Введение.
Насущной проблемой человеческой цивилизации является энергетическая. Опора энергетики на углеводородное топливо чревато быстрым истощением практически невозобновляемых ресурсов.
В ближайшем будущем неуклонное снижение концентрации диоксида углерода в атмосфере создаст угрозу наступления ледникового периода и снижения урожайности сельскохозяйственных культур путем фотосинтеза. Это потребует нормированной подачи углекислого газа, который может быть получен сжигание углеводорода или энергозатратным извлечением из холодных океанических бассейнов.
Использование возобновляемых источников энергии, связанных с солнечной радиацией (непосредственный нагрев, ветровые установки и т.д.) только частично обеспечат проблемы энергосбережения.
Ядерная энергетика использует в качестве топлива делящийся изотоп урана с молекулярным весом 235 (>235U), содержание которого в природном уране составляет всего 0,7 % (остальное->238U).
При таком подходе ресурсов урана будет незначительно больше, чем нефти и газа (л.1).
Однако топливная база ядерной энергетики может быть расширена в 30-40 раз применением реакторов на быстрых нейтронах. В них >238U перерабатывается в новое делящееся под действием тепловых нейтронов вещество-плутоний (>239Рu), подобный по свойствам >235U.
Практически неисчерпаемым источником энергии мог бы стать термоядерный синтез, исследования в области которого продолжаются уже около 70 лет.
Автор выражает большую признательность генеральному директору НПК «Экология» Арсеньеву Д.В. и коллективу компании за всестороннюю поддержку.
Автор благодарен проф. Чиннову В. Ф. за плодотворное обсуждение некоторых вопросов физики высокотемпературной плазмы.
1.Перспективы управляемого термоядерного синтеза
Источником энергии звезд и Солнца являются реакции соединения ядер водорода (протонов), протекающих в центральной области. Этому способствуют высокая плотность (~100 г/см>3) и температура порядка 10 млн.К.
Реакции синтеза происходят последовательно: сначала с образованием преимущественно дейтерия, частично-трития, а затем ядер дейтерия с дейтерия, а также дейтериям с тритием. Продуктом синтеза является гелий, являющийся ингибитором реакций и отводимый из активной зоны по мере накопления.
Для образования ядра гелия из ядер дейтерия необходимо преодолеть силы электростатического (кулоновского) отталкивания между ними. Потреления энергия для этого соответствует по расчетным средней энергии частиц при температуре ~400 млн. К.
В соответствии с больцмановским распределением по энергиям лишь незначительная часть молекул при 10 млн. К. имеет энергию, сравнимую со средней для температуры 400 млн. К. Однако высокое давление в активной зоне (порядка 10>14 Па) эквивалентно повышению температуры примерно на 10 млн. К., что способствует ускорению реакций синтеза.
Шансы осуществить термоядерный синтез в земных условиях связаны с использованием дейтерия и трития. По оценочным данным для инициации этой реакции температура должна быть на уровне 100 млн. К.
На выходе образуется гелий (>4Не), нейтрон >1𝞟 и выделяется 17,6 МЭВ энергии:
None+ →+17,6 Мэв.>2D>3T>4Не+>1 𝞟
Около 80% энергии приходится на кинетическую энергию нейтрона, который приобретает скорость около 5 · 10>7 м/сек, остальное передается гелию, сообщая ему скорость примерно 1,3 ·10>7 м/сек.
Дейтерий можно извлекать из воды, где его содержится в 6500 раз меньше водорода.
Трития в природе не существует, поскольку он является радиоактивным изотопом водорода с периодом полураспада 12 лет. Он может быть получен облучением лития нейтронам:
None →+>6L>2+>1п>3T>4He.
В природном литий содержится 7.4% >6L>2>I, остальное приходится на >7L>2>I.
Литий является лимитирующим сырьем для термоядерной энергетики, использующей тритий. При осуществлении реакции (>2D+>2D) можно получить энергию в 100 млн. раз больше, чем при сжигании всех запасов органического топлива.
Удельный расход термоядерного топлива является самый минимальным при выработке тепловой энергии, причем в этом отношении имеется преимущество перед ядерным топливом.
Так, для получения 1 млн. квт•час энергии необходимо затратить 10,7 г. дейтерий – тритиевой смеси; 44;3 г. >235U (в 4,1 раза больше) и 123 тн. условного топлива (теплотворная способность 29,3·10>6 дж/кг).
2. Обескураживающая особенность термоядерного реактора типа токамак
В этой системе смесь дейтерия с тритием загружается в тороидальную камеру при достаточно низком давлении. Нагрев производится индукционным способом. В проводящей плазме от индуктора возбуждается ток порядка миллиона ампер. За счет джоулевых потерь плазму разогревают до рабочих температур.
С помощью магнитного поля, создаваемого сверхпроводящей магнитной системой, расположенной снаружи камер, плазма отжимается к оси. При этом устраняется непосредственный контакт высокотемпературной плазмы со стенкой. Полностью ионизированная плазма не излучает, как обычные газы и материалы при невысоких температурах, однако в конкретном случае характеризуется тормозным излучением ядер, поскольку их скорость поперек оси камер гасится магнитным полем.
