Физический энциклопедический словарь - термоядерный реактор
Термоядерный реактор
Различают два типа Т. р. К первому типу относятся Т. р., к-рым необходима энергия от внеш. источников только для зажигания термояд. реакций. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термояд. реакциях; напр., в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры плазмы расходуется энергия -частиц, образующихся в ходе реакций. В стационарном режиме работы Т. р. энергия, к-рую несут -частицы, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. К такому типу Т. р. относится, напр., токамак.
К др. типу Т. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в виде -частиц, а необходима энергия от внеш. источников. Это происходит в тех реакторах, в к-рых велики энергетич. потери, напр. открытая магнитная ловушка.
Т. р. могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы, таких, как токамак, стелларатор, открытая магн. ловушка и др., или систем с инерционным удержанием плазмы, когда в плазму за короткое время (10-8—10-7 с) вводится энергия (либо с помощью излучения лазера, либо с помощью пучков релятив. эл-нов или ионов), достаточная для возникновения и поддержания реакций. Т. р. с магн. удержанием плазмы может работать в квазистационарном или стационарном режимах. В случае инерционного удержания плазмы Т. р. должен работать в режиме коротких импульсов.
Т. р. характеризуется коэфф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности, получаемой в реакторе, к мощности затрат на её произ-во. Тепловая мощность Т. р. складывается из мощности, выделяющейся при термояд. реакциях в плазме, и мощности, выделяющейся в т. н. бланкете Т. р.— специальной оболочке, окружающей плазму, в к-рой используется энергия термояд, нейтронов. Наиболее перспективным представляется Т. р., работающий на дейтерий-тритиевой смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза.
Т. р. на дейтерий-тритиевом топливе в зависимости от состава бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» Т. р. содержит Li; в нём под действием нейтронов получается тритий, «сгорающий» в дейтерий-тритиевой плазме, и происходит усиление энергии термояд. реакции с 17,6 до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного Т. р. не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, при помещении в к-рые 238U можно получать 239Pu (см. Ядерный реактор). Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная прибл. 140 МэВ на один термояд. нейтрон. Т. о., в гибридном Т. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии, чем в «чистом» Т. р., но наличие в первом делящихся радиоакт. в-в создаёт обстановку, близкую той, к-рая существует в яд. реакторах деления.
В. II. Пистунович.
Вопрос-ответ:
Похожие слова
Самые популярные термины
1 | 1384 | |
2 | 1053 | |
3 | 995 | |
4 | 944 | |
5 | 926 | |
6 | 829 | |
7 | 803 | |
8 | 802 | |
9 | 713 | |
10 | 711 | |
11 | 691 | |
12 | 638 | |
13 | 628 | |
14 | 615 | |
15 | 533 | |
16 | 525 | |
17 | 518 | |
18 | 502 | |
19 | 484 | |
20 | 480 |