Вторая половина XX века была периодом бурного развития ядерной физики. Стало ясно, что ядерные реакции можно использовать для получения огромной энергии из мизерного количества топлива. От взрыва первой ядерной бомбы до первой АЭС прошло всего девять лет, и когда в 1952 году была испытана водородная бомба, появились прогнозы, что уже в 1960-х вступят в строй термоядерные электростанции. Увы, эти надежды не оправдались.

Термоядерные реакции Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты – тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях

Игорь Егоров

Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.

Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.

От деления к синтезу

Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.

Критерий Лоусона

Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см 3 (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 10 14 . При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см -3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 10 23 и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.

Z-пинч

Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.

Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.

Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.

Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.

Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.

Пробкотрон, стелларатор, токамак

Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.

Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.

Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.

Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.

В руках инерции

Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.

Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.

Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.

Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.

Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.

Магнитные перспективы

Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.

Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.

Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.

Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.

Выбор реакции

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.

Инерциальные надежды

Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.

Проблемы токамаков

Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.

Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.

Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.

Вперед, к звездам!

Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.

Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!

По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.

Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.

Термоядерное будущее

Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.

Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более легкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород - самый распространенный элемент во Вселенной - является наилучшим горючим для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов водорода, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, продуцировать меньше нейтронов. Особенную заинтересованность вызывают, так называемые «Безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт)

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток её- выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра : дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона .

²H + ³He = 4 He + . при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3,кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTt (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Так же возможны реакции между ядрами дейтерия , они идут немного труднее реакции с участием гелия-3 :

В результате в дополнение к основной реакции в ДД-плазмы так же происходят:

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3 , а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием .

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6 Li(d,α)α

УТС возможен при одновременном выполнении двух критериев:

• Температура плазмы:

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/101/ea2cc6cfd93c3d519e815764da74047a.png" border="0">

• Соблюдение критерия Лоусона :

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/102/fe017490a33596f30c6fb2ea304c2e15.png" border="0"> (для реакции D-T)

где - плотность высокотемпературной плазмы, - время удержания плазмы в системе.

Именно от значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного исследовательского реактора ITER находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн). В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия ²H и трития ³H с выделением гелия-4 4 He и «быстрого» нейтрона n :

Однако при этом большая часть (более 80%) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую . Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов . В отличие от этого синтез дейтерия и гелия-3 ³He не производит (почти) радиоактивных продуктов:

Где p - протон

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие, как магнитогидродинамический генератор .

Конструкции реакторов

Рассматриваются две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Исследования первого вида термоядерных реакторов существенно более развиты, чем второго. В ядерной физике , при исследованиях термоядерного синтеза , для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка. Магнитная ловушка призвана удерживать плазму от контакта с элементами термоядерного реактора , т.е. используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на вращении заряженных частиц вокруг силовых линий магнитного поля. К сожалению, замагниченная плазма очень не стабильна и стремится покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются самые сверхмощныме электромагниты , потребляющее огромное количество энергии.

Можно уменьшить размер термоядерного реактора, если в нем использовать одновременно три способа создания термоядерной реакции.

A. Инерционный синтез. Облучать крошечные капсулы дейтериево-тритиевого топлива лазером мощностью 500 триллионов ватт:5. 10^14 Вт. Этот гигантский, очень кратковременный лазерный импульс 10^-8 c приводит к взрыву топливных капсул, в результате чего на доли секунды рождается мини-звезда. Но термоядерной реакции на нем не достигнуть.

B. Одновременно использовать Z-machine с Токамаком.

Z-Машина действует иначе чем лазер. Она пропускает через паутину тончайших проводов, окружающих топливную капсулу, заряд мощностью в полтриллиона ватт 5. 10^11 Вт.

Далее происходит примерно то же самое, что и с лазером: в результате Z-удара получается звезда. В ходе испытаний на Z-Машине уже удалось запустить реакцию синтеза. http://www.sandia.gov/media/z290.htmКапсулы покрыть серебром и соединить нитью из серебра или графита. Процесс поджига выглядит так: Выстрелить нитью (прикрепленных к группе шариков из серебра, внутри которых смесь дейтериия и трития) в вакуумную камеру. Образовать при пробое (разряде) канал молнии по ним, подавать ток по плазме. Одновременно облучить капсулы и плазму лазерным излучением. И одновременно или раньше включить Токамак. использовать три процесса нагрева плазмы одновременно. То есть поместить Z-машину и лазерный нагрев вместе внутри Токамака. Может быть можно создать и колебательный контур из катушек Токамака и организовать резонанс. Тогда он работал бы в экономном колебательном режиме.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны , которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителяя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .

. .

Реакция с Li6 является экзотермической , обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с Li7 является эндотермической - но не потребляет нейтронов. По крайней мере некоторые реакции Li7 необходимы для замены нейтронов потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это горючее имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов , которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник . Также требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.

Только около 20 % энергии синтеза есть в форме заряженных частиц (остальные нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию . Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько значительное, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день что использует это топливо, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось прибавить роботизованую систему дистанционного обслуживания.

Существуют, в теории, альтернативные виды горючего, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (10 8 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением густоты плазмы, n, на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение, nτ, зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород)
• Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран
• Невозможность неуправляемой реакции синтеза
• Отсутствие продуктов сгорания
• Нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма
• По сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада .
• Оценивают, что наперсток , наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.
• Так же, как и реакция деления, реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление . Это является значительным преимуществом, поскольку использование горючих ископаемых для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например в США производится 29 кг CO 2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о экономической целесообразности использования ядерного синтеза для производства электроэнергии остается открытым. В том же исследовании по заказу Офиса в Справах Науки и Техники Британского Парламента указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от будущей технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, продолжительности эксплуатирования и стоимости декомиссии реактора . Критики коммерческого использования энергии ядерного синтеза отрицают, что углеводородное топливо в значительной мере субсидируется правительством, как прямо так и косвенно, например использованием вооруженных сил для обеспечения их бесперебойного снабжения, война в Ираке часто приводится как неоднозначный пример такого способа субсидирования . Учет таких косвенных субсидий является очень сложным, и делает точное сравнение себестоимости практически невозможным.

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Европейского Сообщества тратят около 200 млн € ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

К сожалению, невзирая на распространенный оптимизм (распространенный начиная с 1950-х годов, когда первые исследования начались), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены, неясным является даже насколько может быть экономически выгодно производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, что, как оценивается, должно быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах.

Различают следующие этапы в исследованиях:

1.Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия что выделяется в процессе синтеза равняется общей энергии тратящей на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q. Равновесие реакции было продемонстрировано на JET (Joint European Torus) в Великобритании в 1997 году . (Затратив на его разогрев 52 МВт электроэнергии, на выходе ученые получили мощность на 0,2 МВт выше затраченной.)

2.Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, что продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор не достигнутый.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная реакция что поддерживает саму себя. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Следующим шагом в исследованиях должен стать ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор. На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора. Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора , на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

• СССР и Россия
  • Т-3 - первый функциональный аппарат.
  • Т-4 - увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
  • Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.
  • Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
• Ливия
  • ТМ-4А
• Европа и Великобритания
  • JET (англ.) (Joint Europeus Tor) - самый крупный в мире токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании . В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
  • Tore Supra (фр.) (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
• США
  • TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
  • NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.

Вы уже знаете, что в середине XX в. возникла проблема поиска новых источников энергии. В связи с этим внимание учёных привлекли термоядерные реакции.

• Термоядерной называется реакция слияния лёгких ядер (таких как водород, гелий и др.), происходящая при температурах от десятков до сотен миллионов градусов

Создание высокой температуры необходимо для придания ядрам достаточно большой кинетической энергии - только при этом условии ядра смогут преодолеть силы электрического отталкивания и сблизиться настолько, чтобы попасть в зону действия ядерных сил. На таких малых расстояниях силы ядерного притяжения значительно превосходят силы электрического отталкивания, благодаря чему возможен синтез (т. е. слияние, объединение) ядер.

В § 58 на примере урана было показано, что при делении тяжёлых ядер может выделяться энергия. В случае с лёгкими ядрами энергия может выделяться при обратном процессе - при их синтезе. Причём реакция синтеза лёгких ядер энергетически более выгодна, чем реакция деления тяжёлых (если сравнивать выделившуюся энергию, приходящуюся на один нуклон).

Примером термоядерной реакции может служить слияние изотопов водорода (дейтерия и трития), в результате чего образуется гелий и излучается нейтрон:

Это первая термоядерная реакция, которую учёным удалось осуществить. Она была реализована в термоядерной бомбе и носила неуправляемый (взрывной) характер.

Как уже было отмечено, термоядерные реакции могут идти с выделением большого количества энергии. Но для того чтобы эту энергию можно было использовать в мирных целях, необходимо научиться проводить управляемые термоядерные реакции. Одна из основных трудностей в осуществлении таких реакций заключается в том, чтобы удержать внутри установки высокотемпературную плазму (почти полностью ионизированный газ), в которой и происходит синтез ядер. Плазма не должна соприкасаться со стенками установки, в которой она находится, иначе стенки обратятся в пар. В настоящее время для удерживания плазмы в ограниченном пространстве на соответствующем расстоянии от стенок применяются очень сильные магнитные поля.

Термоядерные реакции играют важную роль в эволюции Вселенной, в частности в преобразованиях химических веществ в ней.

Благодаря термоядерным реакциям, протекающим в недрах Солнца, выделяется энергия, дающая жизнь обитателям Земли.

Наше Солнце излучает в пространство свет и тепло уже почти 4,6 млрд лет. Естественно, что во все времена учёных интересовал вопрос о том, что является «топливом», за счёт которого на Солнце вырабатывается огромное количество энергии в течение столь длительного времени.

На этот счёт существовали разные гипотезы. Одна из них заключалась в том, что энергия на Солнце выделяется в результате химической реакции горения. Но в этом случае, как показывают расчёты, Солнце могло бы просуществовать всего несколько тысяч лет, что противоречит действительности.

Оригинальная гипотеза была выдвинута в середине XIX в. Она состояла в том, что увеличение внутренней энергии и соответствующее повышение температуры Солнца происходит за счёт уменьшения его потенциальной энергии при гравитационном сжатии. Она тоже оказалась несостоятельной, так как в этом случае срок жизни Солнца увеличивается до миллионов лет, но не до миллиардов.

Предположение о том, что выделение энергии на Солнце происходит в результате протекания на нём термоядерных реакций, было высказано в 1939 г. американским физиком Хансом Бете.

Им же был предложен так называемый водородный цикл , т. е. цепочка из трёх термоядерных реакций, приводящая к образованию гелия из водорода:

где - частица, называемая «нейтрино», что в переводе с итальянского означает «маленький нейтрон».

Чтобы получились два ядра , необходимые для третьей реакции, первые две должны произойти дважды.

Вы уже знаете, что в соответствии с формулой Е = mс 2 с уменьшением внутренней энергии тела уменьшается и его масса.

Чтобы представить, какое колоссальное количество энергии теряет Солнце в результате превращения водорода в гелий, достаточно знать, что масса Солнца ежесекундно уменьшается на несколько миллионов тонн. Но, несмотря на потери, запасов водорода на Солнце должно хватить ещё на 5-6 миллиардов лет.

Такие же реакции протекают в недрах других звёзд, масса и возраст которых сравнимы с массой и возрастом Солнца.

Вопросы

1. Какая реакция называется термоядерной? Приведите пример реакции.
2. Почему протекание термоядерных реакций возможно только при очень высоких температурах?
3. Какая реакция энергетически более выгодна (в расчёте на один нуклон): синтез лёгких ядер или деление тяжёлых?
4. В чём заключается одна из основных трудностей при осуществлении термоядерных реакций?
5. Какова роль термоядерных реакций в существовании жизни на Земле?
6. Что является источником энергии Солнца по современным представлениям?
7. На какой период должно хватить запаса водорода на Солнце по подсчётам учёных?

Это любопытно...

Элементарные частицы. Античастицы

Частицы, из которых состоят атомы различных веществ - электрон, протон и нейтрон, - назвали элементарными. Слово «элементарный» подразумевало, что эти частицы являются первичными, простейшими, далее неделимыми и неизменяемыми. Но вскоре оказалось, что эти частицы вовсе не являются неизменяемыми. Все они обладают способностью превращаться друг в друга при взаимодействии.

Поэтому в современной физике термин «элементарные частицы» обычно употребляется не в своём точном значении, а для наименования большой группы мельчайших частиц материи, не являющихся атомами или ядрами атомов (исключение составляет протон, представляющий собой ядро атома водорода и в то же время относящийся к элементарным частицам).

В настоящее время известно более 350 различных элементарных частиц. Частицы эти очень разнообразны по своим свойствам. Они могут отличаться друг от друга массой, знаком и величиной электрического заряда, временем жизни (т. е. временем с момента образования частицы и до момента её превращения в какую-либо другую частицу), проникающей способностью (т. е. способностью проходить сквозь вещество) и другими характеристиками. Например, большинство частиц являются «коротко-живущими» - они живут не более двух миллионных долей секунды, в то время как среднее время жизни нейтрона, находящегося вне атомного ядра, 15 мин.

Важнейшее открытие в области исследования элементарных частиц было сделано в 1932 г., когда американский физик Карл Дейвид Андерсон обнаружил в камере Вильсона, помещённой в магнитное поле, след неизвестной частицы. По характеру этого следа (по радиусу кривизны, направлению изгиба и пр.) учёные определили, что он оставлен частицей, которая представляет собой как бы электрон с положительным по знаку электрическим зарядом. Эту частицу назвали позитроном.

Интересно, что за год до экспериментального открытия позитрона его существование было теоретически предсказано английским физиком Полем Дираком (существование именно такой частицы следовало из выведенного им уравнения). Более того, Дирак предсказал так называемые процессы аннигиляции (исчезновения) и рождения электрон-позитронной пары. Аннигиляция заключается в том, что электрон и позитрон при встрече исчезают, превращаясь в γ-кванты (фотоны). А при столкновении γ-кванта с каким-либо массивным ядром происходит рождение электрон-позитронной пары.

Оба эти процесса впервые удалось пронаблюдать на опыте в 1933 г. На рисунке 166 показаны треки электрона и позитрона, образовавшихся в результате столкновения γ-кванта с атомом свинца при прохождении γ-лучей сквозь свинцовую пластинку. Опыт проводился в камере Вильсона, помещённой в магнитное поле. Одинаковая кривизна треков свидетельствует об одинаковой массе частиц, а искривление в разные стороны - о противоположных знаках электрического заряда.

Рис. 166. Треки электрон-позитронной пары в магнитном поле

В 1955 г. была обнаружена еще одна античастица- антипротон (существование которой тоже вытекало из теории Дирака), а несколько позже - антинейтрон. Антинейтрон, так же как и нейтрон, не имеет электрического заряда, но он, бесспорно, относится к античастицам, поскольку участвует в процессе аннигиляции и рождения пары нейтрон-антинейтрон.

Возможность получения античастиц привела учёных к идее о создании антивещества. Атомы антивещества должны быть построены таким образом: в центре атома - отрицательно заряженное ядро, состоящее из антипротонов и антинейтронов, а вокруг ядра обращаются позитроны. В целом атом нейтрален. Эта идея тоже получила блестящее экспериментальное подтверждение. В 1969 г. на ускорителе протонов в г. Серпухове советские физики получили ядра атомов антигелия.

В настоящее время экспериментально обнаружены античастицы почти всех известных элементарных частиц.

Итоги главы. Самое главное

Ниже даны физические понятия и явления. Последовательность изложения определений и формулировок не соответствует последовательности понятий и т. п.

Перенесите в тетрадь названия понятий и в квадратные скобки впишите порядковый номер определения (формулировки), соответствующего данному понятию.

• Радиоактивность ;
• ядерная (планетарная) модель строения атома ;
• атомное ядро ;
• радиоактивные превращения атомных ядер ;
• экспериментальные методы изучения частиц в атомной и ядерной физике ;
• ядерные силы ;
• энергия связи ядра ;
• дефект масс атомного ядра ;
• цепная реакция ;
• ядерный реактор ;
• экологические и социальные проблемы, возникающие при использовании АЭС ;
• поглощённая доза излучения .

1. Регистрация частиц с помощью счётчика Гейгера, изучение и фотографирование треков частиц (в том числе участвовавших в ядерных реакциях) в камере Вильсона и пузырьковой камере.
2. Силы притяжения, действующие между нуклонами в ядрах атомов и значительно превосходящие силы электростатического отталкивания между протонами.
3. Минимальная энергия, необходимая для расщепления ядра на отдельные нуклоны.
4. Самопроизвольное излучение атомами некоторых элементов радиоактивных лучей.
5. Устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.
6. Состоит из нуклонов (т. е. из протонов и нейтронов).
7. Радиоактивные отходы, возможность аварий, содействие распространению ядерного оружия.
8. Атом состоит из расположенного в его центре положительно заряженного ядра, вокруг которого на расстоянии, значительно превышающем размер ядра, обращаются электроны.
9. Превращение одного химического элемента в другой при α- или β-распаде, в результате которого ядро исходного атома претерпевает изменения.
10. Разность между суммой масс нуклонов, образующих ядро, и массой этого ядра.
11. Самоподдерживающаяся реакция деления тяжёлых ядер, в которой непрерывно воспроизводятся нейтроны, делящие всё новые и новые ядра.
12. Энергия ионизирующего излучения, поглощённая излучаемым веществом (в частности, тканями организма) и рассчитанная на единицу массы.

Проверь себя

1. Ядерная энергетика - это область науки и промышленной технологии, в которой разрабатываются и используются на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основы ядерной энергетики составляют атомные электростанции(АЭС). Источником энергии на АЭС служат ядерные реакторы, в которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в основном U-235 и Рu-239.

Ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакто­ры на быстрых нейтронах. Большинство АЭС в мире построены на основе реакторов на медленных нейтронах. Первые реакторы, построенные в США (1942г.), в СССР (1946г.) и в других развитых странах, предназначались для наработки оружейного плутония Рu-239. Вы­деляющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Мехаиизм выделения тепла в реакторе состоит в следующем. Возникающие при деле­нии ядра урана два осколка уносят огромную кинетическую энергию около 200 МэВ. Их на­чальная скорость достигает 5000 км/с. Двигаясь среди урана, замедлителя или элементов конструкции, эти осколки, сталкиваясь с атомами, передают им свою энергию и постепенно замедляются до тепловых скоростей. Активная зона реактора разогревается. Увеличивая ин­тенсивность ядерной реакции, можно достигнуть больших тепловых мощностей.

Тепло, выделяющееся в реакторе, выносится с помощью жидкого или газообразного теплоносителя. В целом реактор с теплоносителем напоминает паротрубный котел (вода протекает по трубам внутри топки и нагревается). Поэтому наряду с понятием «ядерный ре­актор» часто используют синоним «ядерный котел».

На рис. 144 показана схема АЭС, в реакторе 1. Плот­ность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10 14 частиц через 1 см 2 в секунду.

Различают тепловую и электрическую мощ­ность реактора. Электрическая мощность составляет не более 30 % от тепловой. Первая в мире АЭС была построена в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Её тепловая мощ­ность 30 МВт, электрическая 5 МВт. Активная зона уран-графитового реактора на медлен­ных нейтронах имеет форму цилиндра диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м. Теплоноситель -вода. Температура воды на входе в реактор + 190°С, на выходе + 280°С, давление 100 атм.

Загрузка реактора составляет 550 кг обогащенного до 5 % урана. Продолжительность работы на номинальной мощности 100 суток. Проектная глубина выгорания U-235 - 15%. Реактор содержит 128 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Обнинская АЭС была по­строена с целью отработки технологических решений ядерной энергетики. В более поздних серийных АЭС загрузка и мощность реакторов увеличиваются в сотни раз.

2. Ядерный реактор на медленных нейтронах. Как уже говорилось в §21, основная задача при разработке ядерных реакторов заключалась в том, чтобы реактор мог работать на природном уране, т.е. добываемом химическим способом из руд и содержащем естественную смесь изотопов: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%), или на сравнительно де­шевом низкообогощенпом уране, в котором содержание изотопа U-235 или Рu-239 увеличено до 2-5 %.

Для этого надо выполнить три условия: во-первых, масса делящегося вещества в реак­торе (U-235 или Рu-239) должна быть при данной его конфигурации не меньше критической. Это значит, что в среднем один нейтрон из числа получающихся в каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления. Во-вторых, нейтроны нужно замедлять до тепло­вых скоростей, и делать это так, чтобы свести к минимуму их потери на радиационный за­хват ядрами неделящихся материалов. В-третьих, разработать принципы и создать средства управления цепной ядерной реакцией. Хотя все эти условия взаимосвязаны, по каждому из них можно выделить основные пути их реализации.

а. Достижение критической массы делящегося вещества возможно двумя путями: простым увеличением массы урана и обогащением урана. Из-за низкой концентрации деля­щегося вещества его критическая масса в реакторе много больше, чем в атомной бомбе. На­пример, в Обнинской АЭС /m кр U-235 составляет около 25 кг. В более современных мощных реакторах m кр достигает нескольких тонн. Для сокращения потерь на утечку нейтронов из реактора его активная зона окружается отражателем нейтронов. Это вещество с лёгкими ядрами, слабо поглощающие нейтроны (графит, бериллий).

б. Замедление нейтронов . На рис.145 покачан энергетический спектр нейтронов, ис­пускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат - относительная частота ΔN/N повторения такой энергии в услов­ных единицах. Кривая имеет максимум при Е= 0,645 МэВ. Из рисунка видно, что при деле­нии ядер U-235 образуются преимущественно быстрые нейтроны с энергией Е > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное се­чение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия Е< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного ис­пользования нейтронов их надо замедлять до тепло­вых скоростей. Казалось бы, это можно сделать про­стым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиа­ционного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возмо­жен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238

Чтобы такого поглощения не произошло, нейтроны должны выводиться из массы урана, замедляться в слабопоглощающем нейтроны замедлителе (графит, тяжелая вода, бе­риллий) и возвращаться обратно в массу урана (диффундировать) Это достигается тем, что уран загружается в тонкие трубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). А ТВЭЛы по­гружаются в.каналы замедлителя.

Обычно ТВЭЛы представляют собой тонкостенные трубки диаметром 15-20 мм из циркониевого сплава. Внутри ТВЭЛов закладывается ядерное топливо в виде таблеток, спрессованных из оксида урана U0 2 . Оксид не спекается при высокой температуре и легко извлекается при перезарядке ТВЭЛов. В зависимости от размеров активной зоны реактора длина ТВЭЛов может достигать 7-8 м. Монтируют ТВЭЛы по несколько штук в контейнеры, представляющие собой трубы диаметром 10-20 см или призмы. При перезарядке реакторов заменяются эти контейнеры, а их разборка и замена ТВЭЛов производится на заводе.

Сам реактор представляет собой чаще всего цилиндр, через верхнее основание кото­рого в шахматном порядке проделаны вертикальные каналы. В этих каналах размещаются контейнеры с ТВЭЛами и регулирующие стержни поглотителя.

в. Управление цепной ядерной реакцией осуществляется с помощью стержней из ма­териалов, сильно поглощающих нейтроны - кадмия 48 113 Cd и бора 5 10 В. Последний часто в ви­де карбида В 4 С (Температура плавления у кадмия 321°С, у бора 2075°С). Их сечения погло­щения, соответственно σ = 20000 и 4000 барн. Параметры поглощающих стержней рассчи­тывают так, чтобы при полностью вставленных стержнях ядерная реакция в реакторе заве­домо не шла. При постепенном вынимании стержней коэффициент размножения К в актив­ной зоне растет и при некотором положении стержня доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент К постепенно уменьшается за счёт загрязнения реактора осколками деления. Это уменьшение К компенсируется выдвига­нием стержней. На случай внезапного роста интенсивности реакции есть дополнительные стержни. Их быстрый сброс в активную зону немедленно прекращает реакцию.

Управление реактором облегчается благодаря наличию запаздывающих нейтронов. Их доля у разных изотопов колеблется от 0,6 до 0,8 %, у U-235 приблизительно 0,64 %. Средний период полураспада осколков деления, рождающих запаздывающие нейтроны, Т= 9 с, среднее время жизни одного поколения запаздывающих нейтронов τ= Т/ln2 = 13 с.

При стационарной работе реактора коэффициент размножения быстрых нейтронов K б = 1. Полный коэффициент К = К б + К, отличается от единицы на долю запаздывающих нейтронов и может достигать К = 1 + 0,006. Во втором поколении через 13 секунд число ней­тронов N = N 0 K 2 = N 0 (1,006)2= 1,012МN 0 . В десятом поколении через 130с их число составит N 0 K 10 = 1.062МN 0 , что еще далеко от аварийной ситуации. Поэтому автоматическая система управления, основанная на контроле за плотностью потока нейтронов в активной зоне, впол­не успевает отслеживать малейшие нюансы в работе реактора и отвечать на них перемеще­нием регулирующих стержней.

3. Отравление реактора - это накопление в нем радиоактивных продуктов. Накопление в нем стабильных продуктов называют зашлаковыванием реактора. В обоих случаях на­капливаются ядра, интенсивно поглощающие нейтроны. Сечение захвата у наиболее сильно­го отравителя ксенона-135 достигает 2,6*10 6 барн.

Механизм образования Хе-135 следующий. При делении U-235 или Рu-239 медлен­ными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок - ядро теллура 52 135 Тe. С периодом 0,5 мин Тe-135 испытывает β - -распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже β - активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона 54 135 Хе. С периодом T= 9,2 ч Хе-135 испытывает β - распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия 55 135 Сz. (/T= 3*10 6 лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например сама­рий 62 139 Sm . Особенно быстро отравление идет в начальный период работы реактора. С тече­нием времени устанавливается радиоактивное равновесие между продуктами распада. С это­го момента начинается рост зашлаковывания реактора.

Реактор, в котором делящееся вещество (уран), замедлитель (графит) и поглотитель (кадмий) представляют собой отдельные фазы и имеют границы раздела, называется гетеро­генным. Еели все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исклю­чительно гетерогенные реакторы.

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Рu-239 и U-233 делятся на всех нейтронах. Поэтому если увеличить обогащение урана, например, изотопом U-235, то из-за увеличения концентрации делящихся ядер всё большая часть нейтронов будет делить ядра U-235, не выходя из массы урана. При некоторой концентрации делящихся ядер и при доста­точной массе урана в активной зоне коэффициент размножения нейтронов достигает едини­цы и без их замедления. Реактор будет работать на быстрых нейтронах (Сокращенно - бы­страя реакция).

Преимущество быстрой реакции перед медленной (то есть перед реакцией на медлен­ных нейтронах) в том, что более эффективно используются нейтроны. В результате увеличивается воспроизводство ядерного горючего. В медленной реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт в ядро U-235, поддерживая реак­цию, примерно 1 - в ядро U-238, образуя затем Рu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона те­ряется. Па одно ядро "сгоревшего" U-235 получается примерно 1 ядро Рu-239. В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идет на поддержание реакции. Но теря­ется нейтронов меньше 0,5. Поэтому в ядра U-238 попадает больше нейтронов. В результате на одно ядро «сгоревшего» U-235 образуется больше 1ядра Рu-239. Происходит расширен­ное воспроизводство ядерного горючего. Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медлен­ных. Во-первых, резко уменьшается объем активной зоны. Это увеличивает плотность энер­говыделения, что приводит к росту температуры и ужесточает требования к конструкцион­ным материалам и теплоносителю. Во-вторых, повышаются требования к системе управле­ния реакторами, то есть к скорости выполнения операций управляющей системой.

6. Перспективы ядерной энергетики. На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют С0 2 и S0 2 , как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учетом возможности переработки U-238 в Рu-239 и Th-232 в U-233, запасов легко доступного ядерного горючего хватит на сотни лет. Использование АЭС позволит сохранит нефть, газ и уголь для химической промышленности. Трудностей с расширением парка АЭС две. Одна объективная, суть её в том, что не до конца решены проблемы, связанные с утилизацией и захоронением отходов ядерного горю­чего и элементов конструкции, отработавших ресурс реакторов.

Вторая трудность носит субъективный характер. По сравнению с тепловыми и гидро­станциями обслуживание АЭС требует более высокой технической культуры и накладывает на человека огромную ответственность. Малейшее отступления от технологической дисцип­лины может обернуться трагедией для тысяч людей.

7. Термоядерный синтез . Из кривой распределения удельной энергии связи следует, что слияние легких ядер в одно ядро, как и деление тяжелых ядер, должно сопровождаться выделением огромного количества энергии. Все ядра несут одноимённый положительный заряд. Чтобы их сблизить на расстоя­ние, на котором начинается синтез, два взаимодействующих ядра нужно разогнать навстречу друг другу. Это можно сделать двумя путями. Во-первых, с помощью ускорителей. Этот путь громоздок и малоэффективен. Во-вторых, просто нагревая газ до необходимой темпера­туры. Поэтому реакции слияния легких ядер, инициированные нагреванием газа, называют термоядерными реакциями. Оценим температуру дейтериевого газа, при которой начинается термоядерный син­тез дейтерий + дейтерий. 1 2 Н+ 1 2 Н→ 2 3 Не + 0 1 n + 3,27 МэВ.

Для слияния ядер их нужно сблизить на расстояние r = 2*10 -15 м. Потенциальная энер­гия при таком сближении должна быть равной кинетической энергии обоих ядер в системе

центра масс. (1/4πε 0)*(e 2 /r) = 2*(mυ 2 /2) = 2*(3/2)* кТ. Температура газа Т=(1/3K)*(1/4πε 0)*(e 2 /r)=3*10 9 K. Распределение частиц по энергиям близко к максвеловскому. Поэтому всегда есть бо­лее "горячие" частицы, а также благодаря туннельному эффекту, реакция синтеза начинается при меньших температурах Т ≈ 10 7 К.

Кроме реакции особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. 2 1 Н + 1 2 Н+ 1 2 p + 4,03 МэВ. (22.3) и 1 2 Н + 1 3 Н → 2 4 Не + 0 1 n +17,59 МэВ. (22.4)

В последней реакции на единицу массы выделяется примерно в 5 раз больше энергии, чем при делении U-235. Эта энергия представляет собой кинетическую энергию движения нейтронов и образующихся ядер гелия. В земных условиях удалось реализовать реакцию ядерного синтеза в виде неуправляемого взрыва термоядерной водородной бомбы.

8. Водородная бомба представляет собой обычную атомную бомбу, ядерный заряд которой (U-235 или Ри-239) окружен бланкетом из вещества, содержащего легкие атомы. Например, дейтерида лития LiD. Возникающая при подрыве атомного заряда высокая темпе­ратура инициирует термоядерный синтез легких атомов. Благодаря этому выделяется допол­нительная энергия, увеличивающая мощность бомбы. Помимо реакций (22.1) и (22.3) в бомбе с бланкетом из дейтерида лития может идти ещё одна. 3 6 Li+ 1 1 р→ 2 4 Нe + 2 3 Не + 4МэВ. (22.5). (22.4). Но тритий – β - - активный элемент. С периодом 12 лет он превращает­ся в Не-3. Поэтому водородные заряды с тритием имеют ограниченный срок хранения и должны регулярно испытываться. Из веществ, участвующих в термоядерном синтезе, не образуется радиоактивных продуктов. Но благодаря интенсивному нейтронному потоку радиоактивность наводится в ядрах конструкционных материалов и окружающих тел. Поэтому реализовать "чистую" ре­акцию синтеза без радиоактивных отходов нельзя.

9. Проблема управляемого термоядерного синтеза (У ГС) не решена до сих пор. Ее решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержится примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10 20 кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6*10 18 К)" тонн каменного угля, это гигантская величина (примерно 0,001 массы Земли), Поэтому дейтерий морей и океанов представляет собой практически неисчерпаемый источник энергии.

Проблема УТС сводится к двум задачам, Во-первых, нужно научиться создавать в ог­раниченном объеме высокую температуру Т>10 7 К. Во-вторых, удерживать объём разоде­той до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звездах. По современным представлениям, звезда рож­дается из протяженных газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разодеваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10 7 К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза легких элементов, в основном, водорода Гравитационное сжатие приостанавливается возросшим газокинетическим и оптическим давлением. Протозвезда превращается в звезду. Возможны два цикла превращения водорода в гелий. Ниже перечислены основные реакции, составляющие каждый цикл. В скобках рядом с уравнениями реакций указано среднее время реакции τ, вычисленное но эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем , отражатель нейтронов , теплоноситель , система управления и защиты . В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов . Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо . ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты . Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы .

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании . Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!