Физика_лек_pdf / Модуль 11. Физика атомного ядра

Энергия возбужденного дочернего ядра может быть выделена и другими способами. Возбужденное ядро может испустить какую-либо частицу: протон, нейтрон, электрон или-частицу. Наконец, образовавшееся в результате -распада возбужденное ядро может отдать избыток энергии непосредственно одному из электронов K , L или M оболочки атома, в результате чего электрон вылетает из атома. Этот процесс называется внутренней конверсией . Возникшее в результате вылета электрона вакантное место будет заполняться электронами с вышележащих энергетических уровней, что сопровождается испусканием характеристических рентгеновских лучей.

Бета-распад

Существует три разновидности -распада. В одном случае ядро, претерпевающее превращение, испускает электрон, в другом — позитрон, в третьем случае, называемом электронным захватом (е -захватом), ядро поглощает один из электронов К -оболочки (или L или M -оболочки, что бывает реже).

1) – — распад или электронный распад протекает по схеме:

Наряду с электроном испускается также антинейтрино Весь процесс протекает

Бета распад может сопровождаться испусканием -лучей. Механизм их возникновения тот же, что и в случае альфа-распада: дочернее ядро возникает не только в нормальном, но и в возбужденных состояниях. Переходя затем в состояние с меньшей энергией, ядро испускает -фотон.

Пример бета-распада — превращение тория в протактиний с испусканием электрона

иантинейтрино:

Вотличие от -частиц со строго определенной энергией, -электроны обладают разнообразной кинетической энергией от 0 до Е max .

Существование еще одной частицы, которая испускается при бета-распаде вместе с электроном, предсказал в 1932 г. В. Паули. Так как эта частица никак себя не обнаруживает, то предположили, что она нейтральна и обладает весьма малой массой. В настоящее время установлено, что масса покоя этой частицы равна нулю. По предложению Э. Ферми ее назвали нейтрино , что означает «маленький нейтрон». Непосредственное экспериментальное доказательство существования нейтрино было получено только в 1956 г.

В соответствии с принятой классификацией при -распаде испускается антинейтрино.

Энергия, выделяющаяся при -распаде, распределяется между электроном и антинейтрино в самых разнообразных пропорциях.

2) Позитронный распад или + -распад протекает по схеме:

Пример — превращение азота в углерод:

Процесс сопровождается испусканием позитрона e + и нейтрино , возможно также возникновение -лучей.

Процесс + -распада протекает так, как если бы один из протонов ядра превратился в нейтрон, испустив при этом позитрон и нейтрино:

Для свободного протона такой процесс невозможен по энергетическим соображениям, так как масса протона меньше массы нейтрона. Однако протон в ядре может замиствовать требуемую энергию от других нуклонов, входящих в состав ядра.

3) Электронный захват заключается в том, что ядро поглощает один из К - электронов (реже L или M -электронов) своего атома, в результате чего один из протонов превращается в нейтрон, испуская при этом нейтрино:

Возникшее ядро может оказаться в возбужденном состоянии. Переходя затем в более низкие энергетические состояния, оно испускает -фотоны. Схема процесса:

Место в электронной оболочке, освобожденное захваченным электроном, заполняется электронами из вышележащих слоев, в результате чего возникают рентгеновские лучи.

Пример электронного захвата — превращение калия в аргон:

Активность радиоактивного вещества

Активностью радиоактивного препарата называется число распадов, происходящих в препарате за единицу времени.

Если за время dt распадается dN ядер, причем: то активность:

то есть активность препарата равна произведению постоянной распада на количество имеющихся в препарате нераспавшихся ядер.

Единица активности в СИ — беккерель (Бк). 1 Бк — активность нуклида (атомного ядра), при которой за 1 с происходит 1 акт распада.

Ядерные реакции

Ядерные реакции — это превращения атомных ядер при взаимодействии с элементарными частицами (в том числе и с -квантами) или друг с другом.

Наиболее распространенная ядерная реакция проходит по схеме:

где X и Y — исходное и конечное ядра; а и b — бомбардирующая и испускаемая в ядерной реакции частицы.

Влюбой ядерной реакции выполняются законы сохранения электрических зарядов и массовых чисел: сумма зарядов (массовых чисел) ядер и частиц, вступающих в ядерную реакцию, равна сумме зарядов (массовых чисел) конечных продуктов (ядер и частиц) реакции. Выполняются также законы сохранения энергии, импульса, момента импульса.

Вотличие от радиоактивного распада, который протекает всегда с выделением энергии, ядерные реакции могут быть как с выделением энергии, так и с поглощением энергии.

При объяснении ядерных реакций опираются на предположение Н. Бора о том, что ядерные реакции протекают в две стадии по схеме:

.

Первая стадия — это захват ядром X частицы a , приблизившейся к нему на расстояние действия ядерных сил (~ 10-15 м), и образование промежуточного ядра С , называемого составным или компаунд-ядром. Энергия влетевшей в ядро частицы быстро распределяется между нуклонами составного ядра, в результате чего оно переходит в возбужденное состояние. При столкновении нуклонов составного ядра, один из нуклонов или -частица могут получить энергию, достаточную для вылета из ядра. В результате возможна вторая стадия ядерной реакции — распад составного ядра на ядро Y и частицу b .

Ядерные реакции классифицируются по признакам:

1)по роду участвующих в них частиц — реакции под действием нейтронов, реакции под действием заряженных частиц (протонов, -частиц), реакции под действием - квантов;

2)по энергии вызывающих их частиц — реакции при малых энергиях (~ эВ), происходящие в основном с участием нейтронов; реакции при средних энергиях (до

нескольких МэВ), происходящие с участием -квантов и заряженных частиц (протонов, -частиц); реакции при высоких энергиях (сотни и тысячи МэВ), приводящие к рождению отсутствующих в свободном состоянии элементарных частиц;

3)по роду участвующих в них ядер — реакции на легких ядрах (А < 50); на средних ядрах (50 < А < 100); на тяжелых ядрах (А > 100);

4)по характеру происходящих ядерных превращений — реакции с испусканием нейтронов; реакции с испусканием заряженных частиц; реакции захвата, когда составное ядро не испускает частиц, а переходит в основное состояние, излучая один или несколько

-квантов.

Первая в истории ядерная реакция осуществлена Э. Резерфордом при бомбардировке ядра азота -частицами, испускаемыми радиоактивным источником:

Цит. по: Конспект лекций по дисциплине «Физика» для студентов технических специальностей заочной формы обучения. Ч. 2 / Сост. В.А. Сарафанова / — Тольятти: ТГУ, 2008. — С. 103–112.

Цепная реакция деления тяжелых ядер

Ядерные реакции, как отмечалось ранее, наиболее часто происходят в результате столкновения ядра с налетающей на него частицей, например нейтроном. При этом частица должна приблизиться к ядру на расстояние, соответствующее появлению ядерных сил. Под действием ядерных сил ядро тяжелого химического элемента захватывает частицу и возбуждается, так как нейтрон передает ему свою внутреннюю энергию. Поскольку внутренняя энергия ядра возросла, увеличиваются интенсивность движения нуклонов и расстояние между ними. Это приводит к ослаблению короткодействующего ядерного взаимодействия между нуклонами. Ядро теряет устойчивость, деформируется с прогрессирующим раздваиванием. Ядерные силы, действующие в перемычке раздваивающегося ядра, не могут противостоять кулоновскои силе отталкивания одноименно заряженных протонов и частей ядра в целом. Перемычка разрывается, и ядро распадается на два более легких ядра-осколка, которые разлетаются с огромными скоростями, унося с собой до 80% энергии связи. Массовые числа осколков находятся в пределах от 70 до 160. Однако масса одного из осколков, как правило, равна ~2/3 исходной массы ядра. Описанное явление получило название «деление ядра». Приоритет в открытии его в 1938 г. принадлежит немецким ученым О. Гану и Ф. Штрассману.

Продукты деления ядер тяжелых химических элементов разнообразны. Самым тяжелым из химических элементов, встречающихся в природе, является природный радиоактивный уран. Важнейшие из продуктов радиоактивного распада урана: торий-230 (период полураспада 75 000 лет), радий-226 (1600 лет), полоний (210 лет), радон-222 (3,8 суток), а также цезий, стронций и др. Все они радиоактивны и испускают γ-кванты, β - частицы и запаздывающие нейтроны. Последние выбрасываются радиоактивными

осколками в течение нескольких минут после акта деления и составляют около 1% всех рождающихся нейтронов.

Остальные 20% атомной энергии приходятся на радиоактивное β- и γ-излучение и испускание 2–3 нейтронов в момент деления ядра. Эти нейтроны называют мгновенными. Диапазон возможных значений их кинетической энергии широк и составляет примерно

1,6 · (10–19 –10–12 ) Дж. Большинство мгновенных нейтронов однако имеют энергию (1,5– 3) · 1013 Дж. Нейтроны с энергией Ek > 3 · 10–13 Дж называют быстрыми, нейтроны

меньшей энергии — медленными. Нейтроны с очень малыми энергиями называют тепловыми.

Распадаться на две части под действием нейтронов, как уже известно, могут ядра всех тяжелых химических элементов, начиная с порядкового номера 83. Практический же

интерес представляют изотопы урана и плутоний . Ядра, состоящие из нечетного числа нейтронов, делятся под действием нейтронов любой энергии: быстрых, медленных и тепловых. Реакция деления, например, ядра урана — 235, называемого актиноураном, выглядит следующим образом:

(возможно образование ядер других элементов). В результате реакции выделяется значительная энергия, так как масса ядра урана больше суммарной массы осколков деления. Осколки деления связаны более прочно и имеют меньшую массу. В этом можно убедиться, пользуясь зависимостью удельной энергии связи ядер от массового числа. Для урана удельная энергия связи составляет 7,6 МэВ/нуклон, а у осколков деления — 8,5 МэВ/нуклон. Разность удельных энергий связи между исходным ядром урана и осколками деления достигает примерно 8,5 · 7,0 = 0,9 МэВ/нуклон. Так как в процессе деления участвует 236 нуклонов, то выделяющаяся энергия равна: 0,9 · 236 = 200 МэВ. В результате деления одного ядра энергия ничтожно мала. Но если одновременно делится большое число ядер урана, то в макроскопическом объеме будет выделяться огромная энергия.

Ядра, состоящие из четного числа нейтронов, делятся только под действием

быстрых нейтронов. Следовательно, ядра урана делятся под действием быстрых нейтронов. Медленные и тепловые нейтроны поглощаются ураном-238 без деления (правило Бора).

Образование мгновенных нейтронов при делении тяжелых ядер создает возможность саморазвивающейся цепной реакции. Для актиноурана цепная реакция происходит следующим образом. Началом реакции является попадание блуждающего медленного нейтрона в одно из ядер урана и его деление на осколки. Возникающие при этом 2–3 мгновенных нейтрона попадут в 2–3 других ядра и вызовут их деление. В результате появится 4–9 мгновенных нейтрона, способных вызвать деление следующих 4– 9 ядер на осколки и т.д. Таким образом, число мгновенных нейтронов и реагирующих ядер возрастает в геометрической прогрессии. Это приводит к охвату всего радиоактивного вещества цепной реакцией деления и выделению энергии. Энергия, освобождаемая при делении всех ядер 1 кг актиноурана, равна 79,2 ТДж и эквивалентна энергии, получаемой при полном сгорании 3 · 106 кг угля или 2,5 · 106 кг нефти.

Существуют причины, уменьшающие число нейтронов, активно участвующих в цепной реакции. Поэтому скорость развития цепной реакции характеризуют коэффициентом размножения нейтронов, равным отношению числа нейтронов Ni , вызывающих деление ядер вещества на данном этапе реакции, к числу нейтронов Ni –1 , вызвавших деление на предыдущем этапе реакции: k = Ni / Ni –1 . При k < 1 цепная реакция невозможна. При k = 1 цепная реакция протекает с постоянной скоростью и реализуется в ядерных реакторах. Если коэффициент размножения нейтронов незначительно превышает единицу, то интенсивность реакции быстро нарастает и при значениях k = 1,01 возможен взрыв.

Коэффициент размножения нейтронов зависит от изотопного состава вещества, его природы и массы, от геометрической формы занимаемого им объема. Потеря мгновенных нейтронов минимальна при шаровой форме вещества. Значение коэффициента « k » при этом максимально. Если масса расщепляющегося вещества мала, то мгновенные нейтроны в основном вылетают в окружающую среду и k < 1. Если же масса ядерного материала велика, то k ≥ 1. Минимальную массу, делящегося вещества, при которой k ≥ 1, называют критической массой.

Величина критической массы природного урана U -238 равна 3000 кг. Такое значение критической массы обусловлено тем, что природный уран-238 имеет четное число нуклонов, и поэтому цепная реакция деления возможна только в реакторах очень больших размеров. Это приводит к необходимости обогащать природный уран добавлением в него U -235 от 1–3 до 40–80%. Первые цифры относятся к реакторам электростанций, а последние — к реакторам некоторых транспортных систем. Необходимость обогащения вызвана тем, что природный уран, добываемый из земной коры, содержит всего лишь 0,712% U -235. Так вот, критическая масса слабо обогащенного урана равна 10 кг, для полностью обогащенного — 3 кг.

Управляемая цепная реакция деления. Ядерные реакторы

Промышленное использование ядерной энергии возможно, как отмечалось , при условии k = 1, когда цепная реакция управляема и протекает с постоянной скоростью. Устройство для осуществления самоподдерживающейся реакции деления ядер называют ядерным реактором. Первый реактор, предназначавшийся для наработки 239 Pu , был пущен в декабре 1942 г. в Чикаго под руководством Э. Ферми. В 1946 г. в СССР под руководством академика И.В. Курчатова был пущен реактор такого же типа, а в 1954 г. — первая в мире атомная электростанция (АЭС). Реакторы классифицируют по многим признакам: по назначению (энергетические, исследовательские и реакторыразмножители); по энергетическому спектру нейтронов (медленные — тепловые; промежуточные и быстрые); по способу размещения горючего в замедлителе (гетерогенные и гомогенные); по роду замедлителя (графитные, тяжеловодные, реакторы на обычной воде, реакторы с бериллиевым и окисно-бериллиевым замедлителем); по роду теплоносителя (газовые, водяные, жидкометаллические и т.п.); по тепловой схеме (одно-, трехконтурные); по конструктивной схеме (канальные и корпусные). Однако общим для реакторов всех типов является наличие активной зоны, где происходит реакция. В активной зоне находится топливо. Регулирование скорости цепной реакции («сгорания топлива») в реакторе достигается введением в массу ядерного топлива подвижных стержней. Стержни выполняют функцию поглотителя быстрых нейтронов, испускаемых

при делении и необходимых для поддержания реактора в критическом состоянии, когда k = 1. Подвижные управляющие стержни изготавливают из кадмия или бора. В качестве же замедлителей быстрых нейтронов могут использоваться: тяжелая вода,

графит , бор, бериллий и другие химические элементы и их соединения. Активная зона окружена отражателем, например, из бериллия, графита, тяжелой и обычной воды для уменьшения утечки нейтронов. Это делает возможным работу реактора при меньшем количестве ядерного топлива. Наиболее опасно излучение быстрых нейтронов и жестких γ-квантов. Поэтому для снижения радиоактивного излучения до безопасного уровня за отражателем расположена биологическая защита. В большинстве случаев в качестве биологической защиты применяют слой бетона толщиной до 2,5 м.

Розжиг реактора начинают при k > 1, когда регулирующие стержни выведены из активной зоны атомного реактора. Именно таким образом начинается цепная реакция деления в тепловыделяющих элементах — твэлах. Твэлы бывают стержневые и пластинчатые. По мере размножения нейтронов стержни вводятся в каналы между тепловыделяющими элементами и замедляют реакцию деления, ноглощая часть нейтронов, до k = 1. Тепловыделяющий элемент имеет диаметр 1,5 см и длину 4–5 м. Основной конструктивной деталью его является сердечник из таблетированного диоксида урана. Ядерные реакторы укомплектованы примерно двумястами твэлов. Суммарная масса урана в них достигает 100 т. Уран обогащен изотопом урана с массовым числом 235

или плутонием . Количество в начале эксплуатации равно 3%, в конце — 1%. На обогащенном уране работают водоохлаждаемые реакторы, а на природном — охлаждаемые углекислым газом. Срок эксплуатации твэлов — примерно три года. После чего они удаляются из ядерного реактора и заменяются новым ядерным топливом. Для облегчения перезарядки реактора тепловыделяющие элементы объединяются в тепловыделяющие сборки. Облученные твэлы высокорадиоактивны и содержат около 200 расщепляющихся продуктов. Алюминиевые и магниевые оболочки твэлов чувствительны к излучениям и температурам. Под их воздействием урановые стержни твэлов и их оболочки сильно деформируются уже при температуре в окрестности 300 °С. В оболочках возникают мелкие трещины и через них радиоактивные вещества попадают в воздух и воду. С учетом изложенного предел температуры теплоносителей составляет примерно 270 °С. Однако с помощью ряда конструктивных мероприятий и выбора соответствующих материалов активной зоны (металлокерамики, оболочек из циркониевых сплавов и др.) этот предел удалось поднять до 350–560 °С в реакторах с пароводяным рабочим телом и до 700–800 °С в реакторах с газовым и жидкометаллическим теплоносителем. Описанная конструкция реактора называется гетерогенной.

Цепная реакция ведется на медленных и тепловых нейтронах, которые хорошо поглощаются ядрами любого из указанных выше радиоактивных элементов, вызывая их деление. Осколки урановых ядер, образующиеся в процессе цепной реакции, тормозятся замедлителем и отдают ему свою кинетическую энергию. Это приводит к повышению температуры в активной зоне реактора до 800-900 К. Получаемая таким образом теплота отводится из активной зоны реактора теплоносителем. Наилучшими теплоносителями считаются жидкие металлы Na и K , затем вода (тяжелая и обычная), органические теплоносители (дифенил и др.) и СО2 .

Затем тепловой потенциал теплоносителя преобразуется в энергию пара вторичного теплоносителя — рабочего тела, которая затем превращается в механическую энергию вращения ротора турбины, на валу которой находится ротор электрического генератора. Наилучшим рабочим телом считается гелий. И в основном потому, что он не поддается радиационной активации.

В медленных реакторах используется менее 1% энергоемкости природного урана. Поэтому будущее ядерной энергетики планируется в расчете на быстрые реакторы-

размножители, в которых используется природный уран. Поглощая быстрый нейтрон,

ядро урана-238 превращается в ядро радиоактивного изотопа ( T = 23 мин):

Ядро изотопа переходит в ядро радиоактивного трансуранового элемента нептуния (Т=2,3 дня)

который затем, испуская β-частицу, превращается в ядро трансуранового элемента плутония:

Период полураспада плутония — 24 100 лет. Поэтому реакция этого типа позволяет получить ядерную энергию при одновременном получении другого радиоактивного топлива — плутония с нечетным числом нейтронов. Точнее, на каждое разделившееся ядро урана или нептуния образуется больше одного ядра нового, способного к делению плутония. К концу XX века в мире будет сосредоточено 1700 т плутония. Кстати, на изготовление одной бомбы необходимо 5 кг. Возникает вопрос о том, что делать с таким количеством плутония.

До настоящего времени нет ясности в вопросе стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС. Навряд ли она меньше стоимости электроэнергии, получаемой на ТЭС

Отметим наиболее существенные проблемы атомной энергетики. Это прежде всего, высокая стоимость предприятий по добыче и обогащению урана. В процессе управляемой цепной реакции почти 99% ядерного топлива идет в отходы, которые невозможно уничтожить и нельзя хранить на обычных складах. Количество ядерного мусора растет на каждом этапе ядерного топливного цикла, начинающегося на стадии добычи сырья на урановых рудниках. Элементы здания АЭС, технологическая аппаратура, соприкасающиеся с ядерными энергоносителями и продуктами их распада, подвергаются радиоактивному заражению и становятся источниками радиации, требующими тщательного захоронения. Захоронение радиоактивных отходов, предприятий по переработке ядерного топлива и самой АЭС после 30-летнего срока эксплуатации представляет самую трудную задачу ядерной энергетики. Более подробно проблемы «мирного» использования энергии атома будут рассмотрены ниже.

По данным Международного агентства по атомной энергетике (МАГАТЭ), в настоящее время число действующих в мире реакторов достигло 426. Суммарная электрическая мощность реакторов составляет 320 ГВт. В мировом энергетическом балансе это соответствует 17% производства электроэнергии. Больше всего АЭС в США

— 110, затем во Франции, бывшем СССР, Англии, Японии. Мировое лидерство в развитии атомной энергетики принадлежит Франции, АЭС которой вырабатывают почти 75% всего объема электроэнергии. Однако в целом в мире имеет место тенденция сокращения строительства новых АЭС.

Ядерные реакторы использовались также в качестве нестационарных энергетических установок на ледоколах «Ленин» (введен в эксплуатацию в 1960 г. Имеет три реактора общей тепловой мощностью 270 МВт, работающих на диоксиде урана, обогащенном до 5% ураном-235. Суточный расход урана — 0,7 кг), «Арктика» (введен в эксплуатацию в 1972 г. Общая энергетическая мощность турбоэлектрической машинной установки достигает 55 МВт) и «Сибирь». Особенно широкое использование получили водо-водяные реакторы на подводных лодках.

Термоядерная реакция синтеза легких ядер. Проблема управляемой термоядерной реакции

Реакции синтеза легких атомных ядер в более тяжелые называют термоядерными. Необходимым условием протекания термоядерных реакций является наличие температуры порядка 107 K . При такой температуре вещество находится в плазменном состоянии, когда атомы полностью ионизированы, и вещество представляет смесь быстродвижущихся электронов и атомных ядер. Кинетическая энергия теплового движения ядер атомов при такой температуре оказывается достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания и сближения ядер на расстояния, при которых действуют ядерные силы притяжения.

На основании эквивалентности энергии и массы можно вычислить энергию, выделяющуюся или затрачиваемую при протекании любой ядерной реакции, если знать массы всех ядер и частиц, участвующих в реакции. Пусть m 1 — суммарная масса всех исходных частиц, т 2 — суммарная масса всех получаемых в результате реакции частиц. Тогда количество энергии, выделяющейся или затрачиваемой при протекании реакции, равно: E = ( m 1 – m 2 ) c 2 , Дж. Если m 1 > m 2 , то Е > 0 И реакция идет с выделением энергии. Однако m 2 будет меньше m 1 в случае, когда удельная энергия связи продуктов реакции будет больше удельной энергии связи исходных ядер. И следовательно, с выделением энергии могут проходить два вида реакций: реакция синтеза легких ядер и реакция деления тяжелых ядер. При этом не следует упускать из вида, что энергия реакции выделяется в форме кинетической энергии ее продуктов.

Чем больше разница в массе между свободными нуклонами и ядром, то есть чем меньше масса ядра, тем больше энергия связи. Среди легких элементов наибольшую

энергию связи, а тем самым и устойчивость атомных ядер, имеют . Это значит, что реакции синтеза легких ядер, в результате которых получаются указанные ядра, являются в энергетическом отношении самыми выгодными. Современные астрофизики убеждены в том, что энергия звезд — результат термоядерного синтеза. Ближайшая из звезд — Солнце, заимствует свою энергию из процесса термоядерного синтеза водорода, ведущего к образованию ядер гелия в последовательности:

1.Синтез дейтерия МэВ;

2.Синтез трития МэВ;

3.Синтез ядра гелия МэВ.

Высвобождаемая при синтезе энергия поддерживает высокую температуру и тем самым создает условия для непрерывного продолжения ядерного синтеза. Однако на этот счет есть и иная точка зрения. Некоторые исследователи утверждают, что основным источником энергии Солнца являются не термоядерные реакции, а скорее всего,

хаотическое вращение магнитных полей в центральной части Солнца. Свои выводы они основывают исходя из известной им доли гелия в массе Солнца.

В условиях энергетических проблем современного общества технический интерес представляет синтез ядер дейтерия и трития с образованием гелия. Данная реакция протекает наиболее легко. Это значит, что для реакции синтеза в данном случае требуется более низкая температура, чем при синтезе ядер только дейтерия и ядер только трития. При этом из одного грамма термоядерного топлива высвобождается такая же энергия связи, как при сгорании 12,4 т угля. Термоядерный синтез реализован впервые в 1952 г. при взрыве водородной бомбы. Начиная с 60-х годов, в научных центрах многих стран ведутся работы по контролируемому использованию эффекта экзотермической реакции термоядерного синтеза в термоядерных установках. В начале 90-х годов на эти работы в мире ежегодно расходовалось 1,7 млрд долларов.

Вся трудность этого проекта состоит в удержании плазмы в заданном объеме, так как в свободном пространстве плазма мгновенно расширяется. Для удержания плазмы используют в настоящее время магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов. В России в институте атомной энергии им. И.В. Курчатова разработана установка «Токамак» (аббревиатура от: Тороидальная КАмера с МАгнитными Катушками) с камерой тороидальной конфигурации. Плазму с температурой около 106 К и временем удержания 80 мс в этой камере создают с .помощью безэлектродного кольцевого разряда. Магнитное поле, удерживающее плазму, создается как за счет тока, протекающего в обмотке вокруг камеры, так и за счет тока, индуцируемого в плазме. В Принстоне (1994 г.) создан Токамак мощностью 6,2 МВт и временем удержания плазмы 4 с. Температура нагреваемой смеси дейтерия с тритием достигает в нем 300 млн Кельвина. Эти параметры являются рекордными.

Примечание. Игорь Васильевич Курчатов (1903–1960) — выдающийся советский физик и организатор науки, трижды Герой Социалистического труда. Он руководил работами по созданию первого в Европе атомного реактора (1946 г.), первой в СССР

атомной бомбы (1949 г.).

Советским физикам принадлежит также приоритет (1960 г.) экспериментальной реализации реакции термоядерного синтеза с помощью лазерного нагрева ядерного топлива.

Однако результаты, достигнутые учеными в области термоядерного синтеза, довольно скромные. И широкомасштабное техническое применение термоядерного синтеза не ожидается ранее 2100 года. Первоначальные надежды на неиссякаемую, чистую и дешевую энергию термоядерного синтеза пока что не сбылись по следующим причинам. Во-первых, не решена проблема овладения высокими температурами и давлениями, необходимыми для поддержания реакции. Во-вторых, реализация термоядерного синтеза связана с дорогостоящим производством искусственного радиоактивного и высокотоксичного трития. Тритий необходимо изолировать от окружающей среды, что сложно технически и стоит немалых денег. Вспомним, что тритий — изотоп водорода. Ядро атома трития состоит из одного протона и двух нейтронов. Период полураспада — 12,3 года. Тритий распадается, испуская р -излучение. Наземные ядерные испытания за несколько лет увеличили количество трития на земном шаре в двадцать раз. Тритий в крайне небольшом количестве содержится в атмосфере. Он образуется в результате взаимодействия ядер азота с нейтронами и расщепления ядер ряда химических элементов космическими частицами высокой энергии. Для промышленных нужд тритий получают в ядерных реакторах путем облучения лития-6 нейтронами.