Л№2 ОПП 2014 кап строит Ген план / Бекман - Ядерная индустрия (2005)

23

После заключения соглашений по сокращению США пообещали, что деятельность в области репроцессинга будет прекращена. Однако выполнение этого обещания столкнулось со значительными трудностями политического характера. В 1996 г. действительно закрылись радиохимические предприятия в Хэнфорде, но в других местах репроцессинг из соображений сохранения рабочих мест, напротив, скорее набирает темпы, чем приближается к завершению. В Саванна-Ривер-Сайт находятся два последних радиохимических предприятия в США, функционирующие на базе разработанной несколько десятилетий назад технологии PUREX. Предполагалось, что построенные там в 50-е гг. огромные бетонные конструкции прекратят производство до конца 20-го столетия. Но в связи с необходимостью завершить переработку находящегося на объекте облученного топлива и других ядерных материалов, оставшихся после «холодной войны», а также из-за задержек, вызванных опасениями относительно безопасности, дата остановки заводов перенесена. Кроме того, руководство Саванна-Ривер-Сайт предлагает продлить эксплуатацию радиохимических предприятий на 30 лет путем их использования для переработки отходов с других объектов министерства энергетики и, возможно, реакторов АЭС. Радиохимический завод на INEL законсервирован; возобновление его функционирования не планируется. Однако в строй введено новое меньших размеров радиохимическое предприятие, основанное на новой технологии, пока не имеющей коммерческого применения. Эта технология, часто именуемая пироили электропереработкой, была разработана в рамках американской программы по созданию реакторов-размножителей, реализация которой была прекращена в 1995 г. вследствие проблем технического и экономического характера, а также из-за риска распространения ядерного оружия. Тем не менее, часть программы связанная с репроцессингом продолжается как «деятельность по обращению с отходами».

2.2 Французский репроцессинг

Франция имеет наибольший опыт в переработке оружейного и энергетического плутония, производства МОКС-топлива и его утилизации в реакторах АЭС. Остановимся на французском подходе несколько подробнее.

Во Франции производство плутония началось в рамках исследовательской программы по созданию ядерного оружия, реализация которой началась после второй мировой войны. Три реактора по производству плутония были введены в эксплуатацию в 1956 - 58 гг. в г.Маркуль. Первый полномасштабный радиохимический завод UP1 начал функционировать в 1958 г. В 1976 г. была основана компания КОЖЕМА (COGEMA), принадлежащая Комиссариату по атомной энергии. В ее ведение были переданы технологии и объекты, созданные в рамках программ по созданию ядерного оружия. КОЖЕМА отвечает за реализацию французской программы по репроцессингу и заключает контракты как с военными, так и с французской гражданской электрической компанией «Электрисите де Франс» (ЭДФ). КОЖЕМА принадлежит два крупных радиохимических предприятия на мысе Ла-Хаг (UP2 и UP3). В 1995 г. вместе они произвели 80% всего выделенного плутония в мире. Номинальная ежегодная мощность каждого предприятия составляет 800 т тяжелого металла, что эквивалентно производству выделенного плутония в размере 8000 кг в год. Эксплуатация UP2 началась в 1966 г., первоначально оно предназначалось для переработки отработанного топлива реакторов типа «Магнокс». Его номинальная мощность постоянно менялась до тех пор, пока не была установлена в размере 400 т в год. Начиная с 1976 г. на предприятии были установлены дополнительные мощности, позволяющие перерабатывать оксидное топливо легководных реакторов типа ЛВР. После 1994 г., в результате значительной модификации и расширения, предприятие действует под наименованием UP2-800, что отражает новую ежегодную номинальную мощность завода. Предприятие UP3 вступило в строй в 1990 г. В течение последних 20 лет развитие французской промышленности зависело от крупных контрактов с зарубежными поставщиками ОЯТ. Более половины перерабатываемого в Ла-Хаг отработанного топлива ЛВР — иностранного происхождения. Предприятие UP2 перерабатывало топливо зарубежных клиентов до 1990 г. После этого оно целиком переключилось на

24

французских поставщиков (за исключением небольшого количества немецкого МОКС-топлива, перерабатываемого в демонстрационных целях). Предприятие UP3, финансируемое иностранными инвесторами, как ожидается, перерабатывает исключительно поступающее из-за границы топливо. В настоящее время КОЖЕМА предоставляет услуги по переработке ядерного топлива для энергетических компаний Германии, Японии, Бельгии, Нидерландов и Швейцарии. СЖН, дочерняя инженерная компания КОЖЕМА, предоставила основанное на технологии заводов в Ла-Хаг ноу-хау для строительства радиохимического предприятия в Роккашо-мура в Японии.

Несмотря на декларацию политики по переработке всего извлекаемого из реакторов отработанного топлива, Франция оказалась неспособной осуществить ее на практике. В настоящее время мощности радиохимических заводов в м.Ла-Хаг целиком заполнены ЭДФ и иностранными поставщиками, что позволяет КОЖЕМА перерабатывать 850 т из примерно 1200 т ОЯТ, ежегодно нарабатываемого французскими реакторами. Не подвергаемое репроцессингу отработанное топливо направляется в хранилища. В 1996 г. впервые стало ясно, что ЭДФ более не намерена придерживаться политики переработки всего отработанного топлива. В настоящее время внутри французского ядерного истэблишмента разразился конфликт относительно определения будущей стратегии обращения с отработанным ядерным топливом. ЭДФ выразила сомнения относительно использования смесевого уран-плутониевого (МОКС) топлива из-за его высокой стоимости по сравнению с урановым топливом.

В настоящее время 16 реакторов получили лицензию на использование МОКС (при 30% загрузке). К концу 1996 г. девять из них уже были загружены этим топливом. ЭДФ вынуждена расширять свою МОКС - топливную программу и запросила лицензии на использование МОКС дополнительно для 12 реакторов. Франция уже располагает очень значительными запасами плутония, которые еще более возрастут в последующие годы по причине ограниченных мощностей по производству МОКС и сохранению уровня производства самого плутония. По состоянию на декабрь 1995 г. официальные данные по французским запасам необлученного плутония в различных формах достигли 55300 кг, в том числе 27500 кг принадлежало иностранным государствам. Таким образом, Франция стоит перед лицом дальнейшего обострения обеих проблем: отработанного топлива и запасов выделенного плутония.

2.3 Великобритания

После Франции Великобритания является крупнейшей мировой державой по переработке отработанного топлива реакторов АЭС. Эта деятельность осуществляется на предприятии В205

вУиндскейле/Селлафилде на северо-западе Англии. Гражданский репроцессинг начался 1964 г.; его планируется продолжить до 2010 г. Начиная с 1964 г. топливо тепловых ядерных реакторов «Магнокс» и аналогичных реакторов, действующих в Японии и Италии перерабатывается в Уиндскейле/Селлафилде. К концу 1995 г. было переработано 26800 т ОЯТ, из которого выделено 59 т плутония. Переработку топлива реакторов «Магнокс» планируется продолжать до 2015 г., т.е. в течении 5 лет после закрытия последнего реактора данного типа в Великобритании. К тому времени на В205 будет выделено 90 т плутония. В 1969 г. в Уиндскейле началась переработка оксидного топлива: введен в строй завод Хед-энд (НЕР), где оксидное топливо перерабатывалось

всырье для предприятия В205. Всего до 1973 г., в комплексе НЕР/В205 было переработано 110 т топлива и выделено 400 кг плутония. В 1995 г. началась крупномасштабная переработка оксидного топлива после открытия в Меллафильде Завода по переработке тепловых оксидов (THORP) мощностью 700 т топлива в год. В течение первых десяти лет 70% производства на THORP будет обеспечено поставками топлива из-за рубежа (в том числе – с АЭС Швейцарии). До 2005 г. должны быть выполнены контракты на переработку 6600 т отработанного топлива. Британская энергетическая компания «Бритиш Энерджи» предполагает переработать 2600 т топлива; кроме того, в 1990 г. немецкие энергетические компании подписали контракты на переработку 700 т. Эти контракты обеспечат функционирование THORP до 2010 г.

25

Начиная с 1958 г. переработка топлива реакторов-размножителей и исследовательских реакторов типа MTR (Materials Test Reactor) осуществляется в Дунрее в Северной Шотландии. Там действуют два предприятия, находящиеся в ведении Управления по атомной энергии Соединенного Королевства: D1204 для переработки топлива реакторов MTR и D1206 — реакторов-размножителей. D1204 представляет собой небольшое предприятие, перерабатывающее топливо как британских, так и иностранных исследовательских реакторов. D1206 было открыто в 1961 г. и перерабатывает топливо на базе высокообогащенного урана с Демонстрационного реактора-размножителя, закрытого в 1977 г., и прототипа реактораразмножителя, остановленного в 1994 г. Оба этих реактора также находились в Дунрее. К концу 1995 г. там была переработана 21 т топлива, содержащая около 4,5 т плутония.

2.4 Япония

Японская политика в области ядерного топливного цикла состоит в достижении полной переработки всего отработанного топлива и потребления в качестве реакторного топлива всего выделенного плутония. В рамках этой политики государственная Корпорация по разработке энергетических реакторов и ядерного топлива (PNC создала и приступила в 1977 г. к эксплуатации Токайского радиохимического предприятия. Японские компании по производству электроэнергии также подписали контракты с корпорациями КОГЕМА и БНФЛ о переработке около 700 т отработанного топлива на предприятиях в Ла-Хаг (Франция) и Селлафилде (Великобритания). Кроме того, корпорация «Джапан ньюклеар фьюэл лимитед» постороила коммерческое предприятие в Роккашо (префектура Аомори). К концу 1994 г. общее количество накопленного отработанного топлива легководных реакторов достигло 10400 т. Эта цифра увеличивается на 1000 т ежегодно. Предприятие в Токае функционирует в качестве пилотного и к концу 1995 г. переработало всего 864 т отработанного топлива. Принимая во внимание незначительную мощность предприятия в Токае, наряду с принятием решения о том, что новые контракты на переработку топлива за границей более не будут заключаться, Япония не сможет переработать все свое накопленное отработанное топливо. Мощности завода в Роккашо по переработке 800 т и по хранению 3000 т тяжелого металла сумеют поглотить лишь незначительную долю уже накопленного отработанного топлива, а также того топлива, которое будет продолжать нарабатываться из года в год. С точки зрения потребления плутония центральное правительство и энергетические компании оказались перед лицом серьезной проблемы излишков.

Амбициозная японская плутониевая программа переживает серьезные технические, экономические и политические трудности. В 1995 г. японские энергетические компании вынудили правительство по экономическим соображениям прекратить реализацию проекта по созданию использующего МОКС-топливо перспективного теплового реактора Ома. Инцидент с утечкой натриевого охладителя на реакторе-размножителе Монджу, произошедший 8 декабря 1995 г., нанес серьезный удар по всей правительственной плутониевой программе. После этого реализация японской программы по созданию быстрых реакторов была отложена.

Вцелях выполнения обязательств по отказу от накопления запасов плутония японское правительство планирует использовать большую часть выделенного в Европе плутония в качестве МОКС-топлива для легководных реакторов. Однако программа по использованию МОКС также может подвергнуться значительным изменениям из-за оппозиции со стороны местных властей. Политика Японии в области репроцессинга стоит перед лицом противоречия. С одной стороны, Токио испытывает трудности, связанные с недостатком мощностей по переработке отработанного топлива. С другой стороны, не решена проблема все возрастающих запасов избыточного плутония.

2.5Индия

Втечение долгого времени Индия проводила политику по созданию замкнутого топливного цикла путем переработки плутония в быстрых реакторах. Это делалось в рамках

26

программы по разработке энергетических реакторов типа CANDU, использующих в качестве топлива природный уран. Долгосрочной целью индийской программы является производство электроэнергии на АЭС путем использования больших запасов тория-232. В настоящее время в Индии имеется три радиохимических предприятия. Они находятся в ведении Управления атомной энергии (DAE) и имеют общую проектную мощность около 230 т. Ни одно из этих предприятий не находится под гарантиями МАГАТЭ.

Первое индийское радиохимическое предприятие начало функционировать в 1964 г. в Атомном исследовательском центре Бхабха (BARC) в Тромбее. Оно перерабатывает топливо, поступающее с исследовательских реакторов «Сайрус» и «Дхрува». Всего на небольшом предприятии BARC было выделено около 400 кг плутония. Этот плутоний использовался в индийской программе по созданию ядерного оружия. Плутоний, содержавшийся в «ядерном заряде мирного назначения», который был взорван в 1974 г. в штате Раджастхан, был наработан в Бхабхе. Второе радиохимическое предприятие, Объект по переработке топлива энергетических реакторов (PREFRE), было введено в эксплуатацию в Тарапуре в 1982 г. Оно предназначалось для переработки топлива реакторов CANDU. Проектная мощность этого предприятия — 100 т топлива в год. Однако его реальный уровень производства был ограничен по техническим и организационным соображениям. Кроме того, Индия предпочитает избегать накопления запасов плутония. В настоящее время в Тарапуре перерабатывается топливо, поступающее только с двух АЭС — Раджастханской и Мадрасской. К концу 1995 г. в Тарапуре было переработано 310 т ОЯТ с АЭС в Мадрасе и Раджастхане, что позволило выделить 900 кг плутония. В марте 1996 г. вступило в эксплуатацию радиохимическое предприятие в Калпаккаме (KARP), расположенное недалеко от Мадраса в Центре атомных исследований им. Индиры Ганди. Согласно проекту, предприятие в Калпаккаме должно перерабатывать топливо с Мадрасской АЭС и имеет проектную мощность в 100 т топлива реакторов CANDU в год. Это соответствует выделению 350 кг плутония ежегодно.

И.Н.Бекман

ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ

Спецкурс

Лекция 27. ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

Содержание

1.ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В ЗВЁЗДАХ

2.ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

2.1Термодинамика ядерного синтеза

2.2Реакции ядерного синтеза

2.3Термоядерные топлива

3. ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ В ЗЕМНЫХ УСЛОВИЯХ

3.1Водородная бомба

3.2Термоядерный синтез в медленном реакторе

4. ПРИНЦИП ДЕЙСТВИЯ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

4.1Временные и температурные условия

4.2Магнитное удержание плазмы

4.2.1Плазма

4.2.2Плазма и УТС

4.2.3Системы с замкнутой магнитной конфигурацией

4.2.4Открытые магнитные конфигурации.

5. УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ

5.1Токамак

5.2Пинч с обращенным полем (ПОП)

5.3Стелларатор

5.4Открытая ловушка

5.5Плазменный фокус

5.6Галатея

Из четырех основных источников ядерной энергии в настоящее время удалось довести до промышленной реализации только два: энергия радиоактивного распада утилизируется в источниках тока, а цепная реакция деления – в атомных реакторах. Третий (наиболее мощный) источник ядерной энергии – аннигиляция элементарных частиц пока не вышел из области фантастики. Четвертый же источник – управляемый термоядерный синтез, УТС, находится на повестке дня. Этот источник по своему потенциалу хотя и меньше третьего, но существенно превышает второй. Надежды на УТЯС связаны с двумя обстоятельствами: согласно современным представлениям звезды (в том числе наше Солнце) существует за счет стационарной термоядерной реакции, и неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза и на Земле. Однако, интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТЯС окончились полным провалом. Более того, оптимистические заявки некоторых ученых и инженеров, что термоядерный синтез будет поставлен на службу энергетики в 21-м веке, кажутся ничем не обоснованными.

Тем не менее, сейчас ядерный синтез рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая незамедлительного увеличения производства электроэнергии по крайней мере в два раза, исчерпаемость сырья и возрастающее беспокойство по поводу глобального потепления климата стимулирует поиск новых, иногда довольно экзотических, решений.

Вданной лекции мы рассмотрим особенности реакций термоядерного синтеза, существующие и проектируемые установки реализации управляемого синтеза и перспективы подобных установок для создания нового направления энергетики. Мы так же попытаемся ответить на вопрос, почему пятидесятилетние активные исследования плазмы не увенчались успехом и почему термояд не будет поставлен на службу человеку в течение ближайших десятилетий.

Термоядерные реакции – реакции слияния (синтеза) легких атомных ядер в более тяжелые, происходящие при очень высоких температурах (порядка десятков миллионов градусов и выше).

Втермоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии легких атомных ядер. Например:

D + D = T (1,01 МэВ) + p(3,03 МэВ) D + D = 3He (0,82 МэВ) + n(2,45 МэВ) D + T = 4He (3,52 МэВ) + n(14,06 МэВ)

Известны и другие термоядерные реакции, например реакции слияния ядер 4Не с 7Li или 9Ве, которые также являются экзотермическими. Реакция слияния ядер трития и дейтерия является наиболее перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико.

Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтонами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D – T реакции может быть отрицательным, т.е. на ускорение дейтонов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен только в том случае, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания атомные ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме (плазмой называют газ, в котором атомы или молекулы находятся полностью ионизированном состоянии). D – T – реакция начинает протекать только при температуре около 5*107 К. Лишь при этой температуре выделяется больше энергии на единицу объема и в единицу времени, чем затрачивается.

Плазму необходимо удерживать внутри заданного объема, так как в свободном пространстве плазма моментально расширяется. Вследствие высоких температур плазму нельзя поместить в резервуар из какого-либо материала. Для удержания плазмы приходится использовать магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов.

Управляемый термоядерный синтез - научная проблема осуществления синтеза легких ядер с целью производства энергии. Проблема может быть решена в плазме

при температуре выше 108 К и выполнения Лоусона критерия (nτ>1014 см-3с, где n - плотность высокотемпературной плазмы, τ - время удержания ее в системе). Исследования проводятся в квазистационарных системах (τ≥1 с, n≥1014 см-3) и импульсных системах (τ≈10-8 с, n≥1022 см-3). В первых (токомак, стеллараторы, зеркальные ловушки и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создается при облучении твердой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твердотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.

Лоусона критерий, условие возникновения термоядерной реакции nτ≥1014 см-3с, где τ - время удержания высокотемпературной плазмы в системе, n – плотность ее частиц. При выполнении Лоусона критерия энергия, выделяющаяся при управляемом термоядерном синтезе, превышает энергию, вводимую в систему.

Запасы дейтерия, который можно использовать в D - T реакции, практически неограниченны. В гидросфере Земли запасено 4*1013 т дейтерия, который может явиться основным термоядерным горючим. Извлечение ядерной энергии, содержащейся в дейтерии, обеспечило бы получение 7*1024 квт-ч энергии (энергетическая ценность D, содержащегося в 1 л воды, эквивалентна 300 л бензина), т.е. навсегда сняло бы с человечества заботу о пополнении энергетических ресурсов на Земле. В этом смысле запасы ядерной энергии на Земле практически неисчерпаемы. Однако второй компонент наиболее энергетически выгодной D – Т – реакции – тритий – в природе практически не встречается. Он должен быть получен в самом термоядерном реакторе по реакции 6Li(n,α)T (∆E = 4,8 МэВ; содержание 6Li в природной смеси изотопов составляет 7,42%). Однако, поскольку не каждый нейтрон D – Т - реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (n, 2n)-реакции, например на бериллии или ниобии. Таким образом, в термоядерном реакторе сгорают D и 6Li, а в виде “шлака” образуется гелий: D + 6Li = 2 4He. Поэтому количество термоядерной энергии, которое может быть вообще получено, ограничивается мировыми запасами лития, близкого по своей распространенности в земной коре к урану. В этой связи понятно, почему сейчас ведется поиск осуществления управляемого термоядерного синтеза на других компонентах (например, на смеси D – D).

Среди различных камер для удержания плазмы особенно многообещающей является камера с тороидальной конфигурацией. При этом плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. В установке «Токомак» ток, индуцированный в плазме, является как бы вторичной обмоткой трансформатора. Магнитное поле, удерживая плазму, создается как за счет тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счет тока, индуцированного в плазме. Для получения более устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.

Термоядерный реактор типа ТОКОМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры (внутренняя оболочка – первая стенка – изготавливается из бериллия), образующей канал, где циркулирует плазма, магнитов, создающих поле и систем нагрева плазмы. К этому прилагаются

вакуумные насосы, постоянно откачивающие газы из канала, система доставки топлива по мере его выгорания и дивертор – система, через которую полученная в результате термоядерной реакции энергия выводится из реактора. Тороидальная плазма находится в вакуумной оболочке. α- частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают ее температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону жидкого лития, в которой их кинетическая энергия превращается в тепло и в которой воспроизводится тритий. Литиевая оболочка (бланкет) помещена в специальную оболочку, которая защищает обмотку магнита от вылетающих нейтронов и γ- излучения. Обмотка магнита (рабочая температура 4К) охлаждается жидким гелием и находится в сверхпроводящем состоянии. Для отвода тепла расплавленный литий прокачивают через теплообменник, расположенный за обмоткой магнита. Тепловая энергия от теплообменника передается обычной электростанции. В процессе циркуляции из лития удаляют образовавшиеся тритий и гелий.

Ожидают, что управляемый термоядерный синтез удастся осуществить в международном реакторе ИТЭР на базе токомака. Потребляя 50 МВт мощности он должен в 2010 г. за счет реакции трития с дейтерием выдавать мощность 500 МВт. В настоящее время (2004) выбирается место для его строительства. Вклад России в финансирование ИТЭР – 1/6.

Полагают, что решение проблемы управляемого термоядерного синтеза обеспечит человечество энергией практически на неограниченный срок. Будущий термоядерный генератор энергии должен удовлетворять следующему основному требованию: энерговыделение в результате ядерного синтеза должно с избытком компенсировать затраты энергии из внешних источников на поддержание высокой температуры реагирующей плазмы. Проблема достижения выгодного энергетического баланса термоядерного реактора достаточно сложна ввиду наличия неустранимых энергетических потерь.

1. ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ В ЗВЁЗДАХ

Прежде чем рассматривать ядерные реакции в космосе, коротко остановимся на проблеме звездной эволюции.

Окружающий нас мир состоит из различных химических элементов. Как образовались эти элементы в естественных условиях? В настоящее время общепризнанной является точка зрения, что элементы, из которых состоит Солнечная система, образовались в ходе звездной эволюции. С чего начинается образование звезды? Звезды конденсируются под действием гравитационных сил из гигантских газовых молекулярных облаков (термин “молекулярный” означает, что газ состоит в основном из вещества в молекулярной форме). Масса вещества, сосредоточенного в молекулярных облаках, составляет значительную часть всей массы галактик. Эти газовые облака первичного вещества состоят преимущественно из ядер водорода. Небольшую примесь составляют ядра гелия, образовавшиеся в результате первичного нуклеосинтеза в дозвездную эпоху.

Когда масса вещества звезды в результате аккреции достигает 0.1 массы Солнца, температура в центре звезды достигает 1 млн K и в жизни протозвезды начинается новый этап - реакции термоядерного синтеза. Однако эти термоядерные реакции существенно отличаются от реакций, протекающих в звездах,

находящихся в стационарном состоянии, типа Солнца. Дело в том, что протекающие на Солнце реакции синтеза:

1H + 1H 2H + e+ + e

требуют более высокой температуры ~10 млн K. Температура же в центре протозвезды составляет всего 1 млн K. При такой температуре эффективно протекает реакция слияния дейтерия (d 2H):

2H +2H 3He + n + Q,

где Q=3.26 МэВ - выделяющаяся энергия.

Дейтерий также как и 4He образуется на дозвездной стадии эволюции Вселенной и его содержание в веществе протозвезды составляет 10-5 от содержания протонов. Однако даже этого небольшого количества достаточно для появления в центре протозвезды эффективного источника энергии.

Непрозрачность протозвездного вещества приводит к тому, что в звезде начинают возникать конвективные потоки газа. Нагретые пузыри газа устремляются от центра звезды к периферии. А холодное вещество с поверхности спускается к центру протовезды и поставляет дополнительное количество дейтерия. На следующем этапе

горения дейтерий

начинает

перемещаться к

периферии

протозвезды,

разогревая её

внешнюю оболочку, что приводит к разбуханию

протозвезды.

Протозвезда с

массой, равной массе Солнца, имеет радиус, в

пять раз превышающий солнечный.

Рис. 1. Основные этапы эволюции массивной звезды (M>25M ). M - масса

Солнца

Сжатие звездного вещества за счет гравитационных сил приводит к повышению температуры в центре звезды, что создает условия для начала ядерной реакции горения водорода (Рис.1).

Когда температура в центре звезды повышается до 10-15 млн. K, кинетические энергии сталкивающихся ядер водорода оказываются достаточными для преодоления кулоновского отталкивания и начинаются ядерные реакции горения водорода. Ядерные реакции начинаются в ограниченной центральной части звезды. Начавшиеся термоядерные реакции сразу же останавливают

дальнейшее сжатие звезды. Тепло, выделяющееся в процессе термоядерной реакции горения водорода, создает давление, которое противодействует гравитационному сжатию и не позволяет звезде коллапсировать. Происходит качественное изменение механизма выделения энергии в звезде. Если до начала ядерной реакции горения водорода нагревание звезды происходило за счет гравитационного сжатия, то теперь открывается другой механизм - энергия выделяется за счет ядерных реакций синтеза. Звезда приобретает стабильные размеры и светимость, которые для звезды с массой, близкой к солнечной, не меняются в течение миллиардов лет, пока происходит сгорание водорода. Это самая длительная стадия в звездной эволюции. Таким образом, начальный этап термоядерных реакций синтеза состоит в образовании ядер гелия из четырех ядер водорода. По мере того, как в центральной части звезды происходит горение водорода, его запасы там истощаются и происходит накопление гелия. В центре звезды формируется гелиевое ядро. Когда водород в центре звезды выгорел, энергия за счет термоядерной реакции горения водорода не выделяется и в действие вновь вступают силы гравитации. Гелиевое ядро начинает сжиматься.

Сжимаясь, ядро звезды начинает нагреваться еще больше, температура в центре

звезды продолжает расти.

Кинетическая энергия

сталкивающихся ядер гелия

увеличивается и достигает

величины, достаточной для преодоления сил кулоновского отталкивания.

Рис. 2. Эволюция массивной звезды

следующий этап термоядерной реакции - горение гелия. В результате ядерных реакций горения гелия образуются ядра углерода. Затем начинаются реакции горения углерода, неона, кислорода. По мере горения элементов с большим Z температура и давление в центре звезды увеличиваются со все возрастающей скоростью, что в свою очередь увеличивает скорость ядерных реакций (Рис.2).

Если для массивной звезды (масса звезды ~ 25 масс Солнца) реакция горения водорода продолжается несколько миллионов лет, то горение гелия происходит в десять раз быстрее. Процесс горения кислорода длится около 6 месяцев, а горение кремния происходит за сутки. Какие элементы могут образоваться в звездах в последовательной цепочке термоядерных реакций синтеза? Ответ очевиден. Ядерные реакции синтеза более тяжелых элементов могут продолжаться до тех пор, пока возможно выделение энергии. На завершающем этапе термоядерных реакций в процессе горения кремния образуются ядра в районе железа. Это конечный этап звездного термоядерного синтеза, так как ядра в районе железа имеют максимальную удельную энергию