Управляемый термоядерный синтез

процесс слияния лёгких атомных ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях. Скорости протекания термоядерных реакций малы из-за кулоновского отталкивания (см. Кулона закон) положительно заряженных ядер. Поэтому процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера (См. Потенциальный барьер). В природных условиях термоядерные реакции между ядрами водорода (протонами) протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет (подробнее см. Термоядерные реакции). С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием (См. Дейтерий) ²H и тритием (См. Тритий) ³H) с образованием сильно связанных ядер гелия:

.

Именно названные реакции представляют наибольший интерес для проблемы У. т. с. В особенности привлекательна вторая реакция, сопровождающаяся большим энерговыделением и протекающая со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (Период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития. С этой целью рабочая зона рассматриваемой системы может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в котором будет идти процесс воспроизводства

⁶Li + n → ³H + ⁴He.

Вероятность (Эффективное поперечное сечение) термоядерных реакций быстро возрастает с температурой, но даже в оптимальных условиях остаётся несравненно меньше эффективного сечения столкновений атомных (См. Атомные столкновения). По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме (См. Плазма), нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Удельная мощность термоядерного реактора находится путём умножения числа ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

Критерий Лоусона. Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые предъявляемые к реактору синтеза общие требования, не зависящие от каких-либо особенностей технологического или конструктивного характера рассматриваемой системы. На рис. 1изображена принципиальная схема работы реактора. Установка произвольной конструкции содержит чистую водородную плазму с плотностью п при температуре Т. В реактор вводится топливо, например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы время от времени сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие. Это полезный процесс; одновременно, однако, из реактора уходит энергия за счёт электромагнитного излучения плазмы и из рабочей зоны ускользает некоторая доля «горячих» (обладающих высокой энергией) частиц, которые не успели испытать ядерные взаимодействия. Пусть τ – среднее время удержания частиц в реакторе; смысл величины τ таков: за время в 1 сек из 1 см³ плазмы в среднем уходит n/τ частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). Для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц. Эта дополнительная энергия должна компенсироваться за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэффициент преобразования в электрическую энергию продуктов ядерных реакций, электромагнитного излучения и частиц с тепловой энергией одинаков и равен η. Величину (часто называют коэффициент полезного действия (кпд). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

η(P_o + P_r + P_t)= P_r + P_t, (1)

где P_o –мощность ядерного энерговыделения, P_r –мощность потока излучения и P_t –энергетическая мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть написанного равенства делается больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. При написании равенства (1) предполагается, что вся рекуперированная энергия без потерь возвращается в реактор через инжектор вместе с потоком подводимого нагретого топлива. Величины Р_о, P_r и P_t известным образом зависят от температуры плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение

nτ= f(T), (2)

где f(T) для заданного значения кпд η и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция температуры. На рис. 2 приведены графики f(T) для двух значений η и для обеих ядерных реакций. Если величины η, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При η = ¹/₃ энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме (минимум на кривых рис. 2) отвечает условию («критерии Лоусона»):

реакции (d, d): nτ >10¹⁵см^-3·сек;

ТУправляемый термоядерный синтез 10⁹ К; (3)

реакции (d, t): nτ > 0,5·10¹⁵см^-3·сек,

ТУправляемый термоядерный синтез 2·10⁸ К.

Т. о., даже в оптимальных условиях, для наиболее интересного случая – реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистических предположениях относительно величины (необходимо достижение температур Управляемый термоядерный синтез 2·10⁸ К. При этом для плазмы с плотностью Управляемый термоядерный синтез 10¹⁴см^-3должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких температурах, но за это придется «расплачиваться» увеличенными значениями nτ.

Итак, сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов; 2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций. Исследования по У. т. с. ведутся в двух направлениях – по разработке квазистационарных систем, с одной стороны, и устройств, предельно быстродействующих, с другой.

У. т. с. с магнитной термоизоляцией. Рассмотрим сначала первый вариант. Энергетический выход на уровне 10⁵ квт/м³достигается для (d, t) реакций при плотности плазмы Управляемый термоядерный синтез 10¹⁵см^-3 и температуре Управляемый термоядерный синтез 10^8K. Это означает, что размеры реактора на 10⁶–10⁷квт(таковы типичные мощности современных больших электростанций) должны быть в пределах 10–100 м³, что вполне приемлемо. Основной вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепла при указанных значениях n и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, высказанная в 1950 в Советском Союзе и США, состоит в использовании принципа магнитной термоизоляции плазмы. Заряженные частицы, образующие плазму, находясь в магнитном поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно к силовым линиям поля. В результате коэффициенты диффузии (См. Диффузия) и теплопроводности (См. Теплопроводность) поперёк магнитного поля, в случае устойчивой плазмы, очень быстро убывают с возрастанием напряжённости поля и, например, при полях Управляемый термоядерный синтез10⁵ гс уменьшаются на 14–15 порядков величины против своего «незамагниченного» значения для плазмы с указанной выше плотностью и температурой. Т. о., применение достаточно сильного магнитного поля в принципе открывает дорогу для проектирования реактора синтеза.

Исследования в области У. т. с. с магнитной термоизоляцией делятся на три основных направления: 1) открытые (или зеркальные) магнитные ловушки; 2) замкнутые магнитные системы; 3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён; он происходит либо в ходе процесса «замагниченной» диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на молекулах остаточного газа (см. Перезарядка ионов).Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен областями усиленного магнитного поля (т. н. «магнитными зеркалами» или «пробками»), размещенными на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или отдельных частиц, обладающих большой энергией. Дополнительный нагрев плазмы может быть осуществлен с помощью адиабатического сжатия в нарастающем магнитном поле (подробнее см. Магнитные ловушки).

В системах замкнутого типа (Токамак, Стелларатор) уход частиц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магнитного поля также затруднён и происходит за счёт замагниченной диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на начальных стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения температуры джоулев нагрев становится всё менее эффективным, т.к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом температуры. Для нагревания плазмы свыше 10⁷ К применяются методы нагрева высокочастотным электромагнитным полем и ввод энергии с помощью потоков быстрых нейтральных частиц.

В установках импульсного действия (Z-пинч и Θ-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 (См. Капица), в водороде и гелии при достаточно высоком давлении удаётся получить в ВЧ полях свободно парящий плазменный шнур с электронной температурой Управляемый термоядерный синтез10⁵ К. Система допускает замыкание шнура в кольцо и наложение дополнительного продольного магнитного поля.

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:

дж

Здесь η – выражение общего вида для кпд устройства и α – коэффициент сжатия мишени. Как показывает написанное равенство, даже при самых оптимистических допущениях относительно возможного значения η величина W при α=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 10⁶ дж, 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 (См. Тормозное излучение) 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 (nτ, 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. 1. к ст. Управляемый термоядерный синтез.

Рис. 2. к ст. Управляемый термоядерный синтез.

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; θ-пинч (Сциллак) — установка Лос-Аламосской лаборатории, США; Стеллатор «Ураган-1» — установка Украинского физико-технического института, СССР; Лазер-импульсные системы с лазерным нагревом, СССР, США.

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ (УТС) - научная проблема осуществления синтеза легких ядер с целью производства энергии. Решение проблемы будет достигнуто в плазме при температуре Т " 108К и выполнении Лоусона критерия (n? " 1014 см-3.с, где n - плотность высокотемпературной плазмы; ? - время удержания ее в системе). Исследования проводятся в квазистационарных системах (? " 1 с, n +" 1014 см-3) и импульсных системах (? ? 10-8 с, n " 1022 см-3). В первых (токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и т. д.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создается при облучении твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твердотельных мишеней происходит последовательность термоядерных микровзрывов. Решение проблемы УТС обеспечит человечество энергией практически на неограниченный срок.

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ (УТС), слияние легких атомных ядер (например, дейтерия и трития) с выделением энергии, происходящее при весьма высоких температурах (?108К) в управляемых условиях (в термоядерном реакторе). Возможность осуществления УТС теоретически рассчитана в нескольких вариантах, однако еще ни один не реализован. На сегодня наиболее перспективным решением проблемы УТС представляется создание термоядерного реактора (и электростанции на его основе) с использованием высокотемпературной плазмы, удерживаемой магнитным полем. Однако не исключены и иные решения, например облучение твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) лазерным излучением. Различные варианты УТС в последние десятилетия изучаются физиками во всех развитых странах мира (США, Россия, Япония, Франция, Германия и др.); при полной научно-теоретической ясности путей решения задачи остается еще много нерешенных чисто технических и технологических вопросов, требующих трудоемких и дорогостоящих исследований. УТС - одна из наиболее фундаментальных научно-технических проблем конца 20 в., ее решение обеспечит человечество достаточно экологически чистым источником энергии практически на неограниченный срок. По наиболее оптимистическим прогнозам создание термоядерной энергетики возможно в 1-й четверти 21 в.

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

(УТС) - процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких темп-pax в регулируемых управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на расстояние порядка 10^-11 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счёт туннельного эффекта. Для преодоления потенц. барьера сталкивающимся лёгким ядрам должна быть сообщена энергия ~10кэВ, что соответствует темп-ре ~ Ю ⁸ К. С увеличением заряда ядер (порядкового номера Z) их кулоновское отталкивание усиливается и величина необходимой для реакции энергии возрастает. Эфф. сечения (р, р)-реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями, очень малы. Реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействием и имеют сечение на 22-23 порядка выше (см. Термоядерные реакции). Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития оно составляет 17,6 МэВ. Большая скорость этих реакций и относительно высокое энерговыделение делают равноком-понентную смесь дейтерия и трития наиб, перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период полураспада12,5 лет), не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность его воспроизводства. С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в к-ром будет идти реакция

Эфф. сечение термоядерных реакций быстро возрастает с темп-рой, но даже в оптим. условиях остаётся несравненно меньше эфф. сечения атомных столкновений. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой темп-ры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Уд. мощность ядерного энерговыделения реактора равна произведению числа актов ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить нек-рые общие требования, предъявляемые к термоядерному реактору, не зависящие в первом приближении от к.-л. особенностей технол. или конструктивного характера. На рис. I изображена принципиаль. схема работы реактора. Установка содержит чистую водородную плазму плотностью п при темп-ре Т. В реактор вводится "топливо", напр, равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой темп-ры. Внутри реактора инжектируемые частицы сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие с выделением энергии. Параллельно с этим, однако, часть энергии теряется за счёт тормозного излучения плазмы,.ухода нек-рой доли высокоэнергичных частиц, не успевших провзаимодействовать, охлаждения плазмы за счёт различных для каждой конкретной установки механизмов и за счёт выгорания ядерного топлива. Пусть -ср. время удержания частиц в реакторе; смысл величины т таков: за 1 с из 1 см ³ плазмы в ср. уходит частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор нужно ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). А для покрытия энергетич. потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц на величину потерь, обусловленных эл.-магн. излучением плазмы. Эта дополнит, энергия может быть получена за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора эл.-магн. излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэф. преобразования в электроэнергию энергии, выделяющейся в ядерных реакциях, энергии эл.-магн. излучения и тепловой энергии частиц одинаков и равен ц. В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности, когда во внеш. сеть электроэнергия не отдаётся, ур-ние баланса энергии в реакторе имеет вид

где Р _О- мощность ядерного энерговыделения, Р _r- мощность потока излучения, P_t - энергетич. мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть равенства становится больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и установка начинает работать как электростанция, подавая энергию в сеть, а не потребляя её. Величины Р _О, Р _r и Р _t известным образом зависят от темп-ры плазмы Т, и из ур-ния баланса легко вычисляется произведение где f(T )для заданного значения кпд и выбранного сорта топлива есть вполне определённая ф-ция темп-ры. На рис. 2 приведены графики f(T )для двух значений n и для обеих ядерных реакций (d, d) и (d, t). Если величины достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При энергетически выгодная работа реактора в оптим. режиме (минимум на кривых, рис. 2) для реакции (d, d) отвечает условию (т. н. Лоусона критерий) см ^-3
• с, Т~10⁹ К; для реакции (d, t)- условию см
• с, Г~2
• 10⁸ К. Т. о., даже в оптим. условиях для реактора, работающего на равноком-понентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оп- тимистич. предположениях относительно величины кпд необходимо достижение темп-р ~2х10⁸ К. При этом для плазмы плотностью ~ 10¹⁴ см ^-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких темп-pax, но за это придётся "расплачиваться" увеличенными значениями Т. о., сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до темп-р ~10⁸ К; 2) сохранение в рабочей зоне реактора плазмы с заданной плотностью в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций.

Тот факт, что в рассмотренный критерий реализации реактора синтеза п и входят не независимо, а в виде произведения и т, приводит к тому, что исследования по проблеме УТС ведутся в двух осн. направлениях: разработка квазистационарных систем с магн. удержанием плазмы и предельно быстродействующих систем с инерциалъ-ным удержанием плазмы.

Системы с магнитной термоизоляцией. Энергетич. выход на уровне 10³ кВт/м ³ достигается для (d, t)-реакций при плотности плазмы n~10¹⁴ см ^-3 и темп-ре ~10⁸ К. Это означает, что размеры рабочей зоны реактора на 10³ МВт (типичная мощность совр. крупной электростанции) должны составлять ок. 1000 м ³. Осн. вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепловые потоки при указанных значениях п и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, определившая на долгие годы пути развития проблемы в данном направлении, была высказана в СССР, США и Великобритании практически одновременно. Эта идея состоит в использовании для удержания и термоизоляции плазмы магн. полей. В СССР она была высказана И. Е. Таммом и А. Д. Сахаровым в 1950. Заряж. частицы, образующие плазму, находясь в магн. поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно силовым линиям поля. Коэф. диффузии и теплопроводности поперёк магн. поля в случае устойчивой плазмы изменяются обратно пропорционально квадрату напряжённости поля и, напр., в полях ~10⁵ Гс уменьшаются на 14-15 порядков величины по сравнению со своими значениями для незамагниченной плазмы той же плотности и темп-ры. Т. о., применение достаточно сильного магн. поля в принципе открывает дорогу для проектирования термоядерного реактора.

Исследования в области УТС с магн. термоизоляцией делятся на три осн. направления: 1) открытые (или зеркальные) магн. ловушки; 2) замкнутые магн. системы; 3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён, он происходит либо в ходе процесса замагниченной диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на частицах остаточного газа (см. Перезарядка ионов). Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен благодаря наличию областей усиленного магн. поля (т. н. магн. зеркал, или магн. пробок), размещённых на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или пучков частиц, обладающих большой энергией (подробнее см. Магнитные ловушки).

В системах замкнутого типа ( токамак, стелларатор )уход частиц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магн. поля также затруднён и происходит за счёт замагниченной диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на нач. стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения темп-ры джоулев нагрев становится менее эффективным, т. к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом темп-ры. Для нагревания плазмы св. 10⁷ К применяются методы высокочастотного нагрева или ввод энергии в плазму с помощью быстрых нейтральных частиц (см. Нагрев плазмы).

В установках импульсного действия (Z-пинч и -пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковрем. токами, протекающими через плазму. При нарастании тока и одноврем. нарастании магн, давления плазма отжимается от стенок установки, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение темп-ры происходит за счёт джоулева нагрева, за счёт адиабатич. сжатия плазменного шнура и, по-видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивостей плазмы (подробнее см. Пинч-эффект и Плазменный фокус).

Успешная работа и дальнейшее развитие любой из перечисленных систем возможны 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 те микроскопич. неустойчивости, при возникновении и развитии к-рых распределение частиц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки частиц и тепла поперёк силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретич. значением. Именно в направлении стабилизации плазменных неустойчивостей разного типа развивались осн. исследования магн. систем начиная с 1952, и эта работа ещё полностью не может считаться завершённой.

Сверхбыстродействующие системы УТС с инерциальным удержанием. Трудности, связанные с магн. удержанием плазмы, можно, в принципе, обойти, если "сжигать" термоядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, реализация УТС при таком способе сжигания может быть достигнута 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 (диам. неск. мм), приготовленных из смеси твёрдого дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Гл. проблема заключается в быстром подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. Решение этой проблемы возлагается на применение лазерного излучения (см. Лазерный термоядерный синтез )или интенсивных сфокусированных пучков быстрых заряж. частиц. Исследования в области УТС с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование пучков тяжёлых и лёгких ионов находится на ещё более ранней стадии изучения (см. Ионный термоядерный синтез).

Энергия W, к-рую необходимо подводить к крупинке горючего для обеспечения работы установки в реакторном режиме, как следует из простого расчёта, обратно пропорциональна квадрату плотности дейтерий-тритиевого топлива. Оценки показывают, что допустимые значения W получаются лишь в случае резкого, в 10²-10³ раз, увеличения плотности термоядерного топлива по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t)-мишени. Столь высокие степени сжатия, необходимые для получения столь больших плотностей, оказываются достижимыми при испарении поверхностных слоев симметрично облучаемой мишени и реактивном сжатии её внутр. зон. Для этого подводимая мощность должна быть определённым образом программирована во времени. Др. возможности состоят в программировании радиального распределения плотности вещества и в использовании сложных много-оболочечных мишеней. Необходимая энергия оценивается в ~10⁶-10⁷ Дж, что лежит в пределах совр. возможностей лазерной техники. К цифрам такого же масштаба приводит анализ систем с ионными пучками.

Трудности и перспективы. Исследования в области УТС сталкиваются с большими трудностями как чисто физ,, так и техн. характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещённой в магн. ловушку. Применение сильных магн. полей спец. конфигурации позволило подавить мн. виды макроскопич. неустойчивостей, но окончат. решение вопроса пока отсутствует.

В частности, для интересной и важной системы - токамак- остаётся т. н. проблема "большого срыва", при к-рой плазменный токовый шнур сначала стягивается к оси камеры, затем ток прерывается за неск. мс и на стенки камеры сбрасывается большая энергия. Кроме теплового удара камера испытывает при этом и механич. удар.

Серьёзную трудность представляет также образование пучков быстрых электронов, оторванных от осн. ансамбля электронов плазмы. Эти пучки приводят к сильному возрастанию потоков тепла и частиц поперёк поля. В сверхбыстродействующих системах также наблюдается образование группы быстрых электронов в плазменной короне, окружающей мишень. Эти электроны успевают преждевременно нагреть центральные зоны мишени, препятствуя достижению необходимой степени сжатия и последующего запрограммированного протекания ядерных реакций. Осн. трудность в этих системах-осуществление устойчивого сферически-симметричного сжатия мишеней.

Ещё одна трудность связана с проблемой примесей. Эл.-магн. излучение при используемых значениях п и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетич. потери, определяемые в осн. тормозным излучением электронов, в случае (d, 1)-реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при темп-pax выше 4-10⁷ К. Однако даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, к-рые при рассматриваемых темп-pax находятся в сильно ионизованном состоянии, приводят к возрастанию энергетич. потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых веществ, таких, напр., как графит, вольфрам, молибден, в качестве материала диафрагм, применение устройств для улавливания атомов примесей и т. д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня (=<0,1%). Для инер-циальных систем-предотвращение перемешивания вещества сжимающей оболочки с термоядерным топливом на конечных стадиях сжатия.

На рис. 3 указаны параметры, достигнутые на разл. установках к 1994. Как видно, параметры этих систем близки к пороговым значениям. Мало того, на самом большом работающем токамаке JET (Зап. Европа) в ноябре 1991 был впервые осуществлён разрядный импульс на (d, 1)-плазме длительностью ок. 2 с. При этом была получена энергия синтеза в управляемых условиях на уровне мощности ~ 1 МВт. Годом позже на установке TFTR была получена энергия ~6 МВт. Из экологич. соображений опыты проводились не на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, а с содержанием трития на уровне 10- 11%. В эксперименте на TFTR отношение энергии синтеза к затрач. энергии равнялось 0,15 (в пересчёте на равноком-понентную смесь ~0,46). Успех этих экспериментов отчётливо выдвинул токамак на ведущее место среди установок, разрабатываемых по программе У ТС. В связи со сказанным понятно, что в международном проекте ИТЭР, к-рый предполагается осуществить к 2003 и к-рый должен служить эксперим. моделью будущей электростанции с реактором синтеза, предложено использование системы токамак.

Рис. 3. Параметры, достигнутые на различных установках для изучения проблемы управляемого термоядерного синтеза к 1991. Т-10-установка токамак Института атомной энергии имени И. В. Курчатова (СССР); PLT-установка токамак Принстонской лаборатории (США); Алкатор - установка токамак Массачусетсского технологического института (США); TFR - установка токамак в Фонтене-о-Роз (Франция); 2 ХПВ - открытая ловушка Ливерморской лаборатории (США); лазер "Шива" (Ливерморская лаборатория, США); стелларатор "Ливень" (ФИАН, Москва); стелларатор "Вендельштейн УП" (Гархинг, ФРГ).

Следует, однако, ясно понимать, что путь от работающего реактора до действующей электростанции ещё очень долог. Радиац. активация стенок камеры реактора при работе на топливе, содержащем тритий, исключительно велика. Даже если удастся осуществить стационарную работу реактора в -течение длит, времени, механич. стойкость первой стенки камеры в результате радиац. повреждений вряд ли сможет превышать (по оценкам экспертов) 5-6 лет. Это означает необходимость периодич. полного демонтажа установки и последующей новой сборки с помощью дистанционно действующих роботов, т. к. остаточная активность будет измеряться тысячами мегакюри. Глубокое подземное захоронение огромных по размерам деталей установки также окажется неизбежным.

Красивая возможность резкого сокращения радиоактивности работающей системы и остаточной наведённой активности может быть достигнута при работе на топливе с изотопом ³ Не по реакции Энерговьще-ление сохраняется на прежнем уровне, образование нейтронов будет происходить только за счёт побочных (d, d) реакций. К сожалению, необходимый изотоп ³ Не пришлось бы привозить с поверхности Луны, где он имеется в значит, концентрациях, тогда как на Земле его содержание ничтожно.

Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум, вероятно, следует искать в сочетании солнечной энергетики и УТС. О возможностях, связанных с исключительно интересными, но ещё более отдалёнными перспективами применения процесса мюонного катализа для осуществления УТС, см. в ст. Мюоннът катализ.

Лит.: Арцимович Л. А., Управляемые термоядерные реакции, 2 изд., М., 1963; Furth Н. P., Tokamak research, "Nucl. Fus.", 1975, v. 15, № 3, p. 487; Лукьянове. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, М., 1975; Проблемы лазерного термоядерного синтеза. Сб. ст., М., 1976; Итоги науки и техники, сер. Физика плазмы, т. 1-3, М., 1980-82. С. Ю. Лукьянов.