Большая Советская Энциклопедия (УП)
Шрифт:
В установках импульсного действия (Z-пинч и Q-пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковременными токами, протекающими через плазму. При одновременном нарастании тока и магнитного давления плазма отжимается от стенок сосуда, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение температуры происходит за счёт джоулева нагрева, адиабатического сжатия плазменного шнура и, по-видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивости плазмы (подробнее см. Пинч-эффект ).
Самостоятельное направление образуют исследования горячей плазмы в высокочастотных (ВЧ) полях. Как показали опыты П. Л. Капицы , в водороде и гелии при достаточно высоком давлении удаётся получить в ВЧ полях свободно парящий плазменный шнур с электронной температурой ~105
Успешная работа любой из перечисленных установок возможна только при условии, что исходная плазменная структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции. Кроме того, в плазме должны быть подавлены микроскопические неустойчивости, при возникновении и развитии которых распределение частиц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки частиц и тепла поперек силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретическими значениями. Именно в направлении стабилизации плазменных конфигураций развивались основные исследования магнитных систем начиная с 1950, и эта работа всё ещё не может считаться полностью завершенной.
Сверхбыстродействующие системы У. т. с. с инерциальным удержанием. Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, полезная энергия при таком способе сжигания может быть получена лишь при очень высокой плотности рабочего вещества. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего, исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диаметром 1–2 мм ), приготовленных из смеси дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема здесь заключается в подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. В настоящая время (1976) решение этой проблемы возлагается на применение лазерных лучей или интенсивных электронных пучков. Исследования в области У. т. с. с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование электронных пучков находится на более ранней стадии изучения – здесь выполнены пока сравнительно немногочисленные эксперименты.
Оценки показывают, что выражение для энергии W, которую необходимо подводить к установке для обеспечения работы реактора, имеет вид:
Здесь h – выражение общего вида для кпд устройства и a – коэффициент сжатия мишени. Как показывает написанное равенство, даже при самых оптимистических допущениях относительно возможного значения h величина W при a = 1 получается несоразмерно большой. Поэтому только в сочетании с резким увеличением плотности мишени (примерно в 104 раз) по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t) мишени можно подойти к приемлемым значениям W. Быстрое нагревание мишени сопровождается испарением её поверхностных слоев и реактивным сжатием внутренних зон. Если подводимая мощность определённым образом программирована во времени, то, как показывают вычисления, можно рассчитывать на достижение указанных коэффициентов сжатия. Другая возможность состоит в программировании радиального распределения плотности мишени. В обоих случаях необходимая энергия снижается до 106дж, что лежит в пределах технической осуществимости, учитывая стремительный прогресс лазерных устройств.
Трудности и перспективы. Исследования в области У. т. с. сталкиваются с большими трудностями как чисто физического, так и технического характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Правда, применение сильных магнитных полей специальной конфигурации подавляет потоки частиц, покидающих зону реакции, и позволяет получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазменные образования. Электромагнитное излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетические потери определяются только тормозным излучением электронов и в случая (d, t) реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при температурах выше 4·107 К.
Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, которые при рассматриваемых температурах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к резкому увеличению интенсивности сплошного спектра, к появлению линейчатого спектра и возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых металлов в качестве материала диафрагм, применение специальных устройств для улавливания чужеродных атомов и т.д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня. Точнее – «летальная» концентрация, исключающая возможность протекания термоядерных реакций, например для примеси вольфрама или молибдена, составляет десятые доли процента.
На рис. 3 на диаграмме (n t, Т ) указаны параметры, достигнутые на различных установках к середине 1976. Ближе всего к области, где оказывается удовлетворённым критерий Лоусона и может протекать самоподдерживающаяся термоядерная реакция, располагаются установки типа токамак и системы с лазерным нагревом. Было бы, однако, ошибочным на основании имеющихся данных делать категорические заключения о типе того устройства, которое будет положено в основу термоядерного реактора будущего. Слишком быстрыми темпами происходит развитие данной области технической физики, и многие оценки могут измениться на протяжении ближайшего десятилетия.
Огромное значение, которое придаётся исследованиям в области У. т. с., объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды настоятельно требует перевода промышленного производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Но подобная реконструкция промышленности неизбежно связана с резким возрастанием энергопотребления. Между тем ресурсы минерального топлива ограничены и при сохранении существующих темпов развития энергетики будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетий (уголь). Конечно, наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения сильно затрудняет радикальное решение этой проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромных радиоактивных отходов (альтернатива: выброс радиоактивных отходов в космос). По имеющимся оценкам, радиоактивная опасность установок на У. т. с. должна оказаться на три порядка величины ниже, чем у реакторов деления. Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум следует искать в сочетании солнечной энергетики и У. т. с.
Лит.: Тамм И. Е., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958; Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2, там же; Арцимович Л. А., Управляемые термоядерные реакции, М., 1963; Капица П. Л., Свободный плазменный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении, «Журнал экспериментальной и теоретической физики», 1969, т. 57, в. 6(12); его же, Термоядерный реактор со свободно парящим в высокочастотном поле плазменным шнуром, там же, 1970, т. 58, в. 2; Роуз Д., Управляемый термоядерный синтез. (Результаты и общие перспективы), «Успехи физических наук», 1972, т. 107, в. 1, с. 99; Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, М., 1975; Лазеры и термоядерная проблема, под ред. Б. Б. Кадомцева, М., 1974; Ribe F. L., Fusion reactor systems, «Reviews of Modern Physics», 1975, v. 47, №1; Furth H. P., Tokamak Research, «Nuclear Fusion», 1975, v. 15, № 3; Ashby D. Е., Laser fusion, «Journal of the British Nuclear Energy Society», 1975, № 4.
С. Ю. Лукьянов.
Рис. 3. Параметры, достигнутые на различных установках для изучения проблемы управляемого термоядерного синтеза к середине 1976. Т-10 — установка токамак Института атомной энергии им. И. В. Курчатова, СССР; PLT — установка токамак Принстонской лаборатории, США; Алкатор — установка токамак Массачусетского технологического института, США; TFR — установка токамак в Фонтене-о-Роз, Франция; ПР-6 — открытая ловушка Института атомной энергии им. И. В. Курчатова, СССР; 2ХIIB — открытая ловушка Ливерморской лаборатории, США; -пинч (Сциллак) — установка Лос-Аламосской лаборатории, США; Стеллатор «Ураган-1» — установка Украинского физико-технического института, СССР; Лазер-импульсные системы с лазерным нагревом, СССР, США.