9.8. Использование энергии термоядерных реакций

В настоящее время как в России, так и за рубежом особое внимание уделяется дальнейшему развитию ядерной энергетики. Наряду с реакторами, работающими на «тепловых» нейтронах, в России освоены реакторы-размножители, работающие на «быстрых» нейтронах с использованием «отвального» урана-238. Огромное значение имеют работы, направленные на овладение энергией термоядерных реакций, в которых осуществляется синтез легких элементов. При этом будет получен неисчерпаемый источник энергии, который может обеспечить человечество энергией на многие миллионы лет.

Проблема состоит в осуществлении управляемой реакции синтеза. Ядерный синтез был известен за несколько лет до открытия способности деления ядер. В 1931 г. Гарольд Юра впервые выделил дейтерий из воды и с помощью небольших ускорителей показал, что реакция синтеза двух ядер дейтерия сопровождается выделением энергии. Реакция синтеза происходит при сообщении ядрам большой скорости, при которой кинетическая энергия достаточна для преодоления энергии электростатического отталкивания положительно заряженных ядер.

В естественных условиях в звездах и на Солнце протекают термоядерные реакции при высоких температурах. На Земле высокая температура, необходимая для осуществления реакции синтеза легких элементов, может быть получена, например, при взрыве атомной бомбы. Практически мгновенная реакция синтеза происходит в водородных бомбах. Задача состоит в получении непрерывной реакции синтеза, что возможно при следующих условиях:

– топливо должно быть чистым и состоять из легких ядер (в качестве потенциального топлива рассматривают дейтерий и тритий – изотопы водорода с относительной атомной массой 2 и 3 соответственно);

– плотность топлива должна быть не менее 1015 ядер в 1 см³;

– температура должна быть не менее 100 млн С и не более 1 млрд С;

– максимальная температура топлива при необходимой его плотности должна удерживаться на протяжении десятых долей секунды.

Одно из основных препятствий получения управляемого термоядерного синтеза (УТС) состоит в удержании плазмы, которой свойственна чрезвычайная нестабильность. В естественных условиях на Солнце плазма находится в сильном гравитационном поле. На Земле плазму можно удержать в специальном сильном магнитном поле.

Получение энергии за счет синтеза ядер обладает рядом существенных преимуществ:

– используется дешевое топливо с практически неисчерпаемыми запасами;

– исключаются аварии ядерных установок наподобие аварий при возникновении неуправляемой реакции деления ядер;

– получаются нетоксичные и нерадиоактивные конечные продукты термоядерного синтеза;

– непосредственно преобразуется энергия заряженных частиц, из которых состоит высокотемпературная плазма, в электрическую энергию в МГД-генераторах. При этом могут быть получены высокие значения КПД (до 90 %, что позволит резко сократить тепловое загрязнение окружающей среды).

Устройство, позволяющие осуществлять контролируемое выделение энергии синтеза ядер, называется термоядерным реактором.

Реакция синтеза происходит на Солнце и на других звездах, где осуществляется так называемый углеродный цикл, в который вовлечены водород, изотопы углерода, кислорода и азота. Термоядерные реакции в этом цикле происходят медленно и не могут быть использованы в земных условиях. Большое энерговыделение на Солнце обусловлено его огромной массой при малой скорости ядерных реакций в единице объема.

С другой стороны. в водородной бомбе высокие температуры обеспечивают условия для очень быстрого протекания термоядерных реакций.

Контролируемая термоядерная реакция связана с созданием контролируемых условий, которые являются промежуточными между рассмотренными крайними случаями.

Рассмотрим некоторые термоядерные реакции, которые могут быть использованы для осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Наиболее перспективно происходит реакция с участием дейтерия, содержание которого в воде 0,015 % (один атом ₁²Н на 6700 атомов ₁¹Н). Учитывая, что наша планета имеет огромное количество воды, запасы термоядерного топлива могут считаться практически неисчерпаемыми.

₁²Н + ₁²Н ₁³Н + ₁¹Н +4,03 МэВ (9.1)

₁²Н + ₁²Н ₂³Нe + ₀¹n +3,27 МэВ (9.2)

₁²Н + ₁³Н ₂⁴Нe + ₀¹n +17,6 МэВ (9.3)

₁²Н+₂³Нe ₂⁴Нe+₁¹Н +18,3МэВ (9.4)

Вероятность протекания первых двух реакций примерно одинакова. В реальных условиях будут протекать все четыре реакции одновременно.

Реакция (9.3) имеет значительный энергетический выход. Однако для неё требуется искусственный элемент тритий, который может быть получен поглощением нейтронов в литии согласно реакциям:

₃⁵ Li + ₀¹n ₁³H +₂⁴He+ 4,8 МэВ (9.5)

₃⁷Li + ₀¹n ₁³H+ ₂⁴He+ ₀¹n – 2,5 МэВ (9.6)

Однако в природе лития очень мало. Реакция (9.4) менее интересна, так как требует искусственного элемента ₂³Не.

Конструирование и эксплуатация термоядерных электростанций потребует соблюдения мер предосторожности, так как тритий радиоактивен, а, по всей вероятности, именно этот элемент будет использоваться в качестве топлива. Тритий не обладает сильно проникающей радиацией и поэтому в основном следует опасаться попадания его внутрь организма. Необходимо предусмотреть также защиту от потоков нейтронов, которым сопровождается реакция синтеза. Нейтроны, вступая во взаимодействие с материалами окружающей среды, приводят к возникновению «наведенной» радиоактивности. В результате реакции дейтерия с тритием образуется ядро гелия и нейтрон, который несет основную энергию реакции – около 14 МэВ. Следует отметить, что тритий образуется непосредственно в реакторе в результате захвата выделяющихся в ходе реакции нейтронов ядрами лития, входящего в состав внутренней стенки реактора. Используя естественную смесь изотопов лития-6 и лития-7, в реакторе можно получить коэффициент воспроизводства трития, равный 1,2 – 1,5, т. е. реактор будет производить горючее. Иными словами, в реакторе фактически сжигается литий, 1 г которого в этих условиях эквивалентен примерно массе условного топлива в 1 т. При таком соотношении эквивалентные запасы лития примерно на три порядка превосходят запасы всех видов традиционного ископаемого топлива, причем добыть литий относительно несложно.

Для осуществления непрерывной термоядерной реакции необходимо было бы поддерживать стационарный электрический разряд с постоянной выходной мощностью.

Однако возможно осуществление термоядерной реакции с помощью коротких вспышек при оптимальном значении их частоты.

К настоящему времени предложено много сложных устройств для получения плазмы и удержания её с помощью электрических и магнитных полей.

Рассмотрим обычную разрядную трубку, наполненную газом из двух электродов.

Эта конструкция похожа на люминесцентную лампу. Электроны, ускоренные разностью потенциалов, взрывают возбуждение и ионизацию атомов. Температура плазмы очень низкая (рис. 9.24).

Чтобы уменьшить диффузию заряженных частиц на стенки и уменьшить потери энергии вокруг трубки, можно помотать спираль (соленоид). Соленоид создает:

– магнитное поле, направленное вдоль оси трубки, и заряженные частицы движутся в трубке по спиральным траекториям.

Для того чтобы еще больше повысить плотность заряженных частиц и стабильность плазмы, ток в трубке увеличивают для получения, связанного со взаимным электромагнитным притяжением двух проводников тока, которые текут в одном направлении. Каждый из зарядов, движущихся вдоль оси трубки, составляет микроток, а это приводит к сжатию разряда.

При этом на концах разрядной трубки имеют место значительные потери ионов и электронов, так как ни одно из указанных выше магнитных воздействий не препятствует перемещению зарядов вдоль оси разрядной трубки.

Для решения данной проблемы было предложено два альтернативных подхода.

Первый способ заключается в установке дополнительных токовых витков вокруг разрядной трубки вблизи её концов, которые увеличивают в этих местах магнитное поле.

Рис. 9.24. Электрические разряды без магнитного поля (а) и с магнитным полем (б):

1 – обмотка; 2 – плазма

Изменение поля и формы силовых линий показано на рисунке 9.24 (а) и б. Заряды в таких устройствах возвращаются назад в область слабого поля, иначе говоря, отражаются. Такое устройство называется магнитным зеркалом.

На рис. 9.25 представлено другое решение, в котором осуществляется разряд в трубке, выполненной в форме тора.

Так как такая трубка не имеет концов, магнитное поле, создаваемое обмоткой, непрерывно и свободно. Движение зарядов вдоль осевых линий не приводит к каким-либо потерям. Пропускание через плазму тока, направленного по оси тора, приводит к следующим эффектам. Этот ток создаёт вокруг себя круговое магнитное поле, что приводит к «самосжатию» (линчеванию) плазмы и препятствует её рассеянию. Кроме того, ток служит средством нагревания плазмы до температуры зажигания термоядерной реакции.

На Х Европейской конференции по физике плазмы и управляемому термоядерному синтезу, проходившей в Москве, было признано перспективным получение УТС в «токамаках», предложенное советскими физиками.

Слово «токамак» введено советскими учеными Л.А. Арцимовичем, И.Н. Головиным и Н.А. Явлинским, которые, начав в 50-х гг. ХХ столетия исследования по управляемым термоядерным реакциям, избрали для этой цели вакуумную камеру в форме бублика, внутри которой с помощью мощного газового разряда создавали высокотемпературную плазму.

Для стабилизации плазмы использовалось сильное продольное магнитное поле. От первых слогов названий основных компонентов установки – тороидальная камера с магнитными катушками – и было образовано слово «токамак».

Идея магнитной термоизоляции плазмы очень проста. Известно, что заряженная частица (а плазма состоит из заряженных частиц – электронов и ионов) не может двигаться поперек магнитной силовой линии. Если создать систему замкнутых магнитных силовых линий, то, в принципе, можно удерживать плазму в некотором ограниченном объеме.

Конкретных вариантов реализации этой идеи существует немало, но наиболее развит на сегодня вариант токамака.

Внешне токамак похож на большой трансформатор с железным замкнутым сердечником и первичной обмоткой, по которой пропускают переменный электрический ток – в простейшем случае ток разряда конденсаторной батареи. В качестве вторичной обмотки служит единственный замкнутый виток вакуумной камеры – плазменный шнур.

Рис. 9.25. Магнитное зеркало

При разряде батареи в камере появляется вихревое электрическое поле, образование которого приводит к пробою газа, его ионизации и нагреванию до высоких температур. Это напоминает действие лампы дневного света, но в более крупных масштабах. Например, в установке «Токамак-10», созданной в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова, ток в плазме достигает 600 000 А, а сама плазма имеет объем около 4 м³. Под действием тока плазма нагревается до очень высокой температуры – в больших установках до нескольких десятков миллионов градусов. В принципе, если отбросить некоторые чисто физические детали (в них-то и состоит суть проблемы), идея удержания плазмы в токамаке очень проста. Однако реальные физические процессы не всегда совпадают с идеализированными представлениями о них. При температурах в десятки миллионов градусов и сравнительно низкой плотности плазмы (около 10¹⁴ частиц/см³) образующие ее частицы – ионы или электроны – редко сталкиваются между собой, двигаясь в магнитном поле.

Рис. 9.26. Плазма, заключённая в тор

Поведение плазмы зависит в первую очередь от качества магнитного поля токамака, его способности выполнять роль магнитной ловушки.

Магнитное поле токамака складывается из поля тока, протекающего по плазме, и поля катушек. Поле тока имеет силовые линии в виде колец, расположенных вокруг плазменного витка. Линии поля катушек также имеют вид замкнутых колец, но расположенных не вокруг плазменного витка, а вдоль него. Таким образом, силовые линии суммарного поля образуют спирали, которые навиваются на вложенные одна в другую тороидальные поверхности, называемые магнитными. В сильном магнитном поле заряженные частицы движутся в основном вдоль силовых линий по спиральным траекториям.

При столкновениях частицы могут переходить с одной спиральной траектории на другую на расстояние, равное ширине спирали. Столкновения частиц не должны приводить к существенным поперечным перемещениям их по направлению к стенке камеры. Поперечные потоки частиц учтены в теории, развитой советскими физиками-теоретиками А.А. Галеевым и Р.З. Сагдеевым и получившей название «неоклассической». Ее новизна, отраженная в приставке «нео», состоит в учете реальных траекторий частиц в искривленном поле токамака, а слово «классическая» имеет в физике плазмы смысл учета только парных столкновений, а не более сложных коллективных взаимодействий.

Как показал эксперимент, ионы плазмы ведут себя в полном соответствии с этой теорией. Их столкновения между собой приводят к тому, что более горячие, т. е. высокоэнергичные, ионы выходят из центральных областей к периферии, осуществляя тем самым перенос теплоты к стенкам.

Поведение электронов, как показали эксперименты, не подчиняется неоклассической теории. Согласно ей электронный перенос теплоты должен быть в десятки раз меньше ионного из-за того, что ширина электронных траекторий – спиралей  гораздо меньше ионных. На практике же электронный перенос оказался больше ионного.

Это расхождение теории с экспериментом навело на мысль о том, что электроны помимо столкновения могут найти другие пути для выхода из внутренних областей ловушки к периферии. Возник вопрос: не преувеличена ли теорией надежность магнитной конфигурации, т. е. действительно ли магнитные силовые линии так хорошо «упакованы», что лежат на магнитных поверхностях, не соприкасающихся между собой.

Дальнейшие исследования показали, что в камере токамака могут создаваться такие условия, при которых конфигурация магнитных полей во внутренней области быстро перестраивается. Магнитные поверхности как бы выворачиваются наизнанку: в центр попадает более холодная плазма, а на периферию – более горячая. Магнитные поверхности в этой области на время разрушаются – в них происходит «обмен» силовыми линиями, или, иначе, «перезамыкание» силовых линий.

Интересно отметить, что именно такой же процесс «перезамыкания» силовых линий в хвосте магнитосферы Земли приводит к полярным сияниям, а на Солнце процессы перезамыкания порождают хромосомные вспышки – источник космического излучения, опасного для космонавтов. Физическая природа этих явлений оказывается почти одинаковой.

Иногда в плазме токамака развивается явление, называемое неустойчивостью, которое приводит к выбросу плазмы на стенки вакуумной камеры. Неустойчивость, по всей вероятности, также связана с процессами «перезамыкания», захватывающими в этом случае практически весь плазменный шнур. Существуют различные способы предотвращения неустойчивости. Один из способов – снижение до минимума загрязнения дейтериевой плазмы посторонними примесями. Другой – стабилизация неустойчивости – использование обратных связей, которые гасят возмущение магнитных поверхностей раньше, чем оно успевает развиться до крупномасштабной неустойчивости.

Научившись бороться с неустойчивостью плазмы, советские физики провели на токамаках исследования, результаты которых оказались столь впечатляющими, что в начале 1970-х гг. токамаки стали создаваться в других странах, ведущих работы по УТС. Результаты исследований по освоению УТС на токамаках основаны уже не на единичных экспериментах на отдельных установках, а на большом семействе из десятков установок с различными линейными размерами, токами, магнитными полями, плотностью плазмы и т. п. Для будущего термоядерного реактора потребуется температура плазмы 80  100 млн С. Продолжительность «жизни» плазмы, т. е. то время, в течение которого удается удерживать плазму, не позволяя ей коснуться стенок реактора и охладиться в «Токамаке-10», составляет 60  70 мс.

Определяющим параметром для термоядерной реакции является произведение времени удержания плазмы на ее плотность. Чтобы при термоядерном горении энергии выделялось больше, чем вкладывается в плазму, должно прореагировать как можно больше частиц. И чем плотнее плазма, тем больше столкновений происходит в единицу времени. Для дейтериево-тритиевой плазмы это произведение должно быть не менее 210¹⁴ см^-3с.

В настоящее время проектируются реакторы с дейтериево-тритиевой плазмой, предназначенные для опытно-промышленной эксплуатации системы нагревания, удержания и контроля плазмы, подачи топлива, его регенерации, для изучения свойств материалов в мощных тепловых и нейтронных потоках.

Продолжительность удержания плазмы в реакторе возрастает при увеличении объема плазмы, а следовательно, увеличиваются габариты и стоимость термоядерных установок.

Сумма затрат становится ощутимой уже при сооружении токамаков нынешнего поколения. Поэтому различные страны объединили усилия по созданию УТС.

Техническое исполнение термоядерного реактора может быть различным. На рис. 9.27 представлена схема термоядерного реактора прямого преобразования.

В этом подходе предполагается использование расширения плазмы в коническом канале со встроенными в стенки электродами, собирающими ионы и электроны. Эта система должна производить прямое преобразование ядерно-термической реакции в электроэнергию. И поэтому может быть весьма эффективной.

В настоящее время во многих лабораториях мира интенсивно ведутся исследования по лазерному термоядерному синтезу (ЛТС). Впервые идея использования лазеров для нагревания плазмы была высказана советскими физиками Н. Г. Басовым и О. Н. Крохиным. Твердые или жидкие частички из смеси дейтерия с тритием помещаются в фокус сходящихся лазерных лучей, сжимаются и нагреваются до высоких температур.

Известно, что плотность ядер в твердом веществе почти в миллион раз выше, чем плотность плазмы в токамаке. Известно также, что скорость реакции в более плотном веществе выше. Поэтому, если быстро нагреть такую частичку вещества и сжать ее давлением лазерных лучей, вещество успеет полностью прореагировать еще до того, как плазма распадется и остынет.

В институте атомной энергии им. И.В. Курчатова отрабатывают другой способ быстрого нагревания и сжатия термоядерных мишеней. Несколько мощных линейных ускорителей одновременно «выстреливают» со всех сторон по мишени пучками релятивистских (движущихся близко к скорости света) электронов. Как и с помощью лазеров, здесь удается быстро нагреть мишень до нескольких десятков миллионов градусов и достичь ее тысячекратного сжатия

Рис. 9.27. Термоядерный реактор прямого преобразования:: 1 – магнитная катушка;

2 – поглотитель пучка; 3 – умножитель напряжения; 4 – делитель напряжения;

5 – постоянный ток; 6 – электроды торможения и сбора частиц; 7 – разделение зарядов;

8 – охладитель; 9 – инжектор дейтерия; 10 – морская вода