Термоядерный синтез
Введение
Реакции термоядерного синтеза были открыты более 70 лет назад. В 1934 году Георгий Гамов высказал мысль, что протекающие при высокой температуре ядерные реакции могут быть источником энергии, способным в течение миллиардов лет поддерживать звезды в горячем состоянии. Детальную теорию ядерных реакций в звездах развил Ханс Бете в 1938 году. В этих реакциях из ядер водорода синтезируются более сложные ядра других элементов — гелия, лития, бора, углерода. А поскольку их образование происходит при высокой температуре, эти реакции называют термоядерным синтезом.
Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Олег Лаврентьев. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как Андрей Сахаров и Игорь Тамм, а также Лев Арцимович, возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года. Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что Игорь Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл»
Содержание
Введение 3
1.Литературный обзор 6
1.1. Ядерные реакции 6
1.1.1. Реакции ядерного деления 11
1.1.2. Термоядерные реакции синтеза 12
1.2 Условия протекания управляемый термоядерный синтез 16
1.3 Гибридный реактор 19
1.4 Трудности и перспективы управляемый термоядерный синтез 27
2.Эксп.часть 37
2.1 Термодинамические характеристики диссоциации воды в интервале температур 0 – 370оС при давлении 500 бар 37
2.2 Диэлектрическая проницаемость воды в интервале температур 0 – 370оС при давлении 500 бар 37
Заключение 38
Литература
Литература
1. BP Statistical Review of World Energy. ‒ Pureprint Group Limited, UK, 2019 2. 2, Waganer, L M, Driemeyer, D. E. and Lee, V. D. Inertial fusion energy reactor design studies: Prometheus-L&Prometheus-H. s.l.: McDonnel Douglas Company Report, 1992, MDC 92E0008/DOE/ER-54101.
3.http://www.krugosvet.ru/enc/nauka_i_tehnika/energetika_i_stroitelstvo/YADERNI_SINTEZ.html
4.Тамм И. Е., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958
5. Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2
6. Щербаков В.В. ИГНХ Водород ссылка лекции
Курс: Избранные главы неорганической химии 2022 (muctr.ru)
7.Российский фонд фундаментальных исследование https://www.rfbr.ru/rffi/ru/project_search/o_1907998
8. В.А. Рожанский. Теория плазмы. – СПб.: Лань, 2012. – 320 с.
9. Д.Дж. Роуз, М.Кларк. Физика плазмы и управляемые термоядерные реакции. 2012. – 490 с.
10. Михаил Патров. МГД устойчивость плазмы сферического токамака Глобус-М. – М.: LAP Lambert Academic Publishing, 2013. – 148 с.
11. С.В. Рыжков, А.Ю. Чирков. Системы альтернативной термоядерной энергетики. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2018. – 200 с
12. Кенро Миямото. Основы физики плазмы и управляемого синтеза. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2007. – 424 с.
В связи с сокращением запасов урана все большее значение придается эффективному использованию уранового топлива в ядерных реакторах. Проводимая во всем мире политика затягивания разработки реактора-размножителя на быстрых нейтронах еще больше подчеркивает необходимость улучшения топливных характеристик обычных легководных реакторов. Если рост ядерной промышленности ограничивается обычными легководными реакторами, то генерирующая мощность, обеспечиваемая ядерной энергетикой, может быть ограничена количеством, которое является менее желательным для удовлетворения прогнозируемого спроса на нагрузку. Однако несколько реакторных систем, включая реактор на тяжелой воде, реакторразмножитель легкой воды (LWBR) и реактор со спектральным регулированием (SSCR), являются жизнеспособными альтернативами, которые могут внести значительный вклад в сохранение ресурсов урана и тем самым увеличить потенциальную ядерную генерирующую мощность. Как реактор на тяжелой воде, так и реактор-размножитель на легкой воде потребовали бы существенной разработки и/или модификации обычного реактора на воде под давлением (PWR), что снизило бы вероятность его развития в ближайшей перспективе. Кроме того, LWBR требует больших первоначальных запасов, и поэтому его вклад в сохранение ресурсов будет только в долгосрочной перспективе [1]. Напротив, SSCR в полной мере использует технологию и компоненты PWR и, следовательно, обладает наибольшим потенциалом для успешного применения