Термоядерные реакции управляемый термоядерный синтез. Большая энциклопедия нефти и газа

Оптимизм - штука хорошая, но несамодостаточная. Например, по теории вероятности, на каждого смертного иногда должен падать кирпич. Поделать с этим решительно ничего нельзя: закон Вселенной. Выходит, единственное, что вообще может выгнать смертного на улицу в столь неспокойное время, - это вера в лучшее. А вот у работника сферы ЖКХ мотивация сложнее: его на улицу толкает как раз тот самый кирпич, который норовит на кого-то упасть. Ведь работник об этом кирпиче знает и может все исправить. Равновероятно может и не исправлять, но главное, что при любом решении голый оптимизм его уже не утешит.

В таком положении в XX веке оказалась целая отрасль - мировая энергетика. Люди, уполномоченные решать, решили, что уголь, нефть и природный газ будут, как солнце в песне, всегда, что кирпич сидит крепко и никуда не денется. Допустим, денется - так есть термоядерный синтез, пусть пока и не вполне управляемый. Логика такая: открыли его быстро, значит, так же быстро покорят. Но годы шли, отчества тиранов забывались, а термоядерный синтез не покорялся. Все только заигрывал, да требовал больше обходительности, чем имели смертные. Они-то, кстати, ничего не решали, были себе тихонечко оптимистами.

Повод заерзать на стуле появился, когда о конечности ископаемых топлив начали говорить публично. Причем, какая она, конечность, непонятно. Во-первых, точный объем еще не найденных нефти или, скажем, газа подсчитать довольно трудно. Во-вторых, прогноз осложняется колебаниями цен на рынке, от которых зависит скорость добычи. И, в-третьих, потребление разного горючего непостоянно во времени и пространстве: например, в 2015 году мировой спрос на уголь (это треть всех существующих энергоносителей) впервые упал с 2009 года, но к 2040 году, как ожидается, резко возрастет , особенно в Китае и на Ближнем Востоке.

Объем плазмы в JET составил уже около 100 кубических метров. За 30 лет он установил серию рекордов: решил первую проблему термоядерного синтеза, разогрев плазму до 150 миллионов градусов Цельсия; сгенерировал мощности в 1 мегаватт, а затем - в 16 мегаватт с показателем энергоэффективности Q ~ 0,7... Соотношение затраченной энергии к полученной - третья проблема термоядерного синтеза. Теоретически для самоподдерживающегося горения плазмы Q должен перевалить за единицу. Но практика показала, что мало и этого: на самом деле Q должен быть более 20. Среди токамаков Q JET пока остается непокоренным.

Новой надеждой отрасли стал токамак ITER , который прямо сейчас всем миром строят во Франции. Показатель Q у ITER должен достигнуть 10, мощность - 500 мегаватт, которые для начала просто рассеют в пространстве. Работы над этим проектом ведутся с 1985 года и должны были закончиться в 2016 году. Но постепенно стоимость стройки выросла с 5 до 19 миллиардов евро, и дата ввода в эксплуатацию отодвинулась на 9–11 лет. При этом ITER позиционируется как мостик к реактору DEMO , который, по плану в 2040-х годах, сгенерирует первое «термоядерное» электричество.

Биография «импульсных» систем была менее драматичной. Когда в начале 1970-х годов физики признали, что вариант с «постоянным» синтезом неидеален, то предложили вычеркнуть из уравнения удержание плазмы. Вместо этого изотопы должны были помещаться в миллиметровую пластиковую сферу, та - в золотую капсулу, охлажденную до абсолютного нуля, а капсула - в камеру. Затем капсула синхронно «обстреливалась» лазерами. Идея в том, что если нагреть и сдавить топливо достаточно быстро и равномерно, то реакция произойдет еще до рассеяния плазмы. И в 1974 году частная компания KMS Fusion такую реакцию получила .

Спустя несколько экспериментальных установок и лет выяснилось, что с «импульсным» синтезом не все так гладко. Равномерность сжатия оказалась проблемой: замороженные изотопы превращались не в идеальный шар, а в «гантелю», что резко снижало давление, а значит, и энергоэффективность. Ситуация привела к тому, что в 2012 году, через четыре года работы, от безысходности едва не закрылся крупнейший инерциальный американский реактор NIF . Но уже в 2013 году он сделал то, чего не удалось JET: первым в ядерной физике в 1,5 раза больше энергии, чем израсходовал.

Сейчас, помимо крупных, проблемы термоядерного синтеза решают «карманные», чисто экспериментальные, и «стартаперские» установки самых разных конструкций. Иногда и у них получается совершить чудо. Например, недавно физики из Рочестерского университета превзошли поставленный в 2013 году рекорд энергоэффективности в четыре , а затем и в пять раз. Правда, новые ограничения на температуру розжига и давления при этом никуда не делись, да и эксперименты проводились в реакторе, примерно втрое меньшем, чем NIF. А линейный размер, как мы знаем, имеет значение.

Зачем так напрягаться, недоумеваете вы? Чтобы было понятно, чем термоядерный синтез так привлекателен, сравним его с «обычным» горючим. Допустим, в каждый момент времени в «бублике» токамака находится один грамм изотопов. При столкновении одного дейтерия и одного трития выделяется 17,6 мегаэлектронвольта энергии, или 0,000 000 000 002 джоуля. Теперь статистика: сжигание одного грамма дров даст нам 7 тысяч джоулей, угля - 34 тысячи джоулей, газа или нефти - 44 тысячи джоулей. Сжигание же грамма изотопов должно привести к выбросу 170 миллиардов джоулей тепла. Столько весь мир потребляет примерно за 14 минут.

Нейтроны-беженцы и смертоносные ГЭС

Более того, термоядерный синтез почти безвреден. «Почти» - потому что нейтрон, который улетит и не вернется, забрав часть кинетической энергии, покинет магнитную ловушку, но далеко уйти не сможет. Скоро непоседа будет схвачен атомным ядром одного из листов бланкета - металлического «одеяла» реактора. Ядро, «поймавшее» нейтрон, при этом превратится либо в стабильный, то есть безопасный и относительно долговечный, либо в радиоактивный изотоп - как повезет. Облучение реактора нейтронами называется наведенной радиацией. Из-за нее бланкет придется менять где-то каждые 10–100 лет.

Самое время уточнить, что схема «сцепления» изотопов, описанная выше, была упрощенной. В отличие от дейтерия, который можно есть ложкой, легко создать и встретить в обычной морской воде, тритий - радиоизотоп, и искусственно синтезируется за неприличные деньги. При этом хранить его бессмысленно: ядро быстро «разваливается». В ITER тритий будут получать на месте, сталкивая нейтроны с литием-6 и отдельно добавляя готовый дейтерий. В результате нейтронов, которые попытаются «бежать» (вместе с тритием) и застрянут в бланкете, будет еще больше, чем могло показаться.

Несмотря на это, площадь радиоактивного воздействия термоядерного реактора будет пренебрежимо мала. Ирония в том, что безопасность предусмотрена самим несовершенством технологии. Поскольку плазму приходится удерживать, а «топливо» добавлять снова и снова, без надзора со стороны система проработает от силы несколько минут (плановое время удержания у ITER - 400 секунд) и погаснет. Но даже при одномоментном разрушении, по мнению физика Кристофера Ллуэллина-Смита, выселять города не придется: из-за низкой плотности плазмы трития в ней будет всего 0,7 грамма.

Разумеется, на дейтерии и тритии свет клином не сошелся. Для термоядерного синтеза ученые рассматривают и другие пары: дейтерий и дейтерий, гелий-3 и бор-11, дейтерий и гелий-3, водород и бор-11. В трех последних никаких «убегающих» нейтронов и вовсе не будет, а с парами водород - бор-11 и дейтерий - гелий-3 уже работают две американские компании. Просто пока, на нынешнем витке технологического невежества, сталкивать дейтерий и тритий чуть легче.

Да и простая арифметика на стороне новой отрасли. За последние 55 лет в мире произошло: пять прорывов ГЭС, в результате которых погибло столько, сколько на российских дорогах погибает за восемь лет; 26 аварий на атомных электростанциях, из-за которых погибло в десятки тысяч раз меньше людей, чем от прорывов ГЭС; и сотни происшествий на тепловых электросетях с бог весть какими последствиями. Зато за время работы термоядерных реакторов, кажется, ничто, кроме нервных клеток и бюджетов, пока не пострадало.

Холодный ядерный синтез

Каким бы крошечным он ни был, а шанс сорвать куш в «термоядерную» лотерею будоражил всех, не только физиков. В марте 1989 года два достаточно известных химика, американец Стэнли Понс и британец Мартин Флейшман, собрали журналистов, чтобы явить миру «холодный» ядерный синтез. Работал он так. В раствор с дейтерием и литием помещался палладиевый электрод и через него пропускали постоянный ток. Дейтерий и литий поглощались палладием и, сталкиваясь, иногда «сцеплялись» в тритий и гелий-4, вдруг резко нагревая раствор. И это при комнатной температуре и нормальном атмосферном давлении.

Перспектива получать энергию без головомойки с температурой, давлением и сложными установками была слишком заманчива, и на следующий день Флейшман и Понс проснулись знаменитыми. Власти штата Юта выделили на их исследования «холодного» синтеза 5 миллионов долларов, еще 25 миллионов долларов у Конгресса США запросил университет, в котором работал Понс. Ложку дегтя в историю добавляли два момента. Во-первых, подробности эксперимента появились в The Journal of Electroanalytical Chemistry and Interfacial Electrochemistry только в апреле, спустя месяц после пресс-конференции. Это противоречило научному этикету.

Во-вторых, у специалистов по ядерной физике к Флейшману и Понсу возникло много вопросов. Например, почему в их реакторе столкновение двух дейтронов дает тритий и гелий-4, когда должно давать тритий и протон или нейтрон и гелий-3? Причем проверить это было просто: при условии, что в палладиевом электроде происходил ядерный синтез, от изотопов «отлетали» бы нейтроны с заранее известной кинетической энергией. Но ни датчики нейтронов, ни воспроизведение эксперимента другими учеными к таким результатам не привели. И за недостатком данных уже в мае сенсация химиков была признана «уткой».

Несмотря на это, труд Понса и Флейшмана внес в ядерную физику и химию сумятицу. Ведь что произошло: некая реакция изотопов, палладия и электричества привела к выделению положительной энергии, точнее, к спонтанному нагреванию раствора. В 2008 году похожую установку журналистам показали японские ученые. Они помещали в колбу палладий и оксид циркония и под давлением накачивали в нее дейтерий. Из-за давления ядра «терлись» друг о друга и превращались в гелий, выделяя энергию. Как и в эксперименте Флейшмана-Понса, о «безнейтронной» реакции синтеза авторы судили только по температуре в колбе.

У физики объяснений не было. Но могли быть у химии: что если вещество изменяют катализаторы - «ускорители» реакций? Один такой «ускоритель» якобы использовал итальянский инженер Андреа Росси. В 2009 году он вместе с физиком Серджио Фокарди подал заявку на изобретение аппарата для «низкоэнергетической ядерной реакции». Это 20-сантиметровая керамическая трубка, в которую помещаются порошок никеля, неизвестный катализатор и под давлением накачивается водород. Трубка нагревается обычным электрокалорифером, частично превращая никель в медь с выделением нейтронов и положительной энергии.

До патента Росси и Фокарди механику «реактора» не разглашали из принципа. Потом - со ссылкой на коммерческую тайну. В 2011 году установку начали проверять журналисты и ученые (почему-то одни и те же). Проверки заключались в следующем. Трубку нагревали на несколько часов, измеряли входную и выходную мощность и изучали изотопный состав никеля. Вскрывать было нельзя. Слова разработчиков подтверждались: энергии выходит в 30 раз больше, состав никеля меняется . Но как? Для такой реакции нужно не 200 градусов, а все 20 миллиардов градусов Цельсия, поскольку ядро никеля тяжелее даже железа.

Андреа Росси во время испытаний аппарата для «низкоэнергетической ядерной реакции» (слева). / © Vessy"s Blog

Ни один научный журнал итальянских «волшебников» так и не опубликовал. Многие довольно быстро махнули на «низкоэнергетические реакции» рукой, хотя последователи у метода есть. Сейчас Росси судится с правообладателем патента, американской компанией Industrial Heat, по обвинению в краже интеллектуальной собственности. Та считает его мошенником, а проверки с экспертами - «липой».

И все же «холодный» ядерный синтез существует. Он действительно основан на «катализаторе», - мюонах. Мюоны (отрицательно заряженные) «выпинывают» электроны с атомной орбитали, образуя мезоатомы. Если столкнуть мезоатомы с, например, дейтерием, получатся положительно заряженные мезомолекулы. А так как мюон в 207 раз тяжелее электрона, ядра мезомолекул будут в 207 раз ближе друг к другу - того же эффекта можно добиться, если нагреть изотопы до 30 миллионов градусов Цельсия. Поэтому ядра мезоатомов «сцепляются» сами, без нагрева, а мюон «прыгает» на другие атомы, пока не «увязнет» в мезоатоме гелия.

К 2016 году мюон научили совершать примерно 100 таких «прыжков». Затем - либо мезоатом гелия, либо распад (время жизни мюона - всего 2,2 микросекунды). Овчинка не стоит выделки: количество полученной от 100 «прыжков» энергии не превышает 2 гигаэлектронвольт, а на создание одного мюона нужно 5–10 гигаэлектронвольт. Чтобы «холодный» синтез, точнее, «мюонный катализ», был выгодным, каждый мюон должен научиться 10 тысячам «прыжков» или, наконец, перестать требовать от смертных слишком много. В конце концов, до каменного века - с пионерскими кострами вместо ТЭЦ - осталось каких-то 250 лет.

Впрочем, в конечность ископаемых топлив верят не все . Менделеев, например, отрицал исчерпаемость нефти. Она, думал химик, - продукт абиотических реакций , а не разложившихся птеродактилей, поэтому самовосстанавливается. Слухи об обратном Менделеев вменял братьям Нобель, которые в конце XIX века замахнулись на нефтяную монополию. Вслед за ним советский физик Лев Арцимович и вовсе выражал убежденность в том, что термоядерная энергетика появится только тогда, когда будет «действительно» нужна человечеству. Выходит, Менделеев и Арцимович были хоть лицами и решающими, а все же - оптимистами.

И в термоядерной энергетике мы на самом деле пока не нуждаемся.

Управляемый термоядерный синтез - интереснейший физический процесс, который (пока в теории) может избавить мир от энергетической зависимости от ископаемых источников топлива. В основе процесса лежит синтез атомных ядер из более легких в более тяжелые с выделением энергии. В отличие от другого использования атома - выделение из него энергии в ядерных реакторах в процессе распада - термоядерный синтез на бумаге практически не будет оставлять радиоактивных побочных продуктов. Особые надежды возлагают на реактор ИТЭР, на создание которого затратили безумное количество средств. Скептики, однако, делают ставку на разработки частных корпораций.

В 2018 году ученые сообщили суровую новость: несмотря на беспокойство на тему глобального потепления, за счет угля было выработано 38% мировой электроэнергии в 2017 году - то есть, ровно столько же, сколько и при появлении первых тревожных предупреждений о климате 20 лет назад. Хуже того, выбросы парникового газа выросли на 2,7% в прошлом году - это крупнейшее увеличение за семь лет. Такой застой привел к тому, что даже политики и экологи начали задумываться о том, что нам нужно больше ядерной энергии.

А что же это за "хольраум" такой?

Золотой хольраум лазерного термояда

Национальный комплекс лазерных термоядерных реакций (National Ignition Facility, NIF) в Соединённых Штатах называют лазерным термоядом двойного назначения. Он призван помочь американским вооружённым силам поддерживать в боеспособном состоянии свои ядерные арсеналы в условиях моратория на ядерные испытания, и он же предлагает прорывные открытия, способные обеспечить цивилизацию морем чистой и дешёвой энергии.

Если верить прессе, то дела на NIF разворачиваются как нельзя удачно. Но у аудиторов главной бухгалтерской службы США (GAO, аналог российской Счётной палаты) есть в этом сомнения, которым они поделились с конгрессом в докладе за номером GAO-10-488.

NIF, NIC и NNSA

В марте 2009 года национальное управление США по ядерной безопасности (NNSA) завершило строительство NIF - проекта стоимостью 3,5 миллиарда долларов в национальной лаборатории Лоуренс Ливермор. В смету входят 2,2 миллиарда долларов, затраченных на собственно строительство, и 1,3 миллиарда долларов, ушедших на сборку и монтаж 192 лазеров и связанного оборудования.

Управление планирует создавать в NIF экстремально высокие давления и температуры, характерные для ядерных взрывов. Если всё пройдёт удачно, то новая установка позволит американцам исследовать характеристики ядерных взрывных устройств без их испытаний, запрещённых условиями принятого в США в 1992 году моратория.

NNSA по праву называет лазерный термояд "критическим компонентом" крупномасштабной программы по поддержанию боеготовности американских ядерных арсеналов. Военные задачи станут для NIF первоочередным приоритетом, но военное управление готово предоставлять мощности установки и для гражданских исследователей.

За проектирование и строительство NIF непосредственно отвечает национальная лаборатория Лоуренс Ливермор. Первые теоретические исследования, имеющие целью подготовку к появлению NIF, датируются мартом 1997 года. В 2005 году управление NNSA, выполняя директивы конгресса, создало компанию NIC (National Ignition Campaign) и поручило ей курировать управленческие вопросы по проекту. Кроме этого, для стороннего контроля за проектом приглашаются независимые эксперты и экспертные группы.

Лазеры и хольраум

Технология, используемая в NIF, может быть названа "лазерной термоядерной реакцией". В американской литературе за ней закрепился термин "ignition". После того, как всё будет готово, операторы NIF должны одновременно сконцентрировать пучки 192 лазеров на мишенях с размерами меньше 10-центовой монеты. Общая энергия пучков составит 1,8 МДж.

За один рабочий цикл продолжительностью порядка одной миллионной доли секунды, пучки должны пройти сквозь ряд оптических умножителей, после чего сфокусироваться на микроскопической мишени. Последняя будет располагаться внутри сферической камеры высотой 10 метров.

Схема установки NIF - рисунок аудиторов GAO.

Сама по себе мишень, в свою очередь, представляет собой полый золотой цилиндр. Его называют немецким словом "хольраум" (hohlraum) - это полость, чьи стенки пребывают в радиационном равновесии с полостью. В хольрауме, как в матрёшке, скрывается топливная капсула размером с перчинку. Она состоит из замороженного слоя дейтерия и трития, окружающего охлаждённую газообразную смесь этих же изотопов.

Лазеры установки NIF должны в ходе работы быстро нагревать внутренние стенки хольраума, которые будут конвертировать энергию лазера в рентгеновское излучение. В свою очередь, рентгеновские лучи должны быстро нагревать внешнюю поверхность топливной капсулы. При должном нагреве капсула должна схлопнуться с силой, сравнимой с возникающими при запуске ракеты, то есть должен произойти направленный внутрь взрыв (имплозия) дейтерий-тритиевого слоя.

Если имплозия пройдёт симметрично и с желаемой скоростью, то атомы дейтерия и трития будут принуждены к вступлению в реакцию синтеза длительностью 10 триллионных долей секунды. Температуры, которые будут создаваться в топливной капсуле, ожидаются порядка 100 миллионов градусов - то есть, в капсуле окажется горячее, чем в центре Солнца.

Схема переноса энергии в хольрауме - рисунок аудиторов GAO.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра в полном масштабе.

Предварительные испытания в обоснование процессов, заложенных в установке NIF, проходили в лаборатории лазерной энергетики университета Рочестера (Нью-Йорк). Лазерные системы OMEGA и OMEGA EP, действующие в лаборатории, играют на сегодняшний день роль рабочей лошадки для всех исследований, проводимых в NNSA по направлению лазерного термояда. До создания NIF, им принадлежал мировой рекорд по энергии лазерного пучка.

Мишени, хольраумы и другое связанное оборудование для NIF поставляет калифорнийская компания "General Atomics". Национальная лаборатория Лос-Аламоса отвечает за системы диагностики, а Сандийская лаборатория - за проведение вспомогательных исследований на установке "Z Machine", способной преобразовывать электромагнитное излучение в рентгеновское.

Технические проблемы

Приведёт ли создание NIF к успеху и смогут ли американские учёные зажечь термоядерную реакцию при помощи лазеров? Аудиторы GAO сухо напоминают о выводах независимой группы JASON, в которых перечислены стоящие перед разработчиками NIF технические проблемы.

Одна из главных задач - необходимо минимизировать потери лазерного излучения, то есть, существенно понизить долю энергии, которая пройдёт мимо хольраума или отразится от его стенок. Если отражение грозит простой потерей энергии, то каждый промахнувшийся пучок будет отрицательно влиять на симметричность сжатия топливной капсулы, ставя, тем самым, под сомнение факт инициации термоядерной реакции.

Даже самое точное нацеливание лазерного пучка не гарантирует полного успеха. Под воздействием лазерного излучения внутри хольраума стартует процесс ионизации, и образующийся заряженный газ вмешается в процессы передачи энергии. Говоря кратко, в результате взаимодействия ионизированных частиц и лазерных пучков часть прибывшей в хольраум энергии будет выведена обратно за его пределы.

Учёные называют такой процесс "нестабильностью типа лазер-плазма"(laser-plasma instability) . Помимо потери энергии, он приводит также к нежелательной интерференции между лазерными пучками, что будет плохо сказываться на симметричности имплозии.

Вторая важнейшая проблема NIF связана со скоростью имплозии. Чтобы возбудить термоядерную реакцию, топливную капсулу следует сжать в 40 тысяч раз по сравнению с её исходным размером. При этом капсула обязана сохранять сферическую форму. Более того, имплозия должна происходить с заданной скоростью, иначе не получится создать давления, необходимые для начала синтеза лёгких ядер.

Если поверхность топливной капсулы не будет достаточно гладкой, или если рентгеновские лучи будут падать на капсулу неравномерно, то на капсуле начнут образовываться пальчикообразные выступы. Как показывают результаты расчётов по математическим моделям, образование выступов станет следствием гидродинамических нестабильностей, возникающих при контакте материалов с различными плотностями. Если выступов окажется слишком много, то термоядерная реакция не пойдёт, так как за счёт выступов будет снижаться температура внутри капсулы.

Пальчикообразные выступы на поверхности топливной капсулы - рисунок аудиторов GAO.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра в полном масштабе.

Кроме двух названных проблем, создатели NIF сталкиваются и с более традиционными, но от этого не менее серьёзными сложностями. Так, им нужно обеспечить надёжный контроль за состоянием оптики, которая, разумеется, будет со временем повреждаться проходящими через неё лазерными пучками.

Вначале таких повреждений будет мало, но со временем их количество начнёт расти, и если общий процент повреждений перевалит за определённый предел, то эксплуатация NIF на номинальных параметрах окажется невозможной.

К чести создателей NIF, они не устраняются от проблем. Был полностью переделан проект хольраума, и его новая конструкция обещает минимизировать потери лазерной энергии. Из его проекта были убраны покрытия точек входа лазерных пучков, как только оказалось, что благая на первый взгляд идея особым образом обустроить места попадания лучей в мишень ведёт к резкому росту нестабильностей "лазер-плазма".

После долгих поисков учёные остановились на гелии как материале, заполняющем хольраум. В исходном проекте предполагалось использовать смесь водорода и гелия. Эти и другие модификации прошли проверку боем в ходе первых экспериментов на NIF, выполнявшихся в 2009 году. Полученные результаты признаны удовлетворительными, и есть надежды избежать нестабильностей при работе на номинальной мощности.

Понимание процессов имплозии должно улучшиться после завершения серии компьютерных расчётов в двух- и трёхмерных моделях. Кроме этого, гидродинамическая нестабильность активно изучается на уже упоминавшемся комплексе OMEGA. Персонал NIF надеется также, что сумеет обеспечить контроль за состоянием оптики.

Работа NIF при суммарной энергии лазерных пучков 1,8 МДж отодвинута на 2011 год. До конца 2010 года установка будет трудиться с энергиями 1,2-1,3 МДж. По утверждению специалистов, при энергии 1,2 МДж потери энергии за счёт нестабильностей не превысили в первых экспериментах величины 6%, при том, что проект допускает 15%-ные потери.

Первые включения привели и к первым потерям в оптике. В марте 2009 года часть пучков была неожиданно отражена по дороге к мишени. "Удачный" залп в сочетании с погрешностью конструкции вывел из строя 4% от общего количества имеющихся в системе зеркал. К большой удаче, "расстрел" произошёл при низких энергиях пучков, в противном случае последствия могли оказаться ещё более худшими.

Установка NIF шаг за шагом продвигается к номиналу. Последние по времени результаты, полученные в экспериментах декабря 2009 года, получены при энергии лазеров 1,2 МДж.

Независимые эксперты призывают к осторожности. Они предсказывают, что NIF обязательно столкнётся с новыми технологическими и физическими проблемами, которые на данном этапе невозможно даже предсказать. А аудиторы GAO задаются вопросом - реален ли текущий график, согласно которому первая лазерная термоядерная реакция произойдёт в 2012 году?

Из четырёх 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 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.

Термоядерный синтез в лабораторных условиях осуществить достаточно просто, но добиться воспроизводства энергии до сих пор не удалось. Однако работы в этом направлении ведутся, отрабатываются и радиохимические методики, в первую очередь - технологии получения тритиевого топлива для установок УТС.

В данной главе рассмотрены некоторые радиохимические аспекты термоядерного синтеза и обсуждены перспективы использования установок для УТС в атомной энергетике.

Управляемый термоядерный синтез - реакция слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. В отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородной бомбе) носит управляемый характер. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться -Н и 3 Н, а в более отдалённой перспективе 3 Не и “В.

Надежды на управляемый термоядерный синтез связаны с двумя обстоятельствами: i) полагают, что звезды существует за счёт стационарной термоядерной реакции, и 2) неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза. Однако интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТС с получением энергетического выигрыша окончились полным провалом.

Тем не менее, сейчас УТС рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая увеличения производства электроэнергии и исчерпаемость невобновляемого сырья стимулирует поиск новых решений.

В термоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии лёгких атомных ядео. Напоимео:

Реакция слияния ядер трития и дейтерия является перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико. Эта реакция обеспечивает удельную теплотворную способность 3,5-ю 11 Дж/г. Основная реакция D+T=n+a имеет наибольшее сечение о т ах =5 барн в резонансе при энергии дейтронов Е пШ х= 0,108 МэВ, по сравнению с реакциями D+D=n+3He a,„ a *=0,i05 барн; Е тах = 1,9 МэВ, D+D=p+T о тах = 0,09 барн; Е тах = 2,0 Мэв, а также с реакцией 3He+D=p+a a m ах=0,7 барн; Еотах= 0,4 МэВ. В последней реакции выделяется 18,4 МэВ. В реакции (3) сумма энергий п+а равна 17,6 МэВ, энергия образующихся нейтронов?„=14,1 МэВ; а энергия возникших а-частиц 3,5 МэВ. Если в реакциях T(d,n)a и:} He(d,p)a резонансы довольно узкие, то в реакциях D(d,n)3He и D(d,p)T имеют место очень широкие резонансы с большими значениями сечений в области от 1 до ю МэВ и линейным ростом от 0,1 МэВ до 1 МэВ.

Замечание. Проблемы легко зажигаемого DT топлива заключаются в том, что тритий не встречается в природе и его надо получать из лития в бридерном бланкете термоядерного реактора; тритий радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 лет), в системе DT - реактора содержится от ю до юо кг трития; 8о% энергии в реакции DT выделяется с 14-МэВ-ными нейтронами, которые наводят искусственную радиоактивность в конструкциях реактора и производят радиационные разрушения.

На рис. 1 представлены энергетические зависимости сечений реакций (1 - з). Графики для сечений реакций (1) и (2) практически одинаковые - при росте энергии сечение возрастает и при больших энергиях вероятность реакции стремится к постоянному значению. Сечение реакции (3) сначала возрастает, достигает максимума ю барн при энергиях порядка 90 МэВ, а затем с ростом энергии уменьшается.

Рис. 1. Сечения некоторых термоядерных реакций как функция энергии частиц в системе центра масс: 1 - ядерная реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).

Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтронами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D - Т реакции может быть отрицательным, т.к. на ускорение дейтронов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме, в которой атомы или молекулы находятся в полностью ионизированном состоянии. Например, D-T - реакция начинает протекать только при температурах выше ю 8 К. Лишь при таких температурах выделяется больше энергии на единицу объёма и в единицу" времени, чем затрачивается. Поскольку на одну реакцию синтеза D-Т приходится ~Ю5 обычных столкновений ядер, проблема УТС состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для «сжигания» заметной части термоядерного топлива.

Считается, что управляемый термоядерный синтез может быть реализован при выполнении критерия Лоусона (лт>10‘4 с см-з, где п - плотность высокотемпературной плазмы, т - время удержания её в системе).

При выполнении этого критерия энергия, выделяющаяся при УТС, превышает энергию, вводимую в систему.

Плазму необходимо удерживать внутри заданного объёма, т. к. 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.

Рис. 2. Принципиальная схема токамака.

Если не ставить целью получения энергетического выигрыша, то в лабораторных условиях УТС осуществить достаточно просто. Для этого достаточно опустить в канал любого медленного реактора, работающего на реакции деления урана, ампулу с дейтеридом лития (можно использовать литий с природным изотопным составом (7% 6 Li), но лучше, если он обогащён стабильным изотопом 6 Li). Под действием тепловых нейтронов идёт следующая ядерная реакция:

В результате этой реакции, возникают «горячие» атомы трития. Энергии атома отдачи трития (~з МэВ) достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в LiD дейтерием:

Для энергетических целей этот метод не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Поэтому" приходится искать друтие варианты осуществления УТС, варианты, обеспечивающие большой энергетический выигрыш.

УТС с энергетическим выигрышем пытаются реализовать или в квазистационарных (т>1 с, тг >юи см "О, или в импульсных системах (t*io -8 с, п>ю 22 см*з). В первых (токамак, стелларатор, зеркальная ловутпка и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создаётся при облучении твёрдой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твёрдотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.

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

Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>ю 8 К). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате

термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.

Рис. з. Основные компоненты реактора для управляемого термоядерного синтеза.

Термоядерный реактор типа ТО- КАМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры, 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. а-Частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают её температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону бланкета, содержащего жидкий литий, или соединение лития, обогащённое по 6 Li. При взаимодействии с литием кинетическая энергия нейтронов превращается в тепло, одновременно генерируется тритий. Бланкет помещён в специальную оболочку, которая защищает магнит от вылетающих нейтронов, у- излучения и потоков тепла.

В установках типа токамак плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. С этой целью в плазменном сгустке создают электрический ток, и при этом у него появляется собственное магнитное поле - сгусток плазмы сам становится магнитом. Теперь с помощью внешнего магнитного поля определенной конфигурации можно подвесить плазменное облако в центре камеры, не позволяя ему соприкасаться со стенками.

Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы. Служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. Очищает плазму от загрязняющих примесей, мешающих протеканию реакции синтеза.

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается:

• - из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме;
• - из мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или стационарного тока в плазме;
• - из мощности, выделяющейся в бланкете - оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой магнитных катушек от радиационных воздествий. Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора, специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.

Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при D-Т синтезе основные носители энергии - 14-МэВ-ные нейтроны - отдают её бланкет}", нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. При работе токамака в составе электростанции пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора.

Основная задача бланкета - съём энергии, трансформация её в тепло и передача его на электрогенераторные системы, а также защита операторов и окружающей среды от ионизирующего излучения, создаваемого термоядерным реактором. За бланкетом в термоядерном реакторе располагается слой радиационной защиты, функции которого заключаются в дальнейшем ослаблении потока нейтронов и образующихся при реакциях с веществом у-квантов для обеспечения работоспособности электромагнитной системы. Затем следует биологическая защита, за которой может работать персонал станции.

«Активный» бланкет - бридер, предназначен для наработки одного из компонентов термоядерного топлива. В реакторах, расходующих тритий, в бланкет включают бридерные материалы (соединения лития), призванные обеспечить эффективную наработку трития.

При работе термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе необходимо пополнять количество топлива (D+T) в реакторе и удалять 4Не из плазмы. В результате реакций в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам, для которых плазма прозрачна. Это приводит к необходимости размещения между плазмой и электромагнитной системой специальной зоны, в которой воспроизводится выгорающий тритий и происходит поглощение основной части энергий нейтронов. Такая зона и называется бридерным бланкетом. В нём воспроизводится сгоревший в плазме тритий.

Тритий в бланкете можно нарабатывать, облучая литий потоками нейтронов по ядерным реакциям: 6 Li(n,a)T+4,8 МэВ и 7 Li(n,n’a) - 2,4 МэВ.

При наработке трития из лития следует учитывать, что природный литий состоит из двух изотопов: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Сечение поглощения тепловых нейтронов чистым 6 Li 0=945 барн, а сечение активации по реакции (п,р) - 0,028 барн. У природного лития сечение выведения нейтронов, образующихся при делении урана, равно 1,01 барн, а сечение поглощения тепловых нейтронов о а =70,4 барн.

Спектры энергии у-излучения при радиационном захвате тепловых нейтронов 6 Li характеризуются величинами: средняя энергия у-квантов, испускаемых на один поглощённый нейтрон, в диапазоне энергий 6^-7 МэВ =0,51 МэВ, в диапазоне энергий 7-г8 МэВ - 0,94 МэВ. Полная энергия

В термоядерном реакторе, работающем на D-Т топливе, в результате реакции:

у-излучения на один захват нейтрона равна 1,45 МэВ. У 7 Li сечение поглощения равно 0,047 барн, а сечение активации - 0,033 барна (при энергиях нейтронов выше 2,8 МэВ). Сечение выведения нейтронов деления LiH природного состава =1,34 барн, металлического Li - 1,57 барн, LiF - 2,43 барна.

образуются термоядерные нейтроны, которые, покидая объём плазмы, попадают в область бланкета, содержащую литий и бериллий, где протекают следующие реакции:

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.

При D-Т реакции в плазме происходит выгорание трития и образуется нейтрон с энергией 14,1 МэВ. В бланкете необходимо, чтобы этот нейтрон породил не менее одного атома трития для покрытия его потерь в плазме. Коэффициент воспроизводства трития к ("количество образующегося в бланкете трития в расчёте на один падающий термоядерный нейтрон) зависит от спектра нейтронов в бланкете, величины поглощения и утечки нейтронов. При юо% покрытии плазмы бланкетом необходимо значение к> 1,05.

Рис. 4. Зависимости сечения ядерных реакций образования трития от энергии нейтронов: 1 - реакция 6 Li(n,t)‘»He, 2 - реакция 7 Li(n,n’,0 4 He.

У ядра 6 Li сечение поглощения тепловых нейтронов с образованием трития очень велико (953 барн при 0,025 эВ). При низких энергиях сечение поглощения нейтронов в Li идёт по закону (l/u) и в случае природного лития достигает значения 71 барн для тепловых нейтронов. У 7 Li сечение взаимодействия с нейтронами равно всего 0,045 барн. Поэтому для повышения производительности бридера природный литий следует обогащать по изотопу 6 Li. Однако увеличение содержания 6 Li в смеси изотопов мало влияет на коэффициент воспроизводства трития: имеет место возрастание на 5% при увеличении обогащения изотопом 6 Li до 50% в смеси. В реакции 6 Li(n, Т)»Не поглотятся все замедлившиеся нейтроны. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение (

Зависимость сечения реакции 6 Li(n,T) 4 He от энергии нейтронов приведена на рис. 7. Как это характерно для многих других ядерных реакций, сечение реакции 6 Li(n,f) 4 He уменьшается по мере увеличения энергии нейтронов (за исключением резонанса при энергии 0,25 МэВ).

Реакция с образованием трития на изотопе?Li идёт на быстрых нейтронах при энергии?„>2.8 МэВ. В этой реакции

производится тритий и нет потери нейтрона.

Ядерная реакция на 6 Li не может дать расширенного воспроизводства трития и только компенсирует выгоревший тритий

Реакция на?1л приводит к появлению одного ядра трития на каждый поглощённый нейтрон и регенерации этого нейтрона, который затем поглощается при замедлении и даёт ещё одно ядро трития.

Замечание. В природном Li коэффициент воспроизводства трития к «2. Для Li, LiFBeF 2 , Li 2 0, LiF, У^РЬвз k= 2,0; 0,95; 1,1; 1,05 и i,6, соответственно. Расплавленная соль LiF (66%) + BeF 2 (34%) носит название флайб (FLiBe ), её использование предпочтительно по условиям безопасности и уменьшения потерь трития.

Поскольку не каждый нейтрон D-T-реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (п, 2н) или (п, зп)-реакции, на элементах, имеющих достаточно большое сечение при взаимодействии быстрых нейтронов, например, на у Ве, Pb, Mo, Nb и многих других материалах с Z> 25. Для бериллия порог (п, 2п) реакции 2,5 МэВ; при 14 МэВ 0=0,45 барн. В результате, в вариантах бланкета с жидким или керамическим литием (LiA10 2) возможно достижение к* 1.1+1.2. В случае окружения камеры реактора урановым бланкетом размножение нейтронов может быть существенно увеличено за счёт реакций деления и (п,2п), (п,зл) реакций.

Замечание 1. Наведённая активность лития при облучении нейтронами практически отсутствует, так как образующийся радиоактивный изотоп 8 Li (cr-излучение с энергией 12,7 МэВ и /?-излучение с энергией ~6 МэВ) обладает весьма малым периодом полураспада - 0,875 с. Низкая активация лития и короткий период полураспада облегчают биологическую защиту установки.

Замечание 2. Активность трития, содержащегося в бланкете термоядерного DT- реактора ~*ю 6 Ки, поэтому использование DT-топлива не исключает теоретической возможности аварии масштаба нескольких процентов от Чернобыльской (выброс составил 510 7 Ки). Выброс трития с образованием Т 2 0 может приводить к радиоактивным осадкам, попаданию трития в грунтовые воды, водоёмы, живые организмы, растения с накоплением, в конечном счёте, в продуктах питания.

Выбор материала и агрегатного состояния бридера представляет собой серьёзную проблему. Материал бридера должен обеспечить высокий процент превращения лития в тритий и лёгкое извлечение последнего для последующей передачи в систему подготовки топлива.

К основные функциям бридерного бланкета относятся: формирование плазменной камеры; производство трития с коэффициентом k>i; превращение кинетической энергии нейтрона в тепло; утилизация тепла, образующегося в бланкете в процессе работы термоядерного реактора; радиационная защита электромагнитной системы; биологическая защита от радиации.

Термоядерный реактор на D-T-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нём под действием нейтронов получается тритий и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4

МэВ. В бланкете гибридного («активного») термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный 2 з 8 и для получения 2 39Ри. При этом в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один нейтрон. Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше, чем чистого. Одновременно достигается лучшее поглощение термоядерных нейтронов, что повышает безопасность установки. Однако наличие делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, аналогичную существующей в ядерных реакторах деления.

Рис. 5.

Существуют две концепции чистого бридерного бланкета, основанные на применении жидких тритий-воспроизводящих материалов, или на применении твёрдых литий содержащих материалов. Варианты конструкций бланкетов связаны с типом выбранных теплоносителей (жидкометаллические, жидкосолевые, газовые, органические, вода) и классом возможных конструкционных материалов.

В жидкостном варианте бланкета литий является теплоносителем, а тритий - воспроизводящим материалом. Секция бланкета состоит из первой стенки, бридерной зоны (расплавленная соль лития, рефлектора (сталь или вольфрам) и лёгкой компоненты защиты (например, гидрид титана). Основная особенность литиевого самоохлаждаемого бланкета - отсутствие дополнительного замедлителя и размножителя нейтронов. В бланкете с жидким бридером можно использовать следующие соли: Li 2 BeF 4 (Т пл = 459°), LiBeF 3 {T wx . =380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Среди приведённых солей Li 2 BeF 4 обладает наименьшей вязкостью, но наибольшей T wl . Перспек- тина эвтектика Pb-Li и расплав FLiNaBe, который выступает ещё и в качестве самоохладителя. Размножителями нейтронов в таком бридере служат сферические гранулы Be диаметром 2 мм.

В бланкете с твёрдым бридером в качестве бридерного материала используется литийсодержащая керамика, а размножителем нейтронов служит бериллий. В состав такого бланкета входят такие элементы, как первая стенка с коллекторами теплоносителя; зона размножения нейтронов; зона воспроизводства трития; каналы охлаждения зон размножения и воспроизводства трития; железоводная защита; элементы крепления бланкета; магистрали подвода и отвода теплоносителя и газа-носителя трития. Конструкционные материалы - ванадиевые сплавы и сталь ферритного или ферритно-мартенситного класса. Радиационная защита изготовлена из стальных листов. В качестве теплоносителя используется газообразный гелий под давлением юМПа с температурой входа 300 0 , выходная температура теплоносителя 650 0 .

Радиохимическая задача заключается в выделении, очистке и возвращении в топливный цикл трития. При этом важным является выбор функциональных материалов для систем регенерации компонентов топлива (бридерных материалов). Материал размножителя (бридера) должен обеспечить съём энергии термоядерного синтеза, генерацию трития и эффективное его извлечение для последующей очистки и трансформации в реакторное топливо. Для этой цели требуется материал с высокой температурной, радиационной и механической стойкостью. Не менее важны и диффузионные характеристики материала, обеспечивающие высокую подвижность трития и, как следствие, хорошую эффективность извлечения трития из бридерного материала при сравнительно низких температурах.

Рабочими веществами бланкета могут служить: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - воспроизводящий материал и бериллий - размножитель нейтронов. И бридер и бериллий используются в форме слоя монодисперс- ных пэбблов (гранул с формой, близкой к сферической). Диаметры гранул Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варьируются в диапазонах 0.2-Ю.6 мм и о.8-м мм, соответственно, а гранулы бериллия имеют диаметр 1 мм. Доля эффективного объёма слоя гранул - 63%. Для воспроизводства трития, керамический бридер обогащают изотопом 6 Li. Типичный уровень обогащения по 6 Li: 40% для Li 4 Si0 4 и 70% для Li 2 Ti0 3 .

В настоящее время наиболее перспективным считается метатитанат лития 1л 2 ТЮ 3 из-за сравнительно большой скорости высвобождения трития при сравнительно низких температурах (от 200 до 400 0), радиационной и химической стойкости. Было продемонстрировано, что гранулы из тита- ната лития, обогащённого до 96% 6 Li в условиях интенсивного нейтронного облучения и термических воздействий, позволяют в течение двух лет генерировать литий практически с постоянной скоростью. Извлечение трития из облучённой нейтронами керамики проводят программированным нагревом бридерного материала в режиме непрерывной откачки.

Предполагается, что в ядерной индустрии установки термоядерного синтеза могут быть использованы по трём направлениям:

• - гибридные реакторы, в которых бланкет содержит делящиеся нуклиды (уран, плутоний), деление которых управляется мощным потоком высокоэнергетических (14 МэВ) нейтронов;
• - инициаторы горения в электроядерных подкритических реакторах;
• - трансмутация долгоживущих экологически опасных радионуклидов с целью обезвреживания РАО.

Высокая энергия термоядерных нейтронов предоставляет большие возможности выделения энергетических групп нейтронов для сжигания конкретного радионуклида в резонансной области сечений.

​Ученые Принстонской лаборатории физики плазмы предложили идею самого долговечного устройства для ядерного синтеза, которое сможет работать более 60 лет. В данный момент это трудноосуществимая задача: ученые бьются над тем, чтобы заставить термоядерный реактор проработать в течение нескольких минут - а тут годы. Несмотря на сложность, строительство термоядерного реактора - одна из самых перспективных задач науки, которая может принести огромную пользу. Рассказываем, что нужно знать о термоядерном синтезе.

1. Что такое термоядерный синтез?

Не пугайтесь этого громоздкого словосочетания, на деле все довольно просто. Термоядерный синтез - это разновидность ядерной реакции.

В ходе ядерной реакции ядро атома взаимодействует либо с элементарной частицей, либо с ядром другого атома, за счет чего состав и строение ядра изменяются. Тяжелое атомное ядро может распасться на два-три более легких - это реакция деления. Существует также реакция синтеза: это когда два легких атомных ядра сливаются в одно тяжелое.

В отличие от ядерного деления, которое может проходить как самопроизвольно, так и вынужденно, ядерный синтез невозможен без подвода внешней энергии. Как известно, притягиваются противоположности, но вот атомные ядра заряжены положительно - поэтому они отталкиваются друг от друга. Эта ситуация называется кулоновским барьером. Чтобы преодолеть отталкивание, необходимо разогнать эти частицы до сумасшедших скоростей. Это можно осуществить при очень высокой температуре - порядка нескольких миллионов кельвинов. Именно такие реакции и называются термоядерными.

2. Зачем нам термоядерный синтез?

В ходе ядерных и термоядерных реакций выделяется огромное количество энергии, которую можно использовать в различных целях - можно создать мощнейшее оружие, а можно преобразовать ядерную энергию в электричество и снабдить им весь мир. Энергия распада ядра давно используется на атомных электростанциях. Но термоядерная энергетика выглядит перспективнее. При термоядерной реакции на каждый нуклон (так называются составляющие ядра, протоны и нейтроны) выделяется намного больше энергии, чем при ядерной реакции. К примеру, при делении ядра урана на один нуклон приходится 0,9 МэВ (мегаэлектронвольт), а при синтезе ядра гелия из ядер водорода выделяется энергия, равная 6 МэВ. Поэтому ученые учатся проводить термоядерные реакции.

Исследования термоядерного синтеза и строительство реакторов позволяют расширить высокотехнологичное производство, которое полезно и в других сферах науки и хай-тека.

3. Какие бывают термоядерные реакции?

Термоядерные реакции делят на самоподдерживающиеся, неуправляемые (используются в водородных бомбах) и управляемые (подходят для мирных целей).

Самоподдерживающиеся реакции проходят в недрах звезд. Однако на Земле нет условий для проведения таких реакций.

Неуправляемый, или взрывной термоядерный синтез люди проводят давно. В 1952 году в ходе операции "Иви Майк" американцы взорвали первое в мире термоядерное взрывное устройство, которое не имело практической ценности в качестве оружия. А в октябре 1961 года прошли испытания первой в мире термоядерной (водородной) бомбы ("Царь-бомба", "Кузькина мать"), разработанной советскими учеными под руководством Игоря Курчатова. Это было самое мощное взрывное устройство за всю историю человечества: полная энергия взрыва, по разным данным, составляла от 57 до 58,6 мегатонн в тротиловом эквиваленте. Чтобы взорвать водородную бомбу, необходимо сначала в ходе обычного ядерного взрыва получить высокую температуру - лишь тогда атомные ядра начнут реагировать.

Мощность взрыва при неуправляемой ядерной реакции очень велика, кроме того, высока доля радиоактивного загрязнения. Поэтому чтобы использовать термоядерную энергию в мирных целях, необходимо научиться ею управлять.

4. Что нужно для управляемой термоядерной реакции?

Удержать плазму!

Непонятно? Сейчас поясним.

Во-первых, атомные ядра. В ядерной энергетике используются изотопы - атомы, отличающиеся друг от друга количеством нейтронов и, соответственно, атомной массой. Изотоп водорода дейтерий (D) добывают из воды. Сверхтяжелый водород или тритий (Т) - радиоактивный изотоп водорода, который является побочным продуктом реакций распада, проводимых на обычных ядерных реакторах. Также в термоядерных реакциях используется легкий изотоп водорода - протий: это единственный стабильный элемент, не имеющий нейтронов в ядре. Гелий-3 содержится на Земле в ничтожно малых количествах, зато его очень много в лунном грунте (реголите): в 80-х гг НАСА разрабатывало план гипотетических установок по переработке реголита и выделению ценного изотопа. Зато на нашей планете широко распространен другой изотоп - бор-11. 80% бора на Земле - это необходимый ядерщикам изотоп.

Во-вторых, очень высокая температура. Вещество, участвующее в термоядерной реакции, должно представлять собой практически полностью ионизированную плазму - это газ, в котором отдельно плавают свободные электроны и ионы различных зарядов. Чтобы превратить вещество в плазму, необходима температура 10 7 –10 8 К - это сотни миллионов градусов Цельсия! Такие сверхвысокие температуры можно получить путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Однако просто нагреть необходимые химические элементы нельзя. Любой реактор моментально испарится при таких температурах. Здесь требуется совершенно иной подход. На сегодняшний день удается удерживать плазму на ограниченной территории с помощью сверхмощных электрических магнитов. Но полноценно использовать получаемую в результате термоядерной реакции энергию пока не удается: даже под воздействием магнитного поля плазма растекается в пространстве.

5. Какие реакции наиболее перспективны?

В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий (2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Вот как выглядят самые интересные реакции.

1) 2 D+ 3 T -> 4 He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV) - реакция дейтерий-тритий.

2) 2 D+ 2 D -> 3 T (1.01 MeV) + p (3.02 MeV) 50%

2 D+ 2 D -> 3 He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) 50% - это так называемое монотопливо из дейтерия.

Реакции 1 и 2 чреваты нейтронным радиоактивным загрязнением. Поэтому наиболее перспективны "безнейтронные" реакции.

3) 2 D+ 3 He -> 4 He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV) - дейтерий реагирует с гелием-3. Проблема в том, что гелий-3 чрезвычайно редок. Однако безнейтронный выход делает эту реакцию перспективной.

4) p+ 11 B -> 3 4 He + 8.7 MeV - бор-11 реагирует с протием, в результате получаются альфа-частицы, которые можно поглотить алюминиевой фольгой.

6. Где провести такую реакцию?

Естественным термоядерным реактором является звезда. В ней плазма удерживается под действием гравитации, а излучение поглощается - таким образом, ядро не остывает.

На Земле же термоядерные реакции можно провести лишь в специальных установках.

Импульсные системы. В таких системах дейтерий и тритий облучают сверхмощными лазерными лучи или пучками электронов/ионов. Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов. Однако такие системы невыгодно использовать в промышленных масштабах: на разгон атомов тратится намного больше энергии, чем получается в результате синтеза, так как не все разгоняемые атомы вступают в реакцию. Поэтому многие страны строят квазистационарные системы.

Квазистационарные системы. В таких реакторах плазма удерживается с помощью магнитного поля при низком давлении и высокой температуре. Существует три типа реакторов, основанных на различных конфигурациях магнитного поля. Это токамаки, стеллараторы (торсатроны) и зеркальные ловушки.

Токамак расшифровывается как "тороидальная камера с магнитными катушками". Это камера в виде "бублика" (тора), на которую намотаны катушки. Главной особенностью токамака является использование переменного электрического тока, который протекает через плазму, нагревает ее и, создавая вокруг себя магнитное поле, удерживает ее.

В стеллараторе (торсатроне) магнитное поле полностью удерживается с помощью магнитных катушек и, в отличие от токамака, может работать постоянно.

В зеркальных (открытых) ловушках используется принцип отражения. Камера с двух сторон закрыта магнитными "пробками", которые отражают плазму, удерживая ее в реакторе.

Долгое время зеркальные ловушки и токамаки боролись за первенство. Изначально концепция ловушки казалась более простой и потому более дешевой. В начале 60-х годов открытые ловушки обильно финансировались, однако нестабильность плазмы и неудачные попытки удержать ее магнитным полем заставляли усложнять эти установки - простые на вид конструкции превратились в адские машины, и добиться стабильного результата не выходило. Поэтому в 80-х годах на первый план вышли токамаки. В 1984 году был запущен европейский токамак JET, стоимость которого составила всего 180 млн долларов и параметры которого позволяли провести термоядерную реакцию. В СССР и Франции проектировали сверхпроводящие токамаки, которые почти не тратили энергию на работу магнитной системы.

7. Кто сейчас учится проводить термоядерные реакции?

Многие страны строят свои термоядерные реакторы. Свои экспериментальные реакторы есть в Казахстане, Китае, США и Японии. Курчатовский институт работает над реактором IGNITOR. Германия запустила термоядерный реактор-стелларатор Wendelstein 7-X.

Наиболее известен международный проект токамака ИТЭР (ITER, Международный экспериментальный термоядерный реактор) в исследовательском центре Кадараш (Франция). Его строительство предполагалось закончить в 2016 году, однако размеры необходимого финансового обеспечения выросли, а сроки экспериментов сдвинулись на 2025 год. В деятельности ИТЭР участвует Евросоюз, США, Китай, Индия, Япония, Южная Корея и Россия . Основную долю в финансировании играет ЕС (45%), остальные участники поставляют высокотехнологичное оборудование. В частности, Россия производит сверхпроводниковые материалы и кабели, радиолампы для нагрева плазмы (гиротроны) и предохранители для сверхпроводящих катушек, а также компоненты для сложнейшей детали реактора - первой стенки, которая должна выдержать электромагнитные силы, нейтронное излучение и излучение плазмы.

8. Почему мы до сих пор не пользуемся термоядерными реакторами?

Современные установки токамак - не термоядерные реакторы, а исследовательские установки, в которых возможно лишь на некоторое время существование и сохранение плазмы. Дело в том, что ученые пока не научились удерживать плазму в реакторе на длительный срок.

На данный момент одним из самых больших достижений в области ядерного синтеза считается успех немецких ученых, которым удалось нагреть водородный газ до 80 миллионов градусов по Цельсию и поддерживать облако плазмы водорода в течение четверти секунды. А в Китае водородную плазму нагрели до 49.999 миллионов градусов и продержали ее 102 секунды. Российским ученым из (Институт ядерной физики имени Г. И. Будкера, Новосибирск) удалось добиться стабильного нагрева плазмы до десяти миллионов градусов Цельсия. Однако недавно американцы предложили способ удержания плазмы в течение 60 лет - и это внушает оптимизм.

Кроме того, ведутся споры относительно рентабельности термоядерного синтеза в промышленности. Неизвестно, покроют ли выгоды от производства электроэнергии затраты на термоядерный синтез. Предлагается экспериментировать с реакциями (например, отказаться от традиционной реакции дейтерий-тритий или монотоплива в пользу других реакций), конструкционными материалами - а то и отказаться от идеи промышленного термоядерного синтеза, используя лишь его для отдельных реакций в реакциях деления. Однако ученые все равно продолжают эксперименты.

9. Безопасны ли термоядерные реакторы?

Относительно. Тритий, который используется в термоядерных реакциях, радиоактивен. Кроме того, нейроны, выделяющиеся в результате синтеза, облучают конструкцию реактора. Сами элементы реактора покрываются радиоактивной пылью из-за воздействия плазмы.

Тем не менее, термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Радиоактивных веществ в реакторе относительно мало. Кроме того, сама конструкция реактора предполагает отсутствие "дыр", через которые может просочиться радиация. Вакуумная камера реактора должна быть герметичной, иначе реактор просто не сможет работать. При строительстве термоядерных реакторов применяются испытанные ядерной энергетикой материалы, а в помещениях поддерживается пониженное давление.