Термоядерный синтез что это такое


Термоядерный синтез — энергия будущего

Солнце — это раскаленный газовый шар, который каждую секунду выделяет столько энергии — сколько человечеству хватило бы на миллион лет. Такой невероятный объем энергии высвобождается благодаря термоядерному синтезу и ядерным реакциям, которые происходят в его недрах уже около 5 миллиардов лет.

Что такое термоядерный синтез?

Термоядерный синтез — это процесс, в котором ядра легких атомов сливаются друг с другом образуя более тяжелые атомы. Это слияние сопровождается выделением большого количества энергии.

Еще в середине 20 века человечество хотело приручить этот источник энергии, воспроизведя технологию работы нашего Солнца. Говоря простым языком, для этого требовалось нагреть смесь определенных веществ (например, дейтерий и тритий) до температуры в 50 миллионов градусов и выше, тем самым превратив их в плазму. Такая высокая температура способна сильно разогнать легкие атомы, чтобы те преодолели «Кулоновский барьер» и сблизились на расстояние, достаточное для возникновения термоядерной реакции.

Прошло уже более 60 лет, с тех пор как впервые был применен термоядерный синтез, но мы так и не научились контролировать эту реакцию, чтобы получать из нее необходимые нам блага в виде энергии и отказаться от источников, загрязняющих нашу планету. К числу подобных источников можно отнести и современную атомную энергетику, использующую ядерную реакцию деления.

Основные опасения, по поводу современной ядерной энергетики, породили аварии в Чернобыле в 1986 году и на Фукусиме в 2011 году. В частности, катастрофа на Фукусиме разрушила миф об энергетических реакторах с нулевым риском. Но кроме значительных рисков для безопасности, эти реакторы также имеют проблемы с утилизацией отходов и перекачивают огромное количество воды. Другой важный момент заключается в том, что основным источником топлива для современных атомных реакторов служит Уран-235, запасов которого вряд ли хватит на ближайшее столетие. Именно поэтому будущее, с развитой термоядерной энергетикой, выглядит таким привлекательным.

Схема работы АЭС на двухконтурном водо-водяном ядерном реакторе, который использует реакцию распада

Однако, в отличии от ядерной реакции деления, которая используется в современных атомных станциях, ядерный синтез оказался крепким орешком. Много десятилетий ученые со всего мира ломают головы разрабатывая технологии, для получения стабильной и безопасной реакции. Было придумано несколько видов реакторов, но ни один из них не годится для практического применения.

Термоядерный реактор

Дейтерий (2H) и тритий (3H) — это изотопы первого и самого легкого химического элемента — водорода, именно их комбинация зарекомендовала себя на роль источника энергии будущего (рассматриваются и другие типы реакций). При каждом слиянии дейтерия и трития образуется нейтрон и ядро гелия, а также 17,6 МэВ энергии.

Слияние дейтерий — тритий Wikimedia

Если сравнить термоядерный и ядерный реактор, то из одного килограмма исходной смеси в термоядерном реакторе будет производиться в три раза больше энергии, чем в ядерном. Для сравнения с другими источниками энергии, представьте, что 86 грамм дейтерий тритиевой смеси производит такое же количество энергии, как при сжигании 1000 тонн угля.

Но как упоминалось выше, чтобы пользоваться этой энергией, нужно разработать реактор, который бы работал стабильно и безопасно. Однако это не простая задача, потому что для удержания невероятно горячей плазмы, нужно было создать особый сосуд.

Токамак

Первое в мире устройство типа токамак: отечественный Токамак Т1 в Курчатовском институте в Москве. Плазма в диапазоне 0,4 кубометра была получена в медном вакуумном сосуде

Советские ученые предложили идею магнитного удержания плазмы в 1950, а уже в 1958 году была построена первая в мире экспериментальная термоядерная установка — «Токамак Т1». Конструкция подразумевает тороидальную камеру с магнитными катушками, в которой плазма удерживается не стенками камеры, а специально создаваемым комбинированным магнитным полем — тороидальным внешним и полоидальным полем тока, протекающим по плазменному шнуру. Концепция получилась весьма успешной, что привело к постройке порядка 300 токамаков по всему миру.

Французкий токамак Tore Supra во время апргрейда в диверторную конфигурацию

Однако из-за того, что полностью контролировать поведение плазмы ученым пока не удается — выход энергии при термоядерном синтезе получается нестабильным и неоднородным. Даже такой тугоплавкий метал, как вольфрам не выдерживает нагрузку, которую создают потоки плазмы в экспериментах, а это приводит к целому ряду дополнительных проблем, одна из них — разрушение первой стенки в токамаках.

Стелларатор

Квазисимметричный стелларатор HSX, США

Стелларатор отличается от токамака тем, что магнитное поле для изоляции плазмы от внутренних стенок тороидальной камеры полностью создаётся внешними катушками, позволяя использовать его в непрерывном режиме. Его силовые линии подвергаются вращательному преобразованию, в результате которого эти линии многократно обходят вдоль тора и образуют систему замкнутых вложенных друг в друга тороидальных магнитных поверхностей.

Сама концепция стеллараторов возникла в середине 20 века, но существенный прогресс в их улучшении был достигнут в начале 21 века благодаря развитию компьютерных технологий, а в частности, графических программ.

В то время как токамак работает в импульсном режиме (из-за того, что там происходят срывы плазмы), стелларатор является стационарной машиной (теоретически), при условии, что там удастся реализовать стеллараторную конфигурацию.

Основным недостатком стеллараторов является их малоизученность в действии. Конструкция стелларатора оказалась настолько сложной, что уровень развития техники долгое время не позволял его построить. Не удивительно, что изучение термоядерного синтеза на стеллараторах было заброшено, в то время, как на токамаках оно не останавливалось. Вероятно, по этой причине самый масштабный проект в данной области — ITER (ИТЭР) взял за свою основу токамак, а не стелларатор.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER (ИТЭР)

ИТЭР — это международный мегапроект по исследованию термоядерного синтеза, который станет самым гигантским термоядерным реактором за всю историю человечества. В его постройке участвует 35 стран, так как, еще в середине семидесятых стало ясно, что одна страна вряд ли способна решить эту проблему.

Для размещения гигантского реактора предлагались разные площадки, но в итоге «стройку века» было решено начать на юге Франции. Строительство стартовало в 2007 году, но с тех пор ИТЭР столкнулся с техническими задержками, отставанием от графика, сменой руководства и увеличением расходов, которые выросли с первоначальной оценки в пять миллиардов евро до примерно 20 миллиардов евро.

Но это не удивительно, ведь это самый дорогой и масштабный научный проект за который взялось человечество. Согласно расчетам, весить он будет как три Эйфелевых башни — 23 000 тонн, диаметр самого реактора будет достигать 20 метров в ширину и 60 метров в высоту. Объем плазмы, которую ученые планируют получать на этой установке оценивается в 840 кубических метров, что в 10 раз больше, чем на самом большом и современном токамаке, имеющемся сейчас. Термоядерная реакция в недрах токамака ИТЭР будет происходить при немыслимых 150 миллионов градусов Цельсия.

Чтобы удерживать такой объем плазмы, магнитное поле на ИТЭР будет приблизительно в 200 раз больше, чем у Земли. Таких показателей удастся достичь используя несколько сотен тонн сверхпроводников. Как уже можно понять, это ноу-хау будет использовать все передовые технологии и последние наработки достигнутые человечеством в науке.

Однако какие бы усилия не были задействованы для строительства ИТЭР, этот реактор является лишь первым шагом в термоядерное будущее. Основная причина его создания состоит в изучении поведения плазмы на сверхвысоких термоядерных температурах, и только если испытания пройдут успешно, то начнется строительство первого демонстрационного реактора. На текущий момент проект ИТЭР завершен приблизительно на 70%.

Другие разработки

Токамаки и стеллараторы не единственные в своем роде. Кроме них есть еще несколько направлений, в которых ведутся исследования термоядерного синтеза. Коротко опишем некоторые из них.

Инерциальный термоядерный синтез (ICF) — это тип исследований, посвященный изучению термоядерного синтеза, в котором предпринимаются попытки инициировать реакции слияния путем нагревания и сжатия топливной мишени (обычно в форме таблетки), которая чаще всего содержит смесь дейтерия и трития. Типичные топливные таблетки имеют размер булавочной головки и содержат около 10 миллиграммов топлива. Чаще всего, в системах ICF используется один лазер, луч которого разделяется на несколько потоков, которые впоследствии индивидуально усиливаются в триллион раз или более. Одна из последних ICF установок строится во Франции и называется Laser Mégajoule.

Магнитоинерциальное слияние (MIF) описывает класс термоядерных устройств, которые сочетают в себе аспекты термоядерного синтеза и инерциального термоядерного синтеза (ICF) в попытке снизить стоимость термоядерных устройств.

Слияние намагниченных мишеней (MTF) — это концепция термоядерного синтеза, которая сочетает в себе особенности синтеза с магнитным удержанием и синтеза с инерционным удержанием (ICF). Подобно магнитному подходу, термоядерное топливо при более низкой плотности ограничено магнитными полями и нагревается до состояния плазмы. Как и в случае инерционного подхода, плавление инициируется быстрым сжатием цели, что значительно увеличивает плотность топлива и температуру.

Пузырьковый синтез (соносинтез) — это реакция ядерного синтеза, предположительно происходящая внутри чрезвычайно больших коллапсирующих пузырьков газа, созданных в жидкости во время акустической кавитации. Исследования в данной области были окружены противоречиями, включая утверждения, что они являются мошенничеством (это привело к применению санкций в отношении Университета Пердью и некоторых его сотрудников).

В заключение

Как только термоядерные реакторы станут реальностью, они абсолютно изменят глобальный энергетический баланс, который заложит основу для революции в области чистой энергии. Будучи источником неопасной и не нуждающейся в углероде энергии, не производящим долгоживущих радиоактивных отходов, термоядерный синтез в конечном итоге приведет к устареванию электростанций, работающих на ископаемом топливе, и ядерных установок на основе урана. Он станет источником, который сможет дать нам стабильную энергию в почти неограниченных масштабах.

  • Изобретения
  • Проблемы науки
  • Экологические проблемы

sci-news.ru

Термоядерный синтез: чудо, которое случается

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

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

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

Мы для наглядности возьмем прогноз МЭА (Международного энергетического агентства) и наметим границу в 40–270 лет. Представим, что затем ископаемые топлива иссякнут.

Другой недостаток ископаемых топлив, обнаруженный с опозданием, — вредные выбросы. При сжигании угля, нефти и природного газа вырабатываются углекислый газ, угарный газ и остальные гадости, которые попадают в атмосферу. Чем больше в атмосфере таких летучих веществ, тем меньше солнечного света Земля отражает обратно в космос и тем страннее погода. Ситуация с выбросами стала настолько щекотливой, что недавно МГЭИК (Межправительственная группа экспертов по изменению климата) объявила ультиматум: отказаться от ископаемых топлив к 2100 году. Иначе изменения климата станут необратимыми.

Что получается: максимум за 270 лет мировая энергетика должна сойти с рельс нефти, угля и природного газа (пока 80 процентов электроэнергии генерируется благодаря им) и пересесть на что-то другое — безопасное, с высоким КПД и чтобы не било по карману. Цена — момент, первостепенный для развивающихся стран, включая Россию, где спрос на электроэнергию растет быстрее, чем ВВП. Страшно представить, что ждет тех, кто и в ОПЕК (Организация стран-экспортеров нефти) не состоит. Но ближе к делу, вернее, к «Нагану» грядущей энергетической революции — управляемому термоядерному синтезу.

Как мы помним, простейшее атомное ядро состоит из положительно заряженного протона и отрицательно заряженного электрона. Если к атомному ядру, скажем, водорода «прицепить» один нейтрон, получится изотоп — дейтерий. Если «прицепить» два нейтрона, получится другой изотоп — тритий. При этом с каждым новым нейтроном зарядовое число и химические свойства водорода будут оставаться прежними, а вот массовое число (сумма протонов и нейтронов) и физические свойства — меняться. Возможность конструировать атомные ядра, управляя их физическими свойствами, и интересует ядерную физику.

Для запуска термоядерного синтеза нужно сблизить два изотопа с небольшим зарядовым числом, допустим дейтерий и тритий, до расстояния одного атомного ядра, чтобы те «слиплись» и образовали новое, более тяжелое ядро, в нашем примере — гелия-4. По эйнштейновской формуле E=mc2 это приведет к высвобождению огромного количества энергии, часть которой (что характерно — большая) достанется одинокому нейтрону: при столкновении дейтерия и трития он улетит и никогда не вернется. Кстати, сведение ядер — первая проблема синтеза, и небольшое зарядовое число ее упрощает.

Схема термоядерного синтеза для дейтерия и трития. / © Sarah C.

Дело в том, что одноименно заряженные атомные ядра вообще-то сводить нельзя — действует кулоновское отталкивание. Поэтому газ дейтерия и трития приходится разгонять в вакууме, нагревая до температур свыше 100 миллионов градусов Цельсия. С атомов в результате слетают электронные оболочки, и газ переходит в состояние плазмы, состоящей только из заряженных частиц, что позволяет помыкать ей с помощью магнитных ловушек. На самом деле для современных установок 100 миллионов градусов не предел, правда, максимальное «время удержания энергии» в пекле, вдвое меньшем, пока не превышает и 102 секунд.

Компромисс между временем удержания плазмы и скоростью реакции — вторая проблема термоядерного синтеза. Подходов к ее решению целых два, по числу основных типов реакторов: квазистационарные (стеллараторы и токамаки) и инерциальные. Первые — это полые «бублики», в которых газ нагревается током и изолируется от внутренних стенок за счет магнитных полей. Вторые — «шарики», в них замороженные изотопы одновременно поджигаются и сдавливаются лазерами. Отличие в том, что токамаки и стеллараторы рассчитаны на долгую работу с разреженной плазмой, а «импульсные» — на «выстрелы» по упакованной смеси.

Строение токамака (слева) и «обычного» стелларатора (справа). / © Deutsche Physikalische Gesellschaft

Пытливый читатель, конечно, заметил: термоядерные реакторы уже существуют и даже разные. Тогда почему мы топим баню дровами, а не плазмой?

Чтобы прочувствовать боль, которую причиняет ученым решение термоядерной головоломки, мысленно пройдем их путь. В 1934 году американский физик советского происхождения Георгий Гамов, разглядывая звезды, задался вопросом: что делает их горячими миллионы лет? На фоне недавнего открытия нуклонов и общего подъема ядерной мысли он закономерно рассудил, что дело в ядерных реакциях. Гипотезу Гамова спустя четыре года развил американец Ханс Бете. В центре Солнца, считал Бете, ядра водорода сталкиваются, превращаясь в изотопы, а затем и в другие элементы. Разница их массовых чисел и зажигает светило.

Шел 1938 год. Пока романтики рассуждали о мироустройстве, политики начинали аншлюс и готовились к холодной войне. В 1941 году американец итальянского происхождения, один из двух «отцов» цепной ядерной реакции Энрико Ферми предложил коллегам по Манхэттенскому проекту подумать над бомбой не распада, то есть атомной, а синтеза, то есть водородной. Идея Ферми страшно понравилась Эдварду Теллеру, причем по двум причинам: он любил трудности и был любопытен, а задача расщепления атомных ядер на тот момент была наполовину решена (первый ядерный реактор заработал уже в следующем, 1942-м, году). Неинтересно.

Эдвард Теллер. / © mithattosun.com

Роберт Оппенгеймер такого энтузиазма не разделял. Но сформировал из «проблемных» адептов термоядерной гипотезы запасной отряд под руководством Теллера. Когда «проблемный» математик Станислав Улам описал возможный алгоритм термоядерного синтеза, исследования вышли в практическое русло. И в 1951 году, через шесть лет после испытаний ядерного, США провели предварительное и спустя год — полномасштабное испытание термоядерного заряда. Топливом для него служили жидкие изотопы водорода, которые затем, ради увеличения мощности, заменили на твердотельный дейтерид лития-6 и -7.

Советский прототип термоядерного оружия, получивший уютное название «Слойка», был готов к 1949 году, а в 1950-м физик-самоучка Олег Лаврентьев — для разнообразия — высказался в пользу промышленного термоядерного синтеза. Неплохо бы, мол, не только ломать. Через несколько месяцев, одновременно с американцами, Игорь Тамм и Андрей Сахаров додумали концепцию Лаврентьева, предложив закольцевать движение плазмы в медном «бублике» и изолировать ее магнитными ловушками. В том же, 1951-м, году астрофизик Лайман Спитцер построил первый в мире образец термоядерного реактора — стелларатор.

Надо сказать, упоминание национальностей тут неслучайно. Гонка вооружений тормозила термоядерную энергетику не меньше, чем оптимизм и кулоновское отталкивание. В результате у СССР, который собирал водородную бомбу на позициях отстающего, свой термоядерный реактор появился только в 1954 году, и это был токамак. В типах реакторов тоже прослеживается идеология, или, если угодно, экзистенциальный подход: исторически так вышло, что стеллараторы были скорее американскими; токамаки — скорее советскими. Забегая вперед, скажем, что теперь эта тенденция неактуальна.

С другой стороны, именно запрос военных подстегивал физиков на научные революции. Следующие несколько лет мир сотрясали в основном локальные конфликты, поэтому термоядерная энергетика, лишенная той самой, глобальной обходительности, болталась в свободном плавании.

Сделаем еще одно отступление. Формально стеллараторы считались и считаются более прогрессивными, чем токамаки. Тому есть несколько причин. Во-первых, в стеллараторах плазму нагревают и удерживают только внешние токи и катушки. В токамаках розжиг происходит за счет электрического тока, протекающего в плазме и одновременно создающего дополнительное магнитное поле. Из-за этого в «бублике» токамака возникают свободные электроны и ионы уже со своими магнитными полями, которые норовят разрушить основное поле, сбить температуру и вообще все испортить.

Во-вторых, камеры стеллараторов не просто «бублики», а «мятые бублики»: в отличие от токамаков, у них нет азимутальной симметрии. При этом катушки на «мятых бубликах» стеллараторов имеют винтообразную, вложенную форму (на токамаках они прямые и параллельны друг другу) и «закручивают» силовые линии, то есть подвергают их вращательному преобразованию. Это тоже стабилизирует плазму и еще — отодвигает теоретический предел оптимального давления в камере. А квадрат давления примерно пропорционален скорости реакции. Чем выше давление, тем быстрее все произойдет.

Внутри тороидальной камеры JET. / © Idom

Стеллараторы доминировали ровно до 1969 года, когда температура плазмы (объемом всего в один кубический метр) в советском Т-3, первом и единственном токамаке, достигла рекордных трех миллионов градусов Цельсия, что лишь в пять раз меньше температуры в центре Солнца. Отрицая реальность происходящего, британские физики вызвались проверять результаты эксперимента, но, увы, чудо случилось. История с Т-3 ввела на токамаки моду: они понятнее и дешевле в строительстве. И в 1983 году в Великобритании был достроен крупнейший из ныне существующих термоядерных реакторов этого типа — JET.

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

Строительная площадка ITER весной 2016 года. / © ITER Organization

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

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

Золотая капсула NIF. / © Lawrence Livermore National Laboratory

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

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

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

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

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

Типы радиоактивного излучения. / © Mirion Technologies

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

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

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

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

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

Стэнли Понс (слева) и Мартин Флейшман (справа). / © Paul Barker

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

naked-science.ru

ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

Содержание статьи

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 1H, дейтерию 2H и тритию 3H, – а также «легкого» изотопа гелия 3He и двух изотопов лития 6Li и 7Li 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.

РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
d + d ® 3He + n + 3,25 МэВ*)d + d ® t + p + 4,0 МэВ*)t + d ® 4He + n + 17,6 МэВ**) 3He + d ® 4He + p + 18,3 МэВ**) 6Li + d ® 24He + 22,4 МэВ7Li + p ® 24He + g + 17,3 МэВ
*) Эти две реакции примерно равновероятны.**) Изотопы 3H и 3He практически отсутствуют в природе, их можно получить искусственно.

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 – 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 Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается.

Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10–24 см2 ). 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 (T1/2 ~ 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 6Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6Li ® 4He + t.

Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (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.

Временне 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 P1 = knT, где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см3), 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 см3) 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 P2 > P1 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 1016 с/см3, а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч1014 с/см3. 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 108 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 1015 ядер/см3, 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 109 К

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n » 3Ч1015 ядер/см3 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 T3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 108 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.

Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 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 1011 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 1–2 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 (106 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 Bj 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 Bq Ј –Bq вместе с Bj создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, 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 Bj ~ Bq 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 rBj/RBq, 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. BjBq) 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 50–200 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 Bq ~ Bj, 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 < 1, 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 5Ч106 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.

www.krugosvet.ru

Термоядерный синтез – бесконечная энергия - Изобретено в Сибири!

Управляемый термоядерный синтез (УТС) – одна из самых ожидаемых технологий, надо которой работают учёные во всём мире. Возможно, именно она раз и навсегда решит энергетическую проблему в масштабах планеты. И в разработке этой технологии одну из самых заметных ролей играет Институт ядерной физики (ИЯФ) Сибирского отделения РАН, который находится в Академгородке Новосибирска. 

Что такое УТС?

Ядра всех атомов состоят из нуклонов (нейтроны и протоны). Они скреплены друг с другом силой, которая в физике называется термином «сильное взаимодействие». Причём, чем больше нуклонов в ядре, тем слабее это сильное взаимодействие.

Если объяснять «на пальцах», то термоядерный синтез – это реакция, при которой количество нуклонов в ядре атома увеличивается. Причём тут продолжает действовать закон сохранения энергии. При увеличении количества нуклонов уменьшается энергия их сильного взаимодействия, но эта энергия не исчезает в никуда – она выделяется в виде тепла.

Выходит, можно построить реактор, в котором протекает термоядерный синтез, и получать энергию – термоядерный реактор. Но для этого нужно полностью изучить природу термоядерного синтеза и научиться ей управлять. Поэтому и говорят – управляемый термоядерный синтез.

Перспективность термоядерного реактора

Термоядерный реактор имеет ряд очевидных преимуществ. Одна из них – практически бесконечное топливо: они будут работать на водороде. Топливо можно получать хоть из обычной морской воды.

Отсюда вытекают и другие плюсы. Один из важнейших – относительная радиационная безопасность. В реакторе будет находиться очень мало радиоактивных веществ. Кроме того, процессы, протекающие в реакторе, не будут слишком бурными, поэтому вероятность аварийного скачка мощности реактора минимальна. Но даже в случае взрыва реактор вряд ли будет разрушен, так что заражение значительной территории от радиоактивных выбросов будет практически исключено.

Более того, отходы термоядерного реактора будут иметь короткий период полураспада, то есть сравнительно быстро перестанут быть опасными. Кроме того, их невозможно будет использовать как компонент для взрывного устройства.

Термоядерный реактор с токамаком

Ещё до того, как в Обнинске была построена первая в мире атомная электростанция, в среде учёных уже начались разговоры о принципиально иных реакторах – термоядерных. И уже тогда стали предприниматься попытки представить, как будет выглядеть такой реактор.

В настоящий момент есть несколько разных теоретических систем устройства термоядерного реактора. Но наиболее близка к практической реализации – квазистационарная система. Она основана на тороидальной камере с магнитными катушками (сокращённо – токамак).

Токамак – это такой металлический бублик, в котором при помощи сильнейшего электромагнитного поля с безумно высокой скоростью движется плазма. Плазма разогревается до температуры где-то в миллион градусов, и начинается синтез. Остаётся только собирать полученные излишки энергии.

Когда построят термоядерный реактор?

Первый экспериментальный токамак был построен в 1954 году в Москве, в Институте атомной энергии имени Курчатова. А уже в 1968 году на токамаке Т-3 прошли первые успешные испытания: учёные смогли нагреть плазму до температуры в 5 миллионов градусов Цельсия и какое-то время её сохранять. Так было положено начало.

В настоящее время в мире построено более 300 токамаков. И если самый первый был диаметром всего 80 сантиметров, то самый современный имеет диаметр уже 16 метров. Этот современный токамак построен для экспериментального прототипа термоядерного реактора ITER (ИТЭР), который находится на юге Франции.

Строительство ИТЭРа

ИТЭР – проект международный, в нём участвуют учёные из десятков стран, включая Россию. Причём системы этого реактора моделировались и отрабатывались под руководством российского физика Василия Андреевича Глухих (кстати, выпускника Томского политеха).

Строится ИТЭР с 2013 года. Предполагаемый срок начала первых экспериментов – 2025 год.

Макет реактора ИТЭР

Сибирский вариант термоядерного реактора

Институт ядерной физики (ИЯФ) Сибирского отделения РАН– один из ключевых участников разработки ИТЭР от России. Но параллельно с работой над ИТЭР учёные из ИЯФ разрабатывают альтернативный вариант термоядерного реактора. Причём сами учёные отмечают, что их проект направлен на создание коммерчески выгодной термоядерной электростанции, в то время как проект ИТЭР преследует чисто научные цели.

Реактор, который разрабатывают в ИЯФ, работает по иной системе: не по квазистационарной, а импульсной. Эта система на сегодняшний день менее проработана теоретически, но обещает ряд преимуществ перед квазистационарной. Главное, импульсный реактор, как предполагается, будет более простым в инженерном плане, будет эффективнее использовать магнитное поле – другими словами, будет более экономичным. В теории звучит очень заманчиво, и вот сейчас в ИЯФ экспериментально проверяют эти теоретические выкладки.

В импульсной системе вместо токамака используется открытая магнитная ловушка. Концепцию этой ловушки в 1953 году впервые предложил советский физик, основатель ИЯФ Герш Будкер. В ней плазма удерживается с помощью магнитного поля в длинной трубе. ИЯФ на сегодняшний день является мировым лидером по производству открытых магнитных ловушек.

Открытая магнитная ловушка

Технологический прорыв

И одна из сложнейших задач при постройке импульсной установки – удержать плазму внутри трубки, чтобы при этом продолжался синтез. В ИЯФ разработали и построили уже целый ряд моделей открытых магнитных ловушек, в которых использовались самые разные варианты решения этой задачи. И вот, похоже, найдено окончательное решение.

Решение заключается в использовании магнитного поля, которое «закручено» в виде винта. Такое магнитное поле одновременно тянет плазму в трубке и вперёд и назад, и в итоге плазма удерживается посередине.

Схема магнитной ловушки с винтовым магнитным полем

Чтобы узнать, действительно ли это решение годится для создания полноценного термоядерного реактора, в конце 2017 года в Новосибирске была запущена экспериментальная установка СМОЛА (Спиральная Открытая Магнитная Ловушка). В данный момент ведутся эксперименты.

СМОЛА, разработанная в Институте ядерной физики Сибирского отделения РАН

Если эксперименты оправдают ожидания новосибирских физиков, то Россия, возможно, станет первой страной, в которой будет построен термоядерный реактор.

Использованы материалы сайтов: http://news.ngs.ru/ https://www.popmech.ru/ http://promportal.su/ https://lenta.ru/

sib5.com

Пара слов об управляемом термоядерном синтезе

«Ещё в 1958 году на II Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве казалось, что до осуществления термоядерного синтеза рукой подать — нужно пройти небольшой путь между двумя точками; потом оказалось, что надо не пройти, а проехать на велосипеде; потом — что проехать на велосипеде, но по канату; потом оказалось, что велосипед одноколёсный; потом — что ехать нужно с завязанными глазами; и наконец — что ехать необходимо задом наперёд».

Л. А. Арцимович

Два поста на тему управляемого термоядерного синтеза, опубликованных за два дня, не оставляют мне выбора. Придётся писать третий, чтобы, по возможности, сделать непонятные моменты понятными.

Вопрос, который всегда задают одним из первых — зачем это всё нужно. Долгая история термоядерных исследований, на каждом шагу которой казалось, будто бы крутить педали осталось совсем чуть-чуть (см. эпиграф), многих сделала скептиками.

Проблема в том, что деваться нам всем всё равно некуда.

На рисунке 1 — прогноз потребления энергии (для всех нужд — электричество, транспорт, отопление и т.д.) на сто лет вперёд. Широкой тёмно-зелёной полосой в нём обозначены новые источники энергии. Кто-то полностью закрашивает эту полоску солнечной энергетикой, кто-то предлагает ядерные реакторы с замкнутым топливным циклом.

Наиболее корректным, впрочем, будет сказать, что никто толком не знает, чем закрывать эту дырку после 2060 года. Чем больше способов выработки энергии будет проверено, тем больше шансов, что какой-нибудь из них сработает и позволит закрыть недостачу, сравнимую с половиной всей сегодняшней генерации.

Теперь о том, почему и как это работает.

Протоны и нейтроны в ядре «склеены» сильным взаимодействием. Разницу между энергиями покоя отдельных протонов и нейтронов и собранного из них атомного ядра мы можем забрать себе. Насколько она велика, показано на рисунке 2. Здесь можно обратить внимание на две вещи:

— все хотят стать никелем;

— делать 4He выгодно для получения энергии, он лежит намного выше всех своих соседей.

Топливо для термоядерных реакций можно найти вблизи от гелия. На следующем рисунке перечислены термоядерные реакции, наиболее полезные в жизни котика обычного человека. Большая часть из них — термоядерные реакции в звёздах. Ещё несколько (с 6Li) были использованы, чтобы показать возможность термоядерного синтеза на земле (рисунок 3, [2]).

В то же время, ядра заряжены положительно и поэтому отталкиваются электростатически. Это можно представить себе как горку, которую надо преодолеть (или сквозь которую нужно туннелировать), чтобы упасть в яму и в ней выделить энергию [3].

То есть, вещество нужно нагреть, чтобы ядра двигались быстро и могли вступить в реакцию. Для наиболее простой реакции D+T эта температура составляет 10 кэВ (а лучше 30). В человеческих единицах  это чуть больше 100 миллионов градусов; любое вещество при этом будет полностью ионизированной плазмой.

D+T топливо легче всего зажигать, но 80% энергии термоядерной реакции уносится нейтронами, которые греют, активируют и разрушают конструкцию реактора и не греют плазму. Кроме того, тритий — на редкость неприятное в плане безопасности использования вещество.

Реакция D+D оставляет больше энергии в плазме и не требует опасных материалов, но безнейтронной не является. У неё есть два почти равновероятных канала:

D+D→n+3He (есть нейтрон!)

D+D→p+T, при этом тритий сразу же вступает в реакцию D+T→4He+n (есть второй нейтрон!)

С топливом D+3He почти можно избавиться от нейтронов. Почти — потому что дейтерий будет реагировать не только с гелием, но и с другим дейтерием. С нейтронным выходом из прошлого абзаца. От нейтронов спасёт только топливная смесь, в которой бо́льшая часть — гелий, к которому добавлена малая примесь дейтерия.

Кроме того, плазма должна пробыть горячей достаточно долго, чтобы ядра успели встретиться и прореагировать (фактически, здесь работает произведение концентрации частиц на время удержания). К примеру, для D+T плазмы с давлением 3 атмосферы необходимое время удержания составляет полсекунды.

Тем самым, у нас есть две задачи: нагреть и удержать.

Можно попробовать сжать вещество до таких концентраций, чтобы необходимое время удержания было мало и плазма просто не успевала никуда разлететься. Подобный способ называется инерционным удержанием. В целом, термоядерная бомба работает именно так. В приложении к управляемому синтезу нагрев и сжатие осуществляется за счёт облучения полусантиметровой мишени 192 эпически мощными лазерами [4]. Основная проблема при использовании этого метода для энергетики в том, что стрелять по мишеням нужно 100 раз в секунду с выделением нескольких МДж, а можно только дважды в день и несколько десятков кДж. Военные о таких мелочах не беспокоятся и просто моделируют на установках инерциального синтеза бомбы.

Другой вариант — поместить плазму в магнитное поле. Плазма не может вытечь поперёк магнитных силовых линий слишком быстро. Если же магнитное поле замкнуть в «бублик», то и вдоль силовых линий она никуда не улетит. Получится тороидальная магнитная ловушка.

Впрочем, просто поставить несколько катушек кольцом мы не сможем. Величина магнитного поля возле «дырки от бублика» в этом случае выше, чем на его внешнем краю. Плазма (будучи диамагнетиком) из магнитного поля выталкивается, поэтому для равновесия частицы должны часть времени проводить возле «дырки», а часть — снаружи. То есть, силовые линии должны «навиваться на бублик» (чёрные стрелки на левом рисунке, зелёная линия на правом). Сделать это можно или разогнав по плазменному шнуру ток (токамаки), или сделав внешние катушки упоротой тщательно оптимизированной геометрии (стеллараторы).

Строящийся сейчас во Франции ITER является именно токамаком. Стоит как авианосец, для постройки потребовал создания отдельных отраслей промышленности в отдельных странах. В целом, токамаки на сегодняшний день сильнее всех продвинулись в сторону термоядерной энергии.

Самым крупным на сегодня стелларатором является Wendelstein-7X. О нём был подробный пост [6], поэтому приведу только картинку.

Есть другая возможность — создать магнитное поле, симметричное относительно прямой или  почти прямой оси. Получится открытая (или линейная) магнитная ловушка. Плазма будет вылетать из двух концов, но эти потоки можно тем или иным способом подавить (об этом я могу написать пост не меньших размеров, поэтому пока не буду вдаваться в подробности). До недавнего времени существовало более-менее обоснованное мнение, что с их помощью нельзя получить температур выше нескольких сот эВ (нескольких миллионов градусов). Не так давно, впрочем, было показано, что можно получить и больше. Плюсы такой концепции — в большей технологичности и лучшей масштабируемости (в первую очередь, в область топлив без трития).

Теперь про энергобаланс. Наиболее мощным каналом потери энергии из горячей плазмы является тормозное излучение (горячие электроны, пролетающие мимо ядер, ярко светятся в рентгеновском диапазоне). На следующей картинке показана мощность разных термоядерных реакций в одном кубометре горячей равновесной плазмы с концентрацией 10^20 м^-3. Фиолетовой прямой (угол не в счёт) показан уровень потерь на тормозное излучение. Энергию можно вырабатывать там, где чёрная кривая выше фиолетовой прямой.

Тут можно посмотреть на основные термоядерный топлива и p11B. Последний лежит близко к уровню потерь, что заставляет выдумывать хитрые конфигурации с неравновесной плазмой вплоть до использования топлива, поляризованного по ядерному спину, включительно.

Чтобы не множить сущностей, возьму уже посчитанные другими людьми для ИТЭРа цифры. Расклад по энергиям получается таким:

В плазму вкладывается 73 МВт от внешних источников. Из них 33 МВт — пучки быстрых нейтральных атомов, 20 МВт — СВЧ-волна на частоте вращения электронов (170 ГГц), 20 МВт — ВЧ-волна на частоте вращения ионов (40–50 МГц).

В термоядерной реакции выделяется ~500 МВт, из них 400 МВт получают нейтроны, а 100 МВт остаётся в альфа-частицах и нагревает плазму.

Теперь потери.

400 МВт мощности, переносимой нейтронами, тут же уходят из плазмы и нагревают воду в каналах охлаждения.

Тормозное излучение уносит около 120 МВт.

Небольшая часть энергии (от нескольких единиц до нескольких десятков МВт — в зависимости от того, насколько устойчивой получилась плазма) уходит с быстрыми ионами, плохо удерживаемыми плазмой, и нагревают пластины первой стенки.

Остальные 100–150 МВт уносятся плазмой, вытекающей из области удержания, и нагревают специально предназначенные для этого пластины дивертора в нижней части камеры (см. рисунок — словом plasma там обозначена область удержания, вытекающий из неё поток идёт вдоль силовых линий, нарисованных чёрным, на оранжевые приёмные пластины).

С пользой можно использовать либо нейтроны (только как кипятильник), либо поток плазмы, вытекающий из области удержания в дивертор (или кипятильник, или, теоретически, МГД-генератор. Впрочем, схем МГД-генератора для токамаков я не видел).

И последний вопрос: когда?

Я на него всегда отвечаю: «Когда потребуется». Скажем, китайская термоядерная программа предполагает запуск демонстрационного энергетического реактора в 30-х годах (да, они хотят начать строить его до того, как будут получены внятные результаты ИТЭРа). В принципе, если не будет ограничений в ресурсах, они могут справиться.

Всех остальных припрёт в 50-х.

Ps. Надеюсь, пост получился информативным, но не переусложнённым. В принципе, обо всём этом можно рассказать и проще (но без деталей), и сложнее (там столько всего интересного!)

pikabu.ru

Управляемый термоядерный синтез - это... Что такое Управляемый термоядерный синтез?

Солнце — природный термоядерный реактор

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерных взрывных устройствах), носит управляемый характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной энергетики тем, что в последней используется реакция распада, в ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B).

Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском Союзе сформулировал и предложил для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А.[1][2]. Кроме него важный вклад в решение проблемы внесли такие выдающиеся физики, как А. Д. Сахаров и И. Е. Тамм[1][2], 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.)[3].

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.

Схема реакции дейтерий-тритий

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:

2H + 3H = 4He + 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

2H + 3He = 4He + p 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 nTτ (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Также возможны реакции между ядрами дейтерия, они идут немного труднее реакции с участием гелия-3:

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

Стоит отметить, что протон-протонные реакции синтеза, идущие в звёздах, не рассматриваются как перспективное термоядерное горючее. Протон-протонные реакции идут через слабое взаимодействие с излучением нейтрино, и по этой причине требуют астрономических размеров реактора для сколь-либо заметного энерговыделения.

p + p → ²D + e+ + νe + 0.4 Мэв

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6Li(d,α)α

Управляемый термоядерный синтез возможен при одновременном выполнении двух условий:

  • Скорость соударения ядер соответствует температуре плазмы:
T > 108 K (для реакции D-T).
  • Соблюдение критерия Лоусона:
nτ > 1014 см−3·с (для реакции D-T),

где n — плотность высокотемпературной плазмы, τ — время удержания плазмы в системе.

От значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время (2012) управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора (ITER) находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют в атмосфере около 50 000 т[источник не указан 619 дней] и гораздо больше в литосфере, на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам — 500 тысяч тонн[источник не указан 683 дня]). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

Наиболее простым способом осуществления термоядерной реакции является синтез дейтерия и трития с выделением гелия-4 и «быстрого» нейтрона:

D + T → 4He (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 + 3He → 4He (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):

  1. Квазистационарные системы () в которых нагрев и удержание плазмы осуществляется магнитным полем при относительно низком давлении и высокой температуре. Для этого применяются реакторы в виде токамаков, стеллараторов (торсатронов) и зеркальных ловушек, которые отличаются конфигурацией магнитного поля. К квазистационарным реакторам относится реактор ITER, имеющий конфигурацию токамака.
  2. Импульсные системы (). В таких системах управляемый термоядерный синтез осуществляется путем кратковременного нагрева небольших мишеней, содержащих дейтерий и тритий, сверхмощными лазерными лучами или пучками высокоэнергичных частиц (ионов, электронов). Такое облучение вызывает последовательность термоядерных микровзрывов.

Первый вид термоядерных реакторов намного лучше разработан и изучен, чем второй.

В ядерной физике, при исследованиях термоядерного синтеза, для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка — устройство, удерживающее плазму от контакта с элементами термоядерного реактора. Магнитная ловушка используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания плазмы основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на спиральном вращении заряженных частиц вдоль силовых линий магнитного поля. Однако, намагниченная плазма очень нестабильна. В результате столкновений заряженные частицы стремятся покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются мощные электромагниты, потребляющее огромное количество энергии или применяющие сверхпроводники.[источник не указан 752 дня]

Радиационная безопасность

В этом разделе не хватает ссылок на источники информации. Информация должна быть проверяема, иначе она может быть поставлена под сомнение и удалена. Вы можете отредактировать эту статью, добавив ссылки на авторитетные источники. Эта отметка установлена 12 мая 2011.

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 с 6Li является экзотермической, обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с 7Li является эндотермической — но не потребляет нейтронов[4]. По крайней мере, некоторые реакции 7Li необходимы для замены нейтронов, потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это топливо имеет ряд недостатков:

  • Реакция продуцирует значительное количество нейтронов, которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько велико, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день на таком топливе, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось разработать роботизированную систему дистанционного обслуживания.[источник не указан 1095 дней]
  • Требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.
  • Только около 20 % энергии синтеза выделяется в форме заряженных частиц (остальное — нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию[5].
  • Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия.

Существуют, в теории, альтернативные виды топлива, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (108 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением плотности плазмы n на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение nτ зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ, по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.[источник не указан 752 дня]

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:

  • Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород).
  • Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию топливных ресурсов одной или группой стран.
  • Минимальная вероятность аварийного взрывного увеличения мощности реакции в термоядерном реакторе.
  • Отсутствие продуктов сгорания.
  • Нет необходимости использовать материалы, которые могут быть использованы для производства ядерных взрывных устройств, таким образом исключается возможность саботажа и терроризма.[источник не указан 1095 дней]
  • По сравнению с ядерными реакторами вырабатываются радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада[6].
  • С помощью вычислений можно провести оценку, что наперсток, наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.[источник не указан 1095 дней]
  • Так же, как и реакция распада, реакция синтеза не производит углекислотных выбросов в атмосферу, являющихся, по мнению многих специалистов, главным вкладом в глобальное потепление. Это является значительным преимуществом, поскольку использование ископаемых топлив для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например, в США производится 29 кг CO2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.[источник не указан 1095 дней]
  • В отличие от неядерных электростанций на возобновляемых источниках энергии, термоядерные реакторы можно устанавливать где угодно (в том числе на транспорте: суда, самолёты и даже автомобили), в каких угодно количествах и без серьёзного вреда для окружающей среды (затопления водохранилищ, поражение птиц лопастями ветровых электростанций…).[источник не указан 1095 дней]
  • В космосе же они вовсе незаменимы, так как дальше пояса астероидов и, тем более, на ночных сторонах планет солнечные батареи неэффективны, химические топлива неприменимы вовсе, традиционное ядерное топливо есть далеко не везде, а вот водород в изобилии.[источник не указан 1095 дней]

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[7].

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.[источник не указан 1095 дней]

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[источник не указан 752 дня]:

  1. Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в качестве источника нейтронов для деления урана или тория.
  2. Отказ от D-T и D-D синтеза в пользу других реакций синтеза (например D-He).
  3. 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.

Макет реактора ITER. Масштаб 1:50

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.[источник не указан 1095 дней]

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.
  • Европа и Великобритания
    • Joint European Torus[8] — самый крупный в мире действующий токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании. В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт — нейтральная инжекция, 32 МВт — ионно-циклотронный резонанс. В итоге, критерий Лоусона лишь в 4—5 раз ниже уровня зажигания.
    • Tore Supra[9] — токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
  • США
    • Test Fusion Tokamak Reactor (TFTR)[10] — крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
    • National Spherical Torus Experiment (NSTX)[11]  — сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.
    • Alcator C-Mod[12] — один из трех крупнейших токамаков в США (два других — NSTX и DIII-D), Alcator C-Mod характеризуется самым высоким магнитным полем и давлением плазмы в мире. Работает с 1993 года.
    • DIII-D[13] — токамак США, созданный и работающий в компании General Atomic в Сан-Диего.
  • Япония
    • JT-60[14] — крупнейший японский токамак, работающий в Японском институте исследований атомной энергии (англ.) с 1985 года.
  • Китай
    • EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak) — Экспериментальный усовершенствованный сверхпроводимый токамак. Является глубокой модернизацией Российского токамака HT-7. Работает в рамках международного проекта ITER. Первые успешные испытания были проведены летом 2006 года. Принадлежит Институту физики плазмы Китайской академии наук. Расположен в городе Хэфэй, провинции Аньхой. На этом реакторе в 2007 году был проведён[15] первый в мире «безубыточный» термоядерный синтез, с точки зрения соотношения затраченной/полученной энергии. На данный момент это соотношение составляет 1:1,25. В ближайшем будущем планируется довести это соотношение до 1:50.[16]

Ссылки

Интересные факты

  • В фильме «Человек-паук 2» в результате неудачного проведения реакции термоядерного синтеза Отто Октавиус попадает под влияние своих щупалец, в результате чего становится зловещим Доктором Осьминогом.[17]

См. также

Примечания

  1. ↑ 1 2 Бондаренко Б. Д. «Роль О. А. Лаврентьева в постановке вопроса и инициировании исследований по управляемому термоядерному синтезу в СССР» // УФН 171, 886 (2001).
  2. ↑ 1 2 Отзыв А. Д. Сахарова, опубликованный в разделе «Из Архива Президента Российской Федерации». УФН 171, 902 (2001), стр. 908.
  3. ↑ 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.
  4. ↑ 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.
  5. ↑ Термоядерные электростанции безнейтронного цикла (например, D + 3He → p + 4He + 18,353 МэВ) c МГД-генератором на высокотемпературной плазме;
  6. ↑ 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.
  7. ↑  (англ.) Postnote: Nuclear Fusion, 2003
  8. ↑ EFDA | European Fusion Development Agreement
  9. ↑ Tore Supra
  10. ↑ Tokamak Fusion Test Reactor
  11. ↑ Princeton Plasma Physics Laboratory Overview
  12. ↑ MIT Plasma Science & Fusion Center: research>alcator>
  13. ↑ Home - Fusion Website
  14. ↑ Fusion Plasma Research
  15. ↑ The Artificial Sun-中安在线-english
  16. ↑ Термояд вышел из нуля — Газета. Ru
  17. ↑ Информация о фильме «Человек-паук 2» («Spider-Man 2») — Кинотеатр «Космос»

dic.academic.ru


Смотрите также