Авария на японской станции Фукусима во второй раз продемонстрировала всему миру опасность атомной энергетики. В странах Европы прошли демонстрации против использования атомных станций. И все же, нет оснований считать, что АЭС больше не будут строиться. Жители Земли потребляют все больше и больше энергии. Для некоторых регионов, где запасы природного угля, нефти и газа минимальны, атомная энергия необходима. К сожалению, альтернативные источники энергии, такие как энергия солнечного света, ветра, волн и т.д. не способны принципиально заменить огромное количество потребляемой человечеством энергии (16 ТВт). Их доля в мировом производстве энергии пока составляет всего 0,5%.
Между тем, современный мир стоит перед очень серьезным энергетическим кризисом. Проблема связана с тем, что по всем серьезным прогнозам запасы ископаемых горючих веществ могут иссякнуть уже во второй половине текущего столетия. Более того, сжигание ископаемых топлив может привести к необходимости каким-то образом связывать и «сохранять» выпускаемый в атмосферу углекислый газ (программа CCS) для предотвращения серьезных изменений в климате планеты.
Сейчас крайне необходим новый мощный источник энергии. Настало время прорыва. Иначе человечество может само себя уничтожить в борьбе за оставшиеся под землей запасы нефти и газа.
Самой серьезной альтернативой современным источникам энергии ученые считают управляемый термоядерный синтез.
Ядерный синтез, являющийся основой существования Солнца и звезд, потенциально представляет собой неистощимый источник энергии для развития вселенной вообще.
Эксперименты, проводимые в Великобритании в рамках программы Joint European Torus (JET), являющейся одной из ведущих исследовательских программ в мире, показывают, что ядерный синтез может обеспечить не только текущие энергетические потребности человечества, но и гораздо большее количество энергии.
Пример термоядерной реакции — дейтерий + тритий
Два ядра: дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона.
Именно эту реакцию предполагается использовать в будущих термоядерных реакторах. Но осуществить эту реакцию и сделать ее управляемой очень сложно. Для инициирования (зажигания) реакции синтеза необходимо нагреть газ из смеси дейтерия и трития до температуры выше 100 миллионов градусов Цельсия, что примерно в десять раз выше температуры в центре Солнца. При этой температуре наиболее «энергетические» дейтроны и тритоны (ядра дейтерия и трития) сближаются при столкновениях на столь близкие расстояния, что между ними начинают действовать мощные ядерные силы, заставляющие их сливаться друг с другом в единое целое.
Осуществление процесса ядерного синтеза в лаборатории связано с очень сложными проблемами. Для решения задачи нагрева и удержания газовой смеси ядер D и T были придуманы «магнитные бутылки», получившие название «Токамак» , которые предотвращают взаимодействие плазмы со стенками реактора. Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м 3 была достигнута температура 3 10 6 °C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (~100 м 3). Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 10 6 °C.
В настоящее время во Франции начинается строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER. Расшифровывается аббревиатура как International Tokamak Experimental Reactor, но в настоящее время название ITER официально не считается аббревиатурой, а связывается с латинским словом iter — путь.
На рисунке - проект строительства реактора ITER в местечке Кадараш, Франция
Задачи, стоящие на пути создания термоядерных реакторов и преимущества ядерной энергетики очень подробно и доступно для понимания были изложены в лекции «На пути к термоядерной энергетике», прочитанной председателем Совета ITER Кристофером Ллуэллин-Смитом в ФИАНе. (http:///elementy.ru/lib/430807)
ITER должен стать первой крупномасштабной энергетической установкой, рассчитанной на длительную эксплуатацию. Проблемы и сложности эксплуатации такой установки связаны, прежде всего, с тем, что мощный поток высокоэнергетических нейтронов и выделяющаяся энергия (в виде электромагнитного излучения и частиц плазмы) серьезно воздействуют на реактор и разрушают материалы, из которых он создан. Вторая основная проблема состоит в обеспечении высокой прочности конструкционных материалов реактора при длительной (в течение нескольких лет) бомбардировке нейтронами и под воздействием потока тепла. Третья и, возможно, самая главная проблема состоит в обеспечении высокой надежности работы. Таким образом, проектирование и постройка термоядерных станций требуют от физиков и инженеров решения целого ряда разнообразных и очень сложных технологических задач.
Однако, несмотря на все сложности, проблема стоит того, чтобы ей заниматься самым серьезным образом. Основное преимущество ядерного синтеза состоит в том, что в качестве топлива для него требуется лишь очень небольшое количество весьма распространенных в природе веществ. Реакция ядерного синтеза в описываемых установках может приводить к выделению огромного количества энергии, в десять миллионов раз превышающего стандартное тепловыделение при обычных химических реакциях (типа сжигания ископаемого топлива). Например, количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 ГВт составляет 10 000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D+T.
Дейтерий является устойчивым изотопом водорода. Примерно в одной из каждых 3350 молекул обычной воды один из атомов водорода замещен дейтерием (наследие, доставшееся нам от Большого Взрыва). Этот факт позволяет легко организовать достаточно дешевое получение необходимого количества дейтерия из воды. Более сложным является получение трития, который является нестабильным (период полураспада около 12 лет, вследствие чего его содержание в природе ничтожно), однако, тритий будет возникать прямо внутри термоядерной установки в процессе работы, за счет реакции нейтронов с литием.
Таким образом, исходным топливом для термоядерного реактора являются литий и вода. Литий представляет собой обычный металл, широко используемый в бытовых приборах (в батарейках для мобильных телефонов и т. п.). Описанная выше установка, даже с учетом неидеальной эффективности, сможет производить 200 000 кВт/час электрической энергии, что эквивалентно энергии, содержащейся в 70 тоннах угля. Требуемое для этого количество лития содержится в одной батарейке, а количество дейтерия — в 45 литрах воды. Указанная выше величина соответствует современному потреблению электроэнергии (в пересчете на одного человека) в странах ЕС за 30 лет. Сам факт, что столь ничтожное количество лития может обеспечить выработку такого количества электроэнергии (без выбросов CO 2 и без малейшего загрязнения атмосферы), является достаточно серьезным аргументом для быстрейшего и энергичного развития термоядерной энергетики (несмотря на все сложности и проблемы) и даже без стопроцентой уверенности в успехе таких исследований.
Дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет. Даже если запасы лития в горных породах иссякнут, мы можем добывать его из воды, где он содержится в достаточно высокой концентрации (в 100 раз превосходящей концентрацию урана), чтобы его добыча была экономически целесообразной.
Термоядерная энергетика не только обещает человечеству, в принципе, возможность производства огромного количества энергии в будущем (без выбросов CO 2 и без загрязнения атмосферы), но и обладает повышенной безопасностью. Используемая в термоядерных установках плазма имеет очень низкую плотность (примерно в миллион раз ниже плотности атмосферы), вследствие чего рабочая среда установок никогда не будет содержать в себе энергии, достаточной для возникновения серьезных происшествий или аварий. Кроме того, загрузка «топливом» должна производиться непрерывно, что позволяет легко останавливать ее работу, не говоря уже о том, что в случае аварии и резкого изменения условий окружения термоядерное «пламя» должно просто погаснуть.
В чем состоят связанные с ядерной энергетикой опасности? Во-первых, стоит отметить, что оболочка реактора при длительном нейтронном облучении может стать радиоактивной. Однако при подборе для оболочки материалов с заданными свойствами можно обеспечить распад радиоактивных продуктов с периодом полураспада порядка 10 лет, а полная замена всех компонентов могла бы осуществляться через 100 лет. В случае полного отказа контура охлаждения радиоактивность стенок будет продолжать выделять тепло, но максимальная температура будет значительно ниже того значения, при котором установка расплавится.
Во-вторых, тритий является радиоактивным и имеет относительно небольшой период полураспада (12 лет). Но хотя объем используемой плазмы значителен, из-за ее низкой плотности там содержится лишь очень небольшое количество трития (общим весом примерно как десять почтовых марок). Поэтому, даже при самых тяжелых ситуациях и авариях (полное разрушение оболочки и выделение всего содержащегося в ней трития, например, при землетрясении и падении самолета на станцию), в окружающую среду поступит лишь незначительное количество топлива, что не потребует эвакуации населения из близлежащих населенных пунктов.
Основное препятствие на пути развития исследований в области ядерного синтеза состоит в том, что термоядерную установку обсуждаемого типа нельзя создать и исследовать в малых размерах, поскольку для термоядерного синтеза необходимо не только магнитное удержание плазмы, но и достаточный ее нагрев. Отношение затрачиваемой и получаемой энергии возрастает, по меньшей мере, пропорционально квадрату линейных размеров установки, вследствие чего научно-технические возможности и преимущества термоядерных установок могут быть проверены и продемонстрированы лишь на достаточно крупных станциях, типа упоминавшегося реактора ITER. Общество просто не было готово к финансированию столь крупных проектов, пока не было достаточной уверенности в успехе.
За последние два десятилетия наблюдался и значительный прогресс в теоретическом понимании поведения плазмы. В этой области необходимо отметить два результата, имеющих особую важность в рассматриваемых задачах:
1. Была обнаружена способность горячей плазмы (предсказанная ранее в лаборатории Culham, Великобритания) к самогенерации собственного тока, что получило название «зашнуровки» плазмы. Например, можно ожидать, что примерно 80% от тока величиной 15 MA, необходимого для удержания плазмы в реакторе ITER, будет возникать на основе этого эффекта, в результате чего поддержание рабочего режима реактора потребует намного меньше энергии, а само управление его работой станет гораздо более простым.
2. В Институте физики плазмы в Гархинге (Garching, Германия) в экспериментах по термоядерному слиянию наблюдался режим «высокого удержания», позволяющий значительно повысить давление в системе (то есть увеличить эффективность работы установки) при некоторых значениях магнитного поля в установке.
Реактор ITER создается консорциумом, в который входят Европейское Сообщество, Япония, Россия, США, Китай, Южная Корея и Индия. Общая численность населения этих стран составляет около половины всего населения Земли, так что проект можно назвать глобальным ответом на глобальный вызов. Основные компоненты и узлы реактора ITER уже созданы и испытаны, а строительство уже начато в местечке Кадараш (Франция). Запуск реактора запланирован на 2019 год, а получение дейтерий-водородной плазмы — на 2026 год, так как ввод реактора в действие требует длительных и серьезных испытаний для плазмы из водорода и дейтерия.
Как сказал Кристофер Ллуэллин-Смит, председатель Совета ИТЭР: «Нет абсолютной гарантии, что задача создания термоядерной энергетики (в качестве эффективного и крупномасштабного источника энергии для всего человечества) завершится успешно, но я лично полагаю, что вероятность удачи в этом направлении достаточно высока. Учитывая огромный потенциал термоядерных станций, можно считать оправданными все затраты на проекты их быстрого (и даже ускоренного) развития, тем более, что эти капиталовложения выглядят весьма скромными на фоне чудовищного по объему мирового энергетического рынка (4 триллиона долларов в год). Обеспечение потребностей человечества в энергии является очень серьезной проблемой. По мере того, как ископаемое топливо становится всё менее доступным (помимо этого, его использование становится нежелательным), ситуация изменяется, и мы просто не можем позволить себе не развивать термоядерную энергетику.»
На вопрос «Когда появится термоядерная энергетика?» Лев Арцимович (признанный пионер и лидер исследований в этой области) как-то ответил, что «она будет создана, когда станет действительно необходимой человечеству» . Возможно, это время пришло.
ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ, термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ; АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает
~ 71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции. Ядерные силы и реакции. Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~ 10 13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития
Li . С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер протона ( p ), дейтрона ( d ) и тритона ( t ), соответствующих изотопам водорода протию 1 H , дейтерию 2 H и тритию 3 H , а также «легкого» изотопа гелия 3 He и двух изотопов лития 6 Li и 7 Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n нейтрон, g гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км / с. См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ. Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 числа протонов во взаимодействующих ядрах, W энергия их относительного сближения, а K постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10
24 см 2 ). Сечение реакции это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~ 5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.
Термоядерные топлива. Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (
DT -смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t . Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два . Принцип действия термоядерного реактора. Реакция слияния легких ядер, цель которой получение полезной энергии называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях. Временн е и температурные условия. Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива). В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k численный коэффициент, n плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t . Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3 ) выражается следующим образом:
где
f(T
)
коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава,
R
энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности
P 2 > P
1
примет вид
или
Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть «число Лоусона» зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10
16
с
/
см
3
, а для равнокомпонентной
DT
-смеси 2
Ч
10 14
с
/
см
3
. Таким образом,
DT
-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.
В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие
n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму. Магнитное удержание плазмы. Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением Если принять P равным 100 Вт / см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер / см 3 , а соответствующее давление nT примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К
В этом случае при
P =
100 Вт
/
см
3 , n
»
3
Ч
10 15
ядер
/
см
3
и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.
Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
Плазма. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром ). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10
8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.
На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.
Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.
Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией. Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.
Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов токамака и пинча с обращенным магнитным полем. Открытые магнитные конфигурации. В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют «бочку», в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд. См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА. Инерциальное удержание. Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~ 10 12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 12 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10
6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени. УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля
B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете
(США) Л.Спитцером с сотрудниками. Токамак. Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q ) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.
Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке
JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».Большие токамаки созданы также в США
TFTR , в России T15 и в Японии JT60 . Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК. Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q , хорошо защищена от наиболее грубых крупноразмерных магнитогидродинамических неустойчивостей. От более мелких, локальных неустойчивостей ее в значительной мере защищает т.н. «магнитный шир» изменение направления силовых линий суммарного магнитного поля при движении по радиусу шнура. Эксперименты на установке «Зета» в Англии показали, что в плазме может спонтанно возникать обращенная конфигурация поля, и когда это происходит, плазма сильнее нагревается и проявляет повышенную устойчивость.Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина
b ) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля. Стелларатор. В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.
Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе
« Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5 Ч 10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля
~ 50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология. Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый «бланкет», где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью. См. также АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА; ТЕПЛООБМЕННИК. Перспективы термоядерных исследований. Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект « Ариес » (США).Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ.
ЛИТЕРАТУРА Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции . М., 1963Тепловые и атомные электрические станции (кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989
После открытия деления ядер атомов был открыт обратный процесс: ядерный синтез - когда легкие ядра соединяются в более тяжелые.
Процессы ядерного синтеза идут на Солнце - четыре изотопа водорода (водород-1) соединяются в гелий-4 с освобождением колоссального количества энергии.
На Земле в реакции синтеза используются изотопы водорода: дейтерий (водород-2) и тритий (водород-3):
3 1 H + 2 1 H → 4 2 He + 1 0 n
Ядерный синтез, как и деление ядер, не стал исключением. Первое практическое применение эта реакция получила в водородной бомбе, последствия взрыва которой были описаны ранее.
Если ученые уже научились управлять цепной реакцией деления ядер, то управление высвобождающейся энергией ядерного синтеза пока что еще несбыточная мечта.
Практическое применение расщепления ядерной энергии на АЭС имеет существенный недостаток - это утилизация отработанных ядерных отходов. Они радиоактивны, - предоставляют опасность живым организмам, а их период полураспада достаточно велик - несколько тысяч лет (в период этого времени радиоактивные отходы будут представлять опасность).
Ядерный синтез не имеет вредных отходов - это одно из главных преимуществ его использования. Решение проблемы управлением ядерным синтезом позволит получить неиссякаемый источник энергии.
В результате практического решения этой проблемы была создана установка ТОКАМАК.
Слово "ТОКАМАК" - по разным версиям это или сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, или Приспособленное к легкому произношению сокращение от Тороидальная Камера с Магнитным Полем, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д. Сахаровым в 1950 г. Схема ТОКАМАКа показана на рисунке:
Первый ТОКАМАК был построен в России в Институте Атомной Энергии им И.В. Курчатова в 1956 г.
Для успешной работы установки ТОКАМАК надо решить три задачи.
Задача 1. Температура. Процесс ядерного синтеза требует чрезвычайно высокой энергии активации. Изотопы водорода необходимо нагреть до температуры примерно 40 млн.К - это температура, превышающая температуру Солнца!
При такой температуре электроны "испаряются" - остается только положительно заряженная плазма - ядра атомов, разогретые до высокой температуры.
Ученые пытаются разогревать вещество до такой температуры при помощи магнитного поля и лазера, но, пока безуспешно.
Задача 2. Время. Чтобы началась реакция ядерного синтеза, заряженные ядра должны находиться на достаточно близком расстоянии друг от друга при Т=40 млн.К довольно длительное время - около одной секунды.
Задача 3. Плазма. Вы изобрели абсолютный растворитель? Замечательно! Но, позвольте спросить - а где вы его будете хранить?
Во время ядерного синтеза вещество находится в состоянии плазмы при очень высокой температуре. Но в таких условиях любое вещество будет находиться в газообразном состоянии. Так как же "хранить" плазму?
Поскольку у плазмы есть заряд, то для ее удержания можно использовать магнитное поле. Но, увы, пока создать надежную "магнитную колбу" ученым так и не удалось.
По самым оптимистическим прогнозам ученым понадобится 30-50 лет, чтобы создать работающий источник экологически чистого источника энергии - "надгробный камень" для нефтяных и газовых магнатов. Впрочем, не факт, что к тому времени человечество не израсходует свои запасы нефти и газа.
Термоядерная реакция - это реакция синтеза легких ядер в более тяжелые.
Для ее осуществления необходимо, чтобы исходные нуклоны или легкие ядра сблизились до расстояний, равных или меньших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний 10 -15 м). Такому взаимному сближению ядер препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для возникновения реакции синтеза необходимо нагреть вещество большой плотности до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов Кельвин), чтобы кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания. При таких температурах вещество существует в виде плазмы. Поскольку синтез может происходить только при очень высоких температурах, ядерные реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme "тепло, жар").
В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Например, в реакции синтеза дейтерия с образованием гелия
\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_2He + \ ^1_0n\)
выделяется 3,2 МэВ энергии. В реакции синтеза дейтерия с образованием трития
\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_1T + \ ^1_1p\)
выделяется 4,0 МэВ энергии, а в реакции
\(~^2_1D + \ ^3_1T \to \ ^4_2He + \ ^1_0n\)
выделяется 17,6 МэВ энергии.
Рис. 1. Схема реакции дейтерий-тритий
В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия \(~^2H\) и трития \(~^3H\). Запасов дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития (для получения трития) вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет.
Однако при этой реакции большая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов.
Поэтому наиболее перспективны «безнейтронные» реакции, например, дейтерий + гелий-3.
\(~D + \ ^3He \to \ ^4He + p\)
У этой реакции отсутствует нейтронный выход, который уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Кроме того, запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.
Термоядерное оружие
На Земле первая термоядерная реакция была осуществлена при взрыве водородной бомбы 12 августа 1953 года на Семипалатинском полигоне. «Ее отцом» стал академик Андрей Дмитриевич Сахаров, трижды удостоенный звания Героя Социалистического Труда за разработку термоядерного оружия. Высокую температуру, необходимую для начала термоядерной реакции, в водородной бомбе получали в результате взрыва входящей в ее состав атомной бомбы, играющей роль детонатора. Термоядерные реакции, происходящие при взрывах водородных бомб, являются неуправляемыми.
Рис. 2. Водородная бомба
См. также
Управляемые термоядерные реакции
Если бы в земных условиях была возможность осуществлять легко управляемые термоядерные реакции, человечество получило бы практически неисчерпаемый источник энергии, так как запасы водорода на Земле огромны. Однако на пути осуществления энергетически выгодных управляемых термоядерных реакций стоят большие технические трудности. Прежде всего необходимо создавать температуры порядка 10 8 К. Такие сверхвысокие температуры могут быть получены путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.
Токамак
Этот метод используют в установках типа "Токамак" (ТОриодальная КАмера с МАгнитными Катушками), впервые созданных в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. В таких установках плазму создают в тороидальной камере, являющейся вторичной обмоткой мощного импульсного трансформатора. Его первичная обмотка подключена к батарее конденсаторов очень большой емкости. Камеру заполняют дейтерием. При разряде батареи конденсаторов через первичную обмотку в тороидальной камере возбуждается вихревое электрическое поле, вызывающее ионизацию дейтерия и появление в нем мощного импульса электрического тока, что приводит к сильному нагреванию газа и образованию высокотемпературной плазмы, в которой может возникнуть термоядерная реакция.
Рис. 3. Принципиальная схема работы реактора
Главная трудность заключается в том, чтобы удержать плазму внутри камеры в течение 0,1-1 с без ее контакта со стенками камеры, поскольку не существует материалов, способных выдерживать столь высокие температуры. Эту трудность удается частично преодолеть с помощью тороидального магнитного поля, в котором находится камера. Под действием магнитных сил плазма скручивается в шнур и как бы "висит" на линиях индукции магнитного поля, не касаясь стенок камеры.
Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м 3 была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (100 м 3). Рабочий цикл установки составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки изготовлены из меди и быстро нагреваются. Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.
Рис. 4. Конструкция реактора JET
В 2006 представители России, Южной Кореи, Китая, Японии, Индии, Евросоюза и США подписали в Париже соглашение о начале работ по строительству первого Международного термоядерного экспериментального реактора (International Tokamak Experimental Reactor - ITER). Магнитные катушки реактора ITER будут созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут.
Рис. 5. Конструкция реактора ITER.
Реактор будет построен в районе города Кадараш (Cadarache), расположенного в 60 километрах от Марселя на юге Франции. Работы по подготовке стройплощадки начнутся весной будущего года. Возведение самого реактора планируется начать в 2009 году.
Строительство продлится десять лет, работы на реакторе предполагается проводить в течение двадцати лет. Общая стоимость проекта составляет примерно 10 миллиардов долларов. Сорок процентов расходов будет нести Евросоюз, шестьдесят процентов придутся в равных долях на остальных участников проекта.
См. также
- Международный экспериментальный термоядерный реактор
- Новая установка для запуска термоядерного синтеза: 25.01.2010
Лазерный термоядерный синтез (УЛС)
Другим путем достижения этой цели является лазерный термоядерный синтез. Сущность такого метода состоит в следующем. Замороженную смесь дейтерия и трития, приготовленную в виде шариков диаметром менее 1 мм, равномерно облучают со всех сторон мощным лазерным излучением. Это приводит к нагреванию и испарению вещества с поверхности шариков. При этом давление внутри шариков возрастает до величин порядка 10 15 Па. Под действием такого давления происходят увеличение плотности и сильное нагревание вещества в центральной части шариков и начинается термоядерная реакция.
В отличие от магнитного удержания плазмы, в лазерном время удержания (т. е. время существования плазмы с высокой плотностью и температурой, определяющее длительность термоядерных реакций) составляет 10 –10 - 10 –11 с, поэтому ЛТС может осуществляться только в импульсном режиме. Предложение использовать лазеры для термоядерного синтеза впервые было высказано в Физическом институте им. П. Н. Лебедева АН СССР в 1961 Н. Г. Басовым и О. Н. Крохиным.
В Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса в Калифорнии закончено (май 2009) строительство самого мощного в мире лазерного комплекса. Он получил название «Национальная зажигательная установка» (US National Ignition Facility, NIF). Строительство продолжалось 12 лет. На лазерный комплекс было потрачено 3,5 млрд. долл.
Рис. 7. Принципиальная схема УЛС
В основе NIF – 192 мощных лазера, которые будут одновременно направляться на миллиметровую сферическую мишень (около 150 микрограммов термоядерного топлива – смесь дейтерия и трития; в дальнейшем радиоактивный тритий можно будет заменить легким изотопом гелия-3). Температура мишени достигнет в результате 100 млн. градусов, при этом давление внутри шарика в 100 млрд. раз превысит давление земной атмосферы.
См. также
- Управляемый термоядерный синтез: ТОКАМАКИ против лазерного термояда 16.05.2009
Преимущества синтеза
Сторонники использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
- практически неисчерпаемые запасы топлива (водород). Например, количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 ГВт составляет 10000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D + T . Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Это делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран;
- отсутствие продуктов сгорания;
- нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма;
- по сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада;
- реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление.
