Управляемый термоядерный синтез. Термоядерный синтез Прогресс на пути его реализации
Каждый раз, когда заходит речь о технологиях термоядерного синтеза, они всегда «появятся через тридцать лет». Так говорили ученые и в 1966 году, и в 1980, и в 2000. На каком же этапе находятся исследования и когда нам ожидать результатов?
Энергия для жизни
Современному человеку практически постоянно необходима энергия, в основном в виде электрического тока. В природе не существует батареек, розеток и проводов, но в достатке присутствуют различные природные явления, которые человек приспособил для генерации электричества.
Они известны нам, как источники энергии. Большинство электростанций на Земле работает за счет движения воды или воздуха, сжигания угля и распада радиоактивных веществ. В первых двух случаях происходит вращение турбин или лопастей и вырабатывается кинетическая энергия (энергия движения). Остальные источники выделяют тепло, то есть энергию тепловую. Затем один тип энергии переводится в другой — происходит генерация электрического тока.
Весьма популярны солнечные батареи: в них используются особые электрические эффекты, благодаря которым свет напрямую преобразуется в ток без «посредников».
Отказ от атомной энергии
Не секрет, что человечество очень и очень давно находится в поисках других источников энергии - альтернативных. Ветряные мельницы и солнечные батареи эффективно работают далеко не во всех регионах Земли и пока что стоят довольно дорого. Строительство гидроэлектростанций представляет собой серьезное вмешательство в окружающую экосистему.
Про сжигание угля даже и не стоит упоминать: про парниковый эффект и про ограниченные запасы ископаемых слышали абсолютно все. Атомные электростанции позволяют получать действительно много энергии, но вызывают массу вопросов и опасений. Технологии контролируемого распада радиоактивных элементов давно отработаны и признаны безопасными, но в случае аварий (которые, увы, случались) ущерб оказывается колоссальным. Многие страны, к счастью или к сожалению, стали отказываться от использования атомной энергии.
Альтернативные источники
В попытках найти дешевый, распространенный, эффективный, не наносящий вред окружающей среде и безопасный (в общем, идеальный) источник энергии человечество перепробовало, кажется, уже все возможные варианты: геотермальную энергию, грозовую, различные виды биологического топлива и еще множество всевозможных идей.
В настоящее время у всех альтернативных источников находятся принципиальные недостатки. Например, в случае с геотермальными источниками это относительно малая распространенность: очень эффективно, если вы живете в Исландии или на Камчатке, но абсолютно бесполезно в центральной части России. Или другая проблема — отсутствие топлива в достаточных количествах и высокая стоимость производства. Создавать, скажем, биоводород, альтернативу бензину, пока что весьма затратно. И не стоит забывать, производство экологически чистого топлива иногда само по себе иногда наносит окружающей среде вред весьма серьезный вред — использование новых источников энергии просто теряет смысл.
Но уже более пятидесяти лет ученых не покидает одна весьма привлекательная идея: разработка технологии управляемого термоядерного синтеза.
Синтез: почему именно он
Принцип действия атомных электростанций основан на свойствах атомных ядер: некоторые элементы расщепить легче, чем другие, это зависит от того, насколько сильно связаны друг с другом составляющие ядер отдельного взято вещества. Оказывается, что сила связи растет от водорода к железу, а затем начинает уменьшаться.
Это говорит о том, что химическим элементам легче железа энергетически выгоднее соединяться, а после железа им выгоднее разделяться на более легкие составляющие. В атомной энергетике используются «тяжелые» вещества, такие как уран, при распаде выделяющие энергию.
На использовании свойств слияния элементов до железа основаны технологии термоядерного синтеза, то есть слияния легких элементов. Такие процессы происходят внутри звезд, в том числе нашего Солнца: атомы водорода при соединении образуют гелий, затем слияние гелия образует более тяжелые элементы, бериллий и литий, и цепочка длится вплоть до образования железа. При всех этих процессах выделяется колоссальная энергия, благодаря которой звезды светятся. Благодаря ней на Земле существует жизнь.
Ломать — не строить
Термоядерный синтез смог бы решить большинство энергетических проблем человечества: количество выделяемой в реакциях энергии значительно превышает все современные источники. Но есть одно «но» — технологически это оказывается сделать очень и очень сложно.
Атомная энергия выделяется фактически сама по себе — радиоактивный распад происходит естественным путем, главное лишь контролировать скорость реакции. Для запуска термоядерного синтеза необходимо сначала сблизить два легких элемента, а потом заставить их слиться. Но это не так просто сделать — они будут отталкиваться тем сильнее, чем меньше будет расстояние между двумя атомами. Температура внутри звезд достигает нескольких тысяч градусов: этой энергии оказывается достаточно для начала реакции. Но человеку такие мощности пока недоступны.
Не раньше 2054 года
Ряд европейских университетов и научно-исследовательских институтов, изучающих проблему термоядерного синеза, создал организацию EUROfusion, цель которой — объединять усилия и наработки в данной сфере. По планам, запуск первой пробной электростанции, DEMO, планировался в 2040 году, но затем был сдвинутс на 2054 год. Некоторые ученые предполагают, что реальные результаты могут быть получены еще позже.
Запуск DEMO откладывается из-за проблем в строительстве реактора ITER, который станет основой будущей электростанции и обеспечит соответствующие мощности. Это совместный проект Европейского союза, Индии, Японии, Южной Кореи, России и США, заложенный на юге Франции. Создание дорогостоящего реактора постоянно тормозится из-за перебоев в инвестициях и внутренних междоусобиц — Китай и Южная Корея запустили проекты собственных демонстрационных реакторов, и их интерес к вкладам в ITER снизился. Но пока не будет закончен реактор, невозможно полностью разработать проект будущей электростанции DEMO. Этот замкнутый круг не позволяет с уверенностью сказать, что мы действительно сможем увидеть результаты через тридцать лет.
Будущее термоядерного синтеза остается туманным. Строительство реактора ITER — огромный шаг вперед, но некоторые настроены весьма скептически: он будет работать короткими «пульсами», а для электростанции, работающей на термоядерном синтезе, необходима бесперебойная подача энергии. Ученым еще явно есть, над чем подумать. Единственное, в чем они уверены наверняка — термоядерный синтез никогда не будет «дешевым, быстрым и малогабаритным».
Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А. . Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм , а также Л. А. Арцимович , возглавлявший советскую программу по управляемому термоядерному синтезу с 1951 года.
Исторически вопрос управляемого термоядерного синтеза на мировом уровне возник в середине XX века. Известно, что И. В. Курчатов в 1956 году высказал предложение о сотрудничестве учёных-атомщиков разных стран в решении этой научной проблемы. Это произошло во время посещения Британского ядерного центра «Харуэлл» (англ. ) .
Типы реакций
Реакция синтеза заключается в следующем: два или больше атомных ядра в результате применения некоторой силы сближаются настолько, чтобы силы, действующие на таких расстояниях , преобладали над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро . При создании нового ядра выделится большая энергия сильного взаимодействия . По известной формуле E=mc² , высвободив энергию, система нуклонов потеряет часть своей массы. Атомные ядра, имеющие небольшой электрический заряд, проще свести на нужное расстояние, поэтому тяжелые изотопы водорода являются одними из лучших видов топлива для реакции синтеза.
Установлено, что смесь двух изотопов , дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, производить меньше нейтронов . Особенный интерес вызывают так называемые «безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на вывод из эксплуатации и утилизацию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.
Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.
Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)
Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :
2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт).
Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток - выход нежелательной нейтронной радиации .
Два ядра : дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона :
Токамак (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками) - тороидальная установка для магнитного удержания плазмы. Плазма удерживается не стенками камеры, которые не способны выдержать её температуру, а специально создаваемым магнитным полем . Особенностью токамака является использование электрического тока, протекающего через плазму для создания тороидального поля, необходимого для равновесия плазмы.
Реакция дейтерий + гелий-3
Существенно сложнее, на пределе возможного, осуществить реакцию дейтерий + гелий-3
2 H + 3 He = 4 He + при энергетическом выходе 18,4 МэВ.Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3 , кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах в настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях; или добыт на Луне .
Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nT τ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D- 3 He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.
Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)
В дополнение к основной реакции в ДД-плазме также происходят:
Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3 , а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием .
Другие типы реакций
Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от множества факторов - его доступности и дешевизны, энергетического выхода, лёгкости достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и т. д.
«Безнейтронные» реакции
Наиболее перспективны так называемые «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий + гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.
Реакции на лёгком водороде
D + T → 4 He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ).
Однако при этом бо́льшая 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 . В отличие от этого, синтез дейтерия и гелия-3 почти не производит радиоактивных продуктов:
D + 3 He → 4 He (3,7 МэВ) + p (14,7 МэВ), где p - протон .
Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие как магнитогидродинамический генератор .
Конструкции реакторов
Существуют две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза, разработки которых продолжаются в настоящее время (2012):
Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.
Радиационная безопасность
Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии, тоже мала и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектирования ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.
Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:
- радиоактивный изотоп водорода - тритий ;
- наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами ;
- радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;
- радиоактивные продукты коррозии , которые могут образовываться в системе охлаждения.
Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, необходима специальная система вентиляции которая должна поддерживать в здании реактора пониженное давление . Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.
При строительстве реактора, ITER например, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.
Оценки показывают, что даже в случае аварии радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.
Цикл топлива
Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны , которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .
. .Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии
Энергия синтеза рассматривается многими исследователями (в частности, Кристофером Ллуэллин-Смитом) в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:
Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками
Критики указывают, что вопрос о рентабельности ядерного синтеза в производстве электроэнергии в общих целях остается открытым. В том же исследовании, проведённом по заказу Бюро науки и техники британского парламента, указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от доступной в будущем технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, длительности эксплуатации и стоимости утилизации реактора .
Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Евросоюза тратят около 200 млн евро ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий, пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных неядерных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.
Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза
Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже то, насколько может быть рентабельным производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя наблюдается постоянный прогресс в исследованиях, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее, чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем, что сечение взаимодействия нейтронов с ядрами с ростом энергии перестаёт зависеть от числа протонов и нейтронов и стремится к сечению атомного ядра - и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и снижает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций реакторов из современных материалов для этих двух типов оказывается больше стоимости произведённой на них энергии. Решения возможны трёх типов:
- Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
- Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).
- Резкое удешевление конструкционных материалов или разработка процессов их восстановления после облучения. Требуются также гигантские вложения в материаловедение, но перспективы неопределённые.
Побочные реакции D-D (3 %) при синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не невозможны на современном технологическом уровне.
Различают следующие фазы исследований:
1. Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия, выделяемая в процессе синтеза, равна общей энергии, затраченной на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q .
2. Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, которые продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор (2012) не достигнут.
3. Воспламенение (Ignition): стабильная самоподдерживающаяся реакция. Должна достигаться при больших значениях Q . До сих пор не достигнуто.
Следующим шагом в исследованиях должен стать Международный термоядерный экспериментальный реактор (International Thermonuclear Experimental Reactor, ITER). На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора.
Окончательной фазой исследований станет DEMO : прототип промышленного реактора , на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.
Существующие токамаки
Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.
- СССР и Россия
- Т-3 - первый функциональный аппарат.
- Т-4 - увеличенный вариант Т-3
- Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
- Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.
- Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
- Ливия
- ТМ-4А
Ссылки
- Е.П. Велихов; С.В. Мирнов Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую (PDF). Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований. Российский научный центр «Курчатовский институт». . ac.ru. - Популярное изложение проблемы.. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012. Проверено 8 августа 2007.
- К. Ллуэллин-Смит. На пути к термоядерной энергетике. Материалы лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в ФИАНе .
- Грандиозный эксперимент по термоядерному синтезу проведут в США.
См. также
Примечания
- Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР » // УФН 171 , 886 (2001).
- Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171 , 902 (2001), стр. 908.
- Научное сообщество физиков СССР. 1950-е-1960-е годы. Документы, воспоминания, исследования / Составители и редакторы П. В. Визгин и А. В. Кессених. - СПб. : РГХА, 2005. - Т. I. - С. 23. - 720 с. - 1000 экз.
- В ранних термоядерных боеприпасах США использовался также и дейтерид природного лития, содержащего в основном изотоп лития с массовым числом 7. Он также служит источником трития, но для этого нейтроны, участвующие в реакции, должны иметь энергию 10 МэВ и выше.
- Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3 He → p + 4 He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
- Е. П. Велихов , С. В. Путвинский Термоядерный реактор . Fornit (22 октября 1999 года). - Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists. Архивировано из первоисточника 5 февраля 2012. Проверено 16 января 2011.
- (англ.) Postnote: Nuclear Fusion , 2003
- EFDA | European Fusion Development Agreement
- Tore Supra
- Tokamak Fusion Test Reactor
- Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
- MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
- Home - Fusion Website
- Fusion Plasma Research
- The Artificial Sun-中安在线-english
- Термояд вышел из нуля - Газета. Ru
- Информация о фильме «Человек-паук 2» («Spider-Man 2») - Кинотеатр «Космос»
| Ядерные технологии | |
|---|---|
| Инженерия | |
| Материалы | |
| Ядерная энергия | |
| Ядерная медицина | |
| Ядерное оружие | |
| Энергетика
структура по продуктам и отраслям |
||||||||||||||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Электроэнергетика : электроэнергия |
| |||||||||||||||||||||||||
Будущего. Ученые еще 60-70 лет назад искали способы боле дешевой энергии. Способ известен уже давно, но управлять энергией такой мощи и в наши дни остается невозможным. Речь идет о термоядерном синтезе. Управляемый термоядерный синтез - это синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения огромной энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородных бомбах), носит полностью управляемый характер.
Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной тем, что в последней используется реакция распада в ходе которой из тяжёлых ядер можно получить более лёгкие ядра. Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора (атомный реактор) в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико, это делает его экологически почти чистым.
Энергия, которая может выделиться в результате какой-то аварии, тоже сравнительно малая и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных препятствий, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка ктиостата должны быть полностью герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.
Термоядерный синтез, реакция изотопов водорода, в отличии от атомной реакции, термоядерная реакция - это реакция синтеза, в конечном итоге образуется гелий, а гелий образуется с выбросом колоссальной тепловой энергии. Термоядерный синтез возможно получить только в специальном устройстве которое называется токамаком (тороидальная камера с магнитными катушками), советский аналог - синхрофазотрон. Опыты по в области термоядерной энергетики начали проводится в советском союзе еще в 30-е годы прошлого века, но вопрос до сих пор не полностью решен.
Огромная тепловая энергия не управляемая, и используется только в термоядерном оружие. Проект первого в мире термоядерного реактора уже как 10 лет запущен, строительство началось во франции и по словам ученых первый управляемый термоядерный синтез мир увидит в 2026-ом году. Если удастся осуществить синтез, то скорее всего цены на электрическую энергию резко спадут, ведь для термоядерного синтеза нужна только вода...
Для сравнения скажем, что если 1 стакан воды подвергнуть термоядерному синтезу, то можно снабжать электроэнергией небольшой город в течении 1 дня! Вот какой мощью обладает вода! (точнее водород). Но кроме термоядерного синтеза есть еще несколько видов альтернативных способов получения электрической, но об этом вы можете узнать в этого обзора, спасибо за внимание - А. Касьян.
Обсудить статью УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
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.
«Мы сказали, что поместим Солнце в коробку. Идея прекрасна. Но проблема в том, что мы не знаем, как создать эту коробку» - Пьер Жиль де Жен, лауреат нобелевской премии по физике 1991 года.
В то время, как тяжёлых элементов, требующихся для ядерных реакций на Земле и в целом в космосе довольно мало, лёгких элементов для термоядерных реакций очень много как на Земле, так и в космосе. Поэтому идея использовать термоядерную энергию во благо человечества пришла практически сразу с пониманием процессов, лежащих в её основе – это сулило поистине безграничные возможности, так как запасов термоядерного топлива на Земле должно было хватить на десятки тысяч лет вперёд.
Уже в 1951 году появились два основных направления развития термоядерных реакторов: Андреем Сахаровым и Игорем Таммом была разработана архитектура токамака в котором рабочая камера представляла из себя тор, в то время как Лайманом Спитцером была предложена архитектура более замысловатой конструкции по форме более всего напоминающая лист Мёбиуса перевёрнутый не один, а несколько раз.
Простота принципиальной конструкции токамака позволила длительное время развивать это направление за счёт повышения характеристик обычных и сверхпроводящих магнитов, а также путём постепенного увеличения размеров реактора. Но с повышением параметров плазмы постепенно стали также проявляться и проблемы с её нестабильным поведением, которые тормозили процесс.
Сложность конструкции стеллатора и вовсе привела к тому что после первых экспериментов в 50-х годах развитие этого направления на долгое время остановилось. Новое дыхание оно получило совсем недавно с появлением современных систем автоматизированного проектирования, которые позволили спроектировать стеллатор Wendelstein 7-X с необходимыми для его работы параметрами и точностью конструкции.
Физика процесса и проблемы в его реализации
Атомы железа имеют максимальную энергию связи на нуклон – то есть показатель энергии которую нужно затратить чтобы разделить атом на его составляющие нейтроны и протоны, делённый на их общее количество. Все атомы с меньшей и большей массой имеют этот показатель ниже железа:
При этом в термоядерных реакциях слияния лёгких атомов вплоть до железа выделяется энергия, а масса образующегося атома становится слегка меньше суммы масс исходных атомов на величину, соотносящуюся с выделяемой энергией по формуле E=mc² (так называемый дефект массы). Таким же образом выделяется энергия при ядерных реакциях деления атомов тяжелее железа.
При реакциях слияния атомов выделяется огромная энергия, но для того чтобы извлечь эту энергию нам в начале необходимо приложить определённое усилие для преодоления сил отталкивания между атомными ядрами которые являются положительно заряженными (преодолеть кулоновский барьер). После того как нам удалось сблизить пару атомов на необходимое расстояние в действие вступает сильное ядерное взаимодействие, которое связывает нейтроны и протоны. Для каждого вида топлива кулоновский барьер для начала реакции отличается также, как и отличается оптимальная температура реакции:
При этом первые термоядерные реакции атомов начинают фиксироваться задолго до достижения средней температурой вещества этого барьера благодаря тому, что кинетическая энергия атомов подвержена распределению Максвелла:
Но реакция при относительно низкой температуре (порядка нескольких млн °C) идёт крайне медленно. Так скажем в центре температура достигает 14 млн °C, но удельная мощность термоядерной реакции в таких условиях составляет только 276,5 Вт/м³, а для полного расходования своего топлива Солнцу требуются несколько млрд лет. Такие условия являются неприемлемыми для термоядерного реактора, так как при таком низком уровне выделения энергии мы неизбежно будем затрачивать на нагрев и сжатие термоядерного топлива больше, чем будем получать от реакции взамен.
По мере роста температуры топлива всё большая доля атомов начинает обладать энергией, превышающий кулоновский барьер и эффективность реакции растёт, достигая своего пика. С дальнейшим повышением температуры скорость реакции снова начинает падать уже за счёт того, что кинетическая энергия атомов становится слишком большой и они «проскакивают» мима друг друга не в состоянии удержаться сильным ядерным взаимодействием.
Таким образом решение как получить энергию из управляемой термоядерной реакции было получено довольно быстро, но вот реализация этой задачи затянулась на полвека и так ещё до конца и не закончена. Причина этого кроется в поистине безумных условиях, в которые оказалось необходимо поместить термоядерное топливо – для положительного выхода от реакции его температура должна была составлять несколько десятков млн °C.
Такую температуру физически не могли выдержать никакие стенки, но эта проблема почти сразу привела и к её решению: так как разогретое до таких температур вещество является горячей плазмой (полностью ионизованным газом) которое заряжено положительно, то решение оказалось лежащим на поверхности – нам просто надо было поместить такую разогретую плазму в сильное магнитное поле, которое будет удерживать термоядерное топливо на безопасном расстоянии от стенок.
Прогресс на пути его реализации
Исследования по данной теме идут в нескольких направлениях сразу:
- с помощью использования сверхпроводящих магнитов учёные стараются сократить энергию, затрачиваемую на зажигание и поддержание реакции;
- с помощью новых поколений сверхпроводников повышается индукция магнитного поля внутри реактора, которая позволяет удерживать плазму с более высокими показателями плотности и температуры, что увеличивает удельную мощность реакторов на единицу их объёма;
- исследования в области горячей плазмы и успехи в сфере вычислительной техники позволяют лучше контролировать потоки плазмы, тем самым приближая термоядерные реакторы к их теоретическим пределам эффективности;
- прогресс в предыдущей области также позволяет дольше удерживать плазму в стабильном состоянии, что увеличивает эффективность реактора за счёт того, что нам не надо так часто разогревать плазму вновь.
Не смотря на все трудности и проблемы, лежавшие на пути к управляемой термоядерной реакции, эта история уже приближается к своему финалу. В энергетике принято использовать показатель EROEI – energy return on energy investment (соотношение затраченной энергии при производстве топлива к тому объёму энергии, который мы из него получаем в итоге) для расчёта эффективности топлива. И в то время как EROEI угля продолжает расти, то этот показатель у нефти и газа достиг своего пика в середине прошлого века и теперь неуклонно падает за счёт того, что новые месторождения этих топлив находятся во всё в более труднодоступных местах и на всё больших глубинах:
При этом наращивать производство угля мы также не можем по той причине, что получение энергии из него является очень грязным процессом и буквально уносит жизни людей прямо сейчас от различных заболеваний лёгких. Так или иначе мы сейчас стоим на пороге заката эры ископаемых топлив – и это не происки экологов, а банальные экономические расчёты при взгляде в будущее. При этом EROI у экспериментальных термоядерных реакторов, появившихся также в середине прошлого века, неуклонно росли и в 2007 году достигли психологического барьера в единицу – то есть в этом году человечеству впервые удалось получить посредством термоядерной реакции больше энергии, чем затратить на её осуществление. И несмотря на то что на реализацию реактора , эксперименты с ним и производство уже первой демонстрационной термоядерной электростанции DEMO на основе полученного при реализации ITER опыта потребуется ещё много времени. Уже нет никаких сомнений в том, что за такими реакторами находится наше будущее.
Критика исследований
Основная критика исследований в области термоядерных реакторов основана на том, что исследования идут крайне медленно. И это правда – от первых экспериментов до производства безубыточной термоядерной реакции нам потребовалось целых 66 лет. Но суть проблемы тут заключается в том, что финансирование таких исследований никогда не достигало необходимого уровня – вот пример оценок Администрации энергетических исследований и разработок США по уровню финансирования проекта постройки термоядерного реактора и времени его завершения:
Как видно по этому графику – удивительно не то что мы до сих пор не имеем коммерческих термоядерных реакторов, производящих электроэнергию, а то, что мы вообще смогли добиться какого-то положительного выхода энергии из экспериментальных реакторов на данный момент.
