Термоядерный взрыв

Искусственная термоядерная реакция реализуется в земных условиях в неуправляемом режиме в термоядерном (водородном) устройстве, где температура > 10⁷ K создается взрывам плутониевого или уранового детонатора. Вещество дейтерид -гидрид лития. Время разлета составляет микросекунды. Вероятная схема реакций

Мэв (1.94)

Мэв (1.95)

Мэв (1.96)

Мэв (1.97)

Нейтроны для реакции (1.97) происходят от деления ядер . Основная энергия выделяется в реакциях (1.96) и (1.97), которые образуют цикл взаимно поддерживая друг друга и оставляют без изменения количество нейтронов и ядер трития. Реакции (1.94) и (1.95) служат начальным источником нейтрон и ядер трития. Скорость реакции (1.94) и (1.95) в 100 раз меньше чем скорость реакций (1.96) и (1.97).

Управляемый термоядерный синтез (УТС)

Управляемый термоядерный синтез - процесс слияния легких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых управляемых условиях. УТС до сих пор не реализован (2010г.).

Для реакции синтеза необходимо сблизить ядра на расстояние ~ 10^{-11 см} , после чего начинается слияние ядер за счет туннельного эффекта. Для протонов необходима энергия 10 кэв, что соответствует Т=10⁸ К.

Все работы по УТС основаны на осуществлении реакции

МэВ.

Воспроизводство трития можно осуществить, окружив рабочую зону слоем лития, и использовать реакцию

Мэв.

Пусть τ -среднее время удержания частиц в активной зоне, n- концентрация частиц (ядер). Пусть коэффициент преобразования в электрическую энергию энергии ядерной реакции. энергии электромагнитного излучения плазмы и тепловой энергии частиц плазмы одинаков и равен . В условиях стационарной работы системы при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в термоядерном реакторе имеет вид:

,

где Р₀ – мощность термоядерного выделения энергии, Р_r – мощность потока излучения,

Р_t – энергетическая мощность потока ускользающих частиц.

При η = 1/3 энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме отвечает критерию Лоусона (1957г.): см^-3сек для dt -реакции, T ~2 10⁸ K;

см^-3сек для dd -реакции. T ~ 10⁹ K.

Для равнокомпонентной смеси дейтерия с тритием необходимо: Длительное ( сек) нагревание плотной dt - плазмы в заданном объёме при температуре Т = 210⁸ К, или сверхбыстрое τ ~ 10^{– 9} сек нагревание очень малых объемов термоядерного вещества.

Работы по УТС продолжаются путем создания термоядерных реакторов на основе токамака (тороидальной камеры с дейтериево-тритьевой плазмой и магнитными катушками) и стелларатора (тороидальная система с дейтериево-тритьевой плазмой и магнитным полем, создаваемым внешними обмотками).

Схема Международного термоядерного реактора экспериментального реактора-токамака ИТЭР представлена на рис.1.17. Его параметры: большой радиус плазмы 8,1 м, малый радиус плазмы 3м, тороидальное магнитное поле на оси 5,7 Тл, номинальный ток плазмы 21 МА, номинальная термоядерная мощность с дейтерий-тритьевым топливом 1500 Мвт. Реактор содержит следующие основные узлы: соленоид 1, электрическое поле которого осуществляет пробой газ и нагревает плазму, первая стенка 9 обращена к высокотемпературной плазме и воспринимает поток тепла в виде излучения и частиц,бланкет 2 –защита в которой воспроизводится тритий сгоревший в плазме, катушки 8 из сверхпроводника NB₃Sn создают тороидальное магнитное поле. Дивертор10служит для отвода тепла из плазмы в видепотока заряженных частиц и откачки продуктов реакции гелия и протия (водорода),Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 создают высокий вакуум в рабочей камере реактора, где создается плазма. Строительство намечено во Франции (2010 г.). Участники проекта Россия, США, Евроатом, Япония. Стоимость порядка 2 млрд. долл.

Рис.1.17. Проект международного термоядерного реактора ИТЭР.