Нерешенные проблемы термоядерного синтеза. Надежды и перспективы

Проведем анализ происходящих процессов.

Прием диаметр шарика-мишени равным 2 мм. Его объем составит 4,2·10^-3 см³. С учетом трехкратной разницы в плотностях (плотность трития составляет ~0,24 г/см³; дейтерия ~0,08 г/см3) занимаемые ими объемы для создания в смеси равного числа частиц реагентов будут равны соответственно 1,4·10^-3 и 2,8·10^-3 см³.При этом исходный энергетический потенциал оказался бы равным 0,67·10²⁰·2,82·10^-12Дж=1,89·10⁸Дж/м³, практически совпадающий с таким же параметром для 1м³ рабочей смеси в токамаке. Однако объемная плотность частиц в нашем случае с учетом предполагаемого уплотнения в ~1000 раз оказывается значительно выше.

Если начальный объем 4,2·10^-3см³=4,2·10^-9 м³ сократится до 4,2·10^-12м³, концентрация частиц окажется равной 1/м³ =3,19·10³¹ 1/м³ против 10²⁰ 1/м³ в токмаке

Однако даже столь высокая плотность не гарантирует значительной доли прореагирущего материала мишени. Повод для сомнений дает большая (несколько сантиметров) средняя величина свободного пробега до столкновения частиц.

Реальное срабатывание ~70% имеющегося энергетического потенциала может дать выход около 1,3·10⁸ Дж, что является оптимистической оценкой. Только 20% этого количества энергии 2,6·10⁷ Дж имеет тепловую природу и связана с образующимся гелием. Остающаяся часть (1,04·10⁸Дж) – энергия нейтронов. Преобразовать эту энергию непосредственно в тепловую крайне расточительно.

В ядерном реакторе, где большая часть загрузки – неделящийся ²³⁸U, нейтрон как продукт термоядерной реакции может трансформировать его в элемент ²³⁹Рu (плутоний), являющийся уже делящимся. При этом будет затрачено ~2 Мэв энергии нейтрона из располагаемых >14 Мэв.

В итоге мы получим 212 Мэв энергии вместо 14 Мэв, т. е. увеличим выход в 15 с лишним раз. В сумме полученная энергия составит ~1,6·10⁹ Дж. Однако на это можно рассчитывать только в случае реализации гибридного реактора, предполагающего непосредственную связь термоядерной стадии и ядерной установки с дополнительной функцией конвертора.

Такую гибридизацию с камерой инерциального удержания плазмы выполнить практически невозможно.

Отметим еще раз низкий уровень собственно теплового потока для сферической камеры термоядерной установки.

Принимая ее радиус равным 3м., получим тепловой поток на уровне 2,3·10⁵ Дж/м²≈64 Вт·час, образующийся в импульсном режиме, демпфируемый во времени тепловодностью стенки.

Ее подогрев при толщине 10 мм составит менее 10 град.

4. О возможности осуществления температурного синтеза в жидком состоянии

Препятствием к реализации проекта токамака является не только низкий уровень выделения энергии на единицу поверхности, но и невозможность использования энергии нейтронов для конвертирования ²³⁸U в делящийся плутоний. Это представляет единственный способ реабилитации данной концепции термоядерного синтеза.

Те же недостатки в несколько меньшей степени характерны и для проекта инерциального удержания плазмы, хотя он является существенным шагом в развитии актуальной проблемы.

Здесь находит выражение попытка повышения эффективности термоядерного синтеза за счет увеличения объемной концентрации реагентов, что является обязательным фактором.

Высокая концентрация дейтерия и трития достигается переводом их в твердое состояние применением сложной технологии (глубокое охлаждение до нескольких градусов Кельвина).

Сравнимая концентрация реагентов устанавливается и в их соединении с литием (дейтерид и тритид). В твердом состоянии их плотность составляет 0,7÷1,0 г/см³, температура плавления около 700^о С. Концентрация D и Т находится на уровне 10²⁸ 1/м³. Для облегчения термоядерной реакции предпочтительней использование не смеси этих соединений, а вещества, образованного насыщением лития газовой смесью дейтерия и трития.