Термоядерная энергетика

Одним из реальных путей решения проблемы энергообеспечения населения Земли является овладение управляемым синтезом легких элементов (управляемый термоядерный синтез – УТС), т. к. при этом будет получен практически неисчерпаемый источник энергии.

Основная доля энергии звезд и Солнца, как удалось доказать Гансу Бете в 1939 г., выделяется при синтезе легких элементов. Если на Земле удастся осуществить управляемую реакцию синтеза легких элементов (дейтерия, трития), то это, образно говоря, будет означать появление на нашей планете искусственных маленьких солнц, способных обеспечить энергией многие поколения. Реакция синтеза изотопов водорода – дейтерия и трития – протекает по схеме, представленной на рис. 5.1.

Рис. 5.1. Реакция синтеза изотопов водорода – дейтерия и трития

Очень важно, что топливо для реакторов синтеза легкодоступно. В природе дейтерий содержится в воде: один из каждых 6700 атомов водорода имеет дейтериевое ядро. Тритий распространен меньше. Он радиоактивен и имеет период полураспада 12,3 г., так что в природе в больших количествах он не встречается. Этот изотоп, однако, может быть искусственно получен из имеющегося в изобилии природного сырья в виде отложений металлического лития. Ядерные реакторы синтеза обещают также быть экологически безвредными. Случайный запуск реактора не возможен, так как количества дейтерия и трития в установке в любой данный момент очень малы. При неконтролируемом горении все имеющееся топливо быстро израсходуется и процесс прекратится. Кроме того, при синтезе между ядрами дейтерия и трития рождаются только быстрые нейтроны и α-частицы (ядра гелия), которые нерадиоактивны. Основные проблемы, связанные с радиацией, возникают из-за вторичных процессов. Энергичные нейтроны могут вызывать трансмутацию ядер в материалах, образующих структуру реактора и его компонентов, и они могут становиться радиоактивными. Однако исследования показали, что правильный выбор конструкционных материалов позволит поддерживать такую наведенную активность на очень низком уровне.

Ядерный синтез был известен за несколько лет до открытия явления деления ядер. В 1931 г. Гарольд Юра впервые выделил дейтерий из воды и с помощью небольших ускорителей показал, что реакция синтеза двух ядер дейтерия сопровождается выделением энергии.

Несмотря на многие годы исследований по управляемому синтезу, создание промышленного реактора – дело достаточно отдаленного будущего. Чтобы преодолеть естественное электрическое отталкивание, ядра должны обладать значительной энергией. Температура дейтерий-тритиевой смеси должна достигать, по крайней мере, 50 млн. градусов (для сравнения: температура в центре Солнца составляет около 15 млн. °С). Эта температура, измеренная в электрон-вольтах (эВ), равна 4500 эВ. При такой температуре электроны оторваны от ядер (фактически для ионизации водорода нужно только 13,56 эВ). Дейтерий-тритиевая смесь в этом случае представляет собой плазму – электрически нейтральный газ, состоящий из положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных электронов. Поддержание такой высокой температуры в плазме было до сих пор одной из важнейших задач термоядерных исследований. Энергия теряется из плазмы в результате нескольких процессов. Например, заряженные частицы в плазме излучают электромагнитную энергию при столкновениях друг с другом. Термоядерные реакции рождают огромное число быстрых нейтронов, которые легко покидают плазму. Излучение, теплопроводность и турбулентная конвекция частиц плазмы – это только некоторые из возможных процессов, приводящих к охлаждению плазмы и снижению ее температуры.

Можно постоянно поддерживать «плазменный огонь», подводя энергию извне с помощью радиочастотных волн или пучков высокоэнергичных нейтральных частиц. Однако существует эффективный самоподдерживающийся источник дополнительного тепла – быстрые α-частицы, которые рождаются в плазме. Эти ядра гелия являются «золой» термоядерных реакций. Они рождаются с энергией около 3,5 млн. эВ и легко удерживаются магнитным полем, поскольку имеют двойной положительный заряд. При столкновениях с частицами плазмы α-частицы отдают им свою энергию в виде тепла. До сих пор ни в одном эксперименте е удавалось генерировать достаточное число энергичных α-частиц, чтобы полностью скомпенсировать потери тепловой энергии. Исследователи называют общее среднее время, за которое тепло уходит из плазмы, временем удержания энергии или энергетическим временем τ. Произведение τ и плотности плазмы n представляет способность плазмы удерживать свое тепло и называется параметром качества удержания. Чтобы термоядерные реакции могли самоподдерживаться и давать полезную энергию, произведение nτ должно быть больше 2·10²⁰, если выражать время в секундах, а плотность – в числе частиц на один кубический метр, при температуре Т = 10 000 эВ (около 100 млн. градусов). Таким образом, цель термоядерных исследований заключается в том, чтобы достичь значения произведения трех величин, n, τ, T около 2·10²⁴ с·эВ/м3.

Наиболее близко к достижению этих условий подошли в настоящее время термоядерные устройства, называемые «токамаками». Предложенная в начале 1950 г. русскими физиками А.Д. Сахаровым и И.Е. Таммом, эта установка получила название от сокращения русских слов «тороидальная камера с магнитным полем». Принципы, лежащие в основе работы этого устройства, относительно просты, рис. 5.2, 5.3.

Рис. 5.2. Три системы электромагнитов токамака

Сначала плазму получают в вакуумной камере, имеющей форму тора или бублика. Система электромагнитов, расположенных снаружи от камеры, создает тороидальное магнитное поле, направленное вдоль оси тора. Поле действует как шланг, который поддерживает давление внутри плазмы и предотвращает ее контакт со стенками камеры.

Рис. 5.3. Основные узлы токамака

Другая система электромагнитов, расположенных в центре тора (в дыре от бублика), используется для индуцирования в плазме электрического тока, который протекает в тороидальном направлении. Этот ток нагревает плазму до температуры около 1000 эВ. Плазменный ток создает свое магнитное поле, охватывающее тороид. Это поле предотвращает дрейф плазменных частиц за пределы основной области магнитного удержания. Наконец, внешние проводники генерируют вертикальное магнитное поле, удерживающее плазменный шнур от движений вверх и вниз, влево и вправо внутри камеры.

В середине 70-х годов на установках типа токамак были достигнуты температура 3000 эВ и параметр качества удержания около 1018с/м³. Сегодня в наиболее мощных экспериментальных установках этого типа – токамак JET (Joint European Torus), токамак JT-60 в Японии, экспериментальный термоядерный реактор-токамак TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) и установка DIII-D в США – достигнуты температура плазмы 30000 эВ и параметр качества удержания 2·10¹⁹с/м³. Произведение плотности, времени удержания и температуры в течение 1970–1990 гг. удалось увеличить более чем в 100 раз.

Инженеры и ученые, участвующие в четырех ведущих программах исследований по термоядерному синтезу, проводимых в странах Европейского сообщества, Японии, СССР и США, пришли к соглашению начать в 1987 г. совместное проектирование экспериментальной термоядерной установки. Они назвали ее Международным Термоядерным Экспериментальным Реактором, ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).

Несмотря на определенный прогресс в экспериментах на токамаках, несколько проблем остаются нерешенными. Исследователи еще не выяснили фундаментальную природу турбулентного переноса тепла и частиц поперек силовых линий магнитного поля – процесса, который снижает температуру плазмы. Знание физики «сжигания» и поддержания термоядерного горения также является неполным. На ITER будут исследоваться эти проблемы. Основными целями проекта ITER являются достижения условий зажигания и длительного термоядерного горения, которые будут типичны для реального термоядерного реактора, а также испытание и демонстрация технологий для практического использования управляемого синтеза.

Сооружаемый экспериментальный реактор будет самым большим из когда-либо построенных токамаков – его высота 30 м, диаметр 30 м. Объем плазмы в установке очень большой – порядке 850 м3; ток в плазме – 15МА. Термоядерная мощность установки 500 МВт поддерживается в течение 400 с. В дальнейшем это время предполагается довести до 300 с, что даст возможность проводить на реакторе первые реальные исследования физики термоядерного горения в плазме. На рис. 5.3 в разрезе показаны отдельные узлы этой установки. По оценкам экспертов стоимость разработки и сооружения ITER составит около 7,5 млрд. долл. Только с российской стороны в реализации проекта задействованы более 200 организаций.

После сооружения установки программа ITER будет состоять из двух основных стадий.

Первая, называемая физической стадией, продлится 6–8 лет. В это время исследователи попытаются достичь условий зажигания и длительного горения, типичных для энергетического и термоядерного реактора. После пуска и проведения полных испытаний исследования будут сфокусированы на стационарном поддержании плазмы и условий для дейтерий-тритиевого синтеза. Будут также изучаться эффекты нагрева плазмы α-частицами, динамика и контроль горения плазмы, а также диффузия и удаление гелия, после того как ядра гелия отдали всю энергию плазме.

Следующая стадия – это многолетняя программа решения технических и инженерных проблем. Многие технологии будут продемонстрированы уже на физической стадии – из наиболее важных, например, работа сверхпроводящих магнитов, системы нагрева плазмы и поддержания тока, устройства для введения топлива и удаления «золы», инструменты для дистанционного обслуживания и внешние обеспечивающие системы. На технологической стадии будут испытываться интегральные характеристики и надежность оборудования, а также альтернативные материалы и конструкции.

Конструирование и инженерные разработки должны привести к созданию реактора ITER, который благодаря синтезу дейтерия и трития сможет генерировать мощность 1000 МВт. Это будет значительное достижение. Ожидаемый термоядерный выход будет на три порядка величины больше, чем уже достигнуто на установке JET, наиболее мощной термоядерной установке в настоящее время.

Способность генерировать термоядерную мощность, в 1000 раз большую, чем на существующих экспериментальных установках, сделает ITER предпоследним этапом на пути к практическому использованию управляемого термоядерного синтеза. Научные и инженерные знания, полученные в экспериментах на ITER, должны привести к созданию демонстрационной термоядерной электростанции, по-видимому, к сороковым годам текущего столетия.

Реакцию синтеза можно получить также, используя нагрев вещества импульсами лазерного излучения или ионных пучков длительностью порядка 10^–9с. Это направление во многом альтернативно первому, ориентировано на то, чтобы, не затрачивая усилий на удержание неустойчивых плазменных сгустков, создать такие условия (плотность), при которых основная часть термоядерного топлива сгорала бы быстрее, чем оно «замедлится». Временные параметры этого процесса определяется инерцией топливной смеси, поэтому он получил название инерционного термоядерного синтеза. При создании импульсной термоядерной установки трудности, которые в токамаке заключаются в удержании плазмы, трасформировались в задачу нагреть ее за очень малое время. В настоящее время создание импульсных реакторов находится на стадии обоснования концептуальных проектов.

Усилия ученых привели к тому, что в настоящее время по ряду параметров импульсный «термояд» начинает конкурировать с более традиционным магнитным удержанием плазмы.

Возможность создания термоядерных реакторов, работающих короткими импульсами при воздействии лазерных лучей или ионных пучков, в значительной мере зависит от успехов в разработке лазеров и сильноточных ускорителей с высоким КПД В настоящее время этот КПД еще очень низок. Сложную проблему представляет разработка такой системы утилизации термоядерной энергии, которая была бы способна уцелеть, несмотря на быстро повторяющиеся взрывы дейтерий–тритиевых «таблеток» под действием лазерных или ионных пучков. Достижение приемлемого энергетического выхода требует весьма высокой частоты повторения взрывов, аналогично повторяющимся актам зажигания горючей смеси в автомобильном двигателе внутреннего сгорания.