За първи път той формулира проблема за контролирания термоядрен синтез в Съветския съюз и предлага някакво конструктивно решение за него. съветски физикЛаврентиев О. А. Освен него важен приносза решаване на проблема бяха въведени следните: изключителни физици, като А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм, както и Л. А. Арцимович, който ръководи съветската програма за контролиран термоядрен синтез от 1951 г.
Исторически въпросът за контролирания термоядрен синтез на глобално ниво възниква в средата на 20 век. Известно е, че И. В. Курчатов през 1956 г. прави предложение за сътрудничество между ядрените учени различни държавипри разрешаването на това научен проблем. Това се случи по време на посещение в британския ядрен център Харуел ( английски) .
Видове реакции
Реакцията на синтез е следната: две или повече атомни ядра, в резултат на прилагането на определена сила, се приближават едно до друго, така че силите, действащи на такива разстояния, преобладават над силите на отблъскване на Кулон между еднакво заредени ядра, което води до образуване на ново ядро. Когато се създаде ново ядро, ще се освободи голямо количество силна енергия на взаимодействие. от добре позната формула E=mc², след като освободи енергия, системата от нуклони ще загуби част от масата си. Атомните ядра, които имат малък електрически заряд, са по-лесни за достигане до желаното разстояние, така че тежки изотопиводород са един от най-добри гледкигориво за реакцията на синтез.
Установено е, че смес от два изотопа, деутерий и тритий, изисква най-малко енергия за реакция на синтез в сравнение с енергията, освободена по време на реакцията. Въпреки това, въпреки че деутерий-тритий (D-T) е обект на повечето изследвания на термоядрен синтез, той в никакъв случай не е единственото потенциално гориво. Други смеси могат да бъдат по-лесни за производство; тяхната реакция може да бъде по-надеждно контролирана или, което е по-важно, да произвеждат по-малко неутрони. Така наречените „безнеутронни“ реакции са от особен интерес, тъй като успешното промишлено използване на такова гориво ще означава липса на дългосрочно радиоактивно замърсяване на материалите и дизайна на реактора, което от своя страна може да има положително въздействие върху общественото мнениеи върху общите разходи за експлоатация на реактора, което значително намалява разходите за извеждане от експлоатация и обезвреждане. Проблемът остава, че реакциите на синтез, използващи алтернативни горива, са много по-трудни за поддържане, тъй като D-T реакциясе счита само за необходима първа стъпка.
Може да се използва контролиран синтез различни видоветермоядрени реакции в зависимост от вида на използваното гориво.
Реакция на деутерий + тритий (D-T гориво)
Най-лесно осъществимата реакция е деутерий + тритий:
2 H + 3 H = 4 He + n с изходна енергия от 17,6 MeV (мегаелектронволт).
Тази реакция е най-лесно осъществима от гледна точка модерни технологии, дава значителна енергийна мощност, горивните компоненти са евтини. Недостатъкът е освобождаването на нежелано неутронно лъчение.
Две ядра: деутерий и тритий се сливат, за да образуват хелиево ядро (алфа частица) и високоенергиен неутрон:
Токамак (TORoidal Chamber with Magnetic Coils) - тороидална инсталация за магнитно задържане на плазмата. Плазмата се задържа не от стените на камерата, които не могат да издържат на нейната температура, а от специално създадено магнитно поле. Особеност на токамака е използването електрически ток, протичащи през плазмата, за да създадат тороидалното поле, необходимо за равновесието на плазмата.
Реакция деутерий + хелий-3
Много по-трудно е, на границата на възможното, да се извърши реакцията на деутерий + хелий-3
2 H + 3 He = 4 He + с изходна енергия от 18,4 MeV.Условията за постигането му са много по-сложни. Хелий-3 също е рядък и изключително скъп изотоп. В момента не се произвежда в индустриален мащаб. Въпреки това, той може да бъде получен от тритий, който се произвежда на свой ред в атомни електроцентрали; или добивани на Луната.
Сложността на провеждането на термоядрена реакция може да се характеризира с тройния продукт nTτ (плътност за температура за време на задържане). Според този параметър реакцията D-3He е приблизително 100 пъти по-сложна от D-T.
Реакция между ядра на деутерий (D-D, монопропелант)
В допълнение към основната реакция, в DD плазмата се случва и следното:
Тези реакции протичат бавно успоредно с реакцията деутерий + хелий-3 и образуваните по време на тях тритий и хелий-3 е вероятно веднага да реагират с деутерий.
Други видове реакции
Възможни са и други видове реакции. Изборът на гориво зависи от много фактори - неговата наличност и евтиност, енергийна мощност, лекота на постигане на условията, необходими за реакцията на термоядрен синтез (предимно температура), необходимите конструктивни характеристики на реактора и др.
"Безнеутронни" реакции
Най-обещаващите са така наречените реакции без неутрони, тъй като неутронният поток, генериран от термоядрен синтез (например при реакцията деутерий-тритий), отнема значителна част от мощността и генерира индуцирана радиоактивност в конструкцията на реактора. . Реакцията на деутерий + хелий-3 е обещаваща поради липсата на добив на неутрони.
Реакции с лек водород
D + T → 4 He (3,5 MeV) + n (14,1 MeV).
По-голямата част (повече от 80%) от освободената кинетична енергия обаче идва от неутрона. В резултат на сблъсъци на фрагменти с други атоми тази енергия се превръща в топлина. Освен това бързите неутрони създават значителни количества радиоактивни отпадъци. Обратно, синтезът на деутерий и хелий-3 не произвежда почти никакви радиоактивни продукти:
D + 3 He → 4 He (3,7 MeV) + p (14,7 MeV), където p е протон.
Това позволява използването на по-прости и по-ефективни системи за преобразуване на реакцията на кинетичен синтез, като например магнитохидродинамичен генератор.
Конструкции на реактори
Има две основни схеми за осъществяване на контролиран термоядрен синтез, чието развитие продължава в момента (2012 г.):
Първият тип термоядрен реактор е много по-добре разработен и проучен от втория.
Радиационна безопасност
Термоядреният реактор е много по-безопасен от ядрения реактор по отношение на радиацията. На първо място, количеството радиоактивни вещества, съдържащи се в него, е сравнително малко. Енергията, която може да се отдели при всяка авария, също е малка и не може да доведе до разрушаване на реактора. В същото време конструкцията на реактора има няколко естествени бариери, които предотвратяват разпространението на радиоактивни вещества. Например, вакуумната камера и обвивката на криостата трябва да бъдат запечатани, в противен случай реакторът просто няма да може да работи. По време на проектирането на ITER обаче беше обърнато голямо внимание на радиационна безопасносткакто при нормална работа, така и при възможни аварии.
Има няколко източника на възможно радиоактивно замърсяване:
- радиоактивен изотопводород - тритий;
- индуцирана радиоактивност в инсталационни материали в резултат на неутронно облъчване;
- радиоактивен прах, образуван в резултат на действието на плазмата върху първата стена;
- радиоактивни корозионни продукти, които могат да се образуват в охладителната система.
За да се предотврати разпространението на тритий и прах, ако те напуснат вакуумната камера и криостата, е необходима специална вентилационна система за поддържане на понижено налягане в сградата на реактора. Следователно няма да има изтичане на въздух от сградата, освен през вентилационните филтри.
Когато се конструира реактор, ITER например, когато е възможно, материали, които вече са тествани ядрена енергия. Поради това индуцираната радиоактивност ще бъде относително малка. По-специално, дори в случай на повреда на охладителните системи, естествената конвекция ще бъде достатъчна за охлаждане на вакуумната камера и други структурни елементи.
Разчетите показват, че дори при авария радиоактивните емисии няма да представляват опасност за населението и няма да налагат евакуация.
Горивен цикъл
Реакторите от първо поколение най-вероятно ще работят със смес от деутерий и тритий. Неутроните, които се произвеждат по време на реакцията, ще бъдат абсорбирани от щита на реактора и генерираната топлина ще се използва за загряване на охлаждащата течност в топлообменника, а тази енергия от своя страна ще се използва за въртене на генератора.
. .Реакцията на термоядрен синтез като промишлен източник на електричество
Енергията от термоядрения синтез се счита от много изследователи (по-специално Кристофър Луелин-Смит) за „естествен“ източник на енергия в дългосрочен план. Привържениците на комерсиалното използване на термоядрени реактори за производство на електроенергия цитират следните аргументи в своя полза:
Цената на електроенергията в сравнение с традиционните източници
Критиците посочват, че рентабилността на ядрения синтез при генерирането на електричество за общи цели остава открит въпрос. Същото проучване, поръчано от Службата за наука и технологии на британския парламент, показва, че разходите за производство на електроенергия с помощта на термоядрени реактори вероятно ще бъдат в по-високия край на спектъра на разходите на традиционните енергийни източници. Много ще зависи от бъдещата налична технология, пазарна структура и регулиране. Разходите за електроенергия пряко зависят от ефективността на използване, продължителността на работа и разходите за обезвреждане на реактора.
Отделен въпрос е цената на изследването. Страните от ЕС изразходват около 200 милиона евро годишно за изследвания и се прогнозира, че ще отнеме още няколко десетилетия, докато промишленото използване на ядрения синтез стане възможно. Привържениците на алтернативните неядрени източници на електроенергия смятат, че би било по-целесъобразно тези средства да се използват за въвеждане на възобновяеми източници на електроенергия.
Наличие на търговска термоядрена енергия
Въпреки широко разпространения оптимизъм (от ранните изследвания през 50-те години на миналия век), значителните пречки между настоящото разбиране на процесите на ядрен синтез, технологичните възможности и практическото използване на ядрения синтез все още не са преодолени. Дори не е ясно колко рентабилно би могло да бъде производството на електричество чрез ядрен синтез. Въпреки че има постоянен напредък в изследванията, изследователите постоянно се сблъскват с нови проблеми. Например, предизвикателството е разработването на материал, който може да издържи на неутронна бомбардировка, която се оценява на 100 пъти по-интензивна, отколкото в традиционните ядрени реактори. Сериозността на проблема се утежнява от факта, че напречното сечение за взаимодействие на неутрони с ядра с нарастваща енергия престава да зависи от броя на протоните и неутроните и се стреми към напречното сечение на атомното ядро - и за неутроните на енергия 14 MeV просто няма изотоп с достатъчно малко напречно сечение на взаимодействие. Това налага много честа подмяна. проекти D-TИ Д-Д реактори намалява неговата рентабилност толкова много, че цената на дизайна на реактора от модерни материализа тези два вида се оказва повече от себестойността на произведената от тях енергия. Има три възможни решения:
- Отказ от чист ядрен синтез и използването му като източник на неутрони за делене на уран или торий.
- Отказ от Д-Т и D-D синтезв полза на други реакции на синтез (например D-He).
- Рязко намаляване на разходите за структурни материали или разработване на процеси за тяхното възстановяване след облъчване. Необходими са също огромни инвестиции в науката за материалите, но перспективите са несигурни.
Страничните реакции D-D (3%) по време на синтеза на D-He усложняват производството на рентабилни конструкции за реактора, но не са невъзможни при сегашното технологично ниво.
Разграничават се следните етапи на изследването:
1. Равновесен или “пропускащ” режим(Безопасност): когато общата енергия, освободена в процеса на синтез, е равна на общата енергия, изразходвана за стартиране и поддържане на реакцията. Това съотношение е отбелязано със символа Q.
2. Пламтяща плазма(Горяща плазма): Междинен етап, в който реакцията ще се поддържа основно от алфа частици, които се произвеждат по време на реакцията, а не от външно нагряване. Q ≈ 5. Все още (2012) не е постигнато.
3. Запалване(Запалване): стабилна, самоподдържаща се реакция. Трябва да се постигне при високи стойности Q. Все още не е постигнато.
Следващата стъпка в изследванията трябва да бъде Международният термоядрен експериментален реактор (ITER). В този реактор се планира да се изследва поведението на високотемпературна плазма (пламтяща плазма с Q~ 30) и структурни материали за промишлен реактор.
Последната фаза на изследването ще бъде DEMO: прототип на индустриален реактор, в който ще бъде постигнато запалване и ще бъде демонстрирана практичността на новите материали. Най-оптимистичната прогноза за завършване на DEMO фазата: 30 години. като се има предвид прогнозно времеЗа да изградим и пуснем в експлоатация индустриален реактор, ни делят ~40 години от индустриалното използване на термоядрената енергия.
Съществуващи токамаци
Общо в света са построени около 300 токамака. Най-големите от тях са изброени по-долу.
- СССР и Русия
- T-3 е първото функционално устройство.
- Т-4 - уголемена версия на Т-3
- Т-7 е уникална инсталация, в която за първи път в света е внедрена сравнително голяма магнитна система със свръхпроводящ соленоид на основата на калаен ниобат, охлаждан с течен хелий. Основна задача T-7 беше завършен: беше подготвена перспективата за следващото поколение свръхпроводящи соленоиди за термоядрена енергия.
- T-10 и PLT са следващата стъпка в световните термоядрени изследвания, те са почти еднакви по размер, еднаква мощност, със същия коефициент на ограничаване. И получените резултати са идентични: и двата реактора постигнаха желаната температура на термоядрен синтез, а изоставането според критерия на Лоусън е само двеста пъти.
- Т-15 е съвременен реактор със свръхпроводящ соленоид, даващ сила на полето от 3,6 тесла.
- Либия
- TM-4A
Връзки
- Е.П. Велихов; С.В. МирновКонтролираният термоядрен синтез достига началния участък (PDF). Тринити институт за иновации и термоядрени изследвания. руски научен център"Институт Курчатов".. ac.ru. - Популярно представяне на проблема.. Архивиран от оригинала на 5 февруари 2012 г. Посетен на 8 август 2007 г.
- К. Луелин-Смит.По пътя към термоядрената енергия. Материали от лекция, изнесена на 17 май 2009 г. във ФИАН.
- В САЩ ще бъде извършен грандиозен експеримент по термоядрен синтез.
Вижте също
Бележки
- Бондаренко Б. Д. „Ролята на О. А. Лаврентиев в повдигането на въпроса и започването на изследвания за контролиран термоядрен синтез в СССР” // UFN 171 , 886 (2001).
- Рецензия на А. Д. Сахаров, публикувана в раздела „Из архива на президента руска федерация" UFN 171 , 902 (2001), стр. 908.
- Научната общност на физиците на СССР. 1950-1960-те години. Документи, спомени, изследвания/ Съставител и редакция на П. В. Визгин и А. В. Кесенич. - Санкт Петербург. : RGHA, 2005. - T. I. - P. 23. - 720 с. – 1000 бр.
- Ранните американски термоядрени боеприпаси също използват естествен литиев деутерид, който съдържа главно изотоп на литий с масово число 7. Той също така служи като източник на тритий, но за това неутроните, участващи в реакцията, трябва да имат енергия от 10 MeV или по-висока.
- Термоядрени електроцентрали без неутронен цикъл (например D + 3 He → p + 4 He + 18,353 MeV) с MHD генератор, използващ високотемпературна плазма;
- Е. П. Велихов, С. В. ПутвинскиРеактор за синтез. Fornit (22 октомври 1999 г.). - Доклад от 22.10.1999 г., извършен в рамките на Енергийния център на Световната федерация на учените. Архивиран от оригинала на 5 февруари 2012 г. Посетен на 16 януари 2011 г.
- (Английски) Дописка: Ядрен синтез, 2003 г
- EFDA | Европейско споразумение за развитие на термоядрен синтез
- Торе Супра
- Токамак термоядрен тестов реактор
- Преглед на лабораторията по физика на плазмата в Принстън
- MIT Plasma Science & Fusion Center: изследвания>alcator>
- Начало - Уебсайт на Fusion
- Изследване на термоядрена плазма
- Изкуственото слънце-中安在线-английски
- Термоядреният реактор излезе от нулата – Вестник. Ru
- Информация за филма "Спайдърмен 2" - Кино "Космос"
| Ядрена технология | |
|---|---|
| Инженерство | |
| Материали | |
| Ядрена енергия | |
| Нуклеарна медицина | |
| Ядрени оръжия | |
| енергия структура по продукти и отрасли |
||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Електроенергетика: електричество |
| |||||||||||||||||||||||||
От четирите основни източника на ядрена енергия сега само два са въведени в промишлено приложение: енергията на радиоактивния разпад се използва в източници на енергия, а верижната реакция на делене се използва в ядрени реактори. Третият източник на ядрена енергия е анихилацията елементарни частицидокато не излезе от сферата на фантазията. Четвъртият източник е контролиран термоядрен синтез, контролиран термоядрен синтез,е на дневен ред. Въпреки че този източник е с по-малък потенциал от третия, той значително надвишава втория.
Термоядреният синтез в лабораторни условия е доста лесен за осъществяване, но все още не е постигнато възпроизвеждане на енергия. Работата в тази посока обаче е в ход и се разработват радиохимични техники, преди всичко технологии за производство на тритиево гориво за CTS инсталации.
Тази глава разглежда някои радиохимични аспекти на термоядрения синтез и обсъжда перспективите за използване на инсталации за контролиран синтез в ядрената енергетика.
Контролиран термоядрен синтез- реакцията на сливане на леки атомни ядра в по-тежки ядра, протичаща при свръхвисоки температури и придружена от освобождаване на огромно количество енергия. За разлика от експлозивния термоядрен синтез (използван във водородна бомба), той е контролиран. В основните ядрени реакции, които се планира да бъдат използвани за осъществяване на контролиран термоядрен синтез, ще се използват -H и 3 H, а в по-дългосрочен план 3 He и "B."
Надеждите за контролиран термоядрен синтез са свързани с две обстоятелства: i) смята се, че звездите съществуват поради стационарна термоядрена реакция и 2) неконтролиран термоядрен синтез ядрен процесуспя да се приложи съвсем просто при експлозията на водородна бомба. Изглежда, че няма фундаментална пречка за поддържането на контролирана реакция на ядрен синтез. Въпреки това, интензивните опити за прилагане на CTS в лабораторни условия с получаване на енергийни печалби завършиха с пълен провал.
Сега обаче CVT се разглежда като важно технологично решение, насочено към замяна на изкопаемите горива при производството на енергия. Глобалното търсене на енергия, което изисква увеличаване на производството на електроенергия и изчерпване на невъзобновяемите суровини, стимулира търсенето на нови решения.
Термоядрените реактори използват енергията, освободена от синтеза на леки атомни ядра. Напоимео:
Реакцията на синтез на ядра на тритий и деутерий е обещаваща за контролиран термоядрен синтез, тъй като нейното напречно сечение е доста голямо дори при ниски енергии. Тази реакция осигурява специфични калоричност 3,5-11 J/g. Основната реакция D+T=n+a има най-голямо сечение о т ах=5 хамбар в резонанс при дейтронова енергия E pSh x= 0.108 MeV, в сравнение с реакции D+D=n+3He a,„ a *=0.i05 barn; E max = 1,9 MeV, D+D=p+T относно tah = 0,09 плевня; E max = 2,0 MeV, както и с реакцията 3He+D=p+a a m ax=0,7 barn; Eotah= 0,4 MeV. Последната реакция освобождава 18,4 MeV. В реакция (3) сумата от енергии p+aравна на 17,6 MeV, енергията на получените неутрони?„=14,1 MeV; а енергията на получените алфа частици е 3,5 MeV. Ако в реакциите T(d,n)a и:) He(d,p)a резонансите са доста тесни, то в реакциите D(d,n)3He и D(d,p)T има много широки резонанси с големи стойности на напречните сечения в областта от 1 до 10 MeV и линейно нарастване от 0,1 MeV до 1 MeV.
Коментирайте. Проблемите с лесното за запалване DT гориво са, че тритият не се среща естествено и трябва да се произвежда от литий в размножителната мембрана на термоядрения реактор; тритият е радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 години), реакторната система DT съдържа от 10 до 10 kg тритий; 80% от енергията в DT реакцията се освобождава с 14 MeV неутрони, които предизвикват изкуствена радиоактивност в структурите на реактора и причиняват радиационно увреждане.
На фиг. Фигура 1 показва енергийните зависимости на напречните сечения на реакцията (1 - h). Графиките за напречните сечения на реакциите (1) и (2) са практически еднакви - с увеличаване на енергията сечението нараства и при високи енергии вероятността за реакцията клони към постоянна стойност. Напречното сечение на реакция (3) първо се увеличава, достига максимум 10 barn при енергии от порядъка на 90 MeV и след това намалява с увеличаване на енергията.
ориз. 1. Напречни сечения на някои термоядрени реакции като функция от енергията на частиците в системата център на масата: 1 - ядрена реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).
Поради голямото напречно сечение на разсейване при бомбардиране на тритиеви ядра с ускорени дейтрони, енергийният баланс на процеса на термоядрен синтез в D - T реакцията може да бъде отрицателен, т.к. Повече енергия се изразходва за ускоряване на дейтроните, отколкото се освобождава по време на синтеза. Положителен енергиен баланс е възможен, ако бомбардиращите частици след еластичен сблъсъкще може отново да участва в реакцията. За да преодолеят електрическото отблъскване, ядрата трябва да имат висока кинетична енергия. Тези условия могат да бъдат създадени във високотемпературна плазма, в която атомите или молекулите са в напълно йонизирано състояние. Например, D-T реакцията започва да протича само при температури над 100 8 К. Само при такива температури се отделя повече енергия за единица обем и за единица време, отколкото се изразходва, тъй като една реакция на синтез на D-T представлява ~105 обикновени ядрени сблъсъци проблемът CTS се състои в решаването на два проблема: нагряване на вещество до необходимите температури и задържане за време, достатъчно за „изгаряне“ на забележима част от термоядреното гориво.
Смята се, че контролираният термоядрен синтез може да се осъществи, ако е изпълнен критерият на Лоусън (m>10'4 s cm-3, където п -плътност на високотемпературна плазма, t - време на нейното задържане в системата).
Когато този критерий е изпълнен, енергията, освободена по време на CTS, надвишава енергията, въведена в системата.
Плазмата трябва да се поддържа в рамките на даден обем, тъй като в свободното пространство плазмата моментално се разширява. Поради високите температури плазмата не може да бъде поставена в резервоар от нито един
материал. За задържане на плазмата е необходимо да се използва магнитно поле с висок интензитет, което се създава с помощта на свръхпроводящи магнити.
ориз. 2. Принципна схема на токамак.
Ако не си поставите за цел да получите енергийна печалба, тогава в лабораторни условия е доста лесно да се приложи CTS. За да направите това, достатъчно е да спуснете ампула литиев деутерид в канала на всеки бавен реактор, работещ върху реакцията на делене на уран (можете да използвате литий с естествен изотопен състав (7% 6 Li), но е по-добре, ако той е обогатен със стабилния изотоп 6 Li). Под въздействието на топлинни неутрони протича следната ядрена реакция:
В резултат на тази реакция се появяват "горещи" тритиеви атоми. Енергията на атома на отката на трития (~3 MeV) е достатъчна, за да възникне взаимодействието на тритий с деутерий, присъстващ в LiD:
Този метод не е подходящ за енергийни цели: енергийните разходи за процеса надвишават освободената енергия. Следователно трябва да търсим други варианти за внедряване на CTS, варианти, които осигуряват голяма енергийна печалба.
Те се опитват да приложат CTS с енергийно усилване или в квазистационарни (t>1 s, tg>yu вижте „О, или в импулсни системи (t*io -8 s, n>u 22 cm*z). В първия (токамак, стеларатор, огледален капан и др.) Удържането на плазмата и топлоизолацията се извършват в магнитни полета с различни конфигурации. В импулсните системи плазмата се създава чрез облъчване на твърда мишена (зърна от смес от деутерий и тритий) с фокусирано лъчение от мощен лазер или електронни лъчи: когато лъч от малки твърди мишени удари фокуса, последователна серия от термоядрени микроексплозии възниква.
Сред различните камери за задържане на плазмата, камера с тороидална конфигурация е обещаваща. В този случай плазмата се създава вътре в тороидална камера с помощта на безелектродно пръстеновидно разреждане. В токамак токът, индуциран в плазмата, е като вторична намотка на трансформатор. Магнитното поле, задържащо плазмата, се създава както от тока, протичащ през намотката около камерата, така и от тока, индуциран в плазмата. За получаване на стабилна плазма се използва външно надлъжно магнитно поле.
Термоядреният реактор е устройство за производство на енергия чрез реакции на синтез на леки атомни ядра, протичащи в плазмата при много високи температури (>10 8 K). Основното изискване, на което трябва да отговаря термоядреният реактор, е енергията, освободена в резултат на това
термоядрените реакции повече от компенсират енергийните разходи от външни източници за поддържане на реакцията.
ориз. ч. Основни компоненти на реактор за контролиран термоядрен синтез.
Термоядрен реактор от типа TO-CAMAK (тороидална камера с магнитни намотки) се състои от вакуумна камера, която образува канал, в който циркулира плазмата, магнити, които създават поле, и системи за нагряване на плазмата. Към него са прикрепени вакуумни помпи, които постоянно изпомпват газове от канала, система за подаване на гориво, докато изгаря, и отклонител - система, чрез която енергията, получена в резултат на термоядрена реакция, се отстранява от реактора. Тороидалната плазма е във вакуумна обвивка. а-частиците, образувани в плазмата в резултат на термоядрения синтез и намиращи се в нея, повишават нейната температура. Неутроните проникват през стената на вакуумната камера в зоната на одеялото, съдържащо течен литий или литиево съединение, обогатено с 6 Li. При взаимодействие с литий кинетичната енергия на неутроните се превръща в топлина и едновременно с това се генерира тритий. Одеялото е поставено в специална обвивка, която предпазва магнита от изтичащи неутрони, y-лъчение и топлинни потоци.
В инсталации от типа на токамак плазмата се създава вътре в тороидална камера с помощта на безелектродно пръстеновидно разреждане. За целта в плазмения съсирек се създава електрически ток, като в същото време той развива собствено магнитно поле – самият плазмен съсирек се превръща в магнит. Сега се използва външен магнитно полеПри определена конфигурация е възможно плазменият облак да се окачи в центъра на камерата, без да му се позволява да влиза в контакт със стените.
Дивертор - набор от устройства (специални полоидални магнитни намотки; панели в контакт с плазма - плазмени неутрализатори), с помощта на които зоната на директен контакт на стената с плазмата е максимално отстранена от основната гореща плазма. Използва се за отстраняване на топлината от плазмата под формата на поток от заредени частици и за изпомпване на реакционни продукти, неутрализирани върху диверторните плочи: хелий и протий. Изчиства плазмата от замърсители, които пречат на реакцията на синтез.
Термоядреният реактор се характеризира с коефициент на усилване на мощността, равен на съотношението на топлинната мощност на реактора към разходите за мощност за неговото производство. Топлинната мощност на реактора се сумира:
- - от мощността, отделена при термоядрена реакция в плазмата;
- - от мощността, която се въвежда в плазмата за поддържане на температурата на горене на термоядрената реакция или стационарния ток в плазмата;
- - от мощността, освободена в одеялото - обвивка, обграждаща плазмата, в която се използва енергията на термоядрените неутрони и която служи за защита на магнитните намотки от излагане на радиация. Одеяло за термоядрен реактор - една от основните части на термоядрен реактор, специална обвивка, обграждаща плазмата, в която протичат термоядрени реакции ядрени реакциии който служи за оползотворяване на енергията на термоядрените неутрони.
Одеялото покрива пръстена от плазма от всички страни и основните носители на енергия, генерирани по време на термоядрения синтез - 14-MeV неутрони - го освобождават в одеялото, като го нагряват. Одеялото съдържа топлообменници, през които преминава вода В електроцентрала парата върти парна турбина, а тя върти ротор на генератор.
Основната задача на одеялото е да събира енергия, да я трансформира в топлина и да я пренася към системи за генериране на енергия, както и да защитава операторите и средаот йонизиращо лъчение, създадено от термоядрен реактор. Зад одеялото в термоядрен реактор има слой за защита от радиация, чиито функции са допълнително да отслабват потока от неутрони и у-кванти, образувани по време на реакции с материята, за да се осигури работоспособността на електромагнитната система. Това е последвано от биологична защита, която може да бъде последвана от персонала на завода.
„Активен“ развъдник на одеяло е предназначен да произвежда един от компонентите на термоядреното гориво. В реактори, които консумират тритий, размножителните материали (литиеви съединения) са включени в одеялото, за да се осигури ефективно производство на тритий.
При работа на термоядрен реактор, използващ деутериево-тритиево гориво, е необходимо да се попълни количеството гориво (D+T) в реактора и да се отстрани 4He от плазмата. В резултат на реакции в плазмата тритият изгаря и основната част от енергията на синтеза се прехвърля на неутрони, за които плазмата е прозрачна. Това води до необходимостта от поставяне на специална зона между плазмата и електромагнитната система, в която се възпроизвежда изгорелият тритий и се поглъща основната част от неутронните енергии. Тази зона се нарича одеяло за разплод. Той възпроизвежда тритий, изгорен в плазма.
Тритий в одеялото може да бъде произведен чрез облъчване на литий с неутронни потоци чрез ядрени реакции: 6 Li(n,a)T+4,8 MeV и 7 Li(n,n’a) - 2,4 MeV.
При производството на тритий от литий трябва да се има предвид, че естественият литий се състои от два изотопа: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Напречното сечение на абсорбция на термични неутрони на чист 6 Li 0 = 945 barn и напречното сечение на активиране на реакцията (p, p) е 0,028 barn. За естествения литий напречното сечение за отстраняване на неутроните, произведени по време на деленето на уран, е равно на 1,01 barn, а напречното сечение за абсорбиране на топлинни неутрони е a = 70,4 barn.
Енергийните спектри на y-лъчение при радиационно улавяне на топлинни неутрони 6 Li се характеризират със следните стойности: средната енергия на y-квантите, излъчени на погълнат неутрон, в енергийния диапазон 6^-7 MeV = 0,51 MeV, в енергията диапазон 7-r8 MeV - 0 .94 MeV. Обща енергия
В термоядрен реактор, захранван от Д-Т гориво, в резултат на реакцията:
y-лъчението на улавяне на неутрон е 1,45 MeV. За 7 Li напречното сечение на абсорбция е 0,047 barn, а напречното сечение на активиране е 0,033 barn (при неутронни енергии над 2,8 MeV). Напречно сечение за екстракция на неутрони при делене на LiH естествен състав=1,34 хамбар, Li метал - 1,57 хамбар, LiF - 2,43 хамбар.
образуват се термоядрени неутрони, които, напускайки обема на плазмата, навлизат в покриващата област, съдържаща литий и берилий, където протичат следните реакции:
Така термоядрен реактор ще изгори деутерий и литий и в резултат на реакциите ще се образува инертен газ хелий.
При D-T реакцииТритият изгаря в плазмата и се получава неутрон с енергия 14,1 MeV. В одеялото е необходимо този неутрон да генерира поне един тритиев атом, за да покрие загубите си в плазмата. Скорост на възпроизвеждане на тритий до("количеството тритий, образувано в одеялото за един инцидентен термоядрен неутрон) зависи от спектъра на неутроните в одеялото, големината на абсорбцията и изтичането на неутрони. При 0% плазмено покритие от одеялото, стойността k> 1,05.
ориз. Фиг. 4. Зависимост на напречното сечение на ядрените реакции на образуване на тритий от неутронната енергия: 1 - реакция 6 Li(n,t)'»He, 2 - реакция 7 Li(n,n',0 4 He.
Ядрото 6 Li има много голямо напречно сечение на поглъщане за топлинни неутрони с образуването на тритий (953 barn при 0,025 eV). При ниски енергии напречното сечение на поглъщане на неутрони в Li следва закона (l/u) и в случая на естествен литий достига стойност от 71 barn за топлинни неутрони. За 7 Li напречното сечение за взаимодействие с неутрони е само 0,045 barn. Следователно, за да се увеличи производителността на развъдника, естественият литий трябва да бъде обогатен с изотопа 6 Li. Въпреки това, увеличаването на съдържанието на 6 Li в смес от изотопи има малък ефект върху коефициента на възпроизвеждане на тритий: има увеличение от 5% с увеличаване на обогатяването на изотопа 6 Li до 50% в сместа. В реакцията 6 Li(n, T) "Всички забавени неутрони няма да бъдат абсорбирани. В допълнение към силната абсорбция в топлинната област има малка абсорбция (
Зависимостта на напречното сечение за реакцията 6 Li(n,T) 4 He от неутронната енергия е показана на фиг. 7. Както е типично за много други ядрени реакции, напречното сечение на реакцията 6 Li(n,f) 4 He намалява с увеличаване на енергията на неутрона (с изключение на резонанса при енергия от 0,25 MeV).
Реакцията с образуването на тритий върху изотопа Li протича с бързи неутрони при енергия >2,8 MeV. В тази реакция
се произвежда тритий и няма загуба на неутрони.
Ядрената реакция на 6 Li не може да доведе до разширено производство на тритий и само компенсира изгорелия тритий
Реакцията към ?1l води до появата на едно тритиево ядро за всеки абсорбиран неутрон и регенерирането на този неутрон, който след това се абсорбира при забавяне и произвежда друго тритиево ядро.
Коментирайте. В естествения Li скоростта на възпроизвеждане на тритий е до„2. За Li, LiFBeF 2, Li 2 0, LiF, Y^Pbz k= 2.0; 0,95; 1.1; 1.05 и i.6, съответно. Разтопената сол LiF (66%) + BeF 2 (34%) се нарича flyb ( FLiBe), използването му е за предпочитане поради условията за безопасност и намаляване на загубите на тритий.
Тъй като не всеки неутрон от D-T реакцията участва в образуването на тритиев атом, е необходимо да се умножат първичните неутрони (14,1 MeV) с помощта на (n, 2n) или (n, sn) реакция върху елементи, които имат достатъчно голям кръст секция за взаимодействие на бързи неутрони, например върху Be, Pb, Mo, Nb и много други материали с Z> 25. За праг на берилий (n, 2 п)реакции 2,5 MeV; при 14 MeV 0=0,45 barn. В резултат на това в пълните версии с течен или керамичен литий (LiA10 2) е възможно да се постигне до* 1,1+1,2. В случай на заобикаляне на камерата на реактора с ураново покритие, размножаването на неутрони може да бъде значително увеличено поради реакции на делене и (n,2n), (n,zl) реакции.
Забележка 1. Индуцираната активност на лития по време на облъчване с неутрони практически липсва, тъй като полученият радиоактивен изотоп 8 Li (cr-лъчение с енергия 12,7 MeV и /-лъчение с енергия ~6 MeV) има много къса половина -живот - 0.875 s. Ниската активност на лития и краткият му полуживот улесняват биозащитата на растенията.
Бележка 2. Активността на трития, съдържащ се в одеялото на термоядрен DT реактор, е ~*10 6 Ci, така че използването на DT гориво не изключва теоретичната възможност за авария от мащаба на няколко процента от тази в Чернобил (на изданието беше 510 7 Ci). Освобождаването на тритий с образуването на T 2 0 може да доведе до радиоактивни утайки, навлизането на тритий в подпочвените води, резервоари, живи организми, растения с натрупване, в крайна сметка, в хранителни продукти.
Избор на материал и агрегатно състояниеразвъдчик е сериозен проблем. Развъдният материал трябва да осигурява висок процент на превръщане на литий в тритий и лесно извличане на последния за последващо прехвърляне към системата за подготовка на гориво.
Основните функции на размножителното одеяло включват: образуване на плазмена камера; производство на тритий с коефициент k>i; трансформация кинетична енергиянеутрон в топлина; възстановяване на топлината, генерирана в одеялото по време на работа на термоядрен реактор; радиационна защита на електромагнитната система; биологична защита срещу радиация.
Термоядрен реактор, използващ D-T гориво, в зависимост от материала на покритието, може да бъде „чист“ или хибриден. Одеялото на "чистия" термоядрен реактор съдържа Li, в който тритий се произвежда под въздействието на неутрони и термоядрената реакция се усилва от 17,6 MeV до 22,4
MeV. В одеялото на хибриден („активен“) термоядрен реактор не само се произвежда тритий, но има и зони, в които се поставят отпадъци 2 39Pi и се произвежда 2 39Pi. В този случай в одеялото се освобождава енергия, равна на 140 MeV на неутрон. Енергийната ефективност на хибридния термоядрен реактор е шест пъти по-висока от тази на чистия. В същото време се постига по-добро усвояване на термоядрените неутрони, което повишава безопасността на инсталацията. Наличието на делящи се радиоактивни вещества обаче създава радиационна среда, подобна на тази в реакторите за ядрено делене.
ориз. 5.
Съществуват две концепции за чисто развъдно одеяло, базирани на използването на течни развъдни материали с тритий или на използването на твърди материали, съдържащи литий. Вариантите за проектиране на одеяла са свързани с вида на избрания охладител (течен метал, течна сол, газ, органичен, вода) и класа на възможните структурни материали.
В течната версия на одеялото литият е охлаждащата течност, а тритият е репродуктивният материал. Секцията на одеялото се състои от първата стена, зона за размножаване (разтопена литиева сол, рефлектор (стомана или волфрам) и светлозащитен компонент (например титанов хидрид). Основната характеристика на литиевото самоохлаждащо се одеяло е липсата на на допълнителен модератор и неутронен умножител В одеяло с течен размножител можете да използвате следните соли: Li 2 BeF 4 (. T pl = 459°), LiBeF 3 (Twx.=380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Сред горните соли Li 2 BeF 4 има най-нисък вискозитет, но най-висок Twl. Prospect Pb-Li евтектика и стопилка FLiNaBe, която също действа като самоохладител. Неутронните умножители в такъв размножител са сферични Be гранули с диаметър 2 mm.
В одеяло с твърд размножител, съдържащата литий керамика се използва като размножителен материал, а берилият служи като умножител на неутрони. Съставът на такова одеяло включва такива елементи като първата стена с колектори на охлаждащата течност; зона за размножаване на неутрони; зона за производство на тритий; охлаждащи канали за зони за отглеждане и възпроизвеждане на тритий; защита от желязо-вода; Елементи за закрепване на одеяла; линии за подаване и изпускане на охлаждаща течност и носещ газ тритий. Конструктивните материали са ванадиеви сплави и стомана от феритен или феритно-мартензитен клас. Радиационната защита е изработена от стоманени листове. Използваната охлаждаща течност е газ хелий под налягане yMPa с температура на входа 300 0 и температура на охлаждащата течност на изхода 650 0.
Радиохимичната задача е да се изолира, пречисти и върне тритий в горивния цикъл. В този случай е важен изборът на функционални материали за системи за регенерация на горивни компоненти (размножителни материали). Развъдният материал трябва да осигури отстраняването на енергията от термоядрения синтез, генерирането на тритий и ефективното му извличане за последващо пречистване и превръщане в гориво за реактори. За тази цел е необходим материал с висока температурна, радиационна и механична устойчивост. Не по-малко важни са дифузионните характеристики на материала, които осигуряват висока мобилност на тритий и, като следствие, добра ефективност на извличане на тритий от развъдния материал при относително ниски температури.
Работните вещества на одеялото могат да бъдат: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - възпроизвеждащ материал и берилий - умножител на неутрони. Както размножителят, така и берилият се използват под формата на слой от монодисперсни камъчета (гранули с форма, близка до сферичната). Диаметрите на гранулите Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варират съответно в диапазона от 0,2-10,6 mm и около 8 mm, а берилиевите гранули имат диаметър 1 mm. Делът на ефективния обем на гранулирания слой е 63%. За да възпроизведе тритий, керамичният размножител е обогатен с изотоп 6 Li. Типично ниво на обогатяване с 6 Li: 40% за Li 4 Si0 4 и 70% за Li 2 Ti0 3.
Понастоящем литиевият метатитанат 1L 2 TIu 3 се счита за най-обещаващ поради относително високата скорост на освобождаване на тритий при относително ниски температури (от 200 до 400 0), радиационна и химическа устойчивост. Беше демонстрирано, че гранулите от литиев титанат, обогатени до 96% 6 Li при условия на интензивно неутронно облъчване и топлинни ефекти, правят възможно генерирането на литий в рамките на две години с почти постоянна скорост. Тритият се извлича от облъчена с неутрони керамика чрез програмирано нагряване на размножителния материал в непрекъснат режим на изпомпване.
Предполага се, че в ядрената индустрия инсталациите за термоядрен синтез могат да се използват в три области:
- - хибридни реактори, в които бланкетът съдържа делящи се нуклиди (уран, плутоний), чието делене се контролира от мощен поток от високоенергийни (14 MeV) неутрони;
- - инициатори на горене в електроядрени субкритични реактори;
- - трансмутация на дългоживеещи опасни за околната среда радионуклиди с цел погребване на радиоактивни отпадъци.
Високата енергия на термоядрените неутрони предоставя големи възможности за разделяне на енергийни групи от неутрони за изгаряне на определен радионуклид в резонансната област на напречните сечения.
Контролиран термоядрен синтез - най-интересно физически процес, което (все още на теория) може да освободи света от енергийната зависимост от изкопаемите горива. Процесът се основава на синтеза на атомни ядра от по-леки към по-тежки с освобождаване на енергия. За разлика от друга употреба на атома - освобождаването на енергия от него в ядрени реактори, докато се разпада - синтезът на хартия практически няма да остави радиоактивни странични продукти.
Термоядрените реактори имитират ядрения процес в слънцето, разбиват по-леките атоми и ги превръщат в по-тежки, освобождавайки огромни количества енергия по пътя. На Слънцето този процес се задвижва от гравитацията. На Земята инженерите се опитват да пресъздадат условията за ядрен синтез, използвайки изключително високи температури - от порядъка на 150 милиона градуса - но им е трудно да задържат плазмата, необходима за сливането на атоми.
Едно от изградените решения е представено от ITER, известен преди като Международен термоядрен експериментален реактор, който се изгражда от 2010 г. в Карадачес, Франция. Първите експерименти, първоначално планирани за 2018 г., бяха отложени за 2025 г.
Само преди няколко дни съобщихме, че първият
Термоядрена реакция- Това е реакцията на сливане на леки ядра в по-тежки.
За неговото прилагане е необходимо първоначалните нуклони или леки ядра да се доближат до разстояния, равни или по-малки от радиуса на сферата на действие на ядрените сили на привличане (т.е. до разстояния от 10 -15 m). Това взаимно приближаване на ядрата се предотвратява от силите на отблъскване на Кулон, действащи между положително заредените ядра. За да се осъществи реакция на термоядрен синтез, е необходимо да се нагрее вещество с висока плътност до ултрависоки температури (от порядъка на стотици милиони келвини), така че кинетичната енергия топлинно движениеядра беше достатъчно, за да преодолее кулоновите отблъскващи сили. При такива температури материята съществува под формата на плазма. Тъй като синтезът може да се случи само при много високи температури, реакциите на ядрен синтез се наричат термоядрени реакции (от гръцки. термо„топлина, топлина“).
Термоядрените реакции освобождават огромна енергия. Например, в реакцията на синтез на деутерий с образуването на хелий
\(~^2_1D + \ ^2_1D \до \ ^3_2He + \ ^1_0n\)
Отделя се 3,2 MeV енергия. В реакцията на синтез на деутерий с образуването на тритий
\(~^2_1D + \ ^2_1D \до \ ^3_1T + \ ^1_1p\)
Отделя се 4,0 MeV енергия и при реакцията
\(~^2_1D + \ ^3_1T \до \ ^4_2He + \ ^1_0n\)
Отделя се 17,6 MeV енергия.
ориз. 1. Схема на реакцията деутерий-тритий
Понастоящем се извършва контролирана термоядрена реакция чрез синтеза на деутерий \(~^2H\) и тритий \(~^3H\). Запасите от деутерий трябва да стигнат за милиони години, а лесно добитите запаси от литий (за производство на тритий) са достатъчни, за да задоволят нуждите за стотици години.
По време на тази реакция обаче по-голямата част (повече от 80%) от освободената кинетична енергия идва от неутрона. В резултат на сблъсъци на фрагменти с други атоми, тази енергия се превръща в топлинна енергия. Освен това бързите неутрони създават значително количество радиоактивни отпадъци.
Следователно най-обещаващите са реакциите „без неутрони“, например деутерий + хелий-3.
\(~D + \ ^3He \до \ ^4He + p\)
Тази реакция няма изход на неутрони, който отнема значителна част от мощността и генерира индуцирана радиоактивност в конструкцията на реактора. Освен това запасите от хелий-3 на Земята варират от 500 кг до 1 тон, но на Луната той се намира в значителни количества: до 10 милиона тона (според минимални оценки - 500 хиляди тона). В същото време той може лесно да бъде произведен на Земята от литий-6, който е широко разпространен в природата, като се използват съществуващи реактори за ядрено делене.
Термоядрени оръжия
На Земята първата термоядрена реакция е извършена по време на експлозията на водородна бомба на 12 август 1953 г. на полигона в Семипалатинск. „Нейният баща“ беше академик Андрей Дмитриевич Сахаров, който три пъти беше удостоен със званието Герой Социалистически трудза разработване на термоядрени оръжия. Високата температура, необходима за започване на термоядрена реакция във водородна бомба, се получава в резултат на експлозия на съставна атомна бомба, играещ ролята на детонатор. Термоядрените реакции, които възникват по време на експлозии на водородни бомби, са неконтролируеми.
ориз. 2. Водородна бомба
Вижте също
Контролирани термоядрени реакции
Ако в земни условияАко беше възможно да се извършват лесно контролирани термоядрени реакции, човечеството би получило практически неизчерпаем източник на енергия, тъй като запасите от водород на Земята са огромни. Големи технически трудности обаче пречат на осъществяването на енергийно изгодни контролирани термоядрени реакции. На първо място е необходимо да се създадат температури от порядъка на 10 8 К. Такива високи температуриможе да се получи чрез създаване на електрически разряди с висока мощност в плазмата.
Токамак
Този метод се използва в инсталации тип "Токамак" (ТОРИОДИЕВА КАМЕРА с МАГНИТНИ НАМОТКИ), създадени за първи път в Института атомна енергиятях. И. В. Курчатова. В такива инсталации плазмата се създава в тороидална камера, която е вторичната намотка на мощен импулсен трансформатор. Неговата първична намотка е свързана към банка от кондензатори с много голям капацитет. Камерата е пълна с деутерий. Когато батерия от кондензатори се разрежда през първичната намотка в тороидална камера, се възбужда вихрово електрическо поле, което предизвиква йонизация на деутерия и появата на мощен импулс на електрически ток в него, което води до силно нагряване на газа и образуване на високотемпературна плазма, в която може да възникне термоядрена реакция.
ориз. 3. Принципна схема на работа на реактора
Основната трудност е да се задържи плазмата вътре в камерата за 0,1-1 s без контакт със стените на камерата, тъй като няма материали, които да издържат на толкова високи температури. Тази трудност може да бъде частично преодоляна с помощта на тороидално магнитно поле, в което се намира камерата. Под въздействието на магнитни сили плазмата се усуква във въже и като че ли „виси“ на индукционните линии на магнитното поле, без да докосва стените на камерата.
Началото на съвременната ера в изследването на възможностите за термоядрен синтез трябва да се счита за 1969 г., когато в руската инсталация Токамак Т3 в плазма с обем около 1 m 3 е достигната температура от 3 M°C. След това учени от цял свят признаха дизайна на токамак като най-обещаващия за задържане на магнитна плазма. В рамките на няколко години беше взето смело решение за създаване на JET (Joint European Torus) инсталация със значително по-голям обем на плазмата (100 m 3). Работният цикъл на уреда е приблизително 1 минута, тъй като тороидалните му намотки са изработени от мед и се нагряват бързо. Тази инсталация започва работа през 1983 г. и остава най-големият токамак в света, осигуряващ нагряване на плазмата до температура от 150 M°C.
ориз. 4. Проектиране на JET реактор
През 2006 г. представители на Русия, Южна Корея, Китай, Япония, Индия, Европейският съюз и Съединените щати подписаха в Париж споразумение за започване на работа по изграждането на първия международен термоядрен експериментален реактор (ITER). Магнитни бобиниРеакторите ITER ще се основават на свръхпроводящи материали (които по принцип позволяват непрекъсната работа, докато се поддържа ток в плазмата), така че дизайнерите се надяват да осигурят гарантиран работен цикъл от поне 10 минути.
ориз. 5. Проектиране на реактор ITER.
Реакторът ще бъде построен близо до град Кадараш, разположен на 60 километра от Марсилия в южната част на Франция. Работата по подготовката на строителната площадка ще започне следващата пролет. Строителството на самия реактор е планирано да започне през 2009 г.
Строителството ще продължи десет години, работата по реактора се очаква да се извършва в продължение на двадесет години. Общата стойност на проекта е приблизително 10 милиарда долара. Четиридесет процента от разходите ще бъдат поети от Европейския съюз, шестдесет процента ще бъдат разпределени по равно между останалите участници в проекта.
Вижте също
- Международен експериментален термоядрен реактор
- Нова инсталация за стартиране на термоядрен синтез: 25.01.2010 г
Лазерен синтез (LSF)
Друг начин за постигане на тази цел е лазерният термоядрен синтез. Същността на този метод е следната. Замразена смес от деутерий и тритий, приготвена под формата на топки с диаметър по-малък от 1 mm, се облъчва равномерно от всички страни с мощно лазерно лъчение. Това води до нагряване и изпаряване на веществото от повърхността на топките. В този случай налягането вътре в топките се увеличава до стойности от порядъка на 10 15 Pa. Под въздействието на такова налягане се получава увеличаване на плътността и силно нагряване на веществото в централната част на топките и започва термоядрена реакция.
За разлика от магнитното задържане на плазмата, при лазерното задържане времето (т.е. продължителността на живота на плазмата с висока плътност и температура, която определя продължителността на термоядрените реакции) е 10 –10 - 10 –11 s, така че LTS може да се извърши само в импулсен режим. Предложението за използване на лазери за термоядрен синтез беше направено за първи път във Физическия институт. П. Н. Лебедев от Академията на науките на СССР през 1961 г. от Н. Г. Басов и О. Н. Крохин.
В Националната лаборатория на Лорънс Ливърмор в Калифорния беше завършено изграждането на най-мощния лазерен комплекс в света (май 2009 г.). Наричаше се Националното съоръжение за запалване на САЩ (NIF). Строежът продължи 12 години. За лазерния комплекс са похарчени 3,5 милиарда долара.
ориз. 7. Принципна схема на УЛС
NIF се основава на 192 мощни лазера, които ще бъдат насочени едновременно към милиметрова сферична цел (около 150 микрограма термоядрено гориво - смес от деутерий и тритий; в бъдеще радиоактивният тритий може да бъде заменен с лек изотоп на хелий-3 ). В резултат на това температурата на мишената ще достигне 100 милиона градуса, а налягането вътре в топката ще бъде 100 милиарда пъти по-високо от налягането на земната атмосфера.
Вижте също
- Контролиран термоядрен синтез: TOKAMAKI срещу лазерен синтез 16.05.2009 г.
Предимства на синтеза
Привържениците на използването на термоядрени реактори за производство на електричество цитират следните аргументи в своя полза:
- практически неизчерпаеми запаси от гориво (водород). Например количеството въглища, необходимо за работа на топлоелектрическа централа с мощност 1 GW, е 10 000 тона на ден (десет железопътни вагона), а термоядрена централа със същата мощност ще консумира само около 1 килограм смес на ден г + Т . Едно средно голямо езеро може да осигури на всяка страна енергия за стотици години. Това прави невъзможно една или група страни да монополизират горивото;
- липса на продукти от горенето;
- не е необходимо да се използват материали, които могат да се използват за производство на ядрени оръжия, като по този начин се елиминират случаите на саботаж и тероризъм;
- в сравнение с ядрените реактори се произвеждат малко количество радиоактивни отпадъци с кратък период на полуразпад;
- термоядрената реакция не произвежда атмосферни емисии на въглероден диоксид, който е основен фактор за глобалното затопляне.
