Д.В. Сивухин - Общий курс физики. Том 5. Атомная и ядерная физика (1121281), страница 168
Текст из файла (страница 168)
Таким образом, можно сказать, что из-за радиоактивности тритий в естественном состоянии в природе не встречается. Поэтому для использования в термоядерных установках тритий должен создаваться искусственно. Он получается в реакции ь13+ и — > зН + лНе+ 4 8 МэВ (98.5) 1 98) Термоядерная проблема 657 путем облучения изотопа лития е15 нейтронами от ядерного реактора.
Поэтому управляемый термоядерный синтез на основе реакции (98.2) должен предусмотреть получение и воспроизводство трития. Воспроизводство трития может быть осуществлено в самом термоядерном реакторе, поскольку реакция Ж сопровождается выделением нейтронов. Для этого в соответствии с реакцией (98.5) рабочую зону реактора следует окружить слоем легкого изотопа лития ьЬЬ Такой слой называется бланкетом.
Поэтому количество трития, которым можно располагать в УТС в конце концов определяется запасом дейтерия и вЬ| в природе (в естественном литии изотоп ь1л составляет около 7,52 Уо, а изотоп тЬ1з около 92,48 еУо). Запасы этих элементов на Земле настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их энергии должно хватить на сотни тысяч лет. Заметим, что в перспективе бланкет может быть использован и для создания комбинированных лдерно-термоядерных реакторов. Термоядерный реактор на М следует окружить бланкетом, содержащим азе0, делящийся быстрыми нейтронами.
Быстрые нейтроны, возникающие в реакции сЫ будут вызывать деление ™П и производить ядерное горючее плутоний, используемый в ядерном реакторе. Реактор на Ж для этой цели не годится, так как получающиеся нейтроны необходимы для воспроизводства трития. 4. При использовании термоядерного топлива, как и при использовании делящихся ядер, не приходится сжигать мировые запасы кислорода или углеводородов, так что в атмосферу не попадают углекислгяй газ и другие продукты сгорания. В отношении загрязнения окружающей среды (т.е.
с экологической точки зрения) термоядерный реактор обладает громадным преимуществом по сравнению с реактором деления. В реакциях ядерного деления образуется много долгоживущих радиоактивных отходов, захоронение которых является непростой задачей. В термоядерном реакторе эта задача не стоит, так как в реакциях синтеза (98.1) и (98.2) долгоживущих радиоактивных отходов не образуется. В этих реакциях основными продуктами будут нейтроны, нерадиоактивные ядра гелия Не и водорода, а также ядра трития. 3 !'1равда, тритий радиоактивен — он испускает ионизующую радиацию в виде,З-частиц с максимальной энергией 18 кэВ. Но тритий является одним из наименее токсичных радиоактивных изотопов, тогда как плутоний, служащий топливом в ядерных реакторах, — один из наиболее токсичных из известных нам радиоактивных материалов.
Кроме того, в реакции е11 тритий сам является термоядерным топливом, так что его можно возвратить в активную зону реактора для дальнейшего сжигания. В результате эффективное время жизни трития сводится примерно к 5 дням вместо обычных 18 лет. 5. Сформулируем общее требование, накладываемое на термоядерный реактор законом сохранения энергии, предполагая, что в реакторе идет либо реакция сЫ, либо реакция сК. Не приводя детального вывода, ограничимся указанием только его общего хода и окончательными результатами.
[Гл. Х!Н Нейтроны и деление атомнь т. ядер 658 Пусть в реактор введена плазма из чистого дейтерия или равно- компонентной смеси дейтерия и трития, уже нагретая в результате какого-либо нетермоядерного процесса. Конечно, плазма предполагается квазииейтральной., т.е, такой, в которой средние концентрации положительных ионов и отрицательных электронов в каждом макроскопическом обьеме почти одинаковы. Основанием для такого предположения служит замечание, что даже незначительное нарушение квазинейтральности возбудило бы сильные электрические поля, которые, однако, в плазме существовать не могу г из-за ее высокой электрической проводимости.
В дальнейшем через и обозначается число положительных ионов (и равное ему числу электронов) в кубическом сантиметре плазмы. Если температура Т плазмы достаточно нысока, что столкновения ионов друг с другом, по крайней мере часгично, будуг заканчиваться реакциями с выделением термоядерной энергии. Ясно, что число таких столкновений в единице объема пропорционально пг, а коэффициент пропорциональности зависит от Т. Поэтому мощность ядерной энергии, выделяющейся в единице обьема активной зоны реактора, можно представить в виде Р„д —— 1, (Т)и, причем функция )„л(Т) зависит от того, используется ли в качестве топлива чистый дейтерий или равнокомпонентная смесь дейтерия и трития.
Продуктами ядерных реакций (98.1) и (98.2) будут заряженныс частицы аНе, 1, р, Не и нейтроны, не имеющие электрического заряда. Кинетическая энергия теплового движения заряженных частиц может быть превращена в электрическую с КПД, близким к 1. Для этого можно использовать магиитогидродииамичесхий генератор, в котором происходит прямое преобразование тепловой энергии в электрическую, минуя тепловой цикл. Принцип его работы основан на электромагнитной индукции: если поперек магнитного поля движется проводящая среда, то в ней возбуждается электрический ток. В качестве такой проводящей среды может быть использована высокотемпературная плазма.
Ее электрическая проводимость, как показывает теория, пропорциональнаТН~ и не зависит от концентрации частиц. При Т 1,6. 10 К (1,4 10з эВ) проводимость водородной плазмы примерно равна проводимости меди при нормальной температуре, а при Т 1,6. 10" К она будет примерно в 30 раз болыпе. Если поток горячей плазмы поперек магнитного поля направить между влас гинами конденсатора, то возникающий индукционный ток зарядит конденсатор, т.
е. тепловая энергия плазмы перейдет в электрическую. Нейтроны, поскольку они лишены электрического заряда, таким путем не могут быть использованы. Их кинетическая энергия теплового движения может быть превращена в электрическую с использованием теплового цикла. КПД последнего ограничен сверху теоремой Карно. С некоторой долей оптимизма примем, что этот КПД равен 1/3. Однако надо учесть не только тепловую энергию, освобождающуюся в ядерных реакциях.
Нейтроны уходят из активной зоны реактора и поглощаются защитой. При этом выделяется энергия нейтронного 5 98) Терлеолдернал проблема 659 сродства в виде тепла. При каждом акте поглощения его выделяется примерно 8 МэВ. Это тепло может быть также использовано в тепловом цикле. Его надо прибавить к энергии нейтронов в ядерных реакциях. Таким образом, можно принять, что тепловая энергия заряженных частиц может быть преобразована в электрическую практически полностью,а тепловая энергия нейтронов (с учетом энергии нейтронного сродства) примерно на одну треть. Формально при энергетических расчетах нейтроны можно считать как бы заряженными частицами, если число их уменьшить приблизительно в три раза. Предполагается, что это и делается при оценке мощности Р„д и коэффициента )„л(Т). Рассмотрим сначала реакцию е11 (98.2).
На долю заряженной частицы эНс приходится энергия 3,5 МэВ, на долю нейтрона 14 МэВ. С учетом нейтронного сродства ее следует увеличить примерно до 14+ 8 = 22 МэВ. Таким образом, тепловой эффект реакции Ж равен 3,5+ 22/3 10,8 МэВ, или, круглым счетом, 10 МэВ, сели все продукты реакции считать как бы заряженными частицами. Несколько сложнее обстоит дело с реакцией еЫ (93.1). Как уже указывалось вьппе, обе ветви этой реакции идут примерно с одинаковой вероятностью. Поэтому все числа, относящиеся к этим реакциям, следует уменьшить вдвое, например 3,27 МэВ заменить на 1,65 МэВ, а 4.,03 Мэ — на 2 МэВ. Но главная особенность реакции еЫ состоит в том, что в одной из ее ветвей выделяется тритий, а он может быть использован в качестве горючего в реакторе, основанном на реакции е1е.
В первой ветви на долю гНе приходится 0,41 МэВ, на долю нейтрона— 1,24 МэВ или, с учетом нейтронного сродства, 5,24 МэВ, что эквивалентно 5,24; 3 = 1,7 МэВ тепловой энергии заряженных частиц. Во второй ветви вся энергия 2 МэВ локализована в заряженных частицах 1 и р. К ней надо прибавить 10: 2 = 5 МэВ, которые выделяются в генераторе с реакцией Ж. Таким образом, в пересчете на заряженные частицы тепловой эффект реакции составляет 0,41 + 1,7+ 2 + 5 = = 9,1 МэВ или, круглым счетом, 10 МэВ, как и в реакции е11. Помимо выделения энергии будут происходить также ее потери: энергия будет уноситься из активной зоны реактора электромагнитным излучением плазмы и потоком уходящих частиц.
Излучение в основном возникает при торможении электронов при их столкновениях с ядрами. Поэтому его мощность из единицы объема также пропорциональна пг и может быть представлена в виде Р„, = 7'„,„„(Т)пг. Вид функций 1" д(Т) и 7н,л(Т) может быть найден теоРетически, но на этом вопРосе мы останавливаться нс можем. Для нахождения энергетической мощности уходящего из единицы обьема потока частиц введем понятие среднего времени удержания т плазмы в активной зоне реактора. Так называется промежуток времени, в течение которого за единицу времени из единицы объема плазмы уходит п7т частиц каждого знака. Это единственный феноменологический параметр, характеризующий термоядерный реактор.
Поэтому условие, которое мы получим ниже из закона сохранения энергии, совершенно не зависит от индивидуальных особенностей термоядерного реактора, а должно выполняться для реактора любого типа. Через [Гл. Х!Н Нейтрона и деление атомн х ядер 660 промежуток времени т можно выразить энергетическую мощность Рч потока частиц, уходящих из единицы объема плазмы. Кинетическая энергия часгиц в единице обьема плазмы равна 2. (3/2)п1е7' = 3пйТ (половина энергии приходится на ядра, а другая половина на электроны).
Поэтому Рч =. 3пкТ(т. Таким образом, энергетическая мощность частиц и излучения, уходащих нз единицы объема плазмы, бУдет 3пкТ(т + 7„,л(Т)пз. Эта энергия поглощается защитой и выделяется в виде тепла. Часть такого тепла может быть использована путем превращения в работу с некоторым КПД у, значение которого зависит от уровня развития теплотехники. Мощность бесполезно потерянной энергии в единице обьема плазмы будет (1 — у) + Учуял(Т)п' или 2пй7' 2~ (, ) т если принять т1 = 1/3, как это уже делалось выше.
Условие протекания самоподдерживающейся ядерной реакции синтеза сосгоит в том, чтобы выделяющаяся гермоядерная энергия была но меныпе энергии, уносимой из плазмы электромагнитным излучением и потоком уходящих частиц. Математически это условие выражается формулой 1 а(Т)п > + 1изч(Т)п (98.6) В случае равенства в плазме будет протекать только самоподдерживающая термоядерная реакция синтеза, но не будет генерироваться энергия, которую можно было бы использовать. Для превращения установки в генератор энергии необходимо, чтобы в формуле (98.6) соблюдалось неравенство.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
