2 термоядрен синтез проблем на термоядрена енергия. Никога няма да има термоядрена енергия

Самоуправляващите се автомобили трябва да решат няколко проблема наведнъж: да намалят процента на произшествията, да върнат на човечеството времето, прекарано в шофиране. Развитието на такива машини в този момент Google дори вече го тества в реален уличен трафик. Пътят към прогреса е възпрепятстван както от технологични пречки (тестовите автомобили на Google се чувстват страхотно на магистралата, но градските улици са по-трудни за тях), така и от закона: властите все още не са склонни да пуснат такива автомобили на обществените пътища. АВТОМОБИЛИТЕ ЩЕ СЕ КАРАТ САМИ

Технологиите Kinect и Leap Motion вече могат да разпознават жестове с помощта на камери. А гривната MYO предлага разчитане на електрическата активност на мускулите на ръката. Междувременно смартфоните придобиват специални процесори, които следят собственото си местоположение в космоса (Moto X, iPhone 5S). Технологията, която някога замени реалния свят с виртуален за хората, сега се развива активно физични свойстватела около вас. ЩЕ БЪДЕ ВЪЗМОЖНО УПРАВЛЕНИЕ НА ОБОРУДВАНЕТО С ЖЕСТОВЕ

С сензационната хранителна смес Soylent, която уж замества цялата храна, от която се нуждае човек, всичко е неясно: все още не са се появили сериозни изследвания, които да потвърдят или опровергаят нейната ефективност. Експериментите с храната обаче не се ограничават до това: например, те се опитват да произвеждат храна с помощта на 3D принтери; принтерите Choc Edge, които отпечатват шоколад, вече могат да бъдат закупени в интернет. ОБЯДЪТ ЩЕ БЪДЕ ОТПЕЧАТАН НА 3D ПРИНТЕР

През 2005 г. Gorillaz направиха фурор с холографското си изпълнение на Европейските музикални награди на MTV, а през 2010 г. японската виртуална певица Хацуне Мику се появи на сцената под формата на холограма (друго нейно концертно превъплъщение като цяло е невъзможно). Но истинската сензация беше изпълнението на фестивала Coachella в М на рапъра Тупак, който беше убит през 1996 г. Технологията вече е там, всичко, което трябва да направите, е да подредите правата и можете да вземете Woodstock 1969. ЩЕ ИМАТЕ ВЪЗМОЖНОСТ ДА ОТИДЕТЕ НА КОНЦЕРТ НА NIRVANA ИЛИ KINO GROUP

Още днес Advanced Arm Dynamics инсталира функционални бионични ръце за пациенти вместо конвенционални протези, които могат например да се използват за писане на клавиатура. Подобно развитие има и в областта на очите: теоретично, дори след пълна загуба на зрението, ще бъде възможно да се види цифрово изображение. Бионичните ръце и крака все още нямат двупосочна комуникация, за да не само получават команди от мозъка, но и да му изпращат тактилни, болезнени, температурни и мускулни реакции. Тази бариера обаче е почти преодоляна от учени от Чикагския университет. ХОРАТА ЩЕ СТАНАТ КИБОРГИ

В началото на 2014 г. европейската компания Plastic Logic представи продукт, наречен Papertab. Напълно функционален ТаблетСензорният екран е не само тънък като хартия, но също толкова гъвкав и отразяващ. Компанията планира да произвежда масово такива устройства в рамките на 5-10 години и да ги направи евтини и интерактивни. Потребителят може да работи с няколко устройства наведнъж, които взаимодействат помежду си. ИЗПОЛЗВАНЕТО НА ТЪНКИ И ГЪВКАВИ КОМПЮТРИ И СМАРТФОНИ ОТ ВСЕКИ

Влакът Maglev се разработва от доста време. Скорошните успешни тестове на Mogilev в Япония означават, че има възможност до 2045 г. всички страни да разполагат с влакове, способни да достигнат скорости над 480 km/h. Те нямат колела, като по този начин елиминират триенето и контакта с релсите. Такива влакове сякаш левитират над релсите благодарение на електромагнитно поле. Японски моделМакар и впечатляващо, една компания в малкото градче Лонгмонт в Колорадо елиминира друга скоростна бариера: устойчивостта на вятър. ТУНЕЛИ ЗА ВИСОКОСКОРОСТНИ ВЛАКОВЕ

Концепцията за „безжично захранване“ съществува много по-дълго, отколкото може да се предположи. Никола Тесла може би щеше да разработи подобна технология през миналия век, ако не беше толкова беден. Днес този феномен е малко известен, но със сигурност съществува. Безжичните зарядни устройства се появиха и стават все по-популярни. Компании като Witricity са заети с разработването на електрически „възел“, който може да захранва цял дом. Техният прототип се нарича "Prodigy" и се основава на изследване, проведено от физика Марин Солячич от Масачузетския технологичен институт. Безжичните зарядни устройства се появиха и стават все по-популярни. Компании като Witricity са заети с разработването на електрически „възел“, който може да захранва цял дом. Техният прототип се нарича "Prodigy" и се основава на изследване, проведено от физика Марин Солячич от Масачузетския технологичен институт. БЕЗЖИЧНО ЕЛЕКТРИЧЕСТВО

Ядреното делене (процесът, чрез който атомните електроцентрали произвеждат енергия) е много по-лесен за контролиране от ядрения синтез (процесът, който прави слънцето горещо и ядрените оръжия работят). Малките термоядрени реактори съществуват от дълго време, но няма устойчиви широкомащабни. Консорциум от седем „нации“ (САЩ, ЕС, Русия, Китай, Япония, Южна Корея и Индия) избра място във Франция за изграждането на първия в света голям термоядреен реактор. Учените признават, че може да отнеме десетилетия, преди да заработи, но ядреният синтез произвежда три до четири пъти повече енергия от деленето. УСТОЙЧИВ термоядреен реактор

През следващите няколко десетилетия слънчевата и вятърната енергия могат да постигнат огромен успех. Хората проучват начини да направят гориво от всичко - от пшеница до водорасли. Нашата зависимост от петрола и въглищата е все още доста силна, но започва да намалява. През следващите десет години можем да очакваме бум в алтернативния енергиен сектор на електрически превозни средства, слънчеви панели в домовете и много, много оплаквания от ръководители на петролни компании. БИОГОРИВА И ВЪЗОБНОВЯЕМИ ЕНЕРГИЙНИ ИЗТОЧНИЦИ

МИНИСТЕРСТВО НА ОБРАЗОВАНИЕТО И НАУКАТА НА РУСКАТА ФЕДЕРАЦИЯ

Федерална агенцияна образованието

GOU VPO „Благовещенска държава Педагогически университет»

Физико-математически факултет

Катедра Обща физика

Курсова работа

на тема: Проблеми на термоядрения синтез

дисциплина: Физика

Изпълнител: V.S. Клетченко

Ръководител: V.A. Евдокимова

Благовещенск 2010г

Въведение

Проект ITER

Заключение

Литература

Въведение

В момента човечеството не може да си представи живота си без електричество. Тя е навсякъде. Но традиционните методи за производство на електроенергия не са евтини: просто си представете изграждането на водноелектрическа централа или реактор на атомна електроцентрала и веднага става ясно защо. Учените от 20-ти век, изправени пред енергийна криза, намериха начин да произвеждат електричество от вещество, чието количество е неограничено. По време на разпадането на деутерий и тритий възникват термоядрени реакции. Един литър вода съдържа толкова много деутерий, че термоядреният синтез може да освободи толкова енергия, колкото се получава при изгарянето на 350 литра бензин. Тоест можем да заключим, че водата е неограничен източник на енергия.

Ако получаването на енергия чрез термоядрен синтез беше толкова просто, колкото използването на водноелектрически централи, тогава човечеството никога нямаше да изпита енергийна криза. За да се получи енергия по този начин, е необходима температура, еквивалентна на температурата в центъра на слънцето. Откъде да вземем тази температура, колко скъпи ще бъдат инсталациите, колко изгодно е такова производство на енергия и безопасна ли е такава инсталация? На тези въпроси ще бъде отговорено в тази работа.

Цел на работата: изучаване на свойствата и проблемите на термоядрения синтез.

Термоядрени реакции и техните енергийни ползи

Термоядрена реакция -синтез на по-тежки атомни ядра от по-леки с цел получаване на енергия, която се контролира.

Известно е, че ядрото на водородния атом е протон p. В природата има много такъв водород - във въздуха и водата. Освен това има по-тежки изотопи на водорода. Ядрото на един от тях съдържа освен протона p и неутронн . Този изотоп се нарича деутерийд . Ядрото на друг изотоп съдържа, в допълнение към p протона, два неутронан и се нарича тритий (тритий) Т. Термоядрените реакции протичат най-ефективно при свръхвисоки температури от порядъка на 10 7 – 10 9 К. По време на термоядрените реакции се отделя много голяма енергия, надвишаваща енергията, която се отделя при деленето на тежки ядра. При реакцията на синтез се отделя енергия, която на 1 kg вещество е значително по-голяма от енергията, отделена при реакцията на делене на урана. (Тук освободената енергия се отнася до кинетичната енергия на частиците, образувани в резултат на реакцията.) Например при реакцията на синтез на деутериеви ядра 1 2 D и тритий 1 3 T в хелиевото ядро 2 4 He:

1 2 D + 1 3 T → 2 4 He + 0 1 n,

Освободената енергия е приблизително 3,5 MeV на нуклон. При реакциите на делене енергията на нуклон е около 1 MeV.

При синтезиране на хелиево ядро от четири протона:

4 1 1 p→ 2 4 Не + 2 +1 1 e,

отделя се още по-голяма енергия, равна на 6,7 MeV на частица. Енергийната полза от термоядрените реакции се обяснява с факта, че специфичната енергия на свързване в ядрото на атома на хелия значително надвишава специфичната енергия на свързване на ядрата на водородните изотопи. Така с успешното осъществяване на контролирани термоядрени реакции човечеството ще получи нов мощен източник на енергия.

Условия за термоядрени реакции

За сливането на леки ядра е необходимо да се преодолее потенциалната бариера, причинена от кулоновото отблъскване на протони в подобно положително заредени ядра. За сливане на водородни ядра 1 2 D те трябва да бъдат сближени r , равно на приблизително r ≈ 3 10 -15 м. За да направите това, трябва да извършите работа, равна на електростатичната потенциална енергия на отблъскване P = e 2 : (4πε 0 r ) ≈ 0,1 MeV. Ядрата на деутрона ще могат да преодолеят такава бариера, ако при сблъсък тяхната средна кинетична енергия 3 / 2 kT ще бъде равно на 0,1 MeV. Това е възможно при T=2 10 9 K. На практика температурата, необходима за протичане на термоядрени реакции, намалява с два порядъка и възлиза на 10 7 К.

Температура около 10 7 К е характерен за централната част на Слънцето. Спектрален анализ показа, че материята на Слънцето, подобно на много други звезди, съдържа до 80% водород и около 20% хелий. Въглеродът, азотът и кислородът съставляват не повече от 1% от масата на звездите. С огромната маса на Слънцето (≈ 2 10 27 kg) количеството на тези газове е доста голямо.

Термоядрените реакции протичат в Слънцето и звездите и са източник на енергия, която осигурява тяхното излъчване. Всяка секунда Слънцето излъчва енергия 3,8 10 26 J, което съответства на намаляване на масата му с 4,3 милиона тона. Специфично освобождаване на слънчева енергия, т.е. отделянето на енергия на единица маса на Слънцето за секунда е 1,9 10 -4 J/s kg. Тя е много малка и възлиза на около 10 бр -3 % от специфичното освобождаване на енергия в живия организъм по време на метаболитния процес. Радиационната мощност на Слънцето е останала практически непроменена през многото милиарди години от съществуването на Слънчевата система.

Един от начините за протичане на термоядрени реакции в Слънцето е въглеродно-азотният цикъл, при който комбинацията от водородни ядра в хелиево ядро се улеснява в присъствието на въглеродни ядра 6 12 Като действат като катализатори. В началото на цикъла бърз протон прониква в ядрото на въглероден атом 6 12 С и образува нестабилно ядро на азотния изотоп 7 13 Н с γ-квантово излъчване:

6 12 C + 1 1 p→ 7 13 N + γ.

С период на полуразпад от 14 минути в ядрото 7 13 Н настъпва трансформация 1 1 p→ 0 1 n + +1 0 e + 0 0 ν e и се образува изотопното ядро 6 13 C:

7 13 N→ 6 13 C + +1 0 e + 0 0 ν e.

приблизително на всеки 32 милиона години ядрото 7 14 Н улавя протон и се превръща в кислородно ядро 8 15 О:

7 14 N+ 1 1 p→ 8 15 O + γ.

Нестабилно ядро 8 15 O с период на полуразпад 3 минути излъчва позитрон и неутрино и се превръща в ядро 7 15 N:

8 15 O→ 7 15 N+ +1 0 e+ 0 0 ν e.

Цикълът завършва с реакцията на абсорбция от ядрото 7 15 Н протон с разпадането му на въглеродно ядро 6 12 C и α частица. Това се случва след около 100 хиляди години:

7 15 N+ 1 1 p→ 6 12 C + 2 4 He.

Нов цикъл започва отново с абсорбцията на въглерод 6 12 От протон, излъчван средно след 13 милиона години. Индивидуалните реакции на цикъла са разделени във времето от интервали, които са непосилно големи в земните времеви мащаби. Цикълът обаче е затворен и се случва непрекъснато. Следователно различни реакции от цикъла протичат на Слънцето едновременно, започвайки в различни моменти от времето.

В резултат на този цикъл четири протона се сливат в хелиево ядро, произвеждайки два позитрона и γ-лъчи. Към това трябва да добавим радиацията, която възниква, когато позитроните се сливат с плазмени електрони. При образуването на един гаматом на хелий се отделят 700 хиляди kWh енергия. Това количество енергия компенсира загубата на слънчева енергия чрез радиация. Изчисленията показват, че количеството водород, присъстващо в Слънцето, ще бъде достатъчно, за да поддържа термоядрените реакции и слънчевата радиация за милиарди години.

Провеждане на термоядрени реакции в земни условия

Осъществяването на термоядрени реакции в земни условия ще създаде огромни възможности за получаване на енергия. Например, когато се използва деутерий, съдържащ се в един литър вода, при реакция на термоядрен синтез ще се освободи същото количество енергия, каквото ще се освободи при изгарянето на приблизително 350 литра бензин. Но ако термоядрената реакция протича спонтанно, тогава ще настъпи колосална експлозия, тъй като освободената енергия в този случай е много висока.

Условия, близки до тези, реализирани в дълбините на Слънцето, са постигнати във водородна бомба. Там възниква самоподдържаща се термоядрена реакция с експлозивен характер. Експлозивът е смес от деутерий 1 2 D с тритий 1 3 Т. Високата температура, необходима за протичане на реакцията, се получава поради експлозията на обикновен атомна бомба, поставен вътре в термоядрена камера.

Основните проблеми, свързани с осъществяването на термоядрени реакции

В термоядрен реактор реакцията на синтез трябва да протича бавно и трябва да е възможно да се контролира. Изследването на реакциите, протичащи във високотемпературна деутериева плазма, е теоретичната основа за получаване на изкуствено контролирани термоядрени реакции. Основната трудност е поддържането на условията, необходими за получаване на самоподдържаща се термоядрена реакция. За такава реакция е необходимо скоростта на освобождаване на енергия в системата, където протича реакцията, да не е по-малка от скоростта на отнемане на енергия от системата. При температури около 10 8 K термоядрените реакции в деутериевата плазма имат забележима интензивност и са придружени от освобождаване висока енергия. При комбиниране на деутериеви ядра се отделя мощност от 3 kW/m на единица обем плазма 3 . При температури около 10 6 K мощността е само 10-17 W/m3.

Как практически да използваме освободената енергия? По време на синтеза на деутерий с тритерий основната част от освободената енергия (около 80%) се проявява под формата на неутронна кинетична енергия. Ако тези неутрони се забавят извън магнитен капан, може да се получи топлина и след това да се преобразува в електрическа енергия. По време на реакция на синтез в деутерий приблизително 2/3 от освободената енергия се пренася от заредени частици - продукти на реакцията и само 1/3 от енергията - от неутрони. А кинетичната енергия на заредените частици може директно да се преобразува в електрическа енергия.

Какви условия са необходими за протичане на реакциите на синтез? При тези реакции ядрата трябва да се комбинират едно с друго. Но всяко ядро е положително заредено, което означава, че между тях има отблъскващи сили, които се определят от закона на Кулон:

, r 2 З 1 З 2 д 2 F~

Където Z 1 e – заряд на едно ядро, Z 2 e е зарядът на второто ядро, ид – модул на заряда на електрона. За да се свържат едно с друго, ядрата трябва да преодолеят силите на отблъскване на Кулон. Тези сили стават много силни, когато ядрата се приближат едно до друго. Силите на отблъскване ще бъдат най-малки в случай на водородни ядра с най-малък заряд (З =1). За да преодолеят силите на отблъскване на Кулон и да се комбинират, ядрата трябва да имат кинетична енергия от приблизително 0,01 - 0,1 MeV. Тази енергия съответства на температура от порядъка на 10 8 – 10 9 К. И това е повече от температурата дори в дълбините на Слънцето! Тъй като реакциите на синтез протичат при много високи температури, те се наричат термоядрени реакции.

Термоядрените реакции могат да бъдат източник на енергия, ако освобождаването на енергия надвишава разходите. Тогава, както се казва, процесът на синтез ще се самоподдържа.

Температурата, при която това се случва, се нарича температура на запалване или критична температура. За реакцияД.Т. (деутерий - тритерий) температурата на запалване е около 45 милиона K, а за реакцията DD (деутерий - деутерий) около 400 милиона К. По този начин, за да протичат реакцииД.Т. необходими са много по-ниски температури, отколкото за реакциите DD . Следователно изследователите на плазмата предпочитат реакциитеД.Т. , въпреки че тритий не се среща в природата и за възпроизвеждането му в термоядрен реактор е необходимо да се създадат специални условия.

Как да запазим плазмата в някаква инсталация - термоядрен реактор - и да я нагреем, така че да започне процесът на синтез? Загубите на енергия във високотемпературната плазма са свързани главно със загуба на топлина през стените на устройството. Плазмата трябва да бъде изолирана от стените. За тази цел се използват силни магнитни полета (магнитна топлоизолация на плазмата). Ако през колона от плазма по посока на нейната ос се прекара голям електрически ток, тогава в магнитното поле на този ток възникват сили, които компресират плазмата в плазмен шнур, отделен от стените. Поддържането на плазмата отделена от стените и борбата с различни плазмени нестабилности са изключително сложни проблеми, чието решение трябва да доведе до практическото прилагане на контролирани термоядрени реакции.

Ясно е, че колкото по-висока е концентрацията на частиците, толкова по-често те се сблъскват една с друга. Следователно може да изглежда, че за извършване на термоядрени реакции е необходимо да се използва плазма с голяма концентрация на частици. Ако обаче концентрацията на частиците е същата като концентрацията на молекулите в газовете при нормални условия (10 25 м -3 ), тогава при термоядрени температури налягането в плазмата би било колосално - около 10 12 татко Никое техническо средство не може да издържи на такъв натиск! Така че налягането е около 10 6 Pa и съответства на якостта на материала, термоядрената плазма трябва да бъде много разредена (концентрацията на частиците трябва да бъде от порядъка на 10 21 m -3 ) Въпреки това, в разредена плазма, сблъсъци на частици една с друга се случват по-рядко. За да се поддържа термоядрената реакция при тези условия, е необходимо да се увеличи времето на престой на частиците в реактора. В това отношение капацитетът на задържане на капана се характеризира с продукта на концентрацията n частици за време t държайки ги в капан.

Оказва се, че за реакцията DD

nt>10 22 m -3. с,

и за реакция DT

nt>10 20 m -3. с.

От това става ясно, че за реакцията DD при n=10 21 m -3 времето на задържане трябва да бъде повече от 10 s; ако n=10 24 m -3 , тогава е достатъчно времето на задържане да надвишава 0,1 s.

За смес от деутерий и тритий при n=10 21 m -3 реакция на термоядрен синтез може да започне, ако времето за задържане на плазмата е повече от 0,1 s и когато n=10 24 m -3 достатъчно е това време да е повече от 10 -4 с. По този начин, при същите условия, необходимото време за задържане на реакцията еД.Т. може да бъде значително по-малко, отколкото при реакциите DD . В този смисъл реакциятаД.Т. по-лесен за изпълнение от реакциятаД.Д.

Осъществяване на контролирани термоядрени реакции в инсталации тип ТОКАМАК

Физиците упорито търсят начини да уловят енергията на реакциите на термоядрен синтез. Вече такива реакции се прилагат в различни термоядрени инсталации, но енергията, освободена в тях, все още не оправдава разходите за пари и труд. С други думи, съществуващите термоядрени реактори все още не са икономически жизнеспособни. Сред различните програми за термоядрени изследвания програмата, базирана на реактори токамак, в момента се счита за най-обещаваща. Първите изследвания на пръстеновидните електрически разряди в силно надлъжно магнитно поле започват през 1955 г. под ръководството на съветските физици И. Н. Головин и Н. А. Явлински. Изградената от тях тороидална инсталация беше доста голяма дори по съвременните стандарти: тя беше проектирана за разряди с интензитет на тока до 250 kA. I.N. Головин предложи името "токамак" (токова камера, магнитна намотка) за такива инсталации. Това име се използва от физици по целия свят.

До 1968 г. изследванията на токамак се развиват главно в Съветския съюз. Сега в света има повече от 50 инсталации от типа на токамак.

Фигура 1 показва типичен дизайн на токамак. Надлъжното магнитно поле в него се създава от намотки с ток, обграждащи тороидалната камера. Пръстеновият ток в плазмата се възбужда в камерата, както във вторичната намотка на трансформатор, когато батерия от кондензатори се разрежда през първичната намотка 2. Плазменият кабел е затворен в тороидална камера - обшивка 4, изработена от тънка неръждаема стомана дебелина няколко милиметра. Обшивката е обградена от меден корпус 5 с дебелина няколко сантиметра. Целта на корпуса е да стабилизира бавните дълговълнови завои на плазмената нишка.

Експериментите върху токамаците позволиха да се установи, че времето за задържане на плазмата (стойност, характеризираща продължителността на плазмата, поддържаща необходимата висока температура) е пропорционална на площта на напречното сечение на плазмената колона и индукцията на надлъжното магнитно поле . Магнитната индукция може да бъде доста голяма, когато се използват свръхпроводящи материали. Друга възможност за увеличаване на времето за задържане на плазмата е увеличаване на напречното сечение на плазмената нишка. Това означава, че е необходимо да се увеличи размерът на токамаците. През лятото на 1975 г. в института атомна енергияна името на I.V. Курчатов влезе в експлоатация най-големият токамак Т-10. Той получи следните резултати: йонната температура в центъра на кабела е 0,6 - 0,8 keV, средната концентрация на частиците е 8. 10 19 m -3 , време за задържане на енергийната плазма 40 – 60 ms, основен параметър за задържане nt~(2,4-7,2) . 10 18 m -3. с.

По-големите инсталации са така наречените демонстрационни токамаци, които са влезли в експлоатация преди 1985 г. Токамак от този тип е Т-20. Той има много внушителни размери: големият радиус на тора е 5 метра, радиусът на тороидалната камера е 2 метра, обемът на плазмата е около 400 кубически метра. Целта на изграждането на такива инсталации не е само провеждането на физически експерименти и изследвания. Но също така и развитието на различни технологични аспекти на проблема - избор на материали, изследване на промените в свойствата им при повишени топлинни и радиационни въздействия и др. Инсталацията Т-20 е предназначена за получаване на смесена реакцияД.Т. . Тази инсталация осигурява надеждна защита от мощни рентгенови лъчи, поток от бързи йони и неутрони. Предлага се да се използва енергията на бързия неутронен поток (10 17 м -2. в), които в специална защитна обвивка (одеяло) ще забавят и ще предадат енергията си на охлаждащата течност. Освен това, ако одеялото съдържа литиев изотоп 3 6 Ли , то под въздействието на неутроните ще се превърне в тритий, който не съществува в природата.

Следващото поколение токамаци ще бъдат пилотни термоядрени електроцентрали и в крайна сметка ще произвеждат електричество. Очаква се те да бъдат "хибридни" реактори, в които одеялото ще съдържа делящ се материал (уран). Под въздействието на бързи неутрони в урана ще възникне реакция на делене, което ще увеличи общата енергийна мощност на инсталацията.

И така, токамаците са устройства, в които плазмата се нагрява до високи температури и се съдържа. Как се нагрява плазмата в токамаците? На първо място, плазмата в токамак се нагрява поради потока на електрически ток, това е, както се казва, омично нагряване на плазмата. Но при много високи температури съпротивлението на плазмата пада значително и омичното нагряване става неефективно, така че сега се изследват различни методи за допълнително повишаване на плазмената температура, като инжектиране на бързи неутрални частици в плазмата и високочестотно нагряване.

Неутралните частици не изпитват никакво действие от магнитното поле, което ограничава плазмата, и следователно могат лесно да бъдат „инжектирани“ в плазмата. Ако тези частици имат висока енергия, след като влязат в плазмата, те се йонизират и при сблъсък с плазмените частици им предават част от енергията си и плазмата се нагрява. В наши дни методите за получаване на потоци от неутрални частици (атоми) с висока енергия са доста добре развити. За целта с помощта на специални устройства – ускорители – на заредените частици се предава много висока енергия. След това този поток от заредени частици се неутрализира с помощта на специални методи. Резултатът е поток от високоенергийни неутрални частици.

Високочестотното нагряване на плазмата може да се извърши с помощта на външно високочестотно електромагнитно поле, чиято честота съвпада с една от собствените честоти на плазмата (резонансни условия). Когато това условие е изпълнено, плазмените частици взаимодействат силно с електромагнитното поле и енергията на полето се прехвърля в плазмена енергия (плазмата се нагрява).

Въпреки че програмата за токамак се смята за най-обещаващата за термоядрен синтез, физиците не спират изследванията в други области. По този начин последните постижения в ограничаването на плазмата в директни системи с магнитни огледала пораждат оптимистични надежди за създаването на мощен термоядрен реактор, базиран на такива системи.

За стабилизиране на плазмата в капан с помощта на описаните устройства се създават условия, при които магнитното поле се увеличава от центъра на капана към неговата периферия. Нагряването на плазмата се извършва чрез инжектиране на неутрални атоми.

И в токамаците, и в огледалните клетки е необходимо много силно магнитно поле, за да се задържи плазмата. Въпреки това има насоки за решаване на проблема с термоядрения синтез, чието прилагане премахва необходимостта от създаване на силни магнитни полета. Това са т. нар. лазерен синтез и синтез с помощта на релативистични електронни лъчи. Същността на тези решения е, че върху твърда „мишена“, състояща се от замразена смесД.Т. , или мощно лазерно лъчение, или лъчи от релативистични електрони са насочени от всички страни. В резултат на това целта трябва да стане много гореща, да се йонизира и в нея да настъпи реакция на термоядрен синтез. Практическото прилагане на тези идеи обаче е изпълнено със значителни трудности, по-специално поради липсата на лазери с необходимата мощност. Въпреки това, проекти за термоядрени реактори, базирани на тези направления, в момента се развиват интензивно.

Различни проекти могат да доведат до решение на проблема. Учените се надяват, че в крайна сметка ще бъде възможно да се извършат контролирани реакции на термоядрен синтез и тогава човечеството ще получи източник на енергия за много милиони години.

Проект ITER

Още в самото начало на проектирането на токамаци от ново поколение стана ясно колко сложни и скъпи са те. Възникна естествена мисъл за интернационална кооперация. Така се появи проектът ITER (International Thermonuclear Energy Reactor), в чието разработване участват асоциацията Евратом, СССР, САЩ и Япония. Свръхпроводящият соленоид ITER, базиран на калаен нитрат, трябва да се охлади с течен хелий при температура от 4 K или течен водород при 20 K. Уви, мечтите за „по-топъл“ соленоид, изработен от свръхпроводяща керамика, който може да работи при течен азот(73 K). Изчисленията показаха, че това само ще влоши системата, тъй като в допълнение към ефекта на свръхпроводимостта, проводимостта на нейния меден субстрат също ще допринесе.

Соленоидът ITER съхранява огромна енергия - 44 GJ, което е еквивалентно на заряд от около 5 тона TNT. Като цяло електромагнитната система на този реактор ще бъде с два порядъка по-голяма по мощност и сложност от най-големите действащи инсталации. По електрическа мощност той ще бъде еквивалентен на Днепърската водноелектрическа централа (около 3 GW), а общата му маса ще бъде приблизително 30 хиляди тона.

Издръжливостта на реактора се определя преди всичко от първата стена на тороидалната камера, която е в най-натоварени условия. В допълнение към топлинните натоварвания, той трябва да предава и частично да абсорбира мощен поток от неутрони. Според изчисленията стената, изработена от най-подходящите стомани, може да издържи не повече от 5–6 години. Така за дадена продължителност на работа на ITER - 30 години - стената ще трябва да бъде сменена 5 - 6 пъти. За да направите това, реакторът ще трябва да бъде почти напълно разглобен с помощта на сложни и скъпи дистанционни манипулатори - в крайна сметка само те ще могат да проникнат в радиоактивната зона.

Това е цената дори на експериментален термоядрен реактор - какво ще му трябва на индустриален?

Съвременни изследвания на плазмените и термоядрените реакции

Основният фокус на изследванията върху физиката на плазмата и контролирания термоядрен синтез, провеждани в Института по ядрен синтез, остава Активно участиев разработването на техническия дизайн на международния експериментален термоядрен реактор ITER.

Тези работи получиха нов тласък след подписването на 19 септември 1996 г. от председателя на правителството на Руската федерация V.S. Черномирдин Резолюция за одобряване на федералната целева научно-техническа програма "Международен термоядрен реактор ITER и научноизследователска и развойна дейност в подкрепа на него за 1996-1998 г." Резолюцията потвърди поетите от Русия задължения по проекта и разгледа въпросите за тяхното ресурсно осигуряване. Група служители бяха командировани за работа в централните проектни екипи на ITER в САЩ, Япония и Германия. Като част от „домашната“ задача Институтът провежда експериментална и теоретична работа по моделиране на структурните елементи на одеялото на ITER, разработва научна база и техническа поддръжкасистеми за плазмено нагряване и поддържане на неиндуктивен ток с помощта на електронни циклотронни вълни и неутрално инжектиране.

През 1996 г. в Института за ядрени изследвания бяха извършени стендови тестове на прототипи на квазистационарни жиротрони, разработени в Русия за системите за прейонизация и плазмено нагряване ITER ECR. Провеждат се моделни изпитания на нови методи за диагностика на плазмата - плазмено сондиране със сноп от тежки йони (съвместно с Харковския физико-технически институт) и рефлектометрия. Изследват се проблемите за осигуряване на безопасността на термоядрените енергийни системи и свързаните с тях въпроси за разработване на регулаторна рамка. Извършена е поредица от моделни изчисления на механичния отговор на структурите на одеялото на реактора към динамични процеси в плазмата, като прекъсвания на тока, премествания на плазмения шнур и др. През февруари 1996 г. в Москва се проведе тематична среща за диагностична поддръжка на ITER, в която участваха представители на всички страни по проекта.

Вече 30 години (от 1973 г.) активно се извършва съвместна работа в рамките на руско (съветско)-американско сътрудничество по контролиран термоядрен синтез с магнитно задържане. И в днешните трудни времена за руската наука все още е възможно да се поддържа научното ниво, постигнато през последните години, и наборът от съвместни изследвания, насочени предимно към физическата и научно-инженерната поддръжка на проекта ITER. През 1996 г. специалисти от института продължиха да участват в експерименти с деутерий-тритий на токамак TFTR в Лабораторията по физика на плазмата в Принстън. По време на тези експерименти, заедно със значителния напредък в изучаването на механизма на самонагряване на плазмата от α-частици, образувани в термоядрена реакция, идеята за подобряване на задържането на високотемпературна плазма в токамаците чрез създаване на магнитна конфигурация с т.н. -наречено обратно срязване в централната зона беше практически потвърдено. Продължава съвместно с отдела по физика на плазмата на компанията " GeneralAtomic "Допълнителни изследвания за неиндуктивно поддържане на тока в плазмата с помощта на микровълнови вълни в диапазона на електронен циклотронен резонанс с честота 110-140 MHz. В същото време беше извършен взаимен обмен на уникално диагностично оборудване. Експериментът беше подготвени за дистанционна онлайн обработка в Института по ядрени науки на резултатите от измерванията на DIII-токамак D в Сан Диего, за което работната станция Alfa ще бъде прехвърлена в Москва.С участието на Института по ядрен синтез, създаването на завършва мощен жиротронен комплекс на DIII-D, фокусиран върху квазистационарен режим на работа Съвместна изчислителна и теоретична работа по изследване на процесите на разрушаване се извършва интензивно в момента в токамаците (един от основните физически проблеми на ITER днес) и моделиране на транспортни процеси с участието на теоретици от Принстънската лаборатория, Тексаския университет и " GeneralAtomic „Продължава сътрудничеството с Националната лаборатория в Аргон по проблемите на взаимодействието плазма-стена и разработването на обещаващи материали с ниска активация за енергийни термоядрени реактори.

В рамките на руско-германската програма за мирно използване на атомната енергия се осъществява многостранно сътрудничество с Института по физика на плазмата им. Макс Планк, Център за ядрени изследвания в Юлих, Техническите университети в Щутгарт и Дрезден. Служителите на института участваха в разработването и сега в експлоатацията на жиротронните комплекси на стеларатора Wendelstein W7-As и токамака ASDEX-U в Института М. Планк. Съвместно е разработен цифров код за обработка на резултатите от измерванията на енергийния спектър на частиците с обмен на заряд по отношение на токамаците Т-15 и ADEX-U. Продължи работата по анализиране и систематизиране на опита от експлоатацията на инженерните системи на токамаците TEXTOR и T-15. Рефлектометрична плазмена диагностична система се подготвя за съвместни експерименти в TEXTOR. Значителна информация е натрупана като част от дългосрочното сътрудничество с Техническия университет в Дрезден за избора и анализа на материали с ниска активация, които са обещаващи за дизайна на бъдещи термоядрени реактори. Сътрудничеството с университета в Щутгарт е насочено към изучаване на технологични проблеми за повишаване на надеждността на високомощните жиротрони (съвместно с Института по приложна физика на Руската академия на науките). Съвместно с Берлинския клон на Института М. Планк се работи за подобряване на методологията за използване на диагностичната станция WASA-2 за повърхностен анализ на материали, изложени на високотемпературна плазма. Станцията е разработена специално за токамак Т-15.

Сътрудничеството с Франция се осъществява по две линии. Съвместно експериментално изследване върху физиката на йонни източници с голям ток, по-специално източници на отрицателни водородни йони, и върху плазмено задвижване за космически кораби се извършва с Департамента по физика на плазмата на Ecole Polytechnique. Продължава съвместната работа за изучаване на процесите на високоскоростно компресиране на проводими цилиндрични черупки от ултраздрави магнитни полетас изследователския център De-Gramat. В института е разработена и се изгражда инсталация за създаване на импулсни магнитни полета в субмегаусовия диапазон (на договор).

Провеждат се консултации със специалисти от Швейцарския център за изследване на физиката на плазмата Suisse Ecole Poytechnique за използването на метода на електронно циклотронно нагряване на плазмата. Беше договорена дългосрочна програма за сътрудничество по TCB Ядрен центърФраскати (Италия).

Беше подписано рамково споразумение за взаимен научен обмен с Японския национален център за изследване на плазмата (Нагоя). Проведени са редица съвместни теоретични и изчислителни изследвания върху механизмите за прехвърляне в плазмата на токамак и проблемите на ограничаването в стелараторите (във връзка с големия LHD хелиотрон, изграждан в Япония).

В Института по физика на плазмата на Китайската академия на науките (Хефей) започнаха пълномащабни експерименти със свръхпроводящия токамак NT-7, създаден на базата на нашия токамак Т-7. Институтът подготвя няколко диагностични системи за NT-7 на договорна основа.

Специалистите на института бяха многократно поканени от Samsung да съветват дизайна на голям свръхпроводящ токамак START, който Южна Кореапланира да бъде построен до 1999 г. Това е най-голямата термоядрена инсталация в света в момента.

Институтът е водеща организация за шест проекта на Международния научен и технически център ISTC (тритиев цикъл на термоядрен реактор, технологично приложение на йонна имплантация, плазмена диагностика, лидарна система за екологичен мониторинг на атмосферата, система за възстановяване на плазмени инжекционни нагревателни комплекси в термоядрени системи, източници на нискотемпературна плазма за технологични цели).

Заключение

Идеята за създаване на термоядреен реактор възниква през 50-те години на миналия век. Тогава беше решено да се изостави, тъй като учените не успяха да разрешат много технически проблеми. Изминаха няколко десетилетия, преди учените да успеят да „принудят“ реактора да произведе каквото и да е количество термоядрена енергия.

По време на писане курсова работаПовдигнах въпроси относно създаването и основните проблеми на термоядрения синтез и, както се оказа, създаването на инсталации за производство на термоядрен синтез е проблем, но не е основният. Основните проблеми включват задържането на плазмата в реактора и създаването на оптимални условия: продукт на концентрация n частици за време t улавяйки ги и създавайки температури, приблизително равни на температурата в центъра на слънцето.

Въпреки всички трудности при създаването на контролиран термоядрен синтез, учените не се отчайват и търсят решения на проблемите, т.к. Ако термоядрената реакция се проведе успешно, ще се получи колосален източник на енергия, който в много отношения превъзхожда всяка създадена електроцентрала.Запасите от гориво за такива електроцентрали са практически неизчерпаеми - деутерий и тритий се извличат лесно от морска вода. Един килограм от тези изотопи може да освободи толкова енергия, колкото 10 милиона кг изкопаемо гориво.

Бъдещето не може да съществува без развитието на термоядрения синтез, човечеството се нуждае от електричество и в съвременните условия няма да имаме достатъчно от нашите енергийни резерви, когато го получаваме от атомни и електроцентрали.

Литература

1. Милантиев В.П., Темко С.В. Физика на плазмата: книга. за извънкласни четене. VIII–X клас – 2-ро изд., доп. – М.: Образование, 1983. 160 с., ил. – (Светът на знанието).

2. Свирски М.С. Електронна теория на материята: учебник. наръчник за студенти по физика - мат. фак. пед. Институт - М.: Образование, 1980. - 288 с., ил.

3. Цитович В.Н. Електрически свойства на плазмата. М., „Знание“, 1973 г.

4. Младежка техника // No 2/1991

5. Яворски Б.М., Селезнев Ю.А. Справочник по физика. – М.: Наука. – гл. изд. физ.-мат. лит., 1989. – 576 с., ил.

МИНИСТЕРСТВО НА ОБРАЗОВАНИЕТО И НАУКАТА НА РУСКАТА ФЕДЕРАЦИЯ

Федерална агенция за образование

Държавна образователна институция за висше професионално образование "Благовещенски държавен педагогически университет"

Физико-математически факултет

Катедра Обща физика

Курсова работа

на тема: Проблеми на термоядрения синтез

дисциплина: Физика

Изпълнител: V.S. Клетченко

Ръководител: V.A. Евдокимова

Благовещенск 2010г

Въведение

Термоядрени реакции и техните енергийни ползи

Условия за термоядрени реакции

Провеждане на термоядрени реакции в земни условия

Основните проблеми, свързани с осъществяването на термоядрени реакции

Осъществяване на контролирани термоядрени реакции в инсталации тип ТОКАМАК

Проект ITER

Съвременни изследвания на плазмените и термоядрените реакции

Заключение

Литература

Въведение

Цел на работата: изучаване на свойствата и проблемите на термоядрения синтез.

Термоядрени реакции и техните енергийни ползи

Термоядрената реакция е синтез на по-тежки атомни ядра от по-леки, за да се получи енергия, която се контролира.

Известно е, че ядрото на водородния атом е протон p. В природата има много такъв водород - във въздуха и водата. Освен това има по-тежки изотопи на водорода. Ядрото на един от тях съдържа освен протона p и неутрон n. Този изотоп се нарича деутерий D. Ядрото на друг изотоп съдържа, в допълнение към p протона, два неутрона n и се нарича тритий (тритий) T. Термоядрените реакции най-ефективно протичат при ултрависоки температури от порядъка на 10 7 - 10 9 K. Термоядрените реакции освобождават много голяма енергия, надвишаваща енергията, освободена по време на деленето на тежки ядра. При реакцията на синтез се отделя енергия, която на 1 kg вещество е значително по-голяма от енергията, отделена при реакцията на делене на урана. (Тук освободената енергия се разбира като кинетична енергия на частиците, образувани в резултат на реакцията.) Например, по време на реакцията на синтез на ядра на деутерий 1 2 D и тритий 1 3 T в ядро на хелий 2 4 He:

1 2 D + 1 3 T → 2 4 He + 0 1 n,

Освободената енергия е приблизително 3,5 MeV на нуклон. При реакциите на делене енергията на нуклон е около 1 MeV.

При синтезиране на хелиево ядро от четири протона:

4 1 1 p→ 2 4 Не + 2 +1 1 e,

Условия за термоядрени реакции

За сливането на леки ядра е необходимо да се преодолее потенциалната бариера, причинена от кулоновото отблъскване на протони в подобно положително заредени ядра. За да се слеят водородните ядра 1 2 D, те трябва да бъдат събрани на разстояние r, равно на приблизително r ≈ 3 10 -15 м. За да се направи това, трябва да се извърши работа, равна на електростатичната потенциална енергия на отблъскване P = e 2: ( 4πε 0 r) ≈ 0,1 MeV. Ядрата на Deuteron ще могат да преодолеят такава бариера, ако при сблъсък средната им кинетична енергия 3 / 2 kT е равна на 0,1 MeV. Това е възможно при T = 2 10 9 K. На практика температурата, необходима за протичане на термоядрените реакции, намалява с два порядъка и възлиза на 10 7 K.

За централната част на Слънцето са характерни температури от порядъка на 10 7 K. Спектрален анализ показа, че материята на Слънцето, подобно на много други звезди, съдържа до 80% водород и около 20% хелий. Въглеродът, азотът и кислородът съставляват не повече от 1% от масата на звездите. Като се има предвид огромната маса на Слънцето (≈ 2 10 27 kg), количеството на тези газове е доста голямо.

Термоядрените реакции протичат в Слънцето и звездите и са източник на енергия, която осигурява тяхното излъчване. Всяка секунда Слънцето излъчва енергия 3,8 10 26 J, което съответства на намаляване на масата му с 4,3 милиона тона. Специфично освобождаване на слънчева енергия, т.е. Отделянето на енергия на единица маса на Слънцето за една секунда е равно на 1,9 10 -4 J/s kg. Тя е много малка и възлиза на около 10 -3% от специфичното отделяне на енергия в живия организъм по време на метаболитния процес. Радиационната мощност на Слънцето е останала практически непроменена през многото милиарди години от съществуването на Слънчевата система.

Един от начините за протичане на термоядрени реакции в Слънцето е въглеродно-азотният цикъл, при който комбинацията от водородни ядра в хелиево ядро се улеснява в присъствието на въглеродни 6 12 C ядра, играещи ролята на катализатори. В началото на цикъла бърз протон прониква в ядрото на въглеродния атом 6 12 C и образува нестабилно ядро на азотния изотоп 7 13 N с γ-квантово излъчване:

6 12 C + 1 1 p→ 7 13 N + γ.

С период на полуразпад от 14 минути трансформацията 1 1 p→ 0 1 n + +1 0 e + 0 0 ν e настъпва в ядрото 7 13 N и се образува ядрото на изотопа 6 13 C:

7 13 N→ 6 13 C + +1 0 e + 0 0 ν e.

приблизително на всеки 32 милиона години ядрото 7 14 N улавя протон и се превръща в ядрото 8 15 O кислород:

7 14 N+ 1 1 p→ 8 15 O + γ.

Нестабилно ядро 8 15 O с период на полуразпад 3 минути излъчва позитрон и неутрино и се превръща в ядро 7 15 N:

8 15 O→ 7 15 N+ +1 0 e+ 0 0 ν e.

Цикълът завършва с реакцията на поглъщане на протон от ядрото 7 15 N с разпадането му на въглеродно ядро 6 12 C и α-частица. Това се случва след около 100 хиляди години:

7 15 N+ 1 1 p→ 6 12 C + 2 4 He.

Нов цикъл започва отново с поглъщането на протон 6 12 C от въглерода, излъчван средно след 13 милиона години. Индивидуалните реакции на цикъла са разделени във времето от интервали, които са непосилно големи в земните времеви мащаби. Цикълът обаче е затворен и се случва непрекъснато. Следователно различни реакции от цикъла протичат на Слънцето едновременно, започвайки в различни моменти от времето.

Провеждане на термоядрени реакции в земни условия

Условия, близки до тези, реализирани в дълбините на Слънцето, са постигнати във водородна бомба. Там възниква самоподдържаща се термоядрена реакция с експлозивен характер. Експлозивът е смес от деутерий 1 2 D с тритий 1 3 T. Високата температура, необходима за протичане на реакцията, се получава чрез експлозия на конвенционална атомна бомба, поставена вътре в термоядрена.

Основните проблеми, свързани с осъществяването на термоядрени реакции

В термоядрен реактор реакцията на синтез трябва да протича бавно и трябва да е възможно да се контролира. Изследването на реакциите, протичащи във високотемпературна деутериева плазма, е теоретичната основа за получаване на изкуствено контролирани термоядрени реакции. Основната трудност е поддържането на условията, необходими за получаване на самоподдържаща се термоядрена реакция. За такава реакция е необходимо скоростта на освобождаване на енергия в системата, където протича реакцията, да не е по-малка от скоростта на отнемане на енергия от системата. При температури от порядъка на 10 8 К термоядрените реакции в деутериевата плазма имат забележима интензивност и са придружени от освобождаване на висока енергия. В единица обем плазма, когато ядрата на деутерия се комбинират, се освобождава мощност от 3 kW/m 3 . При температури от порядъка на 10 6 K мощността е само 10 -17 W/m 3.

Ю.Н. Днестровски - доктор по физика наук, професор, Институт по ядрен синтез,
РНЦ "Курчатовски институт", Москва, Русия
Материали от международната конференция
„ПЪТЯТ КЪМ БЪДЕЩЕТО – НАУКА, ГЛОБАЛНИ ПРОБЛЕМИ, МЕЧТИ И НАДЕЖДИ“
26–28 ноември 2007 г. Институт по приложна математика на името на. М.В. Keldysh RAS, Москва

Може ли контролираният термоядрен синтез (CTF) да реши енергийния проблем в дългосрочен план? Каква част от пътя към овладяването на CTS вече е измината и колко още остава? Какви предизвикателства предстоят? Тези проблеми се обсъждат в тази статия.

1. Физически предпоставки за КТС

Предлага се да се използват реакции на ядрен синтез на леки ядра за производство на енергия. Сред много реакции от този тип, най-лесно осъществимата реакция е сливането на ядрата на деутерий и тритий

Тук е означено стабилното хелиево ядро (алфа-частица), N е неутронът, а енергията на частицата след реакцията е означена в скоби, . При тази реакция освободената енергия на частица с масата на неутрон е приблизително 3,5 MeV. Това е приблизително 3-4 пъти енергията на частица, освободена по време на деленето на урана.

Какви проблеми възникват при опит за прилагане на реакция (1) за производство на енергия?

Основният проблем е, че тритий не съществува в природата. Той е радиоактивен, неговият полуживот е приблизително 12 години, следователно, ако някога е бил в големи количества на Земята, тогава нищо не е останало от него отдавна. Количеството тритий, произведено на Земята поради естествената радиоактивност или космическата радиация, е незначително. Малко количество тритий се получава при реакции, протичащи в ядрен уранов реактор. В един от реакторите в Канада е организирано събирането на такъв тритий, но производството му в реакторите е много бавно и производството се оказва твърде скъпо.

По този начин производството на енергия в термоядрен реактор, базирано на реакция (1), трябва да бъде придружено от едновременното производство на тритий в същия реактор. Ще обсъдим как може да стане това по-долу.

И двете частици, ядрата на деутерий и тритий, участващи в реакцията (1), имат положителен заряд и следователно се отблъскват взаимно от силата на Кулон. За да преодолеят тази сила, частиците трябва да имат по-голяма енергия. Зависимостта на скоростта на реакцията (1), , от температурата на сместа тритий-деутерий е показана на фиг. 1 в двоен логаритмичен мащаб.

Може да се види, че с повишаване на температурата вероятността от реакция (1) нараства бързо. Приемливата за реактора скорост на реакцията се постига при температура Т > 10 keV. Ако вземем предвид тези градуси, тогава температурата в реактора трябва да надхвърли 100 милиона градуса. Всички атоми на дадено вещество при такава температура трябва да бъдат йонизирани, а самото вещество в това състояние обикновено се нарича плазма. Да припомним, че според съвременните оценки температурата в центъра на Слънцето достига „само” 20 милиона градуса.

Има и други реакции на синтез, които по принцип са подходящи за генериране на термоядрена енергия. Тук отбелязваме само две реакции, които са широко дискутирани в литературата:

Ето един изотоп на ядрото на хелия с маса 3, p е протон (ядро на водород). Реакция (2) е добра, защото има толкова гориво (деутерий) за нея на Земята, колкото искате. Технологията за извличане на деутерий от морска вода е доказана и е относително евтина. За съжаление, скоростта на тази реакция е значително по-ниска от скоростта на реакция (1) (виж Фиг. 1), така че реакция (2) изисква температура от около 500 милиона градуса.

Реакция (3) в момента предизвиква голямо вълнение сред хората, участващи в космически полети. Известно е, че на Луната има много от този изотоп, така че възможността за транспортирането му до Земята се обсъжда като една от приоритетните задачи на космонавтиката. За съжаление, скоростта на тази реакция (фиг. 1) също е значително по-ниска, скоростите на реакцията (1) и необходимите температури за тази реакция също са на ниво от 500 милиона градуса.

За задържане на плазма с температура около 100 - 500 милиона градуса беше предложено да се използва магнитно поле (I.E. Tamm, A.D. Sakharov). Най-обещаващи сега изглеждат инсталации, в които плазмата има формата на тор (поничка). Означаваме големия радиус на този тор с Р, и малък през а. За да се потиснат нестабилните плазмени движения, в допълнение към тороидалното (надлъжно) магнитно поле B 0 е необходимо и напречно (полоидално) поле. Има два вида инсталации, в които се реализира такава магнитна конфигурация. В инсталации тип токамак полоидалното поле се създава от надлъжен ток I, протичащ в плазмата по посока на полето. В инсталации от тип стеларатор полоидалното поле се създава от външни спирални намотки, по които тече ток. Всяка от тези настройки има своите предимства и недостатъци. В токамак токът I трябва да съответства на полето. Стелараторът е технически по-сложен. В наши дни инсталациите тип токамак са по-напреднали. Въпреки че има и големи, успешно работещи стеларатори.

2. Условия за токамак реактор

Тук ще посочим само две необходими условия, които определят „прозореца“ в пространството на плазмените параметри на токамак реактор. Има, разбира се, много други условия, които намаляват този „прозорец“, но те все още не са толкова значими.

1). За да бъде реакторът икономически жизнеспособен (не твърде голям), плътност на мощността P на освободената енергия трябва да бъде достатъчно голям

Тук n 1 и n 2 са плътностите на деутерий и тритий - енергията, освободена в един акт на реакция (1). Условие (4) ограничава плътностите n 1 и n 2 отдолу.

2). За да бъде стабилна плазмата, плазменото налягане трябва да бъде значително по-малко от налягането на надлъжното магнитно поле. За плазма с разумна геометрия това условие има формата

За дадено магнитно поле това условие ограничава плътността и температурата на плазмата отгоре. Ако за провеждане на реакция е необходимо да се повиши температурата (например от реакция (1) да се премине към реакции (2) или (3)), тогава за да се изпълни условие (5), е необходимо да се увеличи магнитното поле .

Какво магнитно поле ще е необходимо за прилагане на CTS? Нека първо разгледаме реакция от тип (1). За простота приемаме, че n 1 = n 2 = n /2, където n е плътността на плазмата. Тогава при температура условие (1) дава

Използвайки условие (5), намираме долната граница на магнитното поле

В тороидалната геометрия надлъжното магнитно поле намалява като 1/r, докато се отдалечава от главната ос на тора. Полето е полето в центъра на меридионалното сечение на плазмата. На вътрешния контур на тора полето ще бъде по-голямо. Със съотношение на страните

Р/ а~ 3 магнитното поле вътре в намотките на тороидалното поле се оказва 2 пъти по-голямо. По този начин, за да изпълнят условия (4-5), бобините с надлъжно поле трябва да бъдат направени от материал, способен да работи в магнитно поле от порядъка на 13-14 Tesla.

За стационарна работа на токамак реактор, проводниците в намотките трябва да бъдат направени от свръхпроводящ материал. Някои свойства на съвременните свръхпроводници са показани на фиг. 2.

В момента в света са построени няколко токамака със свръхпроводящи намотки. Първият токамак от този тип (токамак Т-7), построен в СССР през 70-те години, използва ниобий-титан (NbTi) като свръхпроводник. Същият материал е използван в големия френски токамак Tore Supra (средата на 80-те). От фиг. 2 става ясно, че при температурата на течния хелий магнитното поле в токамак с такъв свръхпроводник може да достигне стойности от 4 тесла. За международния токамак реактор ITER беше решено да се използва ниобиево-калаен свръхпроводник с по-големи възможности, но и с по-сложна технология. Този свръхпроводник се използва в руския завод Т-15, пуснат през 1989 г. От фиг. 2 става ясно, че в ITER, при температура на хелия от порядъка на величината, магнитното поле в плазмата може да достигне необходимите стойности на полето от 6 Tesla с голям запас.

За реакциите (2) и (3) условията (4)-(5) се оказват много по-строги. За да се изпълни условие (4), температурата на плазмата T в реактора трябва да бъде 4 пъти по-висока, а плътността на плазмата n трябва да бъде 2 пъти по-висока, отколкото в реактор, базиран на реакция (1). В резултат на това плазменото налягане се увеличава 8 пъти, а необходимото магнитно поле - 2,8 пъти. Това означава, че магнитното поле на свръхпроводника трябва да достигне стойности от 30 тесла. Досега никой не е работил с такива полета голям обемв стационарен режим. Фигура 2 показва, че има надежда в бъдеще да се създаде свръхпроводник за такова поле. Понастоящем обаче условия (4)-(5) за реакции от тип (2)-(3) в инсталация на токамак не могат да бъдат реализирани.

3. Производство на тритий

В реактор токамак плазмената камера трябва да бъде заобиколена от дебел слой материали, които предпазват намотките на тороидалното поле от разрушаване на свръхпроводимостта от неутрони. Този слой с дебелина около метър се нарича одеяло. Тук, в одеялото, топлината, генерирана от неутроните по време на спиране, трябва да бъде отстранена. В този случай част от неутроните могат да се използват за производство на тритий вътре в одеялото. Най-подходящата ядрена реакция за такъв процес е следната реакция, при която се освобождава енергия

Тук има литиев изотоп с маса 6. Тъй като неутронът е неутрална частица, няма кулонова бариера и реакция (8) може да се случи при енергия на неутрона, значително по-малка от 1 MeV. За ефективно производство на тритий броят на реакциите от тип (8) трябва да бъде достатъчно голям и за това трябва да има голямо числореагиращи неутрони. За да се увеличи броят на неутроните, материалите, в които протичат реакции на размножаване на неутрони, трябва да бъдат разположени тук в одеялото. Тъй като енергията на първичните неутрони, произведени в реакция (1), е висока (14 MeV), а реакция (8) изисква неутрони с ниска енергия, тогава по принцип броят на неутроните в одеялото може да се увеличи с 10-15 пъти и по този начин затворете тритиевия баланс: за всеки реакционен акт (1) получете един или повече реакционни актове (8). Възможно ли е да се постигне този баланс на практика? Отговорът на този въпрос изисква подробни експерименти и изчисления. Реакторът ITER не е длъжен да се самоосигурява с гориво, но върху него ще бъдат проведени експерименти за изясняване на проблема с тритиевия баланс.

Колко тритий е необходим за работа на реактора? Простите изчисления показват, че реактор с топлинна мощност от 3 GW (електрическа мощност от порядъка на 1 GW) ще изисква 150 kg тритий годишно. Това е приблизително еднократно по-малко от теглото на мазута, необходимо за годишната работа на ТЕЦ със същата мощност.

По силата на (8) основното „гориво“ за реактора е литиевият изотоп. Има ли го много в природата? Естественият литий съдържа два изотопа

Може да се види, че съдържанието на изотопи в естествения литий е доста високо. Запасите от литий в Земята при сегашното ниво на потребление на енергия ще стигнат за няколко хиляди години, а в океана – за десетки милиони години. Оценките, базирани на формули (8)-(9), показват, че естественият литий трябва да се добива 50-100 пъти повече от необходимия тритий. Така един реактор с обсъждания капацитет ще изисква 15 тона естествен литий годишно. Това е 10 5 пъти по-малко от мазута, необходим за една топлоелектрическа централа. Въпреки че е необходима значителна енергия за отделяне на изотопи в естествения литий, допълнителната енергия, освободена в реакцията (8), може да компенсира тези разходи.

4. Разказизследвания на CTS

В исторически план първото изследване на CTS у нас се счита за секретния доклад на I.E. Tamm и A.D. Сахаров, публикуван през март-април 1950 г. Публикуван е по-късно през 1958 г. Докладът съдържаше преглед на основните идеи за ограничаване на гореща плазма чрез магнитно поле в тороидална инсталация и оценка на размера на термоядрения реактор. Изненадващо, изграждащият се в момента токамак ITER е близък по своите параметри до прогнозите на историческия доклад.

Експериментите с гореща плазма започват в СССР в началото на петдесетте години. Първоначално това бяха малки инсталации различни видове, права и тороидална, но още в средата на десетилетието съвместната работа на експериментатори и теоретици доведе до инсталации, наречени „токамак“. От година на година размерът и сложността на инсталациите се увеличават и през 1962 г. е пусната инсталацията Т-3 с размери R = 100 cm, a = 20 cm и магнитно поле до четири тесла. Опитът, натрупан в продължение на десетилетие и половина, показва, че в инсталация с метална камера, добре почистени стени и висок вакуум (до mm Hg) е възможно да се получи чиста, стабилна плазма с висока електронна температура. Л. А. Арцимович докладва за тези резултати на Международна конференцияпо физика на плазмата и CTS през 1968 г. в Новосибирск. След това посоката на токамаците беше призната от световната научна общност и инсталации от този тип започнаха да се изграждат в много страни.

Следващото второ поколение токамаци (Т-10 в СССР и PLT в САЩ) започва да работи с плазма през 1975 г. Те показаха, че надеждите, генерирани от първото поколение токамаци, са потвърдени. И в токамаците с големи размериМожете да работите със стабилна и гореща плазма. Още тогава обаче стана ясно, че е невъзможно да се създаде малък реактор и трябва да се увеличи размерът на плазмата.

Проектирането на токамаци от трето поколение отне около пет години и изграждането им започна в края на седемдесетте години. През следващото десетилетие те последователно бяха въведени в експлоатация и до 1989 г. работят 7 големи токамака: TFTR и DIII - D в САЩ, JET (най-големият) в обединена Европа, ASDEX - U в Германия, TORE - SUPRA във Франция , JT 60-U в Япония и Т-15 в СССР. Тези инсталации бяха използвани за получаване на температурата и плътността на плазмата, необходими за реактора. Разбира се, досега се получаваха отделно, отделно за температура и отделно за плътност. Инсталациите TFTR и JET позволиха възможността за работа с тритий и за първи път с тях беше получена забележима термоядрена мощност P DT (в съответствие с реакция (1)), сравнима с външната мощност, въведена в плазмата P aux . Максималната мощност P DT на инсталацията JET при експерименти през 1997 г. достигна 16 MW с мощност P aux от порядъка на 25 MW. Разрез на инсталацията JET и вътрешен изглед на камерата са показани на фиг. 3 а, б. Тук за сравнение е показан размерът на човек.

В самото начало на 80-те години съвместната работа на международна група учени (Русия, САЩ, Европа, Япония) започна да проектира следващото (четвърто) поколение токамак - реактор INTOR. На този етап задачата беше да се прегледат „тесните места“ на бъдещата инсталация, без да се създава цялостен проект. Но в средата на 80-те години става ясно, че трябва да се постави по-пълна задача, включително създаването на проект. По инициатива на Е. П. Велихов, след продължителни преговори на ниво държавни ръководители (М. С. Горбачов и Р. Рейгън), през 1988 г. беше подписано споразумение и започна работа по проекта за реактор токамак ITER. Работата е извършена на три етапа с прекъсвания и е отнела общо 13 години. Дипломатическата история на самия проект ITER е драматична, неведнъж е водила до задънена улица и заслужава отделно описание (вижте например книгата). Официално проектът е завършен през юли 2000 г., но все още трябва да бъде избрано място за строителство и да бъдат разработени Споразумение за строителство и Харта на ITER. Всичко отне почти 6 години и най-накрая през ноември 2006 г. беше подписано споразумението за изграждането на ITER в Южна Франция. Самото строителство се очаква да отнеме около 10 години. Така от началото на преговорите до производството на първата плазма в термоядрения реактор ITER ще минат около 30 години. Това вече е сравнимо с активния живот на човек. Това са реалностите на прогреса.

По отношение на линейните си размери ITER е приблизително два пъти по-голям от инсталацията JET. Според проекта магнитното поле в него = 5,8 тесла, а токът I = 12-14 МА. Предполага се, че термоядрената мощност ще достигне стойността, въведена в плазмата за нагряване, която ще бъде от порядъка на 10.

5. Разработване на средства за плазмено нагряване.

Успоредно с увеличаването на размера на токамака се развива и технологията за плазмено нагряване. В момента се използват три различни метода на отопление:

Омично нагряване на плазмата от протичащ през нея ток.
Нагряване чрез лъчи от горещи неутрални частици от деутерий или тритий.
Нагряване чрез електромагнитни вълни в различни честотни диапазони.

Омично нагряване на плазмата в токамак винаги има, но не е достатъчно, за да се нагрее до термоядрени температури от порядъка на 10 - 15 keV (100 - 150 милиона градуса). Факт е, че с нагряването на електроните плазменото съпротивление бързо пада (обратно пропорционално), следователно при фиксиран ток пада и вложената мощност. Като пример посочваме, че в инсталацията JET при ток 3-4 MA е възможно плазмата да се нагрее само до ~ 2 – 3 keV. В този случай плазменото съпротивление е толкова ниско, че се поддържа ток от няколко милиона ампера (MA) при напрежение 0,1 – 0,2 V.

Горещи инжектори с неутрален лъч се появи за първи път на Американска инсталация PLT през 1976-77 г. и оттогава са изминали дълъг път в технологичното развитие. Сега типичният инжектор има лъч от частици с енергия от 80 - 150 keV и мощност до 3 - 5 MW. При голяма инсталация обикновено се монтират до 10 - 15 инжектора с различна мощност. Общата мощност на уловените от плазмата лъчи достига 25 – 30 MW. Това е сравнимо с мощността на малка ТЕЦ. Предвижда се в ITER да се монтират инжектори с енергия на частиците до 1 MeV и обща мощност до 50 MW. Все още няма такива пакети, но тече усилено развитие. В Споразумението ITER Япония пое отговорност за това развитие.

Сега се смята, че нагряването на плазмата чрез електромагнитни вълни е ефективно в три честотни диапазона:

нагряване на електрони при тяхната циклотронна честота f ~ 170 GHz;
нагряване на йони и електрони при йонна циклотронна честота f ~ 100 MHz;
нагряване при междинна (долна хибридна) честота f ~ 5 GHz.

За последните два честотни диапазона отдавна съществуват мощни източници на радиация и основният проблем тук е правилното съгласуване на източниците (антените) с плазмата, за да се намалят ефектите от отразяването на вълните. На номер големи инсталацииБлагодарение на високото умение на експериментаторите, беше възможно да се въведе до 10 MW мощност в плазмата по този начин.

За първия, най-висок честотен диапазон, проблемът първоначално беше да се разработят мощни източници на радиация с дължина на вълната l ~ 2 mm. Пионер тук беше Институтът по приложна физика в Нижни Новгород. Повече от половин век целенасочена работа беше възможно да се създадат източници на радиация (жиротрони) с мощност до 1 MW в стационарен режим. Това са устройствата, които ще бъдат инсталирани в ITER. В жиротроните технологията е превърната във форма на изкуство. Резонаторът, в който вълните се възбуждат от електронен лъч, има размери от порядъка на 20 cm, а необходимата дължина на вълната е 10 пъти по-малка. Следователно е необходимо да се инвестира резонансно до 95% от мощността в един много висок пространствен хармоник и не повече от 5% във всички останали заедно. В един от жиротроните за ITER като такъв избран хармоник се използва хармоник с номера (брой възли) в радиус = 25 и ъгъл = 10. За извеждане на радиация от жиротрона е поликристален диамантен диск с дебелина 1,85 mm и диаметър 106 мм се използва като прозорец. По този начин, за да се реши проблемът с плазменото нагряване, беше необходимо да се развие производството на гигантски изкуствени диаманти.

6. Диагностика

При температура на плазмата от 100 милиона градуса в плазмата не може да се постави измервателно устройство. Ще се изпари, без да има време да предаде разумна информация. Следователно всички измервания са индиректни. Измерват се токове, полета и частици извън плазмата, след което с помощта на математически модели се интерпретират записаните сигнали.

Какво всъщност се измерва?

На първо място, това са токове и напрежения във веригите около плазмата. Електрическите и магнитните полета извън плазмата се измерват с помощта на локални сонди. Броят на такива сонди може да достигне няколкостотин. От тези измервания, решавайки обратни задачи, е възможно да се реконструира формата на плазмата, нейната позиция в камерата и големината на тока.

За измерване на температурата и плътността на плазмата се използват както активни, така и пасивни методи. Под активен разбираме метод, при който някакво лъчение (например лазерен лъч или лъч от неутрални частици) се инжектира в плазмата и се измерва разсеяното лъчение, което носи информация за параметрите на плазмата. Една от трудностите на проблема е, че по правило само малка част от инжектираната радиация се разпръсква. Така че, когато се използва лазер за измерване на температура и електронна плътност, само 10 -10 от енергията на лазерния импулс се разсейва. Когато се използва лъч от неутрални йони за измерване на температурата на йони, се измерват интензитетът, формата и позицията на оптичните линии, които се появяват, когато плазмените йони се зареждат върху неутралните йони на лъча. Интензитетът на тези линии е много нисък и са необходими спектрометри с висока чувствителност, за да се анализира тяхната форма.

Пасивните методи се отнасят до методи, които измерват радиацията, излъчвана постоянно от плазмата. В този случай електромагнитното излъчване се измерва в различни честотни диапазони или потоците и спектрите на избягалите неутрални частици. Това включва измервания на твърди и меки рентгенови лъчи, ултравиолетови, измервания в оптичен, инфрачервен и радио диапазони. Интересни са както измерванията на спектрите, така и позициите и формите на отделните линии. Броят на пространствените канали в индивидуалната диагностика достига няколкостотин. Честотата на запис на сигнала достига няколко MHz. Всеки уважаващ себе си монтаж има комплект от 25-30 диагностики. В реактора токамак ITER само в началния етап се планира да има няколко десетки пасивни и активни диагностики.

7. Математически модели на плазмата

Проблемите на математическото моделиране на плазмата могат грубо да се разделят на две групи. Първата група включва задачи за интерпретиране на експеримент. Те обикновено са неправилни и изискват разработването на методи за регулиране. Ето няколко примера за задачи от тази група.

Реконструкция на плазмената граница от магнитни (сондови) измервания на полета извън плазмата. Този проблем води до интегрални уравнения на Фредхолм от първи род или до силно изродени линейни алгебрични системи.
Обработка на измервания на акорди. Тук стигаме до интегрални уравнения от първи вид от смесен тип Волтера-Фредхолм.
Обработка на измервания на спектрални линии. Тук е необходимо да се вземат предвид хардуерните функции и отново стигаме до интегралните уравнения на Фредхолм от първи род.
Обработка на шумни времеви сигнали. Тук се използват различни спектрални разложения (Фурие, уейвлет) и изчисления на корелации от различни порядки.
Анализ на спектрите на частиците. Тук имаме работа с нелинейни интегрални уравнения от първи род.

Следващите снимки илюстрират някои от горните примери. Фигура 4 показва поведението във времето на меките рентгенови сигнали в инсталацията MAST (Англия), измерени по протежение на хорди с колимирани детектори.

Инсталираната диагностика регистрира над 100 такива сигнала. Острите пикове в кривите съответстват на бързи вътрешни движения („смущения“) на плазмата. Двуизмерната структура на такива движения може да бъде открита с помощта на томографска обработка голямо числосигнали.

Фигура 5 показва пространственото разпределение на електронното налягане за два импулса от една и съща настройка MAST.

Спектрите на разсеяното лъчение на лазерния лъч се измерват в 300 точки по радиуса. Всяка точка на фиг. 5 е резултат от сложна обработка на енергийния спектър на фотоните, записани от детектори. Тъй като само малка част от енергията на лазерния лъч се разсейва, броят на фотоните в спектъра е малък и възстановяването на температурата по ширината на спектъра се оказва неправилна задача.

Втората група включва действителните проблеми на моделирането на процесите, протичащи в плазмата. Горещата плазма в токамак има голям брой характерни времена, чиито екстремуми се различават с 12 порядъка. Следователно очакването, че могат да бъдат създадени модели, съдържащи „всички“ процеси в плазмата, може да бъде създадено напразно. Необходимо е да се използват модели, които са валидни само в доста тесен диапазон от характерни времена.

Основните модели включват:

Гирокинетично описание на плазмата.Тук неизвестното е функцията на разпределение на йони, която зависи от шест променливи: три пространствени координати в тороидална геометрия, надлъжна и напречна скорост и време. За описание на електрони в такива модели се използват методи за осредняване. За да се реши този проблем, в редица чуждестранни центрове са разработени гигантски кодове. Изчисляването им изисква много време на суперкомпютри. Сега в Русия няма такива кодове, в останалата част на света има около дузина от тях. В момента гирокинетичните кодове описват плазмените процеси във времевия диапазон от 10 -5 -10 -2 сек. Те включват развитието на нестабилности и поведението на плазмената турбулентност. За съжаление, тези кодове все още не предоставят разумна картина на транспорта в плазмата. Сравнението на резултатите от изчисленията с експеримента е все още в ранен етап.
Магнитохидродинамично (MHD) описание на плазмата.В тази област редица центрове са създали кодове за линеаризирани триизмерни модели. Те се използват за изследване на стабилността на плазмата. По правило се търсят границите на нестабилност в пространството на параметрите и големината на приращенията. Паралелно се разработват нелинейни кодове.

Имайте предвид, че през последните 2 десетилетия отношението на физиците към плазмените нестабилности се е променило значително. През 50-те и 60-те години плазмените нестабилности са откривани „почти всеки ден“. Но с течение на времето стана ясно, че само някои от тях водят до частично или пълно разрушаване на плазмата, докато останалите само увеличават (или не увеличават) преноса на енергия и частици. Най-опасната нестабилност, водеща до пълно разрушаване на плазмата, се нарича „нестабилност на срива“ или просто „срив“. Той е нелинеен и се развива в случай, когато по-елементарни линейни MHD режими, свързани с отделни резонансни повърхности, се пресичат в пространството и по този начин разрушават магнитни повърхности. Опитите да се опише процесът на спиране доведоха до създаването на нелинейни кодове. За съжаление никой от тях все още не е в състояние да опише картината на плазменото разрушаване.

В плазмените експерименти днес, в допълнение към нестабилностите на спиране, малък брой нестабилности се считат за опасни. Тук ще посочим само две от тях. Това е т. нар. режим RWM, свързан с крайната проводимост на стените на камерата и затихването на стабилизиращите плазмата токове в нея, и режимът NTM, свързан с образуването на магнитни острови върху резонансни магнитни повърхности. Към днешна дата са създадени няколко триизмерни MHD кода в тороидална геометрия за изследване на тези видове смущения. Активно се търсят методи за потискане на тези нестабилности, както на ранен етап, така и на етап развита турбулентност.

Описание на транспорта в плазмата, топлопроводимост и дифузия.Преди около четиридесет години беше създадена класическата (базирана на сблъсъци на двойки частици) теория за пренос в тороидална плазма. Тази теория беше наречена "неокласическа". Но още в края на 60-те години експериментите показаха, че преносът на енергия и частици в плазмата е много по-голям от неокласическия (с 1-2 порядъка). На тази основа нормалният транспорт в експерименталната плазма се нарича „аномален“.

Правени са много опити да се опише аномален транспорт чрез развитието на турбулентни клетки в плазмата. Обичайният начин, възприет през последното десетилетие в много лаборатории по света, е следният. Предполага се, че основната причина, определяща аномалния транспорт, са нестабилности от дрейфов тип, свързани с температурни градиенти на йони и електрони или с наличието на уловени частици в тороидалната геометрия на плазмата. Резултатите от изчисленията с помощта на такива кодове водят до следната картина. Ако температурните градиенти надвишат определена критична стойност, тогава развиващата се нестабилност води до турбулизация на плазмата и рязко увеличаване на енергийните потоци. Предполага се, че тези потоци растат пропорционално на разстоянието (в някои показатели) между експерименталния и критичния градиент. По този път през последното десетилетие бяха изградени няколко транспортни модела, за да се опише преносът на енергия в плазмата на токамак. Въпреки това, опитите да се сравнят изчисленията с помощта на тези модели с експеримент не винаги водят до успех. За да опишем експериментите, трябва да приемем, че при различни режими на разреждане и в различни пространствени точки на напречното сечение на плазмата Главна роляРазлични нестабилности играят роля при трансфера. В резултат на това прогнозата не винаги е надеждна.

Въпросът се усложнява допълнително от факта, че през последния четвърт век са открити много признаци на „самоорганизация“ на плазмата. Пример за такъв ефект е показан на фиг. 6 a, b.

Фигура 6а показва профилите на плътност на плазмата n(r) за два разряда на съоръжението MAST със същите токове и магнитни полета, но с различни скорости на подаване на деутериев газ за поддържане на плътността. Тук r е разстоянието до централната ос на тора. Може да се види, че профилите на плътност варират значително по форма. На Фиг. 6b за същите импулси са показани профили на електронно налягане, нормализирани в точка – профил на електронна температура. Вижда се, че „крилата” на профилите на налягане съвпадат добре. От това следва, че профилите на електронната температура са, така да се каже, „коригирани“, за да направят профилите на налягането еднакви. Но това означава, че коефициентите на пренос са „коригирани“, тоест те не са функции на локалните параметри на плазмата. Тази картина като цяло се нарича самоорганизация. Несъответствието между профилите на налягането в централната част се обяснява с наличието на периодични MHD колебания в централната зона на разряда с по-висока плътност. Профилите на налягане върху крилата са еднакви, въпреки тази нестационарност.

Нашата работа предполага, че ефектът от самоорганизацията се определя от едновременното действие на много нестабилности. Невъзможно е да се открои основната нестабилност сред тях, така че описанието на преноса трябва да се свърже с някои вариационни принципи, които се реализират в плазмата поради дисипативни процеси. Като такъв принцип се предлага да се използва принципът на минималната магнитна енергия, предложен от Кадомцев. Този принцип ни позволява да идентифицираме някои специални профили на тока и налягането, които обикновено се наричат канонични. В транспортните модели те играят същата роля като критичните градиенти. Моделите, построени по този път, позволяват разумно да се опишат експерименталните профили на температурата и плътността на плазмата в различни режими на работа на токамак.

8. Пътят към бъдещето. Надежди и мечти.

За повече от половин век изследвания на гореща плазма е измината значителна част от пътя към термоядрен реактор. В момента най-обещаващото е използването на инсталации тип токамак за тази цел. Паралелно, макар и със закъснение от 10-15 години, се развива направлението на стелараторите. Понастоящем е невъзможно да се каже коя от тези инсталации в крайна сметка ще бъде по-подходяща за търговски реактор. Това може да се реши само в бъдеще.

Напредъкът в изследванията на CTS от 60-те години на миналия век е показан на фиг. 7 в двойна логаритмична скала.

Разработена е нова техника за ефективно забавяне на избягалите електрони чрез въвеждане на "тежки" йони, като неон или аргон, в реактора.

Функционален термоядрен реактор все още е мечта, но в крайна сметка може да се превърне в реалност с много изследвания и експерименти, за да отключите неограничен запас от чиста енергия. Проблемите, пред които са изправени учените при получаването на ядрен синтез, несъмнено са сериозни и наистина сложни, но всичко може да бъде преодоляно. И изглежда, че един от основните проблеми е решен.

Ядреният синтез не е процес, измислен от човечеството, а съществува в природата от самото начало; процесът захранва нашето Слънце. Дълбоко в нашата домашна звезда водородните атоми са подредени заедно, за да образуват хелий, който е тласъкът на процеса. Ядреният синтез освобождава огромни количества енергия, но изисква огромни разходи за създаване на изключително високо налягане и температура, което е трудно да се възпроизведе на Земята по контролиран начин.

Миналата година изследователи от Масачузетския технологичен институт ни доближиха до термоядрения синтез, като изложиха плазмата на точното налягане, но сега двама изследователи от университета Чалмърс разкриха друго парче от пъзела.

Един от проблемите, с които се сблъскват инженерите, са избягалите електрони. Тези изключително високоенергийни електрони могат внезапно и неочаквано да се ускорят до много високи скорости, което може да разруши стената на реактора без предупреждение.

Докторантите Linnea Heschlow и Ole Emberose разработиха нова техника за ефективно забавяне на тези избягали електрони чрез въвеждане на "тежки" йони като неон или аргон в реактора. В резултат на това силно заредените електрони, удрящи ядрата на тези йони, се забавят и стават много по-управляеми.

„Когато успеем ефективно да забавим избягалите електрони, ще бъдем една крачка по-близо до функционален термоядреен реактор“, казва Линеа Хешлоу.

Изследователите създадоха модел, който може ефективно да предвиди енергията и поведението на електроните. Използвайки математическото моделиране на плазмата, физиците вече могат ефективно да контролират скоростта на излизане на електроните, без да прекъсват процеса на синтез.

„Много хора смятат, че ще проработи, но е по-лесно да отидеш на Марс, отколкото да постигнеш сливане“, казва Линеа Хешлоу: „Може да се каже, че се опитваме да съберем звезди тук на земята и това може да отнеме известно време време. Той таксува невероятно високи температури, по-горещ от центъра на слънцето, за да постигнем успешно синтез тук, на земята. Така че се надявам всичко да е въпрос на време.”

по материали от newatlas.com, превод

$моб_инфо$