ФИЗИКА ЯДРА И ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ Термоядерные реакции 1-31 04 05

4
 2020 -2021
Учреждение образования
«Международный государственный экологический университет им. А.Д. Сахарова»
Факультет

мониторинга окружающей среды

следует, что синтез энергетически выгоден для ядер вплоть до A

= 56.

Синтез

 3Не + n + 3,270 МэВ,
3Н + 1Н   4Не +  + 19,814 МэВ
3Н + 2Н   4Не + n + 17,590 МэВ

 5Не +  + 16,632 МэВ, 5Не   4Не + n + 0,958 МэВ
3Не + 2Н  4Не + 1Н + 18,354 МэВ
      5Li +  + 16,388 МэВ, 5Li   4Не + 1Н + 1,965 МэВ
6Li + 3H   24Не + n + 16,117 МэВ
 5He + 4Не + 15,160 МэВ
 7Li + 2Н + 0,995 МэВ
 8Li + 1Н + 0,803 МэВ
  8Be + n + 16,023 МэВ, 8Be   24Не + 0,094 МэВ

на расстояния порядка 1013 м, на которых, как оказывается, ширина

кулоновского барьера отталкивания становится достаточно малой для того, чтобы, благодаря туннельному эффекту, сталкивающиеся частицы могли оказаться в потенциальной яме c преобладанием сильных взаимодействий и соединиться в новое ядро

центром инерции, которая требуется для сближения легких ядер на столь

малые расстояния

108 К!
Поэтому реакции синтеза часто называют термоядерными реакциями
T0  108Z1Z2 K

Однако, сечение реакций синтеза протонов на 22-23 порядка меньше сечения

синтеза ядер дейтерия и трития, так как она сопровождается превращением протона в нейтрон
p + p  d + e+ + e + 0,420 МэВ

моле вещества, необходимо, чтобы столкновения частиц плазмы с энергией свыше

14,4Z1 Z2 кэВ были достаточно частыми
Это может быть достигнуто за счет увеличения концентрации n0 ядер

которого плазма будет удерживаться в некотором объеме с неизменной концентрацией

частиц в ней.
При этом внутренняя энергия плазмы в этом объеме должна быть достаточной для разогрева поступившей более холодной плазмы, чтобы некоторая заметная доля ядер смогла вступить в реакцию синтеза.

f(T)
где f(T)  некоторая функция, характеризующая интенсивность процессов, протекающих

в плазме.
Величина n называется параметром удержания плазмы.

f(T).

Т, К
3107   108    3108   109
1019
1020
1021
1022
n, с/м3
d + t
d + d

соответствующим значением температуры T, при которых может быть осуществлена термоядерная

реакция, называется критерием Лоусона.

порядка нескольких секунд
проекты с реакторами, работающими в режиме предельно

возможного быстродействия с инерционным удержанием плазмы

 стелларатор
В основу их положен т.н. пинч-эффект  самосжатие

плазмы при прохождении через нее электрического тока (по закону Ампера токи, текущие в одинаковых направлениях, притягиваются).
Удержание и термоизоляцию плазмы предлагается осуществить с помощью магнитных полей, так как при указанных выше плотностях и температурах диффузионные потоки частиц и количества теплоты будут настолько большими, что не могут быть сдержаны стенками из какого-либо материала.

магнитные ловушки;
замкнутые магнитные системы;
установки импульсного действия.

определяется медленным процессом диффузии поперек линий индукции поля, либо из-за

перезарядки ионов (обмена электронами).
Уход плазмы вдоль линий индукции магнитного поля также замедлен из-за создаваемых областей усиленного магнитного поля (т.н. «магнитных зеркал» или «магнитных пробок»).
Заполнение ловушек плазмой обычно ведется путем инжекции плазменных сгустков или пучков частиц.

все время удерживается в области между ловушками. Примером такой установки

является токамак (сокращение от слов: ТОроидальная Камера с Магнитными Катушками  И.Н. Головин, Н.А. Явлинский, Л.А. Арцимович с сотр., СССР, 1951).
Это  замкнутая магнитная ловушка, имеющая форму тора

образом, что линии индукции многократно обходят вдоль тора и образуют

систему замкнутых, вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей.
Вращение магнитного поля осуществляется либо путем навивания проводников на тор, либо путем скручивания тора в восьмерку

радиационный пояс Земли.
Он представляет собой заряженные частицы космического излучения,

захваченные магнитным полем Земли.
Устойчивость плазмы в магнитных ловушках обеспечивается за счет электрического контакта захваченной плазмы с ионосферой.

сжатия плазмы является использование интенсивного лазерного излучения (Н.Г. Басов и др.,

СССР, 1962), а также интенсивных электронных пучков (Е.К. Завойский, СССР, 1968) или пучками ионов высоких энергий.
Получаемые таким образом реакторы могут быть только импульсными, так как необходимые давление и температура достигаются на очень короткий промежуток времени. Подводимая излучением мощность должна иметь порядок 106 Дж, что, в принципе, достижимо при современном уровне исследований.

на инерции смеси, которая при мгновенном нагреве, например лазерным импульсом,

"разлетается" не сразу. Практически все ныне созданные установки для ЛТС представляют собой камеру, в центр которой помещается дейтерий-тритиевая мишень.
На ней фокусируется излучение нескольких мощных лазерных импульсов длительностью 10-9-10-10 секунды и суммарной мощностью порядка 1014-1015 Вт/см2.

сферическую оболочку, наполненную термоядерным горючим - смесью трития с дейтерием

или просто дейтерием. примерно в 50 тысяч раз и нагревают его до температуры 10 кэВ (около 120 миллионов градусов).
При этом оболочка ампулы испаряется, давление в смеси возрастает до миллиона атмосфер, а ее плотность - до 50-100 г/см3.
Только при этих условиях, сохраняющихся лишь на время действия лазерного импульса, может начаться термоядерная реакция с выделением нейтронов и большого количества энергии:
D + T = He4 + n + 17,6 МэВ.

Shiva и Nova Ливермольской лаборатории (США) с энергией излучения в

импульсе до 120 кДж, "Искра-5" - до 30 кДж в Всероссийском научно-исследовательском институте экспериментальной физики (РФЯЦ-ВНИИЭФ).

планируемым нейтронным выходом более 1020 нейтр./c.
Этот проект объединяет финансовые,

материальные и людские ресурсы большинства Европейских стран, России, США, Японии.
ИТЭР ― гибридный реактор, состоящий из двух частей, в котором ТОКАМАК служит источником нейтронов с энергией порядка 14 МэВ, и которые вызывают реакции деления в окружающем бланкете, содержащем сырьевые нуклиды (238U или 232Th).
В результате выделяется количество энергии, намного превышающее затраты на создание плазмы.

физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

Проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш на юге Франции, в 60 км от Марселя. Подготовка строительной площадки в Кадараш на юге Франции началась в январе 2007 года. Стройку, стоимость которой первоначально оценивалась в 5 миллиардов евро, планировалось закончить в 2016 году.

при проектировании и производстве компонентов, сроки неоднократно сдвигались:
в июне

2009 года был согласован перенос даты пуска на 2018 год;
в феврале 2010 года срок был сдвинут на 2019 год;
в ноябре 2015 года срок окончания постройки ITER сдвинули еще на 6 лет (от ранее запланированного 2019) к 2025 году.
Предполагаемая сумма расходов выросла до 19 миллиардов евро.

IGNITOR.
IGNITOR - первый проект, который предложен для экспериментального подтверждения

возможности достижения условий зажигания термоядерной реакции.
Установка характеризуется оптимальной комбинацией высоких магнитный полей (BT = 13 T), компактными размерами (R01,32 м), относительно низким характеристическим отношением (A=2,8) и значительным удлинением сечения плазмы и триангуляцией k = 1,83; δ = 0,4) .

ITER

современной физики.
До тех пор, пока фундаментальные физические проблемы горения

термоядерного синтеза не будут определены и подтверждены экспериментом, определяющие концепции термоядерного реактора будут оставаться неопределенными.
Важная ценность базового эксперимента по воспламенению состоит в том, что процесс зажигания будет аналогичным для любой магнитно-ограниченной, преимущественно тепловой плазмы.

и стратегии управления зажиганием, горением и остановом.
Эти три проблемы,

демонстрация воспламенения в магнитно-ограниченной плазме, физика процесса воспламенения, а также нагрев и управление горящей плазмой, специально рассматриваются в эксперименте IGNITOR.
Его дизайн был основан главным образом на физических соображениях с момента его создания. Связанные с этим физические исследования вышли за рамки простой идентификации и включают взаимодействие физических процессов, связанных с воспламенением.

году реализован заключительный этап физического пуска первого в мире специализированного

реактора «Токамак», предназначенного для испытания функциональных и конструкционных материалов будущей термоядерной энергетики.
Получен плазменный разряд, удовлетворяющий требованиям второго и заключительного этапа физического пуска установки Казахстанский Токамак Материаловедческий (КТМ).

технологических систем с получением плазмы в омическом режиме (без использования

средств дополнительного нагрева).
«Токамак» является единственным термоядерным реактором в СНГ, который предназначен для испытания материалов будущих термоядерных реакторов в условиях воздействия плазмы, высоких температур и механических воздействий. Предполагается проводить исследования в рамках испытаний ректоров «Брест» на быстрых нейтронах с свинцово-висмутовым теплоносителем.

В.И.Пистунович //Атомная энергия. − 1983. − Т. 54, В. 2.− С.

83.
2. Нагрев и сжатие термоядерных мишеней, облучаемых лазером / Н.Г. Басов [и др.] // Итоги науки и техники. Сер. Радиотехника. –1982.−Т. 26.−С.32.
3. Critical Physics Issues for Ignition Experiments / B. Coppi, A. Airoldi [et al.] // MIT RLE Report PTP 99/06.  1999.
4. Takeda H. and JT-Team Improved particle control for high integrated plasma performance in Japan Atomic Energy Research Institute Tokamak-60 Upgrade / Takeda H. and JT-Team // Physics of Plasmas.  2001  Vol. 8.  Р.2217

reactor by fusion product heating / M.Ohinishi, S.Ohi, M.Okamoto, H.Momota,

J.Wakabayashi // Fusion Technol. –1987 – Vol. 12. – P. 249—256.
7. Momota H., Ishida A., Kohzaki Y. et al. Conceptual design of D–3He FRC reactor ARTEMIS. — Fusion Technol., 1992, vol. 21, p. 2307—2323.
8. https://www.nkj.ru/archive/articles/2545.
9. https://www.inform.kz/