МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ
Федеральне агентство з освіти
ГОУ ВПО «Благовіщенський державний педагогічний університет»
Фізико-математичний факультет
Кафедра загальної фізики
Курсова робота
на тему: Проблеми термоядерного синтезу
з дисципліни: Фізика
Виконавець: В.С. Клетченко
Керівник: В.А. Євдокимова
Благовєщенськ 2010
Зміст
Введення
Термоядерні реакції та їх енергетична вигідність
Умови протікання термоядерних реакцій
Здійснення термоядерних реакцій в земних умовах
Основні проблеми, пов'язані із здійсненням термоядерних реакцій
Здійснення керованих термоядерних реакцій в установках типу «ТОКАМАК»
Проект ІТЕР
Сучасні дослідження плазми і термоядерних реакцій
Висновок
Література
Введення
В даний час людство не може уявити своє життя без електроенергії. Вона скрізь. Але традиційні способи отримання електроенергії не дешеві: тільки уявити зведення ГЕС або реактора АЕС, то відразу стає зрозуміло чому. Вчені 20-го століття, перед обличчям енергетичної кризи, знайшли спосіб отримання електроенергії з речовини, кількість якого не обмежена. Термоядерні реакції протікають при розпаді дейтерію і тритію. В одному літрі води міститься дейтерію стільки, що при термоядерному синтезі може виділитися стільки енергії, скільки виходить при спалюванні 350 літрів бензину. Тобто можна зробити висновок, що вода - це необмежене джерело енергії.
Якщо б одержання енергії за допомогою термоядерного синтезу було б настільки просто, як за допомогою ГЕС, то людство ніколи не відчувало б кризи в енергетиці. Для отримання енергії таким способом необхідна температура, еквівалентна температурі в центрі сонця. Де взяти таку температуру, як дорого коштуватимуть установки, наскільки вигідна така видобуток енергії та чи безпечна така установка? На ці питання буде дана відповідь у цій роботі.
Мета роботи: вивчення властивостей і проблем термоядерного синтезу.
Термоядерні реакції та їх енергетична вигідність
Термоядерна реакція - синтез більш важких атомних ядер з легших з метою отримання енергії, який носить керований характер.
Відомо, що ядро атома водню є протон р. Такого водню дуже багато в природі - в повітрі і у воді. Крім цього існують більш важкі ізотопи водню. Ядро одного з них містить, окрім протона р, ще й нейтрон n. Називається цей ізотоп дейтерієм D. Ядро іншого ізотопу містить, окрім протона р два нейтрони n і називається трітеріем (тритієм) Т. Термоядерні реакції найбільш ефективно відбуваються при надвисоких температурах порядку 10 липня - 10 9 К. При термоядерних реакціях виділяється дуже велика енергія, що перевищує енергію, яка виділяється при поділі важких ядер. У реакції синтезу виділяється енергія, яка у розрахунку на 1 кг речовини значно більше енергії, що виділяється в реакції розподілу урану. (Тут під виділяється енергією розуміється кінетична енергія частинок, що утворюються в результаті реакції.) Наприклад, при реакції злиття ядер дейтерію 1 лютого D і тритію 1 березня Т в ядро гелію 2 квітня Не рекомендується:
1 лютому D + 1 3 Т → 2 4 Не + 0 1 n,
Виділяється енергія, приблизно рівна 3,5 Мев на один нуклон. У реакціях поділу енергія на один нуклон становить близько 1 МеВ.
При синтезі ядра гелію з чотирьох протонів:
4 1 1 p → 4 лютому Не + 2 +1 +1 е,
виділяється ще велика енергія, що дорівнює 6,7 МеВ на одну частинку. Енергетична вигідність термоядерних реакцій пояснюється тим, що питома енергія зв'язку в ядрі атома гелію значно перевищує питому енергію зв'язку ядер ізотопів водню. Таким чином, при вдалому здійсненні керованих термоядерних реакцій людство отримає новий потужний джерело енергії.
Умови протікання термоядерних реакцій
Для злиття легких ядер необхідно подолати потенційний бар'єр, обумовлений кулонівським відштовхуванням протонів у однойменно позитивно заряджених ядрах. Для злиття ядер водню 1 2 D їх треба зблизити на відстань r, рівне приблизно r ≈ 3 • 10 -15 м. Для цього потрібно зробити роботу, рівну електростатичної потенційної енергії відштовхування П = е 2: (4πε 0 r) ≈ 0,1 МеВ. Ядра Дейтона зможуть подолати такий бар'єр, якщо при зіткненні їх середня кінетична енергія 3 / 2 kT буде дорівнює 0,1 МеВ. Це можливо при Т = 2 • 9 жовтень К. Практично температура, необхідна для протікання термоядерних реакцій знижується на два порядки і складає 10 липня К.
Температура близько 10 7 До характерна для центральної частини Сонця. Спектральний аналіз показав, що в речовині Сонця, як і багатьох інших зірок, є до 80% водню і близько 20% гелію. Вуглець, азот і кисень становлять не більше 1% маси зірок. При величезній масі Сонця (≈ 2 • 10 27 кг) кількість цих газів досить велике.
Термоядерні реакції відбуваються на Сонці і зірках і є джерелом енергії, забезпечує їх випромінювання. Щомиті Сонце випромінює енергію3, 8 • жовтня 1926 Дж, що відповідає зменшенню його маси на 4,3 млн. тонн. Питомий виділення енергії Сонця, тобто виділення енергії, що припадає на одиницю маси Сонця в одну секунду, так само 1,9 • 10 -4 Дж / с • кг. Воно дуже мало і становить близько 10 -3% від питомої виділення енергії в живому організмі в процесі обміну речовин. Потужність випромінювання Сонця практично не змінилася за багато мільярдів років існування Сонячної системи.
Один із шляхів протікання термоядерних реакцій на Сонці - вуглецево-азотний цикл, у якому з'єднання ядер водню в ядро гелію полегшується в присутності ядер вуглецю 12 червня З грають роль каталізаторів. На початку циклу швидкий протон проникає в ядро атома вуглецю 12 Червня С і утворює нестійке ядро ізотопу азоту липня 1913 N з випромінюванням γ-кванта:
6 грудня С + 1 січня p → 13 липня N + γ.
З періодом напіврозпаду 14 хвилин в ядрі 13 липня N відбувається перетворення 1 січня p → 0 1 n + +1 0 е + 0 0 ν е і утворюється ядро ізотопу 13 червня С:
13 липня N → 13 червня С + +1 0 е + 0 0 ν тобто
приблизно через кожні 32 млн. років ядро липня 1914 N захоплює протон і перетворюється в ядро кисню серпнем 1915 В:
14 липня N + 1 січня p → серпня 1915 О + γ.
Нестійкий ядро 8 15 Про з періодом напіврозпаду 3 хвилини випускає позитрон і нейтрино і перетворюється в ядро липня 1915 N:
15 Серпня Про → 15 липня N + +1 0 е + 0 0 ν тобто
Цикл завершується реакцією поглинання ядром липня 1915 N протона з розпадом його на ядро вуглецю 12 червня С і α-частинку. Це відбувається приблизно через 100 тисяч років:
Липень 1915 N + 1 січня p → 6 грудня З + 2 4 Не.
Новий цикл починається знову з поглинанням вуглецем червнем 1912 З протона, що виходить в середньому через 13 мільйонів років. Окремі реакції циклу віддалені в часі проміжками, які є за земними масштабами часу непомірно великими. Однак цикл є замкненим і відбувається безперервно. Тому різні реакції циклу відбуваються на Сонці одночасно, розпочавшись у різні моменти часу.
У результаті цього циклу чотири протона зливаються в ядро гелію з появою двох позитронів і γ-випромінювання. До цього потрібно додати випромінювання, що виникає при злитті позитронів з електронами плазми. При утворенні одного гамматома гелію виділяється 700 тисяч кВт • г енергії. Ця кількість енергії компенсує втрати енергії Сонця на випромінювання. Розрахунки показують, що кількості водню, що є на Сонце, вистачить на підтримку термоядерних реакцій і випромінювання Сонця на мільярди років.
Здійснення термоядерних реакцій в земних умовах
Здійснення термоядерних реакцій в земних умовах створить величезні можливості для отримання енергії. Наприклад, при використанні дейтерію, що міститься в одному літрі води, в реакції термоядерного синтезу виділиться стільки ж енергії, скільки виділиться при згоранні приблизно 350 літрів бензину. Але якщо термоядерна реакція буде протікати мимовільно, то відбудеться колосальний вибух, так як виділяється при цьому енергія дуже велика.
Умови, близькі до тих, що реалізуються в надрах Сонця, були здійснені у водневій бомбі. Там відбувається самопідтримується термоядерна реакція вибухового характеру. Вибуховою речовиною є суміш дейтерію 2 січня D з тритієм 3 січня Т. Висока температура, необхідна для протікання реакції, виходить за рахунок вибуху звичайної атомної бомби, вміщеній всередині термоядерної.
Основні проблеми, пов'язані із здійсненням термоядерних реакцій
У термоядерному реакторі реакція синтезу повинна відбуватися повільно, повинна бути можливість керувати нею. Вивчення реакцій, що відбуваються у високотемпературній дейтерієво плазмі, є теоретичною основою отримання штучних керованих термоядерних реакцій. Основною трудністю є підтримка умов, необхідних для отримання самопідтримуваної термоядерної реакції. Для такої реакції необхідно, щоб швидкість виділення енергії в системі, де відбувається реакція, була не менше, ніж швидкість відводу енергії від системи. При температурах порядку 10 8 До термоядерні реакції в дейтерієво плазмі володіють помітною інтенсивністю і супроводжуються виділенням великої енергії. У одиниці об'єму плазми при з'єднанні ядер дейтерію виділяється потужність 3кВт / м 3. При температурах порядку 10 6 К потужність складає всього лише 10 -17 Вт / м 3.
А як практично використовувати виділяється енергію? При синтезі дейтерію з трітеріем основна частина виділилася енергії (близько 80%) проявляється у формі кінетичної енергії нейтронів. Якщо поза магнітної пастки уповільнити ці нейтрони, то можна отримати теплоту, а потім перетворити її в електричну енергію. При реакції синтезу в дейтерії приблизно 2 / 3 вивільненої енергії несуть заряджені частинки - продукти реакції і тільки 1 / 3 енергії - нейтрони. А кінетичну енергію заряджених частинок можна безпосередньо перетворити на електричну енергію.
Які ж умови потрібні для здійснення реакцій синтезу? У цих реакціях ядра повинні з'єднатися один з одним. Але кожне ядро заряджено позитивно, отже, між ними діють сили відштовхування, які визначаються законом Кулона:
F ~
Де Z 1 e - заряд одного ядра, Z 2 e - заряд другого ядра, а e - модуль заряду електрона. Для того, щоб з'єднається один з одним, ядра повинні подолати кулонівських сили відштовхування. Ці сили стають дуже великими, коли ядра зближуються. Найменшими сили відштовхування будуть у разі ядер водню, що мають найменший заряд (Z = 1). Щоб подолати кулонівських сили відштовхування і з'єднатися ядра повинні мати кінетичної енергією приблизно 0,01 - 0,1 МеВ. Такий енергії відповідає температура порядку 10 8 - 10 9 К. А це більше, ніж температура навіть в надрах Сонця! Через те, що реакції синтезу відбуваються при дуже високих температурах, їх називають термоядерними.
Термоядерні реакції можуть бути джерелом енергії, якщо виділення енергії буде перевершувати витрати. Тоді, як кажуть, процес синтезу буде самопідтримуваним.
Температуру, при якій це відбувається, називають температурою запалювання або критичною температурою. Для реакції DT (дейтерій - трітерій) температура запалювання становить близько 45 млн. К, а для реакції DD (дейтерій - дейтерій), близько 400 млн. К. Таким чином для протікання реакцій DT потрібні набагато менші температури, ніж для реакцій DD. Тому дослідники плазми віддають перевагу реакцій DT, хоча тритій в природі не зустрічається, а для його відтворення в термоядерному реакторі треба створювати особливі умови.
Як же утримати плазму в якийсь установці - термоядерному реакторі - і нагріти її так, щоб почався процес синтезу? Втрати енергії у високотемпературній плазмі пов'язані головним чином з відходом тепла через стінки пристрою. Плазму необхідно ізолювати то стінок. З цією метою застосовуються сильні магнітні поля (магнітна термоізоляція плазми). Якщо через стовп плазми в напрямку його осі пропустити великий електричний струм, то в магнітному полі цього струму виникають сили, які стискають плазму в плазмовий шнур, відірваний від стінок. Утримання плазми у відриві від стінок і боротьба з різними непостійностями плазми є найскладнішими завданнями, вирішення яких має призвести до практичного здійснення керованих термоядерних реакцій.
Ясно, що, чим вище концентрація часток, тим частіше вони стикаються один з одним. Тому може здатися, що для здійснення термоядерних реакцій треба використовувати плазму великої концентрації частинок. Однак якщо концентрація частинок буде такою, як концентрація молекул у газах при нормальних умовах (10 25 м -3), то при термоядерних температурах тиск у плазмі було б колосальним - порядку 10 грудня Па. Такий тиск не зможе витримати жодне технічний пристрій! Щоб тиск становив величину близько 10 6 Па і відповідало міцності матеріалу, термоядерна плазма повинна бути сильно розрідженої (концентрація часток повинна бути порядку 10 21 м -3) . Однак в розрідженій плазмі зіткнення часток один з одним відбуваються рідше. Щоб у цих умовах могла підтримуватися термоядерна реакція, треба збільшити час перебування частинок в реакторі. У зв'язку з цим удержательная здатність пастки характеризується добутком концентрації n частинок на час t їх утримання в пастці.
Виявляється, що для реакції DD
nt> 10 22 м -3. з,
а для реакції DT
nt> 10 20 м -3. с.
Звідси видно, що для реакції DD при n = 10 21 м -3 час утримання має бути більше 10 с; якщо ж n = 10 24 м -3, то достатньо, щоб час утримання перевищувало 0,1 с.
Для суміші дейтерію з тритієм при n = 10 21 м -3 термоядерна реакція синтезу може початися, якщо час утримання плазми більше 0,1 с, а при n = 10 24 м -3 достатньо, щоб цей час було більше 10 -4 с. Таким чином, при однакових умовах необхідний час утримання реакції DT може бути значно менше, ніж у реакціях DD. У цьому сенсі реакцію DT легше здійснити, ніж реакцію DD.
Здійснення керованих термоядерних реакцій в установках типу «ТОКАМАК»
Фізики наполегливо шукають шляхів оволодіння енергією термоядерних реакцій синтезу. Вже зараз такі реакції реалізуються в різних термоядерних установках, але виділяється в них енергія ще не виправдовує витрати коштів і праці. Іншими словами, існуючі термоядерні реактори поки економічно не вигідні. Серед різних програм термоядерних досліджень в даний час найбільш перспективною вважається програма, заснована на реакторах типу токамак. Перші дослідження кільцевих електричних розрядів у сильному поздовжньому магнітному полі були розпочаті в 1955 р. під керівництвом радянських фізиків І. Н. Головіна і Н. А. Явлінського. Побудована ними тороїдальне установка була досить великою навіть за сучасними масштабами: вона була розрахована на розряди з силою струму до 250 кА. І. М. Головін запропонував для таких установок назву «токамак» (струмова камера, магнітна котушка). Ця назва використовується фізиками усього світу.
До 1968 р. дослідження на токамаках розвивалися головним чином у Радянському Союзі. Зараз у світі більше 50 установок типу токамак.
На малюнку 1 зображено типова конструкція токамака. Поздовжнє магнітне поле в ньому створюється котушками зі струмом, що охоплюють тороїдальні камеру. Кільцевій струм в плазмі збуджується в камері як у вторинній обмотці трансформатора при розрядці батареї конденсаторів через первинну обмотку 2. Плазмовий шнур укладений в тороідальному камеру - лайнер 4, виготовлений з тонкої нержавіючої сталі товщиною в кілька міліметрів. Лайнер оточений мідним кожухом 5 товщиною в кілька сантиметрів. Призначення кожуха - стабілізувати повільні довгохвильові вигини плазмового шнура.
Експерименти на токамаках дозволили встановити, що час утримання плазми (величина, що характеризує тривалість збереження плазмою необхідної високої температури) пропорційна площі перерізу плазмового шнура і індукції поздовжнього магнітного поля. Магнітна індукція може бути вельми великий при використанні надпровідних матеріалів. Інша можливість підвищення часу утримання плазми полягає в збільшенні поперечного перерізу плазмового шнура. Це означає, що необхідно збільшити розміри токамаків. Влітку в 1975 році в Інституті атомної енергії імені І.В. Курчатова став до ладу найбільший токамак - Т-10. У ньому отримані наступні результати: температура іонів в центрі шнура 0,6 - 0,8 кеВ, середня концентрація часток 8. 10 19 м -3, енергетичне час утримання плазми 40 - 60 мс, основний параметр утримання nt ~ (2,4 - 7,2). 10 18 м -3. с.
Більшими установками є так звані демонстраційні токамаки, які вступили в дію до 1985 року. Токамак такого типу є Т-20. Він має досить значні розміри: великий радіус тора дорівнює 5 метрам, радіус тороїдальної камери - 2 метри, об'єм плазми - близько 400 кубічних метрів. Метою спорудження таких установок є не тільки проведення фізичних експериментів та досліджень. Але і розробка різних технологічних аспектів проблеми - вибір матеріалів, вивчення зміни їх властивостей при підвищених теплових і радіаційних впливах і т.д. Установка Т-20 призначена для отримання реакції суміші DT. У цій установці передбачається надійний захист від потужного рентгенівського випромінювання, потоку швидких іонів і нейтронів. Передбачається використовувати енергію потоку швидких нейтронів (10 17 м -2. С), які в спеціальній захисній оболонці (бланкет) буде сповільнюватися, і віддавати свою енергію теплоносія. Крім того, якщо в бланкет буде міститися ізотоп літію 6 березня Li, то він під дією нейтронів буде перетворюватися в тритій, який в природі не існує.
Токамаки наступного покоління будуть представляти собою вже дослідно-промислові термоядерні електростанції, і вони в кінцевому рахунку повинні будуть виробляти електроенергію. Передбачається, що вони будуть реакторами «гібридного типу», в яких бланкет буде містити подільний матеріал (уран). Під дією швидких нейтронів в урані буде відбуватися реакція поділу, що підвищить загальний енергетичний вихід установки.
Отже, токамаки являють собою пристрої, в яких плазма нагрівається до високих температур і утримується. Як здійснюється у токамаках нагрів плазми? Перш за все, плазма в токамаці нагрівається внаслідок протікання електричного струму це, як кажуть, омічний нагрів плазми. Але при дуже високих температурах опір плазми сильно падає і омічний нагрів стає неефективним, тому зараз досліджуються різні методи додаткового підвищення температури плазми, такі як інжекція в плазму швидких нейтральних частинок і високочастотний нагрів.
Нейтральні частинки не відчувають ніякої дії з боку магнітного поля, що утримує плазму, і тому можуть бути легко «впорснути», інжектовано в плазму. Якщо ці частки володіють великою енергією, то, потрапивши в плазму, вони іонізуются і при зіткненнях з частинками плазми передають їм частину своєї енергії, і плазма нагрівається. Зараз досить добре розроблені методи отримання потоків нейтральних частинок (атомів) з великою енергією. З цією метою за допомогою спеціальних пристроїв - прискорювачів - зарядженим частинкам повідомляється дуже велика енергія. Потім цей потік заряджених частинок спеціальними методами нейтралізують. У результаті виходить потік високоенергетичних нейтральних частинок.
Високочастотний нагрів плазми може здійснюватися за допомогою зовнішнього високочастотного електромагнітного поля, частота якого збігається з однією з власних частот плазми (умови резонансу). При виконанні цієї умови частки плазми сильно взаємодіють з електромагнітним полем, і відбувається перекачування енергії поля в енергію плазми (плазма нагрівається).
Хоча програма токамаків вважається найбільш перспективною для термоядерного синтезу, фізики не припиняють досліджень за іншими напрямами. Так, останні досягнення з утримання плазми в прямих системах з магнітними пробками вселяють оптимістичні надії на створення на основі таких систем енергетичного термоядерного реактора.
Для стійкого утримання плазми за допомогою описаних пристроїв у пастці створюються умови, за яких магнітне поле наростає від центру пастки до її периферії. Нагрівання плазми здійснюється за допомогою інжекції нейтральних атомів.
Як у токамаках, так і в пробкотрон для утримання плазми необхідно дуже сильне магнітне поле. Однак існують напрямки вирішення проблеми термоядерного синтезу, при реалізації яких відпадає необхідність створення сильних магнітних полів. Це так звані лазерний синтез і синтез за допомогою релятивістських електронних пучків. Суть цих рішень полягає в тому, що на тверду «мішень», що складається із замороженої суміші DT, з усіх сторін направляють або потужне лазерне випромінювання, або пучки релятивістських електронів. У результаті мішень повинна сильно нагріватися, Іонізованниє і в ній вибуховим чином повинна відбутися реакція синтезу. Однак практичне втілення цих ідей пов'язане зі значними труднощами, зокрема через відсутність лазерів, що володіють необхідною потужністю. Тим не менш, у даний час інтенсивно розробляються проекти термоядерного реактора на основі цих напрямків.
До вирішення проблеми можуть призвести різні проекти. Вчені сподіваються, що, врешті-решт, вдасться здійснити керовані реакції термоядерного синтезу і тоді людство отримає джерело енергії на багато мільйонів років.
Проект ІТЕР
Вже на самому початку проектування токамаків нового покоління стало ясно, наскільки вони складні і дороги. Виникла природна думка про міжнародне співробітництво. Так з'явився проект ІТЕР (Інтернаціональний Термоядерний Енергетичний Реактор), у розробці якого беруть участь об'єднання «Євратом», СРСР, США і Японія. Надпровідний соленоїд ІТЕР на основі нітрату олова повинен охолоджуватися рідким гелієм при температурі 4 К або рідким воднем при 20 К. На жаль, не збулися мрії про більш «теплом» соленоїді з надпровідної кераміки, який міг би працювати при температурі рідкого азоту (73 К). Розрахунки показали, що він тільки погіршить систему, оскільки, крім ефекту надпровідності, свій внесок буде вносити і провідність його мідної підкладки.
У соленоїді ІТЕР запасається величезна енергія - 44 ГДж, що еквівалентно заряду близько 5 т тротилу. У цілому електромагнітна система цього реактора за потужністю та складності на два порядки перевершить найбільші діючі установки. За електричної потужності він буде еквівалентний Дніпрогесу (близько 3 ГВт), а його загальна маса складе приблизно 30 тис. т.
Довговічність реактора визначає перш за все перша стінка тороїдальної камери, що знаходиться в самих напружених умовах. Крім термічних навантажень, вона повинна пропускати і частково поглинати потужний потік нейтронів. За розрахунками, стінка з найбільш відповідних сталей зможе витримати не більше 5 - 6 років. Таким чином, при заданій тривалості роботи ІТЕР - 30 років - стінку потрібно міняти 5 - 6 разів. Для цього реактор доведеться майже повністю розбирати з допомогою складних і дорогих дистанційних маніпуляторів - адже тільки вони зможуть проникнути в радіоактивну зону.
Така ціна навіть досвідченого термоядерного реактора - чого ж зажадає промисловий?
Сучасні дослідження плазми і термоядерних реакцій
Основним напрямком у дослідженнях з фізики плазми та керованого термоядерного синтезу, що проводяться в Інституті ядерного синтезу, як і раніше залишається активну участь у розробці технічного проекту міжнародного експериментального термоядерного реактора ІТЕР.
Роботи ці отримали новий імпульс після підписання 19 вересня 1996 Головою уряду РФ В.С. Черномирдіним Постанови про затвердження федеральної цільової науково-технічної програми "Міжнародний термоядерний реактор ІТЕР та науково-дослідні та дослідно-конструкторські роботи в його підтримку на 1996-1998 роки". У Постанові підтверджені зобов'язання за проектом, прийняті на себе Росією, і розглянуті питання їх ресурсного забезпечення. Група співробітників відряджена для роботи в центральних проектних колективах ІТЕР в США, Японії та Німеччини. У рамках "домашнього" завдання в Інституті ведуться експериментальні та розрахунково-теоретичні роботи по моделюванню елементів конструкцій Бланкета ІТЕР, розробці наукової бази та технічного забезпечення систем нагріву плазми та неіндукціонного підтримки струму за допомогою електронно-циклотронних хвиль і нейтральною інжекції.
У 1996 році в ИЯС проведені стендові випробування прототипів квазістаціонарних гіротрону, що розробляються в Росії для систем ЕЦР-предионізаціі і нагріву плазми ІТЕР. Ведуться макетні випробування нових методик діагностики плазми - зондування плазми пучком важких іонів (спільно з Харківським фізико-технічним інститутом) і рефлектометрії. Вивчаються проблеми забезпечення безпеки термоядерних енергетичних систем та пов'язані з ними питання формування нормативної бази. Виконано цикл модельних розрахунків механічної реакції конструкцій Бланкета реактора на динамічні процеси в плазмі, такі, як зриви струму, зміщення плазмового шнура і т.п. У лютому 1996 року в Москві було проведено тематичне нараду з діагностичного забезпечення ІТЕР, в якому взяли участь представники всіх сторін проекту.
Вже 30 років (з 1973 року) активно ведуться спільні роботи в рамках російсько (радянсько) - американського співробітництва по УТС з магнітним утриманням. І в сьогоднішній важкий для російської науки час поки що вдається зберігати досягнутий у минулі роки науковий рівень і спектр спільних досліджень, орієнтованих в першу чергу на фізичний і науково-інженерне забезпечення проекту ІТЕР. У 1996 році фахівці Інституту продовжували брати участь в дейтерій-тритієвих експериментах на токамаці TFTR в Прінстонської лабораторії фізики плазми. У ході цих експериментів, поряд з істотними успіхами з вивчення механізму самонагрева плазми утворюються в термоядерній реакції α-частинками знайшла практичне підтвердження ідея поліпшення утримання високотемпературної плазми в токамаках за рахунок створення в центральній зоні магнітної конфігурації з так званих обернених широм. Продовжено спільно з відділом фізики плазми компанії "General Atomic" взаємодоповнюючі дослідження неіндукціонного підтримки струму в плазмі за допомогою НВЧ-хвиль у діапазоні електронного циклотронного резонансу на частоті 110-140 МГц. При цьому здійснювався взаємний обмін унікальною діагностичною апаратурою. Підготовлено експеримент за дистанційною on-line обробці в ИЯС результатів вимірювань на токамаці DIII-D в Сан-Дієго, для чого до Москви буде передана робоча станція «Alfa». За участю Інституту Ядерного Синтезу завершується створення на DIII-D потужного гіротрону комплексу, орієнтованого на квазістаціонарний режим роботи. Інтенсивно ведуться спільні розрахунково-теоретичні роботи з вивчення процесів зриву струму в токамаках (одна з основних фізичних проблем ІТЕР на сьогоднішній день) і моделювання процесів переносу з участю теоретиків Прінстонської лабораторії, Техаського університету та "General Atomic". Продовжується співпраця з Аргоннської національною лабораторією з проблем взаємодії плазма-стінка і розробці перспективних малоактівіруемих матеріалів для енергетичних термоядерних реакторів.
У рамках російсько-німецької програми з мирного використання атомної енергії ведеться багатопланове співробітництво з Інститутом фізики плазми ім. Макса Планка, Ядерним дослідним центром в Юліху, Штутгартським і Дрезденським технічними університетами. Співробітники Інституту брали участь у розробці, а тепер і в експлуатації гіротрону комплексів стелараторі Wendelstein W7-As і токамака ASDEX-U в Інституті М. Планка. Спільно розроблено чисельний код для обробки результатів вимірювань спектру енергії частинок перезарядки стосовно токамака Т-15 і ADEX-U. Продовжено роботи з аналізу та систематизації досвіду експлуатації інженерних систем токамаків TEXTOR і Т-15. Для спільних експериментів на TEXTOR готується рефлектометричним система діагностики плазми. Суттєва інформація накопичена в рамках довгострокової спільної роботи з Дрезденським технічним університетом по вибору і аналізу малоактівіруемих матеріалів, перспективних для конструкцій майбутніх термоядерних реакторів. Співпраця зі Штутгартським університетом орієнтоване на вивчення технологічних проблем підвищення надійності гіротрону великої потужності (спільно з Інститутом прикладної фізики РАН РФ). Разом з Берлінським філією Інституту М. Планка проводяться роботи з удосконалення методики використання діагностичної станції WASA-2 для поверхневого аналізу матеріалів, що піддаються впливу високотемпературної плазми. Станція була розроблена спеціально для токамака Т-15.
По двох лініях ведеться співпраця з Францією. Спільні експериментальні дослідження з фізики потужнострумових іонних джерел, зокрема джерел негативних іонів водню, і по плазмових рушій для космічних апаратів проводяться з відділом фізики плазми Ecole Polytechnique. Тривають спільні роботи з вивчення процесів швидкісного стиснення провідних циліндричних оболонок надсильних магнітними полями з дослідницьким центром De-Gramat. В Інституті розроблена і споруджується установка для отримання імпульсних магнітних полів субмегагауссного діапазону (на контрактній основі).
Проводяться консультації фахівців Швейцарського центру досліджень у галузі фізики плазми Suisse Ecole Poytechnique з використання методу електронно-циклотронного нагріву плазми. Узгоджено довгострокова програма співробітництва з УТС з Ядерним центром Фраскаті (Італія).
"Зонтіковое" угоду про взаємне науковий обмін підписано з Японським національним центром з плазмовим досліджень (Нагойя). Виконано ряд спільних теоретичних і розрахунково-теоретичних досліджень щодо механізмів переносів у плазмі токамаків і питань утримання в стелларатор (стосовно споруджується в Японії великому геліотрону LHD).
В Інституті фізики плазми Китайської академії наук (г.Хефей) розпочато повномасштабні експерименти на надпровідному токамаке НТ-7, створеному на основі нашого токамака Т-7. На контрактній основі в Інституті для НТ-7 готується кілька діагностичних систем.
Фахівці Інституту неодноразово запрошувалися компанією "Самсунг" для консультування робіт з проектування великого надпровідного токамака START, який Південна Корея планувала спорудити до 1999 року. Це найбільша термоядерна установка в світі до цього часу.
Інститут є головною організацією з шести проектів Міжнародного науково-технічного центру ISTC (тритієвих цикл термоядерного реактора, технологічне застосування іонної імплантації, плазмова діагностика, лідарних система екологічного контролю атмосфери, система рекуперації для комплексів інжекційного нагріву плазми в термоядерних системах, джерела низькотемпературної плазми для технологічних цілей ).
Висновок
Ідея створення термоядерного реактора зародилася в 1950-х роках. Тоді від неї було вирішено відмовитися, оскільки вчені були не в змозі вирішити безліч технічних проблем. Минуло кілька десятиліть раніше, ніж вченим вдалося «змусити» реактор зробити хоч скільки-небудь термоядерної енергії.
В ході написання курсової роботи мною були підняті питання щодо створення і основних проблем термоядерного синтезу, і як виявилося, створення установок для отримання термоядерного синтезу - це і є проблема, але не основна. До основних проблем можна віднести утримання плазми в реакторі і створення оптимальних умов: твором концентрації n частинок на час t їх утримання в пастці і створенням температури, приблизно рівній температурі в центрі сонця.
Незважаючи на всі складності створення керованого термоядерного синтезу, вчені не впадають у відчай і шукають рішення проблем, тому що при вдалому здійсненні реакції синтезу, то з'явиться колосальний джерело енергії, багато в чому перевершує будь-яку створену електростанцію. Запаси палива для таких електростанцій практично невичерпні - дейтерій і тритій легко видобуваються з морської води. Кілограм цих ізотопів може виділити стільки ж енергії, скільки 10 млн кг органічного палива.
Майбутнє не зможе існувати без розвитку термоядерного синтезу, людству необхідна електроенергія, а в сучасних умовах нам не вистачить наших запасів енергії, при одержанні її з атомних та електростанцій.
Література
1. Мілантьев В.П., Темко С.В. Фізика плазми: кн. для внеклас. читання. VIII - X кл. - 2-е вид., Доп. - М.: Просвещение, 1983. 160 с., Іл. - (Світ знань).
2. Свірський М.С. Електронна теорія речовини: навч. посібник для студентів фіз. - Мат. фак. пед. ин-тов - М.: Просвітництво, 1980. - 288с., Іл.
3. Цитович В.М. Електричні властивості плазми. М., «Знання», 1973.
4. Техніка молоді / / № 2 / 1991
5. Яворський Б.М., Селезньов Ю.О. Довідник з фізики. - М.: Наука. - Гол. ред. фіз .- мат. лит., 1989. - 576 с., Іл.