Что такое синтез ядер
Ядерный распад и синтез
Распад
В природе уран встречается в форме нескольких изотопов, один из которых — уран-235 ( 235 U) — самопроизвольно распадается с выделением энергии. В частности, при попадании достаточно быстрого нейтрона в ядро атома 235 U последнее распадается на два крупных куска и ряд мелких частиц, включая, обычно, два или три нейтрона. Однако сложив массы крупных фрагментов и элементарных частиц, мы недосчитаемся определенной массы по сравнению с массой исходного ядра до его распада под воздействием удара нейтрона. Эта-то недостающая масса и выделяется в виде энергии, распределенной среди получившихся продуктов распада — прежде всего, кинетической энергии (энергии движения). Стремительно движущиеся частицы разлетаются от места распада и сталкиваются с другими частицами вещества, разогревая их.
Они представляют собой стремительно разлетающиеся от места распада частицы, при этом далеко они не улетают, врезаясь в соседние атомы вещества и разогревая их. Таким образом, энергия, порождаемая ядерным распадом, преобразуется в теплоту окружающего вещества.
В уране, добываемом из природной урановой руды, изотопа урана-235 содержится всего 0,7% от общей массы урана — остальные 99,3% приходятся на долю относительно устойчивого (слабо радиоактивного) изотопа 238 U, который просто поглощает свободные нейтроны, не распадаясь под их воздействием. Поэтому для использования урана в качестве топлива в ядерных реакторах его нужно предварительно обогатить — то есть довести содержание радиоактивного изотопа 235 U до уровня не менее 5%.
После этого уран-235 в составе обогащенного природного урана в атомном реакторе распадается под воздействием бомбардировки нейтронами. В результате из одного ядра 235 U выделяется в среднем 2,5 новых нейтрона, каждый из которых вызывает распад еще 2,5 ядер, и запускается так называемая цепная реакция. Условием для продолжения незатухающей реакции распада урана-235 является превышение числа выделяемых распадающимися ядрами нейтронов числа нейтронов, покидающих урановый конгломерат; в этом случае реакция продолжается с выделением энергии.
В атомной бомбе реакция носит умышленно неконтролируемый характер, в результате чего за доли секунды распадается огромное число ядер 235 U и выделяется колоссальная по своей разрушительности взрывная энергия. В атомных реакторах, используемых в энергетике, реакцию распада необходимо строго контролировать с целью дозирования выделяемой энергии. Хорошим поглотителем нейтронов является кадмий — его-то обычно и используют для управления интенсивностью распада в реакторах АЭС. Кадмиевые стержни погружают в активную зону реактора до уровня, необходимого для снижения скорости выделения свободной энергии до технологически разумных пределов, а в случае падения энерговыделения ниже необходимого уровня частично выводят стержни из активной зоны реакции, после чего реакция распада интенсифицируется до необходимого уровня. Выделившаяся тепловая энергия затем в обычном порядке (посредством турбогенераторов) преобразуется в электрическую.
Синтез
Термоядерный синтез — реакция прямо противоположная реакции распада по своей сути: более мелкие ядра объединяются в более крупные. Самая распространенная во Вселенной реакция вообще — это реакция термоядерного синтеза ядер гелия из ядер водорода: она непрерывно протекает в недрах практически всех видимых звезд. В чистом виде она выглядит так: четыре ядра водорода (протона) образуют атом гелия (2 протона + 2 нейтрона) с выделением ряда других частиц. Как и в случае реакции распада атомного ядра совокупная масса образовавшихся частиц оказывается меньше массы исходного продукта (водорода) — она и выделяется в виде кинетической энергии частиц-продуктов реакции, за счет чего звезды и разогреваются.
В недрах звезд реакция термоядерного синтеза происходит не единовременно (когда сталкиваются 4 протона), а в три этапа. Сначала из двух протонов образуется ядро дейтерия (один протон и один нейтрон). Затем, после попадания в ядро дейтерия еще одного протона, образуется гелий-3 (два протона и один нейтрон) плюс другие частицы. И наконец, два ядра гелия-3 сталкиваются, образуя гелий-4, два протона, а также другие частицы. Однако по совокупности эта трехэтапная реакция дает чистый эффект образования из четырех протонов ядра гелия-4 с выделением энергии, уносимой быстрыми частицами, прежде всего фотонами (см. Эволюция звезд).
Естественная реакция термоядерного синтеза происходит в звездах; искусственная — в водородной бомбе. Увы, человек до сих пор не сумел найти средств для того, чтобы направить термоядерный синтез в управляемое русло и научиться получать за счет него энергию для использования в мирных целях. Однако ученые не теряют надежды на достижение положительных результатов в области получения «мирной и дешевой» термоядерной энергии уже в обозримом будущем — для этого главное научиться удерживать высокотемпературную плазму либо посредством лазерных лучей, либо посредством сверхмощных тороидальных электромагнитных полей (см. Критерий Лоусона).
Как укротить термоядерный синтез и зачем он нам нужен?
Мы уже писали о неожиданных и примечательных идеях и разработках в области получения энергии от ядерного распада. А также о том, что приходится делать, когда с ядерными реакторами что-то идёт не так. Свобода, как известно, лучше несвободы, а синтез — лучше распада. Именно так подумали учёные ещё сто лет назад, когда сделали первые шаги по укрощению термоядерного синтеза. В этой статье мы кратко расскажем, что такое термоядерный синтез, на каком этапе находятся научные разработки и когда стоит ждать внедрения нового способа добычи энергии. В конце концов, именно за этим он и нужен человечеству.
Staring at the Sun: история открытия термоядерного синтеза
С развитием науки человечество начало задаваться вопросом о том, как работает Солнце, почему не гаснет и продолжает выделять тепло и свет. Ещё в двадцатых годах прошлого века — почти сто лет назад — британский учёный Артур Стэнли Эддингтон выступал с идеями протон-протонного цикла, то есть совокупности термоядерных реакций, в ходе которых водород в звёздах превращается в гелий. И сопутствует этой реакции выделение колоссальных объёмов энергии, что легко можно ощутить, просто выйдя на улицу в солнечный день.
Чуть позже, уже в тридцатые годы, учёные из Кембриджского университета под руководством австралийца Марка Олифанта в результате ряда экспериментов обнаружили нуклоны (общее название составляющих атомное ядро протонов и нейтронов) гелия-3 и трития, принимающие участие в этих реакциях, а их немецкий коллега, Ханс Бете, получил Нобелевскую премию по физике за вклад в теорию ядерных реакций и, особенно, за открытия, касающиеся источников энергии звёзд. Уже в 1946 году сэр Джордж Паджет Томсон и Моисей Блэкман описали и запатентовали идею Z-pinch, то есть системы удержания плазмы при помощи магнитного поля или «магнитной ловушки», которая легла в основу дальнейших экспериментов по созданию первых устройств управляемого термоядерного синтеза.
Лабораторная магнитная ловушка, фото: Sandpiper / Wikimedia Commons
Бесконечная мощь: преимущества, недостатки и препятствия для реализации
От истории перейдём к общей теории. Управляемый термоядерный синтез — это процесс получения более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью (в теории) использования выделяемой энергии для добычи электричества. По своей сути он противоположен реакции распада, которая применяется в традиционной ядерной энергетике. В основном для проведения реакции термоядерного синтеза используются дейтерий и тритий (так называемая реакция D-T), хотя также возможны варианты с дейтерием и гелием-3, между ядрами дейтерия (D-D) и другими сочетаниями изотопов.
Сами по себе атомные ядра взаимодействуют не особо охотно из-за «кулоновского барьера», то есть силы электростатического отталкивания между ними. Чтобы преодолеть её и начать реакцию в земных условиях, вещество необходимо нагреть до достаточно высокой температуры, причём речь в данном случае идёт о сотнях миллионов градусов. Именно от этого процесса термоядерный синтез и получил своё название. Сочетание дейтерия и трития в данном случае требует «минимальной» температуры для начала реакции (тех самых 100 млн градусов), поэтому в экспериментальных установках оно используется чаще всего.
Реакция термоядерного синтеза D-T. Источник: Toshiba Energy Systems &Solutions Corporation
Также в ходе реакции появляется большое количество нейтронов, но об их значении поговорим чуть ниже, а сперва постараемся пояснить, почему коммерческое применение этого процесса вообще будоражит умы человечества последние 70 лет. Итак, преимущества управляемого термоядерного синтеза:
Токамак JET, фото: EFDA JET / Wikimedia Commons
Но почему же тогда сам принцип управляемого термоядерного синтеза, разработанный в середине прошлого века, до сих пор не реализован на практике либо реализован только в качестве экспериментальных установок, которые так и не начали производить электроэнергию? Давайте рассмотрим недостатки и ограничения этого процесса.
Сперва вернёмся к нашим нейтронам. В процессе реакции с применением D-T образуется нейтронный поток, который бомбардирует стенки защитной оболочки реактора. В результате мы имеем дело с так называемой «наведённой» радиацией, которая сильно усложняет обслуживание оборудования и, вполне возможно, приведёт к необходимости его периодической замены, так как со временем от бомбардировки нейтронами материалы становятся не только радиоактивными, но и хрупкими. Для решения этой проблемы предлагается использовать малочувствительные к радиации материалы, которые прослужат дольше, но их применение увеличит и без того колоссальные расходы на постройку электростанций термоядерного синтеза. Также рассматривается применение других действующих веществ, чтобы получить «безнейтронные» реакции, но о требованиях к плотности и температуре реакции для них мы уже говорили выше.
Ещё при текущем уровне развития технологий учёные и инженеры не могут добиться того, чтобы расход энергии на нагрев и доведение вещества в реакторе до состояния плазмы, а затем на поддержание его в этом состоянии, несмотря на постоянную потерю тепла (а также на охлаждение системы, работу электромагнитов и других подсистем), упал ниже, чем количество выделяемой в ходе реакции энергии. Например, британский токамак JET достиг соотношения между поступающей и отдаваемой энергией всего в 67%, то есть 0,67 Q. Q — показатель, который выражает отношение количеств затраченной и полученной в такой системе энергии, и для того, чтобы реакция термоядерного синтеза считалась самоподдерживающейся, он должен быть равен хотя бы 5, а для выработки полезных мощностей — намного выше. На сегодняшний день реакторов с таким значением в мире не существует.
Финальным вопросом, конечно, является окупаемость и стоимость. Чтобы добиться точной имитации реакций внутри Солнца, недостаточно просто взять тритий и дейтерий и поднести к ним условную спичку. Реактор термоядерного синтеза — это невероятно сложная, громоздкая и дорогая конструкция, в которой нашлось место массивной системе охлаждения, огромному количеству электромагнитов разных типов и даже собственным электростанциям.
По оценкам, расходы на строительство экспериментального токамака ITER (о нём ниже), которое ещё не завершено, могут превысить 20 млрд долларов. При этом реактор вообще не рассчитан на производство электроэнергии, то есть единственной прибылью от эксплуатации ITER будет опыт совместной работы учёных и экспериментальные данные.
Практическая магия: основные типы конструкции и вехи их развития
Условно установки для управляемого термоядерного синтеза можно разделить на четыре типа: токамаки, стеллараторы, зеркальные ловушки и импульсные системы. На их примере мы предлагаем рассмотреть как развитие идей, которые в дальнейшем могут привести к производству электроэнергии при помощи термоядерного синтеза, так и «тупиковые» ветви, которые по тем или иным причинам в ближайшие годы (или никогда) не выйдут за рамки теории и экспериментов.
Токамак — это сокращение от «тороидальная камера с магнитными катушками», каковая камера — главный элемент реактора, который служит для удержания плазмы. Намотанные вокруг камеры реактора магнитные катушки в данном случае применяются для того, чтобы создать специальное поле, удерживающее плазму от соприкосновения с её стенками, чего современные теплоизолирующие материалы просто не выдержали бы. В то же время через саму плазму также пропускается ток, который служит и для её нагрева, и для создания полоидального магнитного поля. В современных условиях это поле не может существовать дольше нескольких секунд, а без него плазма теряет свою стабильность, поэтому говорить о применении токамаков для постоянного производства электроэнергии ещё рано, хотя поддерживать ток более длительное время можно при помощи микроволнового излучения или введения в плазму нейтральных атомов дейтерия/трития.
Токамак KSTAR, Южная Корея, фото: Michel Maccagnan / Wikimedia Commons
Идеи токамаков впервые описали в Советском Союзе ещё в 50-х годах прошлого века, а первый такой реактор был построен в Курчатовском институте в 1954 году. Долгое время токамаки оставались чисто советской разработкой, но в 1970-х британские учёные подтвердили рекордные результаты разогрева плазмы, достигнутые на советском токамаке Т-3, и технологией заинтересовались по всему миру.
На сегодняшний день токамаки считаются наиболее перспективной разработкой, и в мире их количество превышает количество установок других типов. Среди достижений в этой сфере стоит отметить китайский EAST (Experimental Advanced Superconducting Tokamak, построен при поддержке РФ), который достиг в 2018 году температуры плазмы в 100 млн градусов, европейский JET (Joint European Toru), который находится в Великобритании и считается крупнейшим токамаком в мире, а также уже упомянутый выше ITER, на котором остановимся более подробно.
Схема токамака ITER. Источник: Oak Ridge National Laboratory — ITER Tokamak and Plant Systems (2016) / Wikimedia Commons
Идея постройки ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor, международный термоядерный экспериментальный реактор) обсуждалась ещё в 1985 году, на встрече Рональда Рейгана и Михаила Горбачева, но реальное строительство началось только в 2010 году. В работе над реактором принимают участие множество стран, включая Японию, государства ЕС, Россию, США, Южную Корею, Китай и Индию. Итогом совместного проекта станет гигантское сооружение весом в 23 000 тонн, которое сместит JET с пьедестала самого крупного токамака на планете и теоретически будет способно довести показатель Q до 30, хотя создатели ITER не ставят перед собой цель добиться выработки электроэнергии — задача токамака окончательно доказать саму возможность использования термоядерного синтеза в этой сфере и проложить «путь» (именно так переводится с латыни сокращённое название реактора) для DEMO, первого токамака с «положительным» балансом, который запустится не раньше середины XXI века.
На долю Японии в проекте ITER выпали разработка и производство одного из важнейших элементов — сверхпроводящих катушек, необходимых для формирования магнитного поля вокруг камеры реактора. В частности, компания Toshiba занимается разработкой конструкции гигантских 16,5-метровых катушек для тороидального поля, которые весят около 300 тонн. При этом необходимо соблюдать крайне строгие допуски на размеры каждой детали — всего в несколько миллиметров — поэтому большим подспорьем становятся технологии и методы, изобретённые во время работы над японскими экспериментальными токамаками, JT-60 и JT-60SA.
Стеллараторы (от лат. stella — «звезда») получили своё название из-за схожести процессов в реакторе с теми, что происходят внутри звёзд. Первый образец был построен в 1951 году в США под руководством его изобретателя, Лаймана Спитцера. Основное отличие стеллараторов от токамаков заключается в конструкции магнитной ловушки: в стеллараторах для удержания плазмы в камере применяется только внешние катушки, которые создают силовые линии, вращающиеся вокруг камеры. Такая конструкция теоретически позволяет использовать магнитную ловушку в непрерывном режиме. В стеллараторах, как и в токамаках практически всегда применяется смесь дейтерия и трития, которая вводится в вакуумный сосуд камеры. В современных вариантах конструкции отказались от камеры в форме обычного тора в пользу сложных моделей, созданных с применением компьютерного моделирования. Их цель — добиться максимальной эффективности удержания плазмы.
Стелларатор Wendelstein 7-X. Источник: Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Tino Schulz / Wikimedia Commons
Несмотря на возможность непрерывного воздействия на плазму и изменённую конструкцию камеры стеллараторы не получили такого широкого распространения, как токамаки. В первую очередь это связано с большей сложностью конструкции и меньшей их эффективностью в современных условиях. Wendelstein 7-X, построенный в г. Грайфсвальд в Германии в 2015 году стал крупнейшим стелларатором в мире и своеобразной «эпитафией» этой разработке. По расчётам учёных он должен был довести время непрерывного воздействия электромагнитов на плазму до 30 минут, чтобы продемонстрировать возможность использования стеллараторов для долгосрочной генерации электроэнергии. При этом в 2018 году в ходе эксперимента температуру плазмы удалось поднять только до 40 000 градусов Цельсия, а время работы — довести до 100 секунд. Следующие испытания запланированы на 2021 год.
Лазерный ангар NIF/ Источник: Lawrence Livermore National Laboratory, Lawrence Livermore National Security, LLC, and the Department of Energy — National Ignition Facility / Wikimedia Commons
Зеркальные ловушки — первый эксперимент с использованием «открытых» магнитных ловушек был проведен ещё в 1955 году во всё той же Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса. Идея ловушек заключалась в том, чтобы использовать не закрытый тор, а магнитный сосуд вытянутой формы, открытый с двух противоположных концов. «Новая» плазма в этом случае должна была разогреваться до нужной температуры, отдавать энергию и выходить через боковые отверстия (либо отбиваться магнитным полем обратно, как от зеркал — отсюда и название). Благодаря такой форме и механизму их стоимость оказалась намного ниже, чем у конкурирующих разработок, так что какое-то время зеркальные ловушки казались крайне перспективной разработкой. Но со временем экспериментаторы столкнулись с нестабильностью плазмы, плохо изученной на момент начала разработок, что привело к проблемам и невозможности достичь необходимых для термоядерного синтеза температур. В дальнейшем в конструкцию неоднократно вносились изменения, но амбициозная американская установка MFTF, например, была закрыта ещё до начала пробных запусков, так как токамаки в итоге оказались проще, мощнее и дешевле.
Из интересных разработок этого типа стоит отметить российский ГДЛ (газодинамическая ловушка) из Новосибирска, который создаётся на базе советского проекта 50-х годов, «открытой» ловушки «пробкотрон Будкера». По состоянию на 2018 год учёным Новосибирского Института ядерной физики СО РАН удалось достичь температуры в 10 млн градусов, а в 2020 году они получили грант от Минобрнауки РФ на закупку нового оборудования для продолжения экспериментов.
ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает
71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.
Ядерные силы и реакции.
Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях
10 –13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.
В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер – протона (p), дейтрона (d) и тритона (t), соответствующих изотопам водорода протию 1 H, дейтерию 2 H и тритию 3 H, – а также «легкого» изотопа гелия 3 He и двух изотопов лития 6 Li и 7 Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n – нейтрон, g – гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км/с. См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ.
| РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА |
| d + d ® 3 He + n + 3,25 МэВ *) d + d ® t + p + 4,0 МэВ *) t + d ® 4 He + n + 17,6 МэВ **) 3 He + d ® 4 He + p + 18,3 МэВ **) 6 Li + d ® 2 4 He + 22,4 МэВ 7 Li + p ® 2 4 He + g + 17,3 МэВ |
| *) Эти две реакции примерно равновероятны. **) Изотопы 3 H и 3 He 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 см 2 ). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (
5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.
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 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t.
Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора.
Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
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 см 3 ), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3 ) выражается следующим образом:
где f(T) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид
Магнитное удержание плазмы.
Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением
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.
Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.
Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.
На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.
Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.
Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.
Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.
Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.
Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.
Открытые магнитные конфигурации.
В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют «бочку», в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд. См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА.
Инерциальное удержание.
Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время
10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 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 (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.
Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля 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 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.
Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля
50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.
При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология.
Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый «бланкет», где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью. См. также АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА; ТЕПЛООБМЕННИК.
Перспективы термоядерных исследований.
Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).
Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ.