на тему - реферат

Плазма (от греч. «вылепленное», «оформленное») — в физике и химии полностью или частично ионизированный газ, который может быть как квазинейтральным, так и неквазинейтральным. Плазма иногда называется четвёртым (после твёрдого, жидкого и газообразного) агрегатным состоянием вещества.

Слово «ионизированный» означает, что от электронных оболочек значительной части атомов или молекул отделён по крайней мере один электрон. Слово «квазинейтральный» означает, что, несмотря на наличие свободных зарядов (электронов и ионов), суммарный электрический заряд плазмы приблизительно равен нулю. Присутствие свободных электрических зарядов делает плазму проводящей средой, что обуславливает её заметно большее (по сравнению с другими агрегатными состояниями вещества) взаимодействие с магнитным и электрическим полями. Четвёртое состояние вещества было открыто У. Круксом в 1879 году и названо «плазмой» И. Ленгмюром в 1928 году, возможно из-за ассоциации с плазмой крови. Ленгмюр писал:

«Исключая пространство около электродов, где обнаруживается небольшое количество электронов, ионизированный газ содержит ионы и электроны практически в одинаковых количествах, в результате чего суммарный заряд системы очень мал. Мы используем термин «плазма», чтобы описать эту в целом электрически нейтральную область, состоящую из ионов и электронов.»

Многие философы античности утверждали, что мир состоит из четырёх стихий: земли, воды, воздуха и огня. Это положение с учётом некоторых допущений укладывается в современное научное представление о четырёх агрегатных состояниях вещества, причем плазме, очевидно, соответствует огонь. Свойства плазмы изучает физика плазмы.

1.2. История «рождения» плазмы

-Исследование зарядов начались в 17 веке (Отто фон Генрике, 1672) , но в течении почти 250 лет не было понимания того что изучаемый объект имеет особую природу и особые свойства.

-Разные источники приписывают авторские права на термин плазма в физике и химии американскому химику Ирвингу Лэнгмюру, но расходятся в дате рождения физике плазмы, варьируя ее от 1922 до 1929 года.

-В переводе с греческого плазма означает лепную фигуру, пластичную массу на подобии воска.

-Понятие плазмы крови было введено чешским медиком Яном Пуркинье за 80 лет до Лэнгмюра (около 1848 года).

- Потребовалось еще 30 лет, чтобы термин плазма в применении к ионизированному газу стал общепринятым. Лэнгмюр экспериментировал с частично ионизированной плазмой.

Ирвинг Ленгмюр (31.01.1881-16.08.1957) Американский физик и физикохимик. Ввел слово плазма в физику и химию (21.06.1928). Труды по электрическим разрядам в газах, термоэлектронной эмиссии, вакуумной технике и др. Получил Нобелевскую премию за «Открытие и исследование в области химии поверхностных явлений» (1932).

1.3. Идеальность плазмы

В плазме одновременно взаимодействует громадное число частиц. Этим плазма резко отличается от обычных газов, в которых частицы взаимодействуют друг с другом в основном только при парных столкновениях. Этим свойством плазма обязана дальнодействию кулоновских сил, вовлекающих во взаимодействие множество частиц.

В плазме средняя потенциальная энергия взаимодействия частиц ничтожна в сравнении с их кинетической энергией. Поэтому тепловое движение в плазме и идеальном газе обладает большим сходством. Благодаря этому термодинамические свойства плазмы с хорошей точностью описываются уравнением состояния идеального газа. Плазма, удовлетворяющая этому условию относительно взаимодействия заряженных частиц, называется идеальной плазмой.

Условие идеальности плазмы можно записать в виде:

, или .

1.4. Понятие равновесности плазмы

В равновесной плазме температуры заряженных и нейтральных частиц совпадают ( ). В неравновесной плазме средняя энергия заряженных частиц, в первую очередь, электронов, может значительно превышать среднюю энергию атомов и молекул. Это может приводить к нарушению термодинамического равновесия и на других степенях свободы, вызывая создание относительно высоких концентраций электронно возбуждённых атомов, колебательно возбуждённых молекул и т.д. Таким образом, неравновесная плазма по своим физическим свойствам гораздо богаче равновесной.

1.5. Типы элементарных процессов в плазме

В не слишком плотной плазме передача импульса происходит в основном при двойных (парных) взаимодействиях, которые можно описывать как столкновения. Вероятность взаимодействия характеризуется эффективным сечением , имеющим размерность площади. Коэффициент взаимного трения выражается через эффективное сечение как:

где – относительная скорость;

– приведённая масса взаимодействующих частиц;

– масса иона;

– масса электрона;

угловые скобки означают усреднение по скоростям теплового движения.

Если в плазме кроме заряженных присутствуют и нейтральные частицы, то время передачи импульса находится в общем случае из соотношения:

,
где индекс нумерует все частицы, присутствующие в плазме.

Рассмотрим некоторые типы элементарных процессов в плазме.

а) Соударение электронов с атомами или молекулами:

- упругое соударение электрона с атомом или молекулой:

;

- неупругие переходы между электронными состояниями атома или молекулы:

;

- ионизация атома или молекулы электронным ударом:

;

- переходы между вращательными уровнями молекулы:

;

- переходы между колебательными уровнями молекулы:

;

- диссоциативное прилипание электрона к молекуле:

;

- диссоциативная рекомбинация:

;

- диссоциация молекулы электронным ударом:

;

- прилипание электрона к атому при тройных столкновениях:

;

- рекомбинация электрона и иона при тройных столкновениях:

б) Соударение атомов и молекул:

- упругое соударение атомов и молекул:

;

- возбуждение электронных уровней при столкновениях:

;

- ионизация при столкновениях:

;

- переходы между колебательными или вращательными уровнями молекул:

;

- тушение электронно-возбуждённого состояния при столкновениях:

;

- ассоциативная ионизация:

;

- процесс Пенинга:

;

- передача возбуждения:

1.6. Квазинейтральность плазмы

Квазинейтральная плазма — это плазма, электрически нейтральная в среднем в достаточно большом объёме или за достаточно большой промежуток времени. Величины объёмов и промежутков времени, в которых проявляется квазинейтральность, определяются пространственным и временным масштабами разделения зарядов. Квазинейтральность плазмы означает, что в достаточно большом объёме плазмы количество положительных и отрицательных частиц практически одинаково. Положительно заряженные частицы — это всегда ионы, а отрицательно заряженные — обычно электроны. В результате «прилипания» электронов к нейтральным атомам в плазме могут возникать и отрицательно заряженные ионы, но они встречаются редко и имеют второстепенное значение.

Отношение числа ионизированных атомов к их полному числу в том же объёме называется степенью ионизации плазмы ():

;

В большинстве реальных случаев плазма представляет собой смесь нейтральных и заряженных частиц, при этом степень ионизации α мала. Такую систему называют слабоионизированной плазмой. Отметим, что плазмой может быть состояние, в котором 10^-3 .

Примеры слабоионизированной плазмы

Тип плазмы	Фотосфера Солнца	Е-слой дневной атмосферы	Гелий-неоновый лазер	Аргоновый лазер
, см^-3	10¹⁴	10⁵	3·10¹¹	10¹³
, см^-3	10¹⁷	10¹³	2·10¹⁶	10¹⁴
, К	6000	250	3·10⁴	10⁵
, К	6000	250	400	10³

Здесь – концентрации электронов, ионов, нейтральных частиц;

– температуры электронов и нейтральных частиц.

1.7. Плазменные технологии

Плазменные технологии широко применяются в таких областях таких как: плазменная медицина, плазменная аэродинамика, плазменная техника (дисплеи), ионная имплантация, микроэлектроника, плазменные двигатели в космосе, плазменное травление.

2.Термоядерный синтез

2.1. Общие сведения о термоядерном синтезе

КПД человеческого организма составляет примерно 0,2. Среднестатистический человеческий организм ежесуточно расходует на свою активную 16-ти часовую жизнедеятельность 4 кВт·ч, что примерно соответствует 3500 килокалориям, которые человек получает в виде пищи. В 1980 году на каждого землянина расходовалось около 3 тонн условного топлива. В 2040 – 2050 годах расходы топлива возрастут в среднем до 10 тонн на человека в год. При темпе роста 0,7% в год через 1000 лет энергия, потребляемая человечеством, сравнится с энергией, приносимой Солнцем. И это не предел, а лишь второй этап развития цивилизации. По мнению Н.Кардашёва, третий этап развития цивилизации наступит тогда, когда её энергопотребление сравнится с энергией Галактики.

Каким же путём добывать энергию, если уже сейчас тепловые электростанции опасны для человека? Они приводят к болезням сердца, хроническому бронхиту, раковым заболеваниям, ежегодно выбрасывается в атмосферу земли 130 млн тонн твёрдых веществ, 200 – двуокиси серы, 400 – окиси углерода, 60 – окислов азота, 80 млн тонн углеводородов.

Требования к энергетике

* Доступность и практически неограниченные запасы топлива.

* Высокие экологические характеристики.

* Приемлемые экономические показатели стоимос-

ти энергии.

* Возможность решать энергетическую проблему

в глобальном масштабе.

Сегодня до 80% основных потребностей в энергии обеспечиваются за счет сжигания органического топлива: нефти, газа и угля. Но з апасы его ограничены и невосполнимы.

Что же взамен органического топлива? Солнечная, ветряная и гидроэнергетика не могут обеспечить основные потребности человечества в энергии и играют лишь вспомогательную роль. Солнечная энергия слишком

≪рассеяна≫ и не везде доступна.

Гидроэнергетика уже почти полностью задействована на Земле и к тому же оказывает неблагоприятное воздействие на окружающую среду.

В природе существует процесс термоядерного синтеза, протекающий в звёздном веществе. Но как создать на Земле плазму с температурой в сотни миллионов градусов? Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра

В 1949 году атомные теоретики А.Гамов и К.Кригфилд назвали эту задачу технически почти не осуществимой. Однако весной 1956 года академик И.В.Курчатов выступил в Харуэлльском атомном центре с лекцией о проводимых в Советском Союзе экспериментах по использованию термоядерных реакций для производства электроэнергии. Так родилась проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС).

2.2. Преимущества термоядерной энергетики

1) позволит решить проблему энергетического кризиса (запасов дейтерия в воде океанов хватит примерно на 300 миллионов лет);

2) высокая экологическая чистота (исходные вещества – дейтерий и литий, а также отработанные продукты – инертный газ гелий, для окружающей среды опасности не представляют. Нейтроны, рождающиеся в процессе производства энергии, полностью используются внутри реактора);

3) термоядерный реактор не производит веществ, которые могут быть использованы для производства атомного оружия;

4) в термоядерном реакторе, даже очень большой мощности, запас энергии и рабочих веществ довольно мал. Поэтому опасность взрыва полностью исключена, а опасность радиоактивного заражения окружающей среды в случае аварии невелика.

Сейчас с уверенностью можно сказать, что решение проблемы УТС принципиально возможно.

Источником огромной энергии может служить реакция синтеза из более лёгких атомных ядер более тяжёлых. Эта энергия обусловлена существованием энергии связи протонов и нейтронов внутри ядра, возникающая за счёт действия ядерных сил.

2.3.Управляемый термоядерный синтез

Управляемый термоядерный синтез, процесс слияния лёгких атомных ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях. Скорости протекания термоядерных реакций малы из-за кулоновского отталкивания (см. Кулона закон) положительно заряженных ядер. Поэтому процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера. В природных условиях термоядерные реакции между ядрами водорода (протонами) протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет (подробнее см. Термоядерные реакции). С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием ² H и тритием ³ H) с образованием сильно связанных ядер гелия:

Именно названные реакции представляют наибольший интерес для проблемы управляемый термоядерный синтез В особенности привлекательна вторая реакция, сопровождающаяся большим энерговыделением и протекающая со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития. С этой целью рабочая зона рассматриваемой системы может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в котором будет идти процесс воспроизводства

⁶ Li + n ® ³ H + ⁴ He.

Вероятность (эффективное поперечное сечение) термоядерных реакций быстро возрастает с температурой, но даже в оптимальных условиях остаётся несравненно меньше эффективного сечения столкновений атомных. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Удельная мощность термоядерного реактора находится путём умножения числа ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

2.4. Трудности и перспективы

Трудности и перспективы. Исследования в области Управляемый термоядерный синтез сталкиваются с большими трудностями как чисто физического, так и технического характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Правда, применение сильных магнитных полей специальной конфигурации подавляет потоки частиц, покидающих зону реакции, и позволяет получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазменные образования. Электромагнитное излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетические потери определяются только тормозным излучением электронов и в случая (d, t) реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при температурах выше 4·10⁷ К.

Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, которые при рассматриваемых температурах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к резкому увеличению интенсивности сплошного спектра, к появлению линейчатого спектра и возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых металлов в качестве материала диафрагм, применение специальных устройств для улавливания чужеродных атомов и т.д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня. Точнее – «летальная» концентрация, исключающая возможность протекания термоядерных реакций, например, для примеси вольфрама или молибдена, составляет десятые доли процента.

Огромное значение, которое придаётся исследованиям в области Управляемый термоядерный синтез, объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды настоятельно требует перевода промышленного производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Но подобная реконструкция промышленности неизбежно связана с резким возрастанием энергопотребления. Между тем ресурсы минерального топлива ограничены и при сохранении существующих темпов развития энергетики будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетий (уголь). Конечно, наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения сильно затрудняет радикальное решение этой проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромных радиоактивных отходов (альтернатива: выброс радиоактивных отходов в космос). По имеющимся оценкам, радиоактивная опасность установок на У. т. с. должна оказаться на три порядка величины ниже, чем у реакторов деления. Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум следует искать в сочетании солнечной энергетики и Управляемый термоядерный синтез.

2.5. Создание ТОКАМАК

Условия протекания энергетически выгодной термоядерной реакции

* Температура топлива (плазмы из дейтерия и трития) около 100 млн градусов.

* Плотность (n) и время ≪жизни≫ (τE) горячей плазмы должны быть достаточно большими, чтобы успели произойти столкновение ядер дейтерия и трития и их слияние (под τE здесь понимается характерное время остывания плазмы при выключенной мощности нагрева).

Как удерживать вещество в таком экстремальном (100 млн градусов!) состоянии? На Солнце это делают гравитационные поля. А на Земле? В 1950 году академики А.Д. Сахаров и И.Е. Тамм предложили использовать магнитное поле для удержания плазмы. Магнитное поле ограничивает движение заряженных частиц высокотемпературной плазмы и термоизолирует ее от стенок камеры, в которой она создается.

Общая идея магнитной термоизоляции породила массу конкретных решений.

Выдающиеся российские ученые под руководством академика Л.А. Арцимовича разработали и реализовали концепцию термоядерной установки ТОКАМАК (ТОроидальная КАмера МАгнитная Катушка) С 1969 года российские установки токамак с магнитным удержанием плазмы стали мировым лидером в исследованиях по управляемому термоядерному синтезу и сегодня считаются наиболее пригодными для создания термоядерного реактора. Классический токамак представляет собой тороидальную камеру в виде бублика, помещенную в тороидальное магнитное поле. В камере создается электрическое поле, приводящее к электрическому пробою газа и образованию плазмы. В плазме возникает продольный ток. Комбинация магнитного поля этого тока и тороидального магнитного поля создает условия для удержания и термоизоляции плазмы. Для поддержания плазменного витка с током в нужном положении создается поперечное к плоскости витка магнитное поле. Ток в плазме выполняет и другую существенную роль – он осуществляет начальный омический нагрев плазмы, как любого проводника. Этот способ нагрева плазмы позволяет поднять ее температуру лишь до 20–25 млн градусов. Этого недостаточно, и поэтому в систему входят устройства дополнительного нагрева плазмы до термоядерных температур. 1968 году на Международной конференции по физике плазмы ученые из ИАЭ им. И.В. Курчатова доложили о получении на установке ≪Токамак-3≫ устойчиво удерживаемой плазмы с температурой около 5 млн градусов. Это намного превосходило все, что было достигнуто в мире по другим направлениям исследований. За рубежом начался ≪токамачный≫ бум.

Схема классического токамака

1 - катушки полоидального магнитного поля

2 - вакуумная камера

3 - индуктор

4 - плазма

5 - катушки тороидального магнитного поля

Установки типа токамак, помимо СССР, стали основным направлением исследований в США, Англии, Франции, Японии и других странах.

Для энергетически выгодного процесса энергия, выделяющаяся в результате термоядерной реакции синтеза, должна быть, естественно, больше энергии, потраченной на создание и нагрев плазмы до ≪термоядерных≫ температур. Если обозначить отношение этих энергий через Q, то, как показали детальные расчеты, для реактора требуется Q > 5. Для энергетического термоядерного реактора на основе установок токамак необходимо достижение следующих параметров:

Т> 100 млн. градусов,

τ > 1 секунда (время «жизни» горячей плазмы),

Q> 5.

Такова была цель многолетних исследований.

В мире было сооружено около 300 установок типа токамак. Наиболее крупные из них были построены в Европе, Японии, США и России.

Установка Т-10 (Россия). На установке получена дейтериевая плазма с температурой около 12 млн градусов Установка TFTR (США). В дейтериевотритиевой плазме осуществлена термоядерная реакция с выделяемой мощностью около 10 МВт в импульсе длительностью 0,3 с Установка JET (Англия). В дейтериевотритиевой плазме осуществлена термоядерная реакция с выделяемой мощностью 17 МВт и Q ≈0,6 Установка JT-60 (Япония). Получена дейтериевая плазма, дающая в пересчете на равнокомпонентную D–T-смесь Q ≈ 1,25__

2.6. Создание ИТЭР

Дальше – демонстрация управляемой реакции синтеза с термоядерной мощностью несколько сотен мегаватт и отработкой технологии ее практического использования. Для реализации этого шага Россия, Европа, США и Япония решили объединить свои научные, технические и финансовые усилия для совместной разработки технического проекта первого в мире экспериментального термоядерного реактора, получившего название ИТЭР (ITER – International Thermonuclear Experimental Reactor). Эта идея была выдвинута и активно поддержана президентами М. Горбачевым, Р. Рейганом и Ф. Миттераном. Работа над эскизным проектом реактора началась в 1988 году, а в 1992 году было подписано Международное соглашение о разработке технического проекта реактора ИТЭР и международная команда специалистов приступила к работе. Председателем руководящего органа Международного проекта – Совета ИТЭР, был избран академик Е.П. Велихов.

2.7. Основные программные цели проекта ИТЭР

1) Демонстрация научно технической осуществимости использования термоядерной энергии промышленных масштабов в мирных целях

2) Достижение зажигания контролируемой термоядерной реакции при десятикратном превышении термоядерной мощности над мощностью, затраченной на создание и нагрев плазмы

3)Демонстрация режима длительного горения плазмы

4)Разработка систем и технологий, необходимых для энергетического термоядерного реактора, и их испытание в интегрированном виде.

Технический проект реактора ИТЭР завершен в 2001 году.

В рамках Федеральной целевой программы ≪Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР≫ Россия приняла участие в разработке, изготовлении прототипов и испытании основных элементов реактора.

2.8. Схема ИТЭР

Схема реактора ИТЭР:

габаритные размеры реактора ~ 40 х 40 метров

1 – центральный соленоид (индуктор); 5 – криостат

2 – катушки полоидального магнитного поля; 6 – дивертор

3 – катушка тороидального магнитного поля;

4 – вакуумная камера;

Схема реактора ИТЭР в основном повторяет классический российский токамак, рожденный в давние 60-е годы ХХ века. Существенными техническими отличиями от первых токамаков являются введении дивертора – устройства для очистки плазмы от ≪примесей≫, вытянутое по вертикали поперечное сечение плазмы и использование сверхпроводников для создания магнитных полей в реакторе. Последнее принципиально, так как будущий энергетический реактор бесперспективно делать с проводниками из меди.

Предусматриваются два этапа работы реактора ИТЭР. На первом этапе реактор будет работать в импульсном режиме при мощности термоядерных реакций 400–500 МВт и длительности импульса ~ 400 с. На втором этапе будет отрабатываться режим непрерывной работы реактора, а также система воспроизводства трития. При непрерывной работе реактора в течение одного года с термоядерной мощностью 500 МВт потребление трития из внешних источников составит 20 кг.

2.9 Проектные параметры реактора ИТЭР

Проектные параметры реактора ИТЭР:

Полная термоядерная мощность, МВт 500(700)

Отношение термоядерной мощности к мощности дополнительного нагрева, Q ≥ 10

Средняя нейтронная нагрузка на стенку, МВт/м2 0,57(0,8)

Время горения плазмы в индуктивном режиме, с ≥400

Большой радиус плазмы, м 6,2

Малый радиус плазмы, м 2,0

Ток плазмы, МА 15 (17)

Тороидальное магнитное поле на оси, Тл 5,3

Объем плазмы, м3 837

Площадь поверхности плазмы, м2 678

Мощность дополнительного нагрева, МВт 73

2.10 Безопасность ИТЭР

В термоядерном реакторе физически невозможен ≪разгонный≫ (взрывной) характер процесса. Безопасность термоядерного реактора обеспечивается за счет реализации концепции глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении трехступенчатой системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения, радиоактивных и токсических веществ в окружающую среду, системы мер по защите физических барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды. Проект ИТЭР отвечает следующему требованию безопасности: при любых авариях уровень воздействия на окружающую среду не требует эвакуации населения.

2.11.Сооружение реактора ИТЭР

В сооружении реактора принимают участи семь стран: Европейский Союз, Китай, Индия, Япония, Республика Корея, Россия, США. Полная стоимость сооружения реактора ИТЭР оценивается в 5 млрд. евро. Доля России в сооружении – до 10% от стоимости(поставка оборудования).

Срок строительства 8-10 лет.

Место строительства: Кадараш, Франция.

Комплекс ИТЭР – это площадка размером 0,4 х 0,6 км.

2.12. Вклад России в реактор ИТЭР

Вклад России в проект ИТЭР заключается в поставках высокотехнологичного оборудования, основных систем реактора, разработкой и испытанием прототипов которого российские специалисты занимались на стадии технического проекта реактора ИТЭР.

В России изготовлена уникальная катушка –вставка для испытания кабеля в условиях, приближенных к работе реактора ИТЭР. На стенде в Японии прошли ее успешные испытания. Россия технологически готова к поставке сверхпроводящего кабеля и катушек для магнитной системы ИТЭР.

Что даст России участие в реализации проекта ИТЭР:

* Будет признан научный приоритет России, предложившей миру концепцию установок Токамак в качестве реального пути создания термоядерной энергетики.

* Россия станет полноправным участником отработки технологий получения энергии управляемого термоядерного синтеза на реакторе ИТЭР для практических целей и будет обладать научной и технологической базой данных, необходимых для создания новой энергетики будущего.

* Участие России в сооружении реактора путем изготовления и поставки его элементов позволит создать передовые промышленные технологии и увеличить долю этих технологий в структуре российского экспорта, а также будет способствовать созданию в нашей промышленности современной международной системы контроля качества и сертификации продукции.

* Россия получит уникальный опыт сооружения и эксплуатации энергетических термоядерных реакторов и обеспечит подготовку научных и инженерных кадров для создания будущих энергетических термоядерных реакторов в нашей стране.

2.13. Общие сведения о термоядерном оружие

Термоядерное оружие (Водородная бомба) — тип оружия массового поражения, разрушительная сила которого основана на использовании энергии реакции ядерного синтеза лёгких элементов в более тяжёлые (например, синтеза одного ядра атома гелия из двух ядер атомов дейтерия (тяжёлого водорода)), при которой выделяется колоссальное количество энергии. Имея те же поражающие факторы, что и у ядерного оружия, термоядерное оружие имеет намного большую мощность взрыва. Теоретически она ограничена только количеством имеющихся в наличии компонентов. Следует отметить, что часто упоминаемое утверждение о том, что радиоактивное заражение от термоядерного взрыва гораздо слабее, чем от атомного, касается реакций синтеза, которые используются только совместно с гораздо более «грязными» реакциями деления. Термин «чистое оружие», появившийся в англоязычной литературе, к концу 1970-х годов вышел из употребления. На деле всё зависит от выбранного типа реакции, используемой в том или ином изделии. Так, включение в термоядерный заряд элементов из урана-238 (При этом, используемый в водородной бомбе уран-238, распадается под действием быстрых нейтронов и даёт радиоактивные осколки. Сами нейтроны производят наведённую радиоактивность.) позволяет намного (до пяти раз) повысить общую мощность взрыва, но значительно (в 5-10 раз) увеличивает количество радиоактивных осадков.

Список используемой литературы:

- И.А.Котельников, Семинар плазменных лабораторий ИЯФ, 2007

-Энергетика будущего Международный проект ИТЭР,2005

- nano-news.net «Россия поставит для проекта ИТЭР оборудование на 100 млн евро», 2011

-iter.org, 2011