Физический энциклопедический словарь - управляемый термоядерный синтез

⁶Li+n ³Н+⁴Не+4,8МэВ.

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.

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

Применение законов сохранения энергии и числа ч-ц позволяет выяснить нек-рые общие требования, предъ-

784

являемые к термоядерному реактору, не зависящие в первом приближении от к.-л. особенностей технологич. или конструктивного характера. На рис. 1 изображена принципиальная схема работы реактора. Установка содержит чистую водородную плазму с плотностью n при темп-ре Т. В реактор вводится «топливо», напр. равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой темп-ры. Внутри реактора инжектируемые ч-цы сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие с выделением энергии. Параллельно с этим, однако, часть энергии теряется за счёт электромагн. излучения плазмы и ухода нек-рой доли высокоэнергичных ч-ц, не успевших провзаимодействовать. Пусть — ср. время удержания ч-ц в реакторе; смысл величины т таков: за 1 с из 1 см³ плазмы в среднем уходит n/ ч-ц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число ч-ц (в расчёте на ед. объёма). А для покрытия энергетич. потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих ч-ц на величину потерь, обусловленных электромагн. 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 электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэфф. преобразования в электрич. энергию энергии, выделяющейся в ядерных реакциях, энергии эл.-магн. излучения и тепловой энергии ч-ц одинаков и равен т). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

(P0+Pr+Pt)=Pr+Pt,

где Р0 — мощность ядерного энерговыделения, Pr — мощность потока излучения и Pt — энергетич. мощность потока ускользающих ч-ц. Когда левая часть написанного равенства становится больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. Величины Р0, Рr и Pt известным образом зависят от темп-ры плазмы Т, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение n=f(T), где f(T) для заданного значения кпд  и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция темп-ры. На рис. 2 приведены графики f(T) для двух значений  и для обеих ядерных реакций (d, d) и (d, t). Если величины n, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При =¹/3 энергетически выгодная работа реактора в оптим. режиме (минимум на кривых, рис. 2) отвечает условию

(т. н. Лоусона критерий):

для реакции (d, d):

10¹⁵ см^-3•с; T~10⁹К;

для реакции (d, t): 0,5•10¹⁴см^-3•с; Т~ 2•10⁸ К. Т. о., даже в оптим. условиях для реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистич. предположениях относительно величины кпд необходимо достижение темп-р ~2•10⁸К. При этом для плазмы с плотностью ~10¹⁴ см^-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких темп-рах, но за это придётся «расплачиваться» увеличенными значениями . Т. о., сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до темп-р ~10⁸ К; 2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций. Исследования по проблеме УТС ведутся в двух направлениях: разработка квазистационарных систем и предельно быстродействующих систем с инерц. удержанием плазмы.