилизации предусматривает постоянный и устойчивый рост населения планеты, поэтому вопрос освоения "новых территорий", иными словами, колонизация соседних планет Солнечной системы для создания постоянных поселений - вопрос уже совсем недалекого будущего.

Литература

1. А. П. Баскаков. Теплотехника/ - М.: Энергоатомиздат, 1991
2. В. И. Крутов. Теплотехника/ - М.: Машиностроение, 1986
3. К. В. Тихомиров. Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция – М.: Стройиздат, 1991
4. В. П. Преображенский. Теплотехнические измерения и приборы - М.: Энергия, 1978
5. Jeffrey P. Freidberg. Plasma Physics and Fusion Energy/ - Cambridge University Press, 2007.
6. http://www.college.ru./astronomy- Астрономия
7. http://n-t.ru/tp/ie/ts.htm Термоядерный синтез на Солнце – новая версия Владимир Власов

Предварительный просмотр:

Чтобы пользоваться предварительным просмотром презентаций создайте себе аккаунт (учетную запись) Google и войдите в него: https://accounts.google.com

Подписи к слайдам:

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

ПОНЯТИЕ Это разновидность ядерной реакции, при которой лёгкие атомные ядра объединяются в более тяжёлые за счет кинетической энергии их теплового движения.

ПОЛУЧЕНИЕ ЭНЕРГИИ

УРАВНЕНИЕ РЕАКЦИИ С ОБРАЗОВАНИЕМ HE ⁴

ТЕРМОЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ НА СОЛНЦЕ

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

ТОРОИДАЛЬНАЯ КАМЕРА С МАГНИТНЫМИ КАТУШКАМИ (ТОКАМАК)

НЕОБХОДИМОСТЬ ОСВОЕНИЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

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

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

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

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

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

Одним из перспективных источников получения электричества является

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

Во время химической реакции изменяются электронные оболочки атомов. В

результате ядерной реакции иным становится строение атомного ядра – гораздо

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

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

образуются ядра элементов средней массы, выделяется огромное количество

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

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

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

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

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

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

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

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

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

произвести столько же энергии, сколько можно получить при сгорании бочки

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

на 4 тыс. лет.

Еще больше энергии выделяется в реакциях сверхтяжелого изотопа

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

1T3+1D2 > 2He4 + n + 17,6 МэВ

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

в атомных реакторах, воздействуя потоком электронов на атомы лития:

N + 3Li7 > 2He4 + T

Однако осуществить эту реакцию весьма непросто: она начнется лишь в

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

ядерного притяжения (так называемого сильного взаимодействия). Это

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

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

сами ядра до начала сильного взаимодействия расталкиваются кулоновскими

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