Перспективы термоядерной энергетики: О настоящем и будущем термоядерной энергетики

Содержание

О настоящем и будущем термоядерной энергетики

Александр Бурдаков
«Наука из первых рук» №5–6(76), 2017

Стакан дейтерия, тяжелого изотопа водорода, присутствующего в обычной воде, по энергетическому «потенциалу» эквивалентен эшелону вагонов нефти. Этот поразительный факт при наличии необходимых технологий сулит человечеству в далеком будущем неисчерпаемый источник энергии. Проект Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER), основанный на реакции слияния ядер двух тяжелых изотопов водорода, дейтерия и трития, в ядро гелия, призван показать миру возможность промышленного производства термоядерной энергии. И если эксперимент пройдет успешно, то это будущее может оказаться не таким уж и далеким.

Об авторе
Александр Владимирович Бурдаков — доктор физико-математических наук, профессор, заместитель директора по научной работе Института ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН (Новосибирск). Автор и соавтор 350 научных публикаций и 5 патентов.
Первое упоминание о «звездном» термояде относится еще к 1928 г., но систематические работы по управляемому термоядерному синтезу начались лишь в 1950-х гг. сразу в трех странах: Англии, США и Советском Союзе. И, как нетрудно догадаться, поначалу далеко не в мирных целях: первый успех на этом пути прозвучал в СССР летом 1953 г. очень громко — взрывом первой в мире водородной бомбы. Тогда же появилась идея использовать термоядерную энергию в энергетике, но первоначальная эйфория перетекла в долгие годы исканий и напряженной работы.

Следующий шаг к управляемому термоядерному синтезу был сделан советскими физиками А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом, предложившими удерживать плазму с помощью магнитного поля. Нужно было только придумать технологию, с помощью которой вещество можно не только довести до необходимой температуры, но и удержать его. Другими словами, создать ловушку для плазмы.
Наши ученые выдвинули идею замкнутого магнитного термоядерного реактора. Проблема в том, что магнитное поле сжимает и удерживает плазму в поперечном направлении относительно силовых линий, а вот вдоль них плазма течет свободно, как по рельсам. «Запереть» плазму на пути магнитных силовых линий можно разными способами, но самой успешной оказалась отечественная идея токамака — тороидальной камеры с магнитными катушками, где силовые линии магнитного поля как бы навиваются на «бублик».
Именно советский токамак Т-3, на котором была получена поразительная для того времени температура плазмы, стал прародителем магнитных ловушек закрытого типа, начавших создаваться во Франции (TFR), США (
Alcator A), Японии (JFT) и чуть позже в Китае. Работа над созданием токамаков стала важнейшим шагом на пути к термоядерной энергетике.
Мирный термояд — почти реальность
Одна из главных проблем, которую надо решить при создании термоядерной станции, — повышение ее КПД, т. е. отношение мощностей, полученной и затраченной в ходе термоядерной реакции. Этот параметр (фактор Q), естественно, должен быть больше единицы. Для промышленной же электростанции значение Q должно быть не меньше пяти: только в этом случае заряженные альфа-частицы, которые вместе с нейтронами рождаются при термоядерной реакции, но, в отличие от последних, не покидают магнитную ловушку, будут способствовать поддержанию высокой температуры. Таким образом, при Q, равном пяти, достаточно один раз «зажечь» плазму, а потом никаких дополнительных манипуляций с реактором проводить уже не нужно. В идеале значение
Q должно достигать десяти.
Но создание подобной установки не под силу ни одной стране мира в одиночку. Поэтому в 1980-х гг. советские физики-ядерщики выступили с инициативой строительства международного экспериментального термоядерного реактора — с проектом ИТЭР. Тогдашний глава СССР М. C. Горбачев, президенты Р. Рейган (США) и Ф. Миттеран (Франция) поддержали эту идею. Но прошло еще два десятилетия, прежде чем мир сделал очередной шаг к термоядерному будущему: было определено место для строительства экспериментального реактора.

Выбор пал на область Прованс на юго-востоке Франции. Это место соответствовало всем требованиям, включая комфортный климат и хорошую транспортную доступность, в том числе по морю. Последнее было важно, так как планировалась транспортировка громоздких деталей, вес которых мог достигать 100 т и более. Наконец, уже в середине первого десятилетия нового века, началось строительство токамака ИТЭР.

Институт ядерной физики им. Г. И. Будкера СО РАН выполняет несколько работ по проекту ИТЭР. Одна из них — разработка и производство 4-х порт-плагов, устройств из стали с максимальным весом 46 т, которые выполняют роль первой стенки, примыкающей к плазме, нагретой до 100 млн °C. Порт-плаг одновременно служит и «окном» в горячую область, так как является носителем многочисленных диагностических устройств, и «пробкой» на пути потока нейтронов, генерируемых в плазме.

В защитных модулях порт-плагов разместят диагностические системы, поставляющие информацию о состоянии вещества на центральный пульт. Подобные системы делают в России, Европе, Корее, Индии, США, Китае. На этом этапе ИЯФ исполняет еще одну роль — интеграционную. В 2019 г. в институте появится особая площадка, где будут собраны эти диагностические устройства и начнется их монтаж в порт-плаги. По окончании этой сложной инженерной работы узлы будут отправлены во Францию, на площадку ИТЭР.

Интеграционная площадка для сборки порт-плагов уже готовится. Это будет «чистое» помещение, где содержание пыли, микроорганизмов, аэрозольных частиц и химических паров будет постоянно контролироваться и поддерживаться на определенном уровне.
Один из порт-плагов, которые создаются в ИЯФ, — экваториальный, непосредственно контактирующий с плазмой, — должен быть готов к запуску токамака, запланированному на 2025 г. Поэтому все работы должны быть закончены уже к 2023 г. И сейчас у института горячее время, а через год станет еще горячее.
Каждая деталь — шаг в неизведанное
Создание каждой детали для ИТЭР не простое производство, но сложная исследовательская работа. К примеру, итоговый вариант экваториального порт-плага, за производство которого взялся ИЯФ, разительно отличался от первоначального.
Уже в процессе работы стало очевидно, что придется искать новые материалы и технологии. Так, для работы над проектом в институте освоили технологию глубокого сверления. В классическом варианте вращается деталь, а сверло неподвижно. А для того, чтобы убрать стружку, которая забивает полость сверления, в сквозное отверстие самого сверла пускают охлаждающую жидкость под большим давлением. Но если деталь большая и неподвижная, как в нашем случае, то вращаться должно сверло, и направить жидкость в полость сверления гораздо сложнее. Подобной технологии в ИЯФ не было, поэтому институт купил и модернизировал под свои нужды соответствующее оборудование. Теперь мы можем сверлить на два метра с двух сторон с хорошей точностью.

В работе по проекту ИТЭР новые технологии требуются буквально на каждом этапе. Одна технология рождает другую — это непрерывный и многоцелевой процесс. Как следствие, в институте появляется комплексное высокотехнологичное оборудование, которое ИЯФ будет использовать и для своих собственных проектов.

То же самое относится и к новым материалам. Например, когда в институте началась работа над нейтронной защитой первой стенки, было решено использовать карбид бора — материал, хорошо выдерживающий экстремальные температурные нагрузки, но дорогой. Сейчас мы совместно с Новосибирским электровакуумным заводом начинаем исследовательскую работу по разработке более дешевой технологии производства этого нужного материала.

Есть и физические задачи, которые также требуют решения. Основная из них — проблема взаимодействия плазмы с поверхностью. Когда токамак работает в
режиме хорошего удержания, плазма сходит с поверхности «бублика» в специальное устройство (дивертор) порциями, а не сплошным потоком. И каждая такая порция несет разрушительную энергию: тепловая нагрузка на него оказывается больше, чем на внутренние стенки жидкостных ракетных двигателей. Поэтому, если не предпринимать никаких мер, материал конструкции быстро истончится.
Еще время от времени и по неизвестным причинам происходит так называемый срыв плазмы, когда она переходит в неустойчивое состояние и полностью изливается в дивертор. Задача распадается на несколько составляющих: какие предельные нагрузки выдерживает дивертор, как уменьшить поток плазмы и есть ли способ ее переизлучить, как ликвидировать или управлять таким срывом?
Можно смело утверждать, что термоядерная энергетика начнет реально удовлетворять энергетические потребности человечества уже в последней трети текущего века — именно тогда, когда ожидается энергетический дефицит, если учитывать прогнозы по выравниванию энергопотребления среди стран. Время термоядерной энергетики действительно пришло: промышленный термоядерный реактор очень скоро будет необходим всем развитым странам мира.

Что касается ИТЭР, то этот мировой научно-исследовательский проект явился настоящим шагом в неизведанное. К тому же помимо достижения основной цели — освоения «звездной энергии» и перехода на новую термоядерную энергетику — все страны-участницы в процессе реализации проекта получают «бонусом» самые последние научные открытия и новейшие технологии, которые можно использовать здесь и сейчас.
Литература
1. Кругляков Э. П. Звездные реакторы // Наука из первых рук. 2005. Т. 5. № 2. С. 54–61.
2. Шошин А. А., Аникеев А. В. Ловушка для термояда // Наука из первых рук. 2007. Т. 17. № 5. С. 6–19.
3. Burdakov A. V., Avrorov A. P., Arzhannikov A. V. et al. Recent experiments in GOL-3 Multiple Mirror Trap // The 10^th International Conference on Open Magnetic Systems for Plasma Confinement, August 26–29, 2014, Daejeon, Korea, Abstract Book of OS2014, p. 23 (invited talk OS1-04).
4. Burdakov A. V., Ivanov A. A., Kruglyakov E. P. et al. Axially symmetric magnetic mirrors: history of development and future prospects // Abstracts of 9^th Intern. Conf. on Open Magnetic Systems for Plasma Confinement, Tsukuba, Japan, 27–31 August 2012.
5. Kruglyakov Eh. P., Burdakov A. V., Ivanov A. A. Fusion Prospects of Axisymmetric Magnetic Mirror Systems // Proceedings of 24^rd IAEA Fusion Energy Conference, San Diego, USA, 8–13 October 2012, OV/P-07.
Перспективы развития ядерной энергетики в термоядерном реакторе

Перспективы развития ядерной энергетики в мире зависят от сегодняшних реалий в необходимости безопасного и постоянного удаления ядерных отходов высокого уровня и риск непреднамеренных радиоактивных выбросов. Перспективные новые типы ядерных реакторов направлены на устранение или, по крайней мере, снижение одного или нескольких из этих рисков.

К числу проблем, стоящих перед нынешними тепловыми реакторами, относится и нехватка расщепляющегося материала. Перспективы развития ядерной энергетики предусматривают развитие новых термоядерных реакторов.

Термоядерные реакторы

Многие недостатки реакторов деления, будь то тепловые или реакторы-размножители на быстрых нейтронах, хорошо известны из-за их обширного опыта эксплуатации.

Термоядерные реакторы, поскольку пока они существуют только как возможность, не страдают от реальных негативных последствий.

Термоядерная энергия образуется путем слияния двух легких атомов, например дейтерия и трития, двух относительно редких изотопов водорода.

Термоядерный синтез – это то, что приводит в движение огромную энергию Солнца, и условия, подобные тем, что в ядре Солнца, будут необходимы для успешного синтеза.

Одно из преимуществ термоядерного синтеза перед реакторами деления состоит в том, что радиоактивное излучение намного меньше.

Существуют основные три проблемы для термоядерной энергетики как:

нагрев большого объема (возможно, 1000-3000 м³) плазмы до температуры свыше одного миллиона ºC. Сверхгорячая плазма должна храниться в “магнитной бутылке”, называемой токамак, чтобы предотвратить ее соприкосновение со стенками реактора и охлаждение
доказательство того, что материалы, выбранные для стенок реактора, достаточно прочны, чтобы выдержать интенсивный поток нейтронов и высокие температуры
обеспечение того, чтобы неизбежно сложная система могла работать непрерывно без поломок.

Перспективный экспериментальный термоядерный реактор
Международный экспериментальный реактор токамак (ITER) был разработан, чтобы помочь обеспечить решения этих проблем, и работа по подготовке площадки началась в Кадараше на юге Франции. Но уже сейчас стоимость проекта удвоилась по сравнению с оценкой 2006 года в 7 миллиардов долларов США, а предполагаемая дата проведения первых экспериментов, способных подтвердить термоядерный синтез, была перенесена с 2018 на 2025 год. Эти ожидаемые задержки и инфляция издержек еще раз иллюстрируют утверждение некоторых ученых о чрезмерном оптимизме в отношении перспективы развития ядерной энергетики.
Некоторые исследователи выступили с еще более фундаментальной критикой термоядерной энергии.
Вторя более раннему замечанию Эйнштейна, но, возможно, с большим количеством доказательств в поддержку некоторых точек зрения, что в настоящее время нет интереса со стороны коммунальных компаний к горячему синтезу, и что эта ситуация вряд ли изменится в обозримом будущем. Только деньги налогоплательщиков будут доступны для развития термоядерного синтеза на многие десятилетия вперед. При этом частные инвесторы не заинтересованы в такого типа проектах. Коммерческие реакторы деления последовали за атомными бомбами всего лишь на несколько лет, термоядерная (водородная) бомба начала 1950-х годов после более чем полувека не была заменена коммерческой термоядерной энергией. Физики утверждают, что объяснение имеет больше общего с инженерией, чем с физикой.
Термоядерная электростанция потребует объема активной зоны примерно в 150 раз больше, чем реактор деления со сравнимой мощностью. Это, в свою очередь, требует очень большой площади (и объема) окружающего материала, чтобы поглотить нейтроны высокой энергии, выпущенные реакцией дейтерия и трития. Из-за нейтронной бомбардировки дорогостоящие покровные материалы станут хрупкими и потребуют регулярной замены в течение всего срока службы реактора. В результате облучения, демонтаж, снятие и замена одеяла должны будут производиться дистанционно.
Стоимость термоядерной энергии будет далеко за пределами конкурентного ценового диапазона, в то время как она должна быть намного ниже, учитывая связанные с этим финансовые риски.
Неопределенное ядерное будущее
Перспективы развития ядерной энергетики имеют большую неопределенность, связанную с рядом вопросов, важных для будущего. Мы плохо представляем себе стоимость новых атомных станций, даже для тепловых реакторов, хотя уже работает более 450 реакторов.
Кроме того, если ядерная энергетика должна играть важную роль в будущей энергетике, то нынешние доминирующие тепловые реакторы являются тупиковой технологией. Вместо этого в больших количествах потребуются реакторы-размножители, которые в принципе могут использовать гораздо более высокую долю энергетического потенциала урана.
Таким образом, перспективы развития ядерной энергетики радикально отличаются от существующих. Это снижает ценность опыта эксплуатации и проектирования, накопленного за первые полвека существования атомной энергетики. В некоторых из этих предложенных новых конструкций рабочие температуры были увеличены до 1000 ºC, что ставит новые вопросы о характеристиках материалов и безопасности реактора. Даже инновационные конструкции, предлагаемые для новых тепловых реакторов, могут сильно отличаться от существующих конструкций.
Нет единого мнения о рисках, связанных с уровнем радиации
Количество раковых заболеваний, которые уже были вызваны выбросами радиации в Чернобыле, оспаривается. Окончательные последствия еще более неопределенны, потому что раковые заболевания могут развиваться в течение нескольких десятилетий после облучения, как показал опыт выживших в Хиросиме. Расчет дозы, полученной населением от данного выброса различных радиоизотопов, также не является простым вычислением. Это существенно зависит от того, как радиоактивный материал транспортируется через окружающую среду. Были случаи, когда радиоактивные материалы вывозились из районов, недоступных для людей, через птичий и кроличий помет.
Ряд исследований показал, что решение одной проблемы в реакторной технологии часто приводит к появлению нескольких новых. Увеличение выгорания ядерного топлива способствует развитию экономики и сокращению объемов производства урана и отходов. Недостатком является то, что это может отрицательно сказаться на безопасности реактора, поскольку оно также увеличивает радиоактивность и тепловыделение отходов, затрудняя их обработку и окончательное удаление. Как это часто бывает в промышленности, попытки снизить затраты могут привести к компромиссам в области безопасности. Некоторые из предложенных новых конструкций реакторов могут снизить затраты за счет снижения надежности дорогостоящего здания защитной оболочки. Однако прочная железобетонная оболочка предотвратила гораздо более серьезное высвобождение радиоактивности.
Сравнение с другими источниками энергии
Чтобы понять перспективы развития ядерной энергетики и определиться с энергией будущего поучительно сравнить опыт атомной энергетики с другими источниками энергии.
Это правда, как утверждают сторонники ядерной энергетики, что уголь является очень загрязняющим топливом, даже производя некоторую радиоактивность в дополнение к его большим выбросам CO2.
Но опасности, связанные с выработкой энергии на ископаемом топливе, сегодня хорошо известны и не вызывают сомнений. Отвод топлива от электростанции, работающей на ископаемом топливе, – это простая кража, а не вопрос международной безопасности. Сжигание ископаемого топлива также не оставляет отходов, которые должны быть изолированы от контакта с человеком на период более длительный, чем современные люди ходили по земле.
Хотя крупные гидроэлектростанции, как и атомные электростанции, могут строиться годами, это не относится к таким важным источникам энергии, как ветер или солнечная энергия.
Большинство ветряных электростанций и фотоэлектрических установок могут генерировать энергию и давать доход в течение года с момента начала строительства. Оба эти источника модульны и при массовом непрерывном изготовлении их стоимость невелика.
Таким образом, перспективы развития ядерной энергетики достаточно туманны и сильно зависят от развития технологий и происходящих экономических процессов в мире.
Термоядерная энергетика: надежда человечества? / ХабрВ детстве я любил читать журнал «Наука и Жизнь», в деревне лежала подшивка начиная с 60-х годов. Там часто рассказывали про термоядерный синтез в радостном ключе — вот уже почти, и оно будет! Многие страны, чтобы успеть на раздачу бесплатной энергии строили у себя Токамаки (и настроили их суммарно 300 штук по всему миру).
Годы шли… Сейчас 2013-й год, а человечество до сих пор получает бОльшую часть энергии от сжигания угля, как в 19-м веке. Почему так получилось, что мешает создать термоядерный реактор, и чего нам ждать в будущем — под катом.
Ядро атома, как мы помним, состоит в первом приближении из протонов и нейтронов (=нуклонов). Для того, чтобы от атома оторвать все нейтроны и протоны — нужно затратить определенную энергию — энергию связи ядра. Эта энергия отличается у различных изотопов, и естественно, при ядерных реакциях баланс энергии должен сохраняться. Если построить график энергии связи для всех изотопов (из расчета на 1 нуклон), получим следующее:

Отсюда мы видим, что получать энергию мы можем или разделяя тяжелые атомы (вроде ²³⁵U), или соединяя легкие.
Наиболее реалистичные и интересные в практическом отношении следующие реакции синтеза:
1) ²D+³T -> ⁴He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV)
2) ²D+²D -> ³T (1.01 MeV) + p (3.02 MeV) 50%
²D+²D -> ³He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) 50%
3) ²D+³He -> ⁴He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV)
4) p+¹¹B -> 3⁴He + 8.7 MeV
В этих реакциях используется Дейтерий (D) — его можно получать прямо из морской воды, Тритий (T) — радиоактивный изотоп водорода, сейчас его получают как отход на обычных ядерных реакторах, можно специально производить из лития. Гелий-3 — вроде-бы на Луне, как мы все уже знаем. Бор-11 — природный бор на 80% состоит из бора-11. p (Протий, атом водорода) — обычный водород.
Для сравнения, при делении ²³⁵U выделяется ~202.5 MeV энергии, т.е. гораздо больше чем при реакции синтеза из расчета на 1 атом (но из расчета на килограмм топлива — конечно термоядерное топливо дает больше энергии).
По реакциям 1 и 2 — получается много очень высокоэнергетических нейтронов, которые всю конструкцию реактора делают радиоактивной. А вот реакции 3 и 4 — «без-нейтронные» (aneutronic) — не дают наведенной радиации. К сожалению, побочные реакции все равно остаются, например из реакции 3 — дейтерий будет и сам с собой реагировать, и небольшое нейтронное излучение все-же будет.
Реакция 4 интересна тем, что в результате получаем 3 альфа-частицы, с которых теоретически можно напрямую энергию снимать (т.к. они фактически представляют собой движущиеся заряды = ток).
В общем, интересных реакций достаточно. Вопрос лишь в том, насколько просто их осуществить в реальности?
О сложности проведения реакции Человечество относительно легко освоило деление ²³⁵U: никакой сложности тут нет — поскольку нейтроны не обладают зарядом, они могут буквально «проползать» сквозь ядро даже с очень маленькой скоростью. В большинстве реакторов деления и используются как раз такие, тепловые нейтроны — у которых скорость движения сравнима со скоростью теплового движения атомов.
А вот при реакции синтеза — у нас есть 2 ядра имеющие заряд, и они отталкиваются друг от друга. Для того, чтобы сблизить их на нужное для реакции расстояние — нужно, чтобы они двигались с достаточной скоростью. Скорости такой можно либо достичь в ускорителе (когда все атомы в результате двигаются с одной оптимальной скоростью), или нагреванием (когда атомы летают как попало в случайных направлениях и случайной скоростью).
Вот график, показывающий скорость реакции (сечение) в зависимости от скорости (=энергии) сталкивающихся атомов:

Вот то же, но построенное от температуры плазмы, с учетом того, что атомы там летают со случайной скоростью:

Сразу видим, что реакция D+T — самая «легкая» (ей нужны жалкие 100 миллионов градусов), D+D — примерно в 100 раз медленее при тех же температурах, D+³He идет быстрее чем конкурирующая D+D только при температурах порядка 1 млрд градусов.
Таким образом, только реакция D+T хотя бы отдаленно доступна человеку, со всеми её недостатками (радиоактивность трития, сложности с его получением, наведенная нейтронами радиация).
Но как вы понимаете, взять и нагреть что-то до ста миллионов градусов и оставить реагировать не выйдет — любые нагретые предметы излучают свет, и таким образом быстро остывают. Плазма нагретая до сотни миллионов градусов — светит в рентгеновском диапазоне, и что самое печальное — она прозрачна для него. Т.е. плазма с такой температурой фатально быстро остывает, и чтобы поддерживать температуру нужно постоянно вкачивать гигантскую энергию на поддержание температуры.
Впрочем, из-за того, что в термоядерном реакторе газа очень мало (например в ITER — всего пол грамма), все получается не так плохо: чтобы нагреть 0.5г водорода до 100 млн градусов нужно потратить примерно столько же энергии, сколько для нагревания 186 литров воды на 100 градусов.
Есть еще критерий Лоусона, показывающий, будет ли реакция давать больше энергии, чем тратится. Помимо температуры важна еще плотность (само собой выше плотность плазмы — быстрее реакция идет) и время удержания плазмы (чтобы успело прореагировать). Соответственно, системы могут быть импульсные (Z-Machine, NIF, термоядерный заряд — короткое время реакции, высокая температура и плотность) и постоянные (токамак — низкая плотность и температура, длительное время реакции).
Посмотрим теперь, какие подходы есть к реализации термоядерного реактора.
Звезда — естественный термоядерный реактор. Горячая плазма под высоким давлением удерживается гравитацией, а все излучаемое рентгеновское излучение — за счет огромной плотности и размеров поглощается. Таким образом ядро не остывает даже при относительно маленьких скоростях реакции. Из-за этого в ядре сгорает не только водород и дейтерий, но и гораздо более тяжелые элементы. К сожалению, на земле такую конструкцию реализовать затруднительно.
Термоядерная (водородная) бомба — также достаточно проста по конструкции. Полый шар из плутония в дельта-фазе (дельта-фаза имеет на 1/4 меньшую плотность чем альфа-фаза), а в центре в простейшем случае — термоядерное топливо, дейтерид лития-6. С помощью 2-х типов взрывчатки («медленной» и «быстрой») и двух детонаторов формируется сферическая ударная волна, которая переводит плутоний в альфа-фазу меньшего размера, в которой возможна цепная реакция деления. По желанию можно добавить внешний импульсный нейтронный инициатор (о нем ниже) — в момент наибольшего сжатия он выдаст кучу нейтронов, которые должны дать резкий старт реакции.
«Лишние» нейтроны захватываются литием-6 с образованием трития, и образуется как раз нужная нам нагретая смесь дейтерия и трития. Они начинают реагировать друг с другом — и удерживает их от разлетания сила инерции относительно тяжелого корпуса заряда из урана. Помимо этого, урановый корпус непрозрачен для рентгеновского излучения — соответственно потери тепла меньше. Вся реакция заканчивается за 1 микросекунду — и корпус только-только начинает разлетаться в разные стороны.
Это была так называемая «бустерная схема» ядерного заряда, где вклад термоядерной реакции невелик, и лишь позволяет немного поднять мощность «задешево» (плутоний — страшно дорогой, а литий — в сравнении с ним дешев как грязь).
Тритий напрямую не используют поскольку он радиоактивный и соответственно долго не хранится. А литий-6 стабилен, и ядерный заряд всегда готов к бою. Можно использовать и литий-7 — он не только дает тритий, но и еще один лишний нейтрон. Об этой реакции не знали, когда американцы тестировали бомбу «Shrimp» («Креветка»). Из-за отсутствия чистого лития-6 положили частично обогащенный в котором лития-6 было всего 40%, и рассчитывали на взрыв в 6 мегатонн, а долбануло на 15.
Существует и схема радиационной имплозии — когда первичный ядерный взрыв рентгеновским излучением обжимает и нагревает отдельную сферу с термоядерным топливом.
Это конечно все хорошо работает в целях разрушения, но в целях получения энергии этот подход использовать не получается, очень уж высока минимальная мощность взрыва, и слишком много обычных радиоактивных продуктов реакции плутония/урана.
Линейные ускорители: идея проста — берем мишень из любого удобного дейтерида металла, и в маленьком линейном ускорителе разгоняем до нужной скорости атомы трития. Получаем настоящую термоядерную реакцию, и выходом энергии и 14.1 MeV нейтронов. Такой источник можно использовать для поиска нефти и воды (например на марсианском ровере MSL стоит российский импульсный источник нейтронов DAN), и в качестве внешнего импульсного нейтронного инициатора в ядерных зарядах.
Почему-же так нельзя вырабатывать электричество? На разгон атомов тратится намного больше энергии, чем мы получаем в результате реакции (далеко не все разгоняемые атомы реагируют). По моим расчетам DAN например имеет КПД порядка 0.0016%.
Токамак (тороидальная камера с магнитными катушками) — идея уже немного сложнее, в плазменном торе как в трансформаторе наводим ток. Вокруг тора — сверхпроводящие магниты, которые «обжимают» плазму и не дают ей коснуться стенок. Плазма нагревается микроволновым излучением, и резистивным нагревом от протекающего тока. Когда начинали работать по этому направлению — казалось: вот-вот и все будет работать.
Во всем мире построено порядка 300 токамаков, и самый современный и крупный из них — строящийся международный проект ITER (в том числе и при участии России). В нем должен быть наконец достигнут показатель Q=10 (т.е. выделение энергии в 10 раз больше затрачиваемой на нагрев и удержание плазмы). Водородную плазму (т.е. без термоядерной реакции) собираются зажечь в 2020-м, а начать запуски с дейтерий-тритиевой плазмой — в 2027, если конечно все пойдет по плану и не случится какой-нибудь очередной кризис.

Проблемы у токамаков следующие (при их будущем промышленном использовании):

Нестабильность плазмы. Разряд норовит где-то становится тоньше, где-то — толще, вплоть до разрыва кольца (с прекращением тока) или касанием стенок. С проблемой боролись увеличением размеров камеры, добавлением полоидального магнитного поля (вокруг вертикальной оси камеры).

Тритий — дорог, и его нужно много для производства энергии. Если мы единственный нейтрон, образующийся в реакции D+T с помощью лития-6 конвертируем в 1 атом трития — за счет неизбежных потерь нейтронов трития будет все меньше и меньше. Необходимо использовать размножение нейтронов — используя например литий-7 или свинец, которыми нужно обложить внутреннюю стенку реактора (бланкет), и доставать оттуда как-то тритий.

Мощное нейтронное излучение: на ту же вырабатываемую мощность нейтронный поток в ~5-10 раз больше, чем у обычных ядерных реакторов, и сами нейтроны имеют намного большую энергию. Это значит, что если конструкцию реактора сделать из тех же материалов, то срок службы у нее будет 5 лет, а не 50 (как у обычных реакторов).

Поскольку плазма с огромной температурой теряет много энергии на излучение, а камера должна быть большой для обеспечения стабильности — минимальная мощность реактора получается большой, сотни мегаватт.

Стелларатор — «мятый» бублик, где магнитное поле формируется внешними магнитами очень хитрой формы и обеспечивает стабильность плазмы. По сравнению с токамаком — намного более сложная конструкция. По «качеству» удержания плазмы сейчас уже уступает токамакам.

NIF — National Ignition Facility — идея в том, чтобы сфокусировать свет от 192 импульсных лазеров на мишени, окружающей капсулу с дейтерий-тритиевой смесью. Свет нагревает мишень — она нагревается до миллионов градусов, и равномерно светом «обжимает» капсулу с термоядерным топливом. На хабре кстати 3 года назад писали, что там уже почти все готово.
Проект завершился 30 сентября 2012 года. Оказалось, в компьютерной модели были неточности. По новой оценке, достигнутая в NIF мощность импульса 1.8 мегаджоуля — 33-50% от требуемой, чтобы выделилось столько же энергии, сколько было затрачено.

Sandy Z-machine Идея такая: возьмем большую кучу высоковольтных конденсаторов, и резко разрядим их через тоненькие вольфрамовые проволочки в центре машины. Проволочки мгновенно испаряются, через них продолжает течь огромный ток в 27 миллионов ампер на протяжении 95 наносекунд. Плазма, нагретая до миллионов и миллиардов(!) градусов — излучает рентгеновское излучение, и обжимает им капсулу с дейтерий-тритиевой смесью в центре (энергия импульса рентгеновского излучения — 2.7 мегаджоуля).
Планируется апгрейд системы с использованием российской силовой установки (Linear Transformer Driver — LTD). В 2013-м году ожидаются первые тесты, в которых получения энергия сравнится с затрачиваемой (Q=1). Возможно, у этого направления в будущем появится шанс сравниться и превзойти токамаки.

Dense Plasma Focus — DPF — «схлопывает» бегущую по электродам плазму с получением гигантских температур. В марте 2012 на установке, действующей по этому принципу была достигнута температура 1.8 млрд градусов.
Levitated Dipole — «вывернутый» токамак, в центре вакуумной камеры висит торообразный сверхпроводящий магнит который и удерживает плазму. В такой схеме плазма обещает быть стабильной сама по себе. Но финансирования у проекта сейчас нет, похоже непосредственно реакцию синтеза на установке не проводили.
Farnsworth–Hirsch fusor Идея проста — размещаем две сферические сетки в вакуумной камере наполненной дейтерием, или дейтерий-тритиевой смесью, прикладываем между ними потенциал в 50-200 тысяч вольт. В электрическом поле атомы начинают летать вокруг центра камеры, иногда сталкиваясь между собой.
Выход нейтронов есть, но он довольно мал. Большие потери энергии на тормозное рентгеновское излучение, внутренняя сетка быстро раскаляется и испаряется от столкновений с атомами и электронами. Хотя конструкция интересна с академической точки зрения (собрать её может любой студент), КПД генерации нейтронов намного ниже линейных ускорителей.

Polywell — хорошие напоминание о том, что не все работы по термоядерному синтезу публичны. Работа финансировалась ВМФ США, и была засекречена, пока не были получены отрицательные результаты.
Идея — развитие Farnsworth–Hirsch fusor. Центральный отрицательный электрод, с которым было больше всего проблем, мы заменяем облаком электронов, удерживаемых магнитным полем в центре камеры. Все тестовые модели имели обычные, а не сверхпроводящие магниты. Реакция давала единичные нейтроны. В общем, никакой революции. Возможно, увеличение размеров и сверхпроводящие магниты и изменили бы что-то.
Мюонный катализ — радикально отличающаяся идея. Берем отрицательно-заряженный мюон, и заменяем им электрон в атоме. Поскольку мюон в 207 раз тяжелее электрона — в молекуле водорода 2 атома будут намного ближе друг к другу, и произойдет реакция синтеза. Единственная проблема — если в результате реакции образуется гелий (шанс ~1%), и мюон улетит с ним — больше в реакциях он участвовать не сможет (т.к. гелий не образует химического соединения с водородом).
Проблема тут в том, что генерация мюона на данный момент требует больше энергии, чем может получится в цепочке реакций, и таким образом пока энергию тут не получить.
«Холодный» термоядерный синтез (сюда не включен «холодный» мюонный катализ) — давно является пастбищем псевдоученых. Научно подтвержденных и независимо повторяемых положительных результатов нет. А сенсации на уровне желтой прессы были уже не раз и до E-Cat-а Андреа Росси.

Термоядерная энергия — вовсе не такая кристально чистая. На единственной реалистичной на данный момент реакции D+T поток нейтронов, который сделает радиоактивными любые элементы конструкции — в ~10 раз выше, чем в обычных реакторах на той же мощности. Корпус реактора придется менять раз в 5-10 лет.

Человечество безусловно достигнет Q=10 (получаем в 10 раз больше термоядерной энергии, чем тратим). Этого показателя вероятно удастся достигнуть и на Токамаке (ITER) и на Z-Machine, в 2030-х годах и позднее.

Не смотря на достижение Q=10, термоядерные реакторы будут намного дороже, чем классические урановые из-за более сложной конструкции, более короткого срока службы корпуса и сверхпроводящих магнитов. Термоядерные реакторы также не смогут быть маленькими (как например плавучая мини-АЭС)

Энергии при термоядерной реакции выделяется не так много — на одно деление урана выделяется в 11.5 раз больше энергии, чем при синтезе D+T (которая обладает наибольшим энерговыделением среди реакций синтеза)

Термоядерного топлива как раз не много — тритий очень дорог и дефицитен. Получение его не проще и не дешевле, чем получение плутония из отходов урана или U-233 из тория.

Гелий-3 — никак не помог бы человечеству, даже если бы его были горы на земле. Паразитная реакция D+D все равно будет давать радиацию, а оптимальная температура — миллиард градусов, намного сложнее D+T над которой бьется человечество на данный момент.

Похоже ближайшие 1000 лет мы будем использовать реакторы на быстрых нейтронах, сжигать дешевый уран-238 и торий (Если конечно человечество не уничтожит себя в очередной войне)

Тем не менее — человечество обязано продолжать работать над термоядерной энергией, даже если коммерческий результат будет через 1000 лет, точно так же, как тысячелетие назад ученые работали над основами математики — без них не было бы сегодняшнего прогресса.

Все, что вы хотели знать о настоящем и будущем термоядерной энергетики : 11.12.2017
Один грамм дейтерия, выделенного из воды, по энергетическому «потенциалу» эквивалентен эшелону вагонов нефти. Этот поразительный факт вроде бы сулит человечеству неисчерпаемый источник энергии – в далеком будущем и при наличии необходимых технологий. Проект Международного экспериментального термоядерного реактора (ITER), основанный на реакции слияния ядер двух тяжелых изотопов водорода, дейтерия и трития, в ядро «легкого» гелия, как раз и призван показать миру возможность промышленного производства термоядерной энергии. И если этот эксперимент пройдет успешно, то это будущее может оказаться не таким уж и отдаленным.
Один из ведущих специалистов Института ядерной физики им. акад. Г.И. Будкера СО РАН (Новосибирск) – заместитель директора по научной работе, профессор, д.ф.-м.н. А. В. Бурдаков и д.ф.-м.н. А. В. Красильников, руководитель «Проектного центра ИТЭР» Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» (Москва) рассказали корреспонденту журнала «НАУКА из первых рук» о том, зачем человечеству понадобилось «приручать» Солнце и что для этого делают сибирские физики
В старых фантастических фильмах можно увидеть, как люди в белых халатах с умным видом разносят по «колбочкам» солнечную плазму – наверное, именно так виделась далеким от науки сценаристам реализация идеи термоядерного синтеза. В свое время ученым удалось разработать способы запустить термоядерную реакцию в смеси тяжелых ядер водорода, и этот первый шаг к управляемому термоядерному синтезу прозвучал в СССР летом 1953 г. очень громко – взрывом первой в мире водородной бомбы. Тогда же родилась идея использовать термоядерную энергию в мирных целях, но первоначальная эйфория перетекла в долгие годы исканий и напряженной работы.
Следующий шаг к управляемому термоядерному синтезу был сделан российскими академиками А.Д. Сахаровым и И.Е. Таммом, предложившим удерживать плазму с помощью магнитного поля, которое должно было заменить гравитационное, действующее на Солнце. Нужно было только придумать технологию, с помощью которой вещество можно не только довести до нужной температуры, но и удержать его. Другими словами, создать ловушку для плазмы.
Советские ученые предложили использовать для этой цели замкнутую конфигурацию ловушки. Дело в том, что магнитное поле сжимает и удерживает плазму в поперечном направлении относительно силовых линий, а вот вдоль силовых линий плазма течет свободно, как по рельсам. «Запереть» плазму на пути магнитных силовых линий можно разными способами, но самой успешной оказалась отечественная идея токамака – тороидальной камеры с магнитными катушками. Это закрытая система, в которой силовые линии магнитного поля как бы навиваются на «бублик».
Именно отечественный токамак Т-3, на котором были получены поразительные для того времени температуры плазмы (до 10 млн градусов по Цельсию!), и стал прародителем магнитных ловушек закрытого типа, которые начали создаваться во Франции (TFR), США (Alcator A), Японии (JFT) и, чуть позже, в Китае. Создание токамаков стало очередным, очень важным шагом к термоядерной энергетике.
Одна из главных проблем, которую надо решить при создании термоядерной станции, – повысить ее КПД, т.е. отношение полученной в термоядерной реакции и затраченной мощности (фактор Q). Это параметр, естественно, должен быть больше единицы. Для промышленной электростанции значение Q должно быть не меньше пяти: только в этом случае заряженные альфа-частицы, которые вместе с нейтронами рождаются при термоядерной реакции, но, в отличие от последних, не покидают магнитную ловушку, будут способствовать поддержанию высокой температуры. То есть при Q, равном пяти, достаточно один раз «зажечь» плазму, а потом никаких дополнительных манипуляций с реактором проводить уже не нужно. В идеале значение Q должно достигать десяти.
Но строительство установки, на которой можно будет довести Q до нужного значения, в одиночку не под силу ни одной стране мира. Поэтому в 80-х гг. XX в. советские физики-ядерщики выступили с инициативой строительства международного экспериментального термоядерного реактора – с проектом ИТЭР. Тогдашний глава СССР М.А. Горбачев, президенты и Р. Рейган (США) и Ф. Миттеран (Франция) поддержали эту идею. Но прошло еще два десятилетия, прежде чем мир сделал очередной шаг к термоядерному будущему: место для строительства экспериментального реактора было выбрано.
Д.ф.-м.н. Анатолий Витальевич Красильников («Проектный центр ИТЭР», Москва):
Еще в 1960-х гг. академик Л.А. Арцимович, руководитель советской программы по управляемому термоядерному синтезу, говорил, что термоядерная энергия будет освоена тогда, когда это действительно понадобится человечеству. Решение семи технологически развитых стран о создании Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР) свидетельствует, что это время пришло. Состоятельной и обоснованной критики проекта ИТЭР и термоядерной энергетики в целом на сегодня нет.

Вся интеллектуальная собственность, создаваемая в рамках проекта ИТЭР, в полной мере принадлежит всем партнерам. И хотя вклад РФ эквивалентен 9,09% стоимости проекта, она, как и все другие страны-участники, получает право на всю интеллектуальную собственность ИТЭР. В сборнике, недавно изданном нашим центром, представлено свыше трех десятков подобных новых технологий, которые уже активно внедряют в своих лабораториях и на производствах российские организации, участвующие в реализации проекта.
Но хотя ИТЭР и является современной технологической платформой термоядерной энергетики, она не всеобъемлющая. Для создания самого термоядерного реактора необходимо развить еще ряд технологий, выходящих за рамки проекта. Нужно решить проблемы с генерацией стационарного неиндуктивного тока, созданием электромагнитной системы из высокотемпературного сверхпроводника и т.п. Эксперименты, которые в будущем будут проводиться на ИТЭР, дополнят этот перечень.
В программах термоядерных исследований всех технологически развитых стран в качестве горючего сегодня рассматривается дейтерий-тритиевая смесь. Изучение других вариантов термоядерного горючего (дейтерий–дейтерий, дейтерий–гелий-3, протон–бор-11) носит пока академический характер, так как по ряду существенных физико-технических факторов эти реагенты существенно уступают Д-Т топливу.
Планируется, что полномасштабная реализация процессов горения термоядерной плазмы в ИТЭР будет достигнута во второй половине 2030-х гг. Должна быть получена термоядерная мощность в 500 МВт, которая в десятикратном размере превысит мощность, «истраченную» на поддержание плазмы. Но потребуется еще около 15 лет, чтобы построить сам термоядерный реактор (ДЕМО), где будет генерироваться электрическая и тепловая энергия
Выбор пал на Прованс, юго-восток Франции. Это место соответствовало всем требованиям, в том числе характеризовалось комфортными климатическими условиями и хорошей транспортной доступностью, в том числе по морю. Последнее было важно, так как требовалось транспортировать громоздкие детали, вес которых мог достигать 100 тонн и более.
Наконец, уже в середине первого десятилетия нового века, строительство токамака ИТЭР началось.
Каждая деталь – шаг в неизведанное
Институт ядерной физики СО РАН выполняет несколько работ по проекту ИТЭР. Одна из них – производство четырех порт-плагов, деталей из стали весом 46 т, которые выполняют роль первой стенки, примыкающей к нагретой до 100 млн градусов плазме. Порт-плаг одновременно служит и «окном» в горячую область, и «пробкой» для того чтобы остановить поток термоядерных нейтронов генерируемых в плазме.
Всего таких деталей будет создано 33 штуки, и в каждой разместят диагностические системы, которые будут поставлять информацию о состоянии вещества на центральный пульт. Эти системы производят в России, Европе, Корее, Индии. На этом этапе ИЯФ исполняет еще одну роль – интеграционную. К 2019 г. в институте появится особая площадка, где будут собраны все эти диагностические устройства и начнется их монтаж в порт-плаги. По окончании этой сложной инженерной работы узлы будут отправлены во Францию, на площадку ИТЭР. Интеграционная площадка для сборки порт-плагов уже готовится. Это будет «чистое» помещение, где содержание пыли, микроорганизмов, аэрозольных частиц и химических паров будет постоянно контролироваться и поддерживаться на определенном уровне.
Научный сотрудник Д. Гавриленко (ИЯФ СО РАН):
«Порт-плаги, которые примыкают непосредственно к плазме, не только несут диагностические комплексы, которые контролируют параметры плазмы, позволяющие судить о ходе термоядерной реакции, но и защищают от потока нейтронов. Поэтому сделаны они из стали, разработанной специально для проекта ITER – 316L(N)-IG. Одной из особенностей данного материала – специальный, тщательно контролируемый, химический состав, обеспечивающий требуемый уровень примесей.
В ИЯФ создается и самый сложный порт – экваториальный. Пока сделан полномасштабный опытный образец элемента диагностического защитного модуля, другими словами, верхняя крышка.
Работа ведется, можно сказать, по методу последовательного приближения: сначала создается макет, по результатам испытаний происходит корректировка проекта вплоть до стадии прототипирования и постановки на производство. Такой регламент очень важен, так как любой инженерный просчет ставит под угрозу весь проект»
Один из порт-плагов, которые делают в ИЯФ, должен быть готов к запуску токамака, запланированному на 2025 г., поэтому работы будут закончены уже к 2023 г. И сейчас у института горячее время, а через год станет еще горячее.
Создание каждой детали для ИТЭР – не простое производство, но сложная исследовательская работа. К примеру, итоговый вариант экваториального порт-плага, за производство которого взялся ИЯФ, разительно отличался от первоначального. Уже в процессе работы стало очевидно, что придется создавать новые материалы и технологии.
Для работы над проектом в ИЯФ освоили и технологию глубокого сверления. В классическом варианте вращается деталь, а сверло неподвижно. А для того, чтобы убрать стружку, которая забивает полость сверления, в сквозное отверстие самого сверла пускают охлаждающую жидкость под большим давлением. Но если деталь большая и неподвижная, как в нашем случае, то вращаться должно сверло, и направить жидкость в полость сверления уже гораздо сложнее. Такой технологии в ИЯФ не было, поэтому институт приобрел и модернизировал под свои нужды соответствующее оборудование. Теперь мы можем сверлить на два метра с двух сторон с хорошей точностью.
Директор ИЯФ СО РАН, академик Павел Владимирович Логачев так оценил участие института в проекте ИТЭР: «Новое высокотехнологичное оборудование, которое мы приобрели и оптимизировали для работы над этим проектом, будет использоваться по максимуму: не только для ИТЭР, но и для другого проекта – безнейтронного термоядерного реактора в Калифорнии, в работе над которым ИЯФ также принимает участие. Важно, что оборудование и технологии, которые мы используем в работе для ИТЭР, помогут нам создавать установки для самостоятельных фундаментальных исследований, которые проводятся в институте. Таким образом, работая над проектом ИТЭР, ИЯФ СО РАН поддерживает и развивает свои научные школы и компетенции. Благодаря первоклассной команде инженеров, технологов и ученых, которая десятилетиями формировалась в ИЯФ, и творческому подходу к решению задач, мы получаем отличные результаты»
В работе по проекту ИТЭР новые технологии требуются буквально на каждом этапе. Одна технология рождает другую – это непрерывный и многоцелевой процесс. Как следствие, в институте появляется комплексное высокотехнологичное оборудование, которое ИЯФ будет использовать и для своих собственных проектов.
То же самое относится и к новым материалам. Например, когда в институте началась работа над нейтронной защитой первой стенки, было решено использовать карбид бора – материал, выдерживающий экстремальные температурные нагрузки, но дорогой. Сейчас мы совместно с Новосибирским электровакуумным заводом начинаем исследовательскую работу по разработке более дешевой технологии производства этого нужного материала.
Есть и физические задачи, которые также требуют решения. Основная – проблема взаимодействия плазмы с поверхностью. Когда токамак работает в режиме хорошего удержания, плазма сходит с поверхности «бублика» в дивертор порциями, а не сплошным потоком. И каждая эта порция несет разрушительную энергию, поэтому, если никаких мер не предпринимать, то материал быстро истончится. Еще время от времени и по неизвестным причинам происходит так называемый «срыв плазмы», когда она переходит в неустойчивое состояние и полностью изливается в дивертор. Задача распадается на несколько составляющих: какие предельные нагрузки выдерживает дивертор, как уменьшить поток плазмы и есть ли способ ее переизлучить, как ликвидировать или управлять таким срывом?
Несмотря на то, что ИТЭР – это токамак, т.е. магнитная ловушка закрытого типа, ИЯФ продолжает развивать еще одно направление – открытые ловушки, в чем является мировым лидером. В некоторых таких системах вытекание плазмы вдоль силовых линий магнитного поля предотвращается с помощью магнитных пробок – поэтому их называют еще пробкотронами. Сейчас в институте работают две установки открытого типа – ГДЛ (газодинамическая ловушка) и ГОЛ-3 (гофрированная ловушка), а недавно заработала экспериментальная установка – «СМОЛА». На этих ловушках ученые института занимаются не только собственными исследованиями физики плазмы, но и решают нетривиальные физические задачи для проекта ИТЭР.
Мы работаем в области физики неустойчивостей. Если есть магнитное удержание, то явления такой природы проявляются одинаково как в закрытых, так и в открытых магнитных системах. К примеру, на токамаках ученые научились бороться с желобковой неустойчивостью, и эти знания наши ученые могут использовать в открытых ловушках.
Но есть вопросы, связанные, например, с взаимодействием плазмы и материала, которые нельзя решить ни на каких существующих сегодня токамаках. В частности, на них нельзя достичь параметров, которые должны иметь плазменные потоки, контактирующие со стенками реактора ИТЭР. А вот на открытых ловушках в силу их геометрической конфигурации таких параметров достичь можно. Поэтому подобные эксперименты проводятся у нас, а полученная информация используется в проекте ИТЭР. Такой вот равноценный научный обмен.
ИТЭР – это научно-исследовательский проект всего мира, настоящий шаг в неизведанное. К тому же, помимо основной цели – освоения «звездной энергии» и перехода на новую термоядерную энергетику, все страны-участницы получают «бонусом» самые последние научные открытия и новейшие технологии, которые можно использовать здесь и сейчас.
Как добавил д.ф.-м.н. А. В. Красильников: «Термоядерная энергетика начнет реально удовлетворять энергетические потребности человечества уже в последней трети текущего века. То есть именно тогда, когда ожидается энергетический дефицит, учитывая прогнозы по выравниванию энергопотребления среди стран и перспективы освоения дальнего космоса. Время термоядерной энергетики действительно пришло: промышленный термоядерный реактор очень скоро будет необходим все развитым странам мира».
Подготовила Татьяна Морозова, редактор Л. Овчинникова
: 11.12.2017
Наука: перспективы развития термоядерной энергетики
Ирина Лагунина: Запасы ископаемого топлива рано или поздно исчерпаются. Альтернативные возобновляемые источники энергии вряд ли смогут в полной мере их заменить. Даже запасы урана для атомных станций ограничены. И все же человечеству не грозит энергетический голод. Атомные реакторы нового поколения наряду с электричеством способны нарабатывать ядерное топливо, с избытком восполняя израсходованное. Окончательное же решение энергетической проблемы даст термоядерная энергетика. Но реализация ее станет экономически оправданной, лишь когда нефть подорожает до 500 долларов за баррель, считает директор Института теплофизики экстремальных состояний РАН, академик Владимир Фортов. О перспективах развития энергетики с ним беседует Александр Сергеев.

Александр Сергеев: Владимир Евгеньевич, вы сказали, что перспективы энергетики – это определенная ядерная технология. Почему все-таки не нефть, не газ, не альтернативная энергетика, связанная с ветром, с солнцем?

Владимир Фортов: Сегодняшняя энергетика на 80% построена на использовании органического топлива – это уголь, газ, нефть, так называемые невозобновляемые источники энергии, они истощаются. Не так быстро, как пишут некоторые аналитики, потому что идет открытие новых месторождений. Но эти месторождения труднее в добыче и, естественно, дороже. Вот мы с вами сейчас беседуем на борту парохода, под нами Северный шельф. На этом шельфе третье в мире расположено газоносное месторождение. На первом месте Саудовская Аравия. Но если вы посмотрите, как добывается газ в Саудовской Аравии и как надо добывать в Штокмане, то вы, конечно, придете в ужас. Потому что речь идет о глубинах несколько сотен метров и еще вглубь дна приблизительно на полкилометра – километр. Плюс это, конечно, льды и поэтому добыча этих ресурсов будет очень дорогой. И чтобы двигаться дальше, люди идут по двум направлениям. Первое – это создание энергоэффективных технологий, получить как можно больше энергии из одного килограмма органического топлива. И второе – это поиск принципиально новых источников.

Александр Сергеев: Сейчас очень много говорится про альтернативную энергетику, ветровую, водную, про солнечную энергетику. Может ли она в перспективе потеснить существенным образом ископаемое топливо?

Владимир Фортов: Скажу вам так, что сегодня на 80% – это тепловая энергетика, когда вы сжигаете уголь, газ или нефть. И тепловая будет еще долго центральной во всем мире, не только у нас, не только наши оценки. Солнечная энергетика очень быстро прогрессирует. Снижается стоимость батарей, возникают новые фотопреобразователи, в частности, на структурах, которые придумал наш выдающийся Нобелевский лауреат Жорес Алферов. Цена этого падает резко. И по-видимому, где-то через 10-15 лет появятся первые устройства, которые будут конкурировать в коммерческом смысле. Если говорить об электроэнергии ветра, то есть прогнозы, по которым Германия должна выйти на 10% уровень. Но здесь есть свои особенности. Ветер не всегда дует, вы должны эту энергию запасать. Теперь ядерный энергетика. Энергоемкость ядерного топлива в миллион раз выше, чем энергоемкость органического топлива. Это удобно, потому что это позволяет вам избежать транспортных расходов. Но с другой стороны, это вещь потенциально опасная, потому что в случае аварии у вас выделяется большое количество энергии в заданном небольшом объеме. Еще есть радиоактивное заражение. Но тем не менее, доля атомной энергетики в мировом балансе, несмотря на Чернобыль, несмотря на отрицательное отношение к ядерной энергетике во многих странах, составляет где-то 16-18%. И сегодня явно меняется отношение к ядерной энергетике, как к вещи, без которой обойтись в будущем нельзя. Например, Франция около 75% своей энергетики вырабатывает на атомных станциях, не было ни одной аварии. Кроме того, они продают атомную энергию в форме электрической странам, которые у себя запретили атомную энергетику, например, Италии. Сейчас в ядерной энергетике происходит поворот. И связан он с тем, что с одной стороны люди все-таки видят исчерпаемость всех других источников, видят экологические большие последствия, в частности, связанные с угольной энергетикой. Второе то, что атомная энергетика может работать в режиме так называемого бридинга, когда происходит воспроизводство ядерного топлива.

Александр Сергеев: Мы сжигаем одно топливо…

Владимир Фортов: И получаем топливо, которое можно сжигать еще и даже этого топлива больше, чем вы сожгли первичного топлива.

Александр Сергеев: А из чего мы его получаем?

Владимир Фортов: В нейтронном потоке производим другие делящиеся вещества. И здесь Россия находится на передовых позициях, потому что у нас работают реакторы на быстрых нейтронах, мы одни из первых построили. Но следующий этап, конечно, это термоядерная энергетика. Должен сказать, что вообще вся энергетика за очень небольшим исключением обязана своим происхождением термояду. Ядерные реакции синтеза двух атомов дейтерия и трития.

Александр Сергеев: Дейтерий и тритий – это тяжелые изотопы водорода.

Владимир Фортов: Я сказал, что вся энергетика и уголь, и органика, и солнечная энергия, и гидроэнергия, она обязана своим происхождением Солнцу. Это большой термоядерный реактор, в котором выполнены условия горения термоядерного топлива. Эти условия очень тяжелые. Нужны очень большие давления, нужны очень большие температуры. Для того, чтобы два ядра сблизить, нужно преодолеть барьер.

Александр Сергеев: Электрическое отталкивание.

Владимир Фортов: Так вот, чтобы сблизить их, существуют разные способы. Способ, который сейчас является фаворитом – это термоядерный синтез. Когда вы разогреваете до температуры сто миллионов градусов это все дело и с большой скоростью частички двигаются, они сольются по этой реакции. Задача получить очень высокую температуру так, чтобы плазма не касалась стенок сосуда, иначе она их прожжет и разорвет всю установку. Поэтому нужно плазму нагреть до высокой температуры. Второе: дать ей подольше пожить в таком состоянии, то есть отжать ее от стенок, для этого используется магнитное поле и надо зажечь ее. Очень образно проблему термоядерного синтеза можно представить как проблему поджога костра, сделанного из мокрых дров. Вам надо, чтобы пламя занялось, вода бы испарилась, пламя распространилось от одного слоя к другому. Если вы не обеспечите режим горения, вы энергии будете тратить больше, чем выделяется. Это одно направление.
Второе направление – это так называемый термоядерный синтез в инерционном удержании. Вам тоже нужно сделать температуру сто миллионов градусов, но вы говорите, что я не буду долго держать эту плазму в магнитном поле, а я возьму и сделаю это в форме микровзрыва, точно, как это сделано в водородной бомбе. Но в водородной бомбе в качестве запала спичек, которые зажигают этот костер, используют атомную бомбу. Атомная бомба плоха тем, что она имеет взаимокритическую массу. Вы не можете сделать атомную бомбу меньше, чем определенная величина. Поэтому вся система, атомная бомба плюс водородная, имеет минимальный уровень мощности, который находится на уровне килотонны. Так вот, что сейчас делают: сейчас берут вместо атомной бомбы, атомного запала, берется маленькая капелька дейтерий-3 замороженного, доли миллиметра. Эта капелька со всех сторон обжимается лазерным излучением, получается плазма высокой температуры и высоких плотностей. Плотность такой частички приблизительно в тысячу раз больше, чем плотностью исходная.

Александр Сергеев: То есть капля водорода намного плотнее самых тяжелых металлов?

Владимир Фортов: Вы должны капельку сжать и одновременно нагреть до высоких температур. Вот это условие импульсного термояда требует очень мощных и очень хороших лазеров. И американцы пустили NIF – эта машина имеет 192 лазерных пучка, энергия выделяется в форме взрыва и станция будет работать так, как работает двигатель внутреннего сгорания.

Александр Сергеев: А мощности взрывов?

Владимир Фортов: От 20 до 200 килограмм ТНТ, то есть то, что можно сделать в реакторе.

Александр Сергеев: То есть как взрыв приличной, но обычной бомбы. Есть такие камеры, в которых можно удержать?

Владимир Фортов: Приезжайте, я вам покажу, у меня такая камера есть, самая крупная в мире. Кстати, построена в Северодвинске из корпусов подводных лодок. Это никакая не фантастика. Водородная бомба, которая использует принципы, о которых я вам сказал, она сделана была, испытана и она стоит на вооружении у многих стран, сейчас 9 стран мира имеют термоядерное оружие. Поэтому с физической точки зрения здесь все ясно. Сегодня ситуация с магнитным термоядом вот какая: на трех установках сразу в мире энергию, которую вы тратите на разогрев плазмы, равна энергии, которую получается в результате термоядерного горения. У вас замкнут цикл.

Александр Сергеев: А эта энергия более-менее стабильно выходит?

Владимир Фортов: Работает несколько секунд и несколько секунд идет мощность. 25 мегаватт термоядерной энергии получено на этих трех установках. И сейчас делается большой международный проект, он приблизительно в десять раз больше выделять энергии, чем тратить. Этот реактор должен заработать лет через 10-15. После него уже пойдет следующий проект редактор «Демо», демонстрационный, который будет…

Александр Сергеев: Это исследовательский, за ним демонстрационный и только потом промышленный.

Владимир Фортов: Сейчас эти два направления, инерционный и магнитный, они конкурируют. Инерционный термояд поддерживается в значительной мере оборонными задачами, потому что вы тут имитируете процессы, которые происходят в водородной бомбе. Идет ИТР. Когда это все заработает, когда это даст? Это вопрос задавали на заре развития термояда Арцимовичу и он сказал так: термоядерная энергетика появится тогда, когда человечество в ней действительно будет нуждаться. Лучше не скажешь. Сегодня есть оценка: когда баррель нефти будет стоить больше 500 долларов, тогда надо будет переходить на термояд. Это дорого, но это говорит нам о том всем, что человечество без энергии не останется никогда.

Александр Сергеев: То есть она подорожает в несколько раз, но не кончится.

Владимир Фортов: Энергетика – это базовая отрасль экономики. И вы все отдадите ради того, чтобы у вас в розетке был свет. А в качестве шутки второй выдающийся ученый Кокрафт, возглавлял исследования соответствующие в Англии, его спросили: когда будет термояд коммерческий? Он сказал – через 20 лет. Прошло 20 лет. Его опять спросили – когда? Он сказал – через 20 лет. Как же так, вы 20 лет назад говорили. Он говорит: «Видите, я не меняю своих убеждений». Во всяком случае, если говорить об энергетике, то здесь есть перспектива. Хотя в других областях человеческой деятельности, например, в молекулярной биологии мы вполне можем нарваться на какую-то болезнь, которая просто угробит человечество и мы не сумеем ничего сделать. Поборем мы СПИД или не поборем? Я не знаю. Могут возникнуть в этих сложных биологических системах такие гадости, которые раньше уничтожат человечество, чем люди найдут способ противодействия. Вот здесь такого не будет. Здесь ясно – это вопрос денег и времени. Вот если вдруг сегодня нефть кончится, то, грубо говоря, завтра заработает термояд. Все навалятся на него и сделают.

Энергетические перспекттивы термоядерной энергетики — Альтернативный взгляд Salik.biz
Аннотация
В последних оценках стратегических перспектив развития ядерной энергетики можно отметить тенденцию снисходительно высокомерного отношения к термоядерной энергетике, которая, к сожалению, в большой части корреспондирует с реальным состоянием дел. В то же время, анализ проблем и потенциала двух ядерных технологий, основанных на ядерных реакциях синтеза легких ядер и деления тяжелых, показывает следующее. Независимое масштабное развитие каждой из указанных направлений неизбежно приведет к необходимости преодоления еще не решенных проблем технологического, материаловедческого, экологического и экономического характер, которые поставят вопрос о целесообразности дальнейшего развития этих отраслей энергетики. Вместе с тем физические особенности процессов деления и синтеза объективно указывают на целесообразность их объединения в рамках единой ядерной энергетической системы, что вызывает большой синергетический эффект, который подавляет их негативные аспекты, развиваясь ядерные технологии независимо.
– Salik.biz
В статье приведены расчеты мультипликации термоядерных нейтронов в бланкете гибридного термоядерного реактора, которые подтверждают физическую обоснованность и достоверность выбора стратегического направления развития в виде объединенной ядерной энергетической системы.

Введение
Сейчас в оценках стратегического пути развития ядерной энергетики происходят серьезные переоценки уже, казалось бы устоявшихся, положений. Двухкомпонентная концепция развития атомной энергетики, в которой согласованно работают быстрые и тепловые реакторы деления, в последнее время подвергнута серьезной ревизии. Ранее предполагалось, что структурное развитие атомной энергетики будет основываться на начальном этапе, на наращивании мощностей за счет реакторов на тепловых нейтронах. В последующем появятся быстрые реакторы с высоким коэффициентом воспроизводства порядка 1.5 и выше. Это позволит, при нарастающем дефиците природного урана, организовать замкнутый топливный цикл с эффективной переработкой облученного ОЯТ и удовлетворить потребность в делящихся изотопах путем их наработки в быстрых реакторах. Предполагалось, что в системе атомной энергетики доля тепловых реакторов будет составлять порядка 60%, а доля быстрых реакторов около 40%. Тепловые реакторы примут на себя неудобства работы в энергетической системе (адаптированный к требованиям потребителя мощностной ряд, работу в переменном графике нагрузки, обеспечат неэлектрические потребности системы и т.п.). Быстрые реакторы будут работать преимущественно в базисе, и производить топливо из сырьевых изотопов для себя и для тепловых реакторов.
Современные тенденции
Рекламное видео:
Однако, произошедшие тяжелые аварии на АЭС привели к необходимости существенно ужесточить требования по безопасности к атомным станциям. По этой причине в проекты быстрых реакторов, ориентированные на интенсивную наработку топлива, были внесены существенные коррективы, и новые концептуальные разработки быстрых реакторов уже рассматриваются с коэффициентом воспроизводства близким к единице, с невысокой энергонапряженностью активной зоны. В сложившейся ситуации адепты новых проектов быстрых реакторов нашли другие способ сохранить свою значимость. Они начали пропаганду сценария который предполагает, что в перспективе неизбежен отказ от реакторов на тепловых нейтронах, что при любом развитии событий быстрые реакторы заменят тепловые.
Люди по-разному оценивают будущее и многие полагают, что предлагаемое направление развития атомной энергетики может не реализоваться, и новая придуманная концепция доминирования быстрых реакторов окажется ошибочной. И такая позиция во многом обоснована. Имеющиеся альтернативы, позволяют говорить о вариантах развития ядерной энергетической системы в существенно более привлекательной конфигурации.
Наиболее заметные системные недостатки строительства атомной энергетики преимущественно на основе быстрых реакторов очевидны. Даже если предположить, что сам быстрый реактор сделан идеально и не имеет недостатков, которые бы вызвали сомнения в его абсолютном превосходстве над любыми другим проектами, есть неустранимые системные трудности.
Первое. Основная часть вновь наработанного делящегося изотопа (плутония) в быстрых реакторах будет получаться в активной зоне, там же, где будет производиться энергия и будет образовываться основное количество радиоактивных продуктов деления. Это высокоактивное топливо следует быстро подвергнуть химической переработке. При переработке все радиоактивные изотопы будут высвобождены из облученного топлива. Большое количество радиоактивности, покинет герметичный твэл и распределиться по рабочему помещению. Несмотря на то, что всю эту радиоактивность будут стараться удерживать под контролем, именно она обусловит основной риск потенциальных радиоактивных инцидентов, по разным причинам, начиная с пресловутого человеческого фактора до спланированных диверсий.
Второе. Быстрые реакторы должны будут заменить собой тепловые, практически полностью. Учитывая, что нужного прототипа быстрых реакторов пока нет, что такая замена будет происходить постепенно, что начнется она не ранее чем с середины века, и пусть даже все в мире согласятся поддержать ее, длиться процедура будет не менее двух веков. За это время, среди живущих после нас, вероятно, найдутся люди способные придумать и реализовать более привлекательный профиль атомной отрасли. И усилия по созданию идеального быстрого реактора окажутся напрасными.
Третье. Многократное рециклирование плутония приведет к образованию значительного количества минорных актинидов, изотопов отсутствующих в природе, с которыми человечество, по разным причинам, не намерено мириться, и требует их уничтожения. Необходимо будет организовать еще и трансмутацию этих изотопов, процесс с большим риском аварии так же способной привести к значительному радиоактивному загрязнению окружающей среды.
С указанными недостатками можно было бы смириться как с неизбежным злом, но такая позиция может быть оправдана лишь в отсутствии альтернативы, но она есть.
Термоядерная энергетика
Альтернативой варианту доминирования быстрых реакторов может служить развитие ядерной энергетической системы на основе реакторов синтеза и деления. Предложения по использованию термоядерных реакторов в структуре ядерной энергетики, обеспечивающих существенное повышение нейтронного потенциала системы были высказаны еще И.В. Кучатовым Позже появилась концепция гибридного термоядерного реактора, в бланкте которого нарабатывается новый делящийся изотоп и производится энергия. В последние годы развитие этой концепции продолжилось. В новом варианте ядерной системы предполагается, что реакторы синтеза (термоядерные реакторы) работают с целью производства ядерного топлива из сырьевых изотопов для реакторов деления, а реакторы деления, как и сейчас, производят энергию.
В недавно опубликованной статье ” Ядерные проблемы термоядерной энергетики” авторы сделали вывод, что термоядерный синтез, по ряду причин, не следует рассматривать в качестве масштабной энергетической технологии. Но такое заключение совершенно несправедливо, когда рассматривается объединенная система, в которой ядерные энергетические технологии (синтез и деление) дополняют друг друга и обеспечивают более эффективное выполнение функций, затруднительных для другой.
Создание надежной ядерной энергетической системы с реакторами деления и синтеза наиболее предпочтительно в рамках ториевого топливного цикла. В этом случае доля термоядерных реакторов в системе будет минимальна (менее 10%), искусственный делящийся изотоп уран-233, полученный из сырьевого изотопа тория-232 наилучший вариант для реакторов на тепловых нейтронах, в объединенной ядерной системе проблемы минорных трансуранов просто не будет. Количество нарабатываемых в системе Am, Cm и т.д. будет пренебрежимо мало. Такая система будет иметь топливный цикл, в котором риск радиоактивного загрязнения окружающей среды будет наименьший.

Природным критерием реализации этой концепции является нейтронный баланс. Ядерная реакция, на которой будет основываться производство нейтронов в термоядерном реакторе, это реакция синтеза трития и дейтерия
D+T=He+n +17,6 МэВ
В результате реакции получается нейтрон с энергией 14.1 МэВ и альфа частица с энергией 3,5 МэВ, которая остается разогревать плазму. Нейтрон большой энергии пролетев через стенку вакуумной камеры попадает в бланкет термоядерного реактора, в котором происходит его размножение, при его захвате сырьевым изотопом получается новый делящийся изотоп. Размножение термоядерного нейтрона происходит в результате реакций (n,2n), (n,3n) и (n, fission) — реакция деления тяжелых ядер, в данном случае, сырьевого изотопа. Все эти реакции имеют пороговый характер. На рис.1 представлены графики указанных сечений. Чтобы обеспечить максимальную мультипликацию нейтронов важно, чтобы в составе топливной композиции бланкета было минимальное количество легких ядер и, конечно, поглотителей нейтронов.
Рис.1 Микро сечения размножения нейтронов в Th-232.
Чтобы оценить потенциал производства новых делящихся изотопов в термоядерном реакторе, выполнена серия расчетов для разных вариантов топливных композиций бланкета с торием в качестве сырьевого изотопа. Расчеты выполнены с использованием разных программ и библиотек ядерных данных. Использовались программы MCU библиотека ENDF/B-6, MCNP, библиотека ENDF/B-6, LUKY групповая библиотека. В таблице представлены результаты расчетов захвата нейтронов на тории -232 в расчете на один термоядерный нейтрон источника для топливной композиции с указанным соотношением ядерных концентраций изотопов. В некоторых вариантах предполагалось, что указанное соотношение изотопов получалось не как химическое соединение, а конструктивно, когда некоторое количество тория размешивалось соответствующим количеством нужного изотопа.
Табл.1 Размножение термоядерных нейтронов (Е=14.1 МэВ) в бланкете гибридного реактора с ториевой топливной композицией.
В последней колонке приведены значения, характеризующие размножение нейтронов за счет реакции деления сырьевого изотопа. Приведены значения производства нейтронов за счет деления, т.е. ν∑f. В групповой программе LUKY матрицы сечений для реакции (n,2n) и (n,3n) интегрированы с сечениями неупругого рассеяния. Это не позволяет получить значения скоростей этих реакций отдельно.
В целом, представленные расчетные данные неплохо согласуются между собой, что дает основание рассчитывать на эффективное размножение термоядерных нейтронов в бланкете гибридного реактора. Представленные в таблице результаты вычислений показывают теоретический потенциал размножения термоядерных нейтронов (14,1 MeV). В бесконечной среде из тория равен приблизительно 2.6, т.е. один нейтрон размножается за счет реакций (n,2n) и реакций (n,3n) примерно в 2 раза, и за счет деления тория-232 в 1.5 раза. Расчеты по разным программам и разным библиотекам отличаются примерно на 10%. Указанные различия обусловлены использованием нескольких библиотек ядерных данных. С учетом указанной погрешности представленные результаты могут служить консервативным ориентиром для оценки параметров воспроизводства делящихся изотопов в бланкете термоядерного реактора. Из них видно, что определяющим фактором, который ведет к снижению размножающей способности бланкета, является наличие в нем легких рассеивающих изотопов, в том числе О-16, F-19 имеющих еще и реакцию неупругого рассеяния нейтронов при высоких энергиях. Расчеты показывают, что достаточно перспективно использование С-12 для изготовления оболочек топливных элементов, заполняющих бланкет. Использование графита можно рассматривать в качестве одного из вариантов конструктивного решения. Даже в том варианте, когда ядер углерода больше тория в два с половиной раза получается коэффициент размножения термоядерных нейтронов близкий к 2. Это означает, что при правильной организации нейтронного баланса, в бланкете можно получить одно ядро нового делящегося изотопа урана-233, и одно ядро трития.
Конечно, на практике будут потери нейтронов и для их компенсации потребуются дополнительные нейтроны. Такие нейтроны можно получить разными способами. Например, можно часть трития, который необходим для реакции синтеза, производить в активной зоне реактора деления. Потенциал такого способа пополнения нейтронами весьма высок. В реакторах деления на тепловых нейтронах для топливного цикла с ураном-233 коэффициент воспроизводства примерно 0.8 т.е. на одно сожженное ядро урана-233 можно получить 0.8 ядер трития. Эта величина с избытком покроет все потери нейтронов. Можно уменьшить содержание углерода бланкете термоядерного реактора, т.е. сделать оболочку топливного элемента тоньше, потенциал этого предложения 0.2.-0.3 дополнительных нейтрона. Еще один путь допустить небольшое деление накопленного в бланкете урана-233. Разумный потенциал этого варианта, который не приведет к значимому увеличению продуктов деления тяжелых ядер в бланкете, составляет более 0.5 нейтронов.
Заключение
Важность эффективного размножение нейтронов в блакете гибридного реактора тем более высока, что это позволяет отказаться от переработки ОЯТ из реакторов деления. Нейтронов в системе будет достаточно, чтобы полностью скомпенсировать убыль делящихся изотопов при производстве энергии в реакторах деления их наработкой из сырьевого изотопа в бланкете термоядерного реакторе.
Совсем не важно, какого типа реакторы деления будут в системе, быстрые или тепловые, большие или маленькие.
Извлечение вновь наработанного урана-233 из топливной композиции бланкета будет сопровождаться высвобождением радиоактивности примерно на два–три порядка меньше, в сравнении с вариантом, когда выделять делящиеся изотопы придется из ОЯТ реакторов деления. Это обстоятельство обеспечит минимальный риск радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Опираясь на выполненные расчеты легко оценить, долю гибридных термоядерных реакторов. Она будет составлять менее 10% от тепловой мощности всей системы, а, следовательно, и экономическое обременение всей системы будет не велико, даже в том случае когда гибридные термоядерные реакторы будут дороже реакторов деления.
Термоядерные технологии встроенные в ядерную энергетическую систему и их перспективное развитие следует рассматривать как генеральное направление стратегического развития ядерной отрасли, способное решить ключевые проблемы энергообеспечения на длительный срок, практически любых масштабов, с минимальным риском негативного радиоактивного воздействия на окружающую среду.
Термоядерные реакторы, как они работают и есть ли у них будущее
Вторая половина XX века была периодом бурного развития ядерной физики. Стало ясно, что ядерные реакции можно использовать для получения огромной энергии из мизерного количества топлива. От взрыва первой ядерной бомбы до первой АЭС прошло всего девять лет, и когда в 1952 году была испытана водородная бомба, появились прогнозы, что уже в 1960-х вступят в строй термоядерные электростанции. Увы, эти надежды не оправдались.
Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.
Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.
От деления к синтезу
Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.
Критерий Лоусона

Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см³ (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 10¹⁴. При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см^-3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 10²³ и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.
Z-пинч
Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.
Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.
Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.

Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.
Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.
Пробкотрон, стелларатор, токамак
Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.
Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.
Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.
Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.
В руках инерции
Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.
Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.
Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.
Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.
Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.
Магнитные перспективы
Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.
Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.
Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.
Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.
Выбор реакции

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.
Инерциальные надежды
Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.
Проблемы токамаков
Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.
Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.
Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.
Вперед, к звездам!
Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.
Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!
По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.
Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.
Термоядерное будущее
Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.
Статья «Звезды на Земле» опубликована в журнале «Популярная механика» (№5, Май 2012).
Fusion Energy Sciences | Министерство энергетики
Программа Fusion Energy Sciences (FES) преследует две цели: (1) расширить понимание материи при очень высоких температурах и плотностях и (2) накопить знания, необходимые для разработки источника энергии синтеза. Обеспечение энергией от термоядерного синтеза является одним из 14 главных вызовов для инженерии в 21-м веке, и FES является крупнейшим федеральным правительством, поддерживающим исследования, направленные на преодоление оставшихся препятствий на пути преодоления этой проблемы.
Плазма – очень горячие газы, настолько горячие, что электроны освобождаются от атомных ядер, образуя совокупность ионов и электронов, которыми можно управлять с помощью электрических и магнитных полей. Известная вселенная состоит из более чем 99% плазмы, которая образует звезды, такие как солнце. Ученые изучают плазму в космосе, как взрывы звезд, чтобы лучше понять физику плазмы. Ученые также изучают плазму, которая возникает на Земле, подобно молнии. Есть также плазмы, которые производятся и встречаются повсюду, например, лампочки и неоновая вывеска магазина.Есть плазмы, которые имеют практическое применение, например, передовые медицинские и санитарные процедуры. Тем не менее, существуют проблемы в создании и поддержании плазмы на Земле.
Солнце производит свет и энергию, которые каждый может увидеть и почувствовать. Это происходит с помощью процесса, называемого слиянием. Слияние происходит в плазме, где два ядра объединяются, чтобы сформировать новый атом. Это происходит много раз на солнце, генерируя огромное количество энергии. Ученые теперь хотят воссоздать процесс здесь, на Земле, и собирать энергию для производства электричества.Перспективы и потенциальные выгоды для человечества от этого безуглеродного источника энергии огромны. Достижение этой цели будет иметь далеко идущие и существенные последствия для человеческой цивилизации и ее воздействия на планету.
Вместе со своими партнерскими научными агентствами FES поддерживает преданную рабочую силу, которая добилась впечатляющих успехов со времени первых экспериментов по слиянию более шестидесяти лет назад. Прогресс достигается каждый день учеными и инженерами в национальных лабораториях, университетах и частных предприятиях Министерства энергетики.Получая государственную финансовую поддержку для этого фундаментального исследования, ученые-термоядерные специалисты проводят фундаментальные тесты жизнеспособности термоядерной энергии, используя самые амбициозные проекты в области энергетики, самые мощные суперкомпьютеры и самые быстрые сети в мире на сегодняшний день.
Узнайте больше о программе Fusion Energy Sciences Program здесь.
3 Inertial Fusion Energy Technologies | Оценка перспектив для энергии инерционного синтеза
, однако, должен быть подтвержден в более экстремальных условиях, имеющих отношение к IFE. В связи с этим возникает вопрос для случая, когда в камере мишени имеется магнитное поле: FLiBe является проводником, хотя и плохим, протекающим в магнитном поле, поэтому возникает разность напряжений, которая может привести к электролизу и, следовательно, к освобождению фтора. Кроме того, относительно мало известно о степени, в которой FLiBe, Ga и т. Д.корродировать материалы стен, которые они покрывают, хотя использование ванадиевых сплавов и ферритной стали согласуется с использованием FLiBe (особенно при высоких температурах, предусмотренных для стенок камеры плавления). Необходимо также учитывать радиоактивные частицы, образующиеся в нейтронах, поскольку они усложняют рутинные операции и техническое обслуживание. Для металлов многие из этих видов имеют длительный период полураспада лет; тем не менее, для FLiBe, хотя существуют интенсивные кратковременные действия, большинство из них быстро разлагаются (за минуты и секунды).
Не было проведено значительных исследований в соответствующем инженерном масштабе по гидродинамическим манипуляциям с этими горячими жидкостями для создания непрерывного покрытия стенок, необходимого на практической установке IFE. Это означает, что крупные инженерные сооружения и связанные с ними программы НИОКР должны быть созданы на ранней стадии для влажных стен. Кроме того, существуют очевидные вопросы стоимости и доступности Ga, Be, FLiBe и тому подобного в количествах, соответствующих коммерческому IFE.
Взаимодействие нейтронов высоких энергий с материалами мало чем отличается от того, что встречается в реакторах деления, которые изучались десятилетиями. Энергии, однако, выше, и зависимость мощности дозы, вероятно, будет совершенно другой, так же как и критическое отношение производства гелия к смещению. Эти нейтроны рассеиваются и подвергаются ядерным реакциям с атомами в стенке. Эти атомы отдачи и тяжелые продукты реакции создают каскады повреждений, которые при высоких температурах стенок объединяются в пустые и межузельные кластеры.Это может вызвать фундаментальные изменения материалов (например, набухание).
Поскольку спектр термоядерных нейтронов намного сложнее, чем спектр ядерного деления, термоядерные нейтроны производят значительно больше гелия (от 10 до 1000 раз, в зависимости от материала) в объеме вследствие реакций (n, альфа). Поскольку гелий нерастворим в материалах, накопление гелия в пустотах и на границах зерен может значительно ухудшить свойства материала. Опыт деления в этих эффектах сильно ограничен из-за более мягкого нейтронного спектра.Со временем это повреждение приводит к охрупчиванию, усталости и другим структурным ослаблениям. Реакции (n, p) и (n, d) производят водород, который имеет тенденцию мигрировать к границам зерен и местам внедрения и дефектам. Эти эффекты были изучены в рамках программы быстрого размножения, в области синтеза с магнитным удержанием и в исследованиях ионной имплантации для обработки полупроводников. В некоторой степени они могут быть исследованы с использованием энергичных пучков тяжелых ионов, где ионы пучка имитируют атомы отдающейся стенки.Возможно, что данные о суммарной плотности потока могут быть получены таким способом, но эффект очень высоких мощностей дозы потребует специальных средств.
,
Перспектива термоядерной энергии – источник энергии будущего
Предназначен ли всегда быть источником энергии будущего?
Автор: Дерек А. Сазерленд, член-помощник ASP
В сообществе фьюжн-исследований и разработок существует давняя мысль о том, что фьюжн – это источник энергии будущего, и так будет всегда.С точки зрения постороннего, просто оправдать уровень скептицизма, который испытывают некоторые люди в отношении того, станет ли когда-либо синтез эффективным источником энергии для вытеснения традиционных. Чрезмерно длительные сроки, большие затраты на исследования и разработки, научно-технические неудачи, а также отсутствие демонстрации управляемой термоядерной электростанции, производящей электричество, могут указывать на неспособность неопытного глаза.

ITER’s Design
Однако при оценке будущей жизнеспособности любой зарождающейся технологии важно учитывать как достижения, так и неудачи, а их сумма определяет чистый прогресс.Эффективность различных подходов к энергии термоядерного синтеза, от магнитного до инерционного удержания и различных промежуточных концепций, значительно продвинулась за последние десятилетия. Недавняя статья доктора Стюарта Прагера и доктора Майкла Зарнсторффа обрисовывает в общих чертах эти достижения и будущие возможности. В качестве одного примера, производительность плазмы и технология реактора значительно улучшились для ведущего кандидата на контролируемую мощность термоядерного синтеза, называемого токамаком. Первый термоядерный термоядерный реактор под названием ITER, основанный на концепции токамака, находится в стадии строительства и должен производить 500 мегаватт (МВт) термоядерной энергии.ИТЭР рассчитан на увеличение мощности в десять раз, а это означает, что вырабатываемая мощность синтеза будет примерно в десять раз больше, чем требуется для поддержания реактора в рабочем состоянии. ИТЭР, хотя сроки были значительно задержаны, а перерасход средств присутствует всегда, станет огромным шагом вперед в доказательстве того, что синтез является научно жизнеспособным источником энергии. Короче говоря, при рассмотрении успехов и неудач всей области слияния, мы, безусловно, прогрессируем.
Одной из проблем, которая не может быть решена в рамках проекта ИТЭР, но будет становиться все более важной по мере продвижения сообщества к демонстрации коммерческой электростанции, является экономическая жизнеспособность термоядерной энергии.Даже в то время, когда строится ИТЭР и прилагаются большие усилия для обеспечения успеха проекта, различные организации в секторе термоядерного синтеза изучают улучшенные концепции, которые могут сделать синтез более экономически конкурентоспособным с традиционными источниками энергии, если не превзойти их. Кроме того, поскольку возобновляемые источники энергии дешевеют в течение следующих лет или десятилетий, для программ исследований в области термоядерной энергии станет еще более важным стремление к научному и экономическому успеху.

MIT ARC design
Существует множество групп, стремящихся создать более экономически эффективные концепции термоядерного синтеза; приведение всего лишь нескольких примеров демонстрирует заметное разнообразие идей в этом исследовательском сообществе. Первым является концепция токамака с высоким полем, называемая ARC от MIT, которая использует очень сильные магнитные поля для достижения больших плотностей термоядерной энергии, что позволяет представить меньшие реакторы токамак. Сферические токамаки, которые используют более высокое плазменное давление и более эффективно используют магнитные поля, такие как NSTX-U в Лаборатории физики плазмы в Принстоне (PPPL) и на международных площадках, таких как MAST-U в Великобритании, также вносят потенциальную экономию средств из-за их более компактные размеры.Другие концепции магнитного синтеза, такие как стеллараторы, которые используют некоторую разновидность квазисимметрии для улучшения характеристик плазмы, такие как HSX в университете Висконсина или сферомаки в университете Вашингтона и CTFusion, и конфигурации с обращенным полем в Tri-Alpha Energy. Эти упомянутые концепции, по крайней мере, частично направлены на снижение затрат с помощью более простого и компактного реактора
.
Конструкция реактора Tri Alpha FRC
дизайнов. Другим многообещающим подходом к слиянию, который может оказаться более экономически эффективным, чем основные подходы, является магнитоинерционный синтез (MIF), который изучается как государственными, так и частными учреждениями, такими как MagLIF в Национальной лаборатории Сандиа, и акустически взрывоопасно намагничивается. плазменные мишени на General Fusion в Канаде.
Значительный риск связан с развитием любой новой технологии; К сожалению, реальность такова, что эти концепции, наряду с другими, не упомянутыми просто для краткости, могут не оказаться успешными путями к экономической силе синтеза. Из-за этой неопределенности сложно убедить политиков, акционеров и общественность в том, что на развитие этой довольно неуловимой формы энергии следует направить большие суммы капитала. Однако, как понимает любой инвестор, повышенный риск должен быть уравновешен потенциалом для более щедрой прибыли, как и в случае с термоядерной энергией.
Представьте себе мир, в котором экономичная термоядерная энергия была разработана и представлена на рынке. Первые реакторы достигли паритета стоимости с ископаемым топливом после оптимизации цепочек поставок и рационализации производственного процесса. Несколько компаний приобрели права на создание различных типов термоядерных реакторов. После того, как каждая электростанция, работающая на ископаемом топливе, выйдет на пенсию, эти компании будут претендовать на то, чтобы построить электростанцию для синтеза, которая займет ее место. Поскольку термоядерный синтез является источником энергии базовой нагрузки, такие реакторы требуют минимальных изменений в имеющейся в настоящее время сетевой инфраструктуре.По мере того как строится все больше термоядерных реакторов, выбросы углерода резко сокращаются, поскольку большая часть мирового производства электроэнергии происходит от термоядерного синтеза. Параллельно с появлением значительно более дешевой и эффективной фотоэлектрической технологии солнечная энергия распространяется и работает в тандеме с термоядерными электростанциями. Меньшие требования к аккумулированию энергии из-за использования обоих источников энергии ускоряют переход к полностью зеленой электрической сети. Более широкое использование электромобилей еще больше снижает антропогенные выбросы парниковых газов, одновременно улучшая качество воздуха в городских районах по всему миру.Более того, из-за экономической конкурентоспособности термоядерного синтеза, солнечной энергии и других возобновляемых источников этот переход не зависит от политического ветра субсидий или увеличения платежей со стороны населения за счет повышения цен на электроэнергию. Новая эра чистой, безопасной и дешевой энергии началась.
Я могу представить, что будущее, которое я описал, станет реальностью. Это видение является одной из причин, по которым я выбрал специализацию в области исследований и разработок в области термоядерного синтеза даже в тех случаях, когда уровни финансирования неясны и научные барьеры кажутся непреодолимыми.Я работаю над этой проблемой из-за огромного обещания энергии синтеза и ее способности оказывать позитивное влияние на наш мир значимым образом. Потенциальные выгоды от инвестиций в технологии синтеза намного перевешивают риски, по моему скромному мнению. Мы, как сообщество Fusion, должны уделять больше внимания не только основным исследовательским программам, нацеленным на успех проекта ITER, но также и альтернативным концепциям, которые могут стать более рентабельными путями к коммерческой установке Fusion. ,Мы не должны рассматривать слияние как конкуренцию возобновляемым источникам энергии; в конечном итоге он будет работать вместе с ними. Самое главное, что мы должны стремиться работать вместе, в рамках нашего собственного сообщества и за его пределами, чтобы обеспечить больше людей потенциалом термоядерной энергии в качестве революционного источника энергии, который может помочь обеспечить, чтобы двадцать первый век стал более мирным, чистым и процветающим один, чем последний.
Fusion действительно является источником энергии будущего, но , а не , всегда будет таким.
,
Front Matter | Оценка перспектив для энергии инерционного синтеза
КОМИТЕТ ПО ПЕРСПЕКТИВАМ СИСТЕМ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ЭНЕРГЕТИКИ ИНФЕРТИКАЛЬНОГО КОНФИНЕНЦИИ
РОНАЛЬД С. ДЭВИДСОН, Принстонский университет, Сопредседатель
Джеральд Л. Кулцинский, Университет Висконсин-Мэдисон, Сопредседатель
ЧАРЛЬЗ БЕЙКЕР, Калифорнийский университет в Сан-Диего (в отставке)
ROGER BANGERTER, E.O. Национальная лаборатория Лоуренса Беркли (в отставке)
РИКАРДО БЕТТИ, Университет Рочестера
JAN BEYEA, Консалтинг в интересах общества (CiPI)
РОБЕРТ Л.БАЙЕР, Стэнфордский университет
ФРАНКЛИН ЧАНГ-ДИАЗ, компания Ad Astra Rocket
Стивен К. Коули, Управление по атомной энергии Соединенного Королевства
РИЧАРД Л. ГАРВИН, IBM Исследовательский центр Томаса Дж. Уотсона
ДЭВИД А. ХАММЕР, Корнельский университет,
ДЖОЗЕФ С. ХЕЗИР, EOP Group, Inc.
Кэтрин Маккарти, Айдахо Национальная лаборатория
LAWRENCE T. PAPAY, PQR, LLC
КЕН ШУЛЬЦ, Генеральная Атомика (в отставке)
ЭНДРЮ М.SESSLER, E.O. Национальная лаборатория Лоуренса Беркли
ДЖОН ШЕФФИЛД, Университет Теннесси в Ноксвилле
ТОМАС А. ТОМБРЕЛЛО, JR., Калифорнийский технологический институт
DENNIS G. WHYTE, Массачусетский технологический институт
JONATHAN S. WURTELE, Калифорнийский университет в Беркли
РОСА ЯНГ, Научно-исследовательский институт электроэнергии, Inc.
MALCOLM McGEOCH, Консультант, PLEX, LLC
Персонал
ДЭВИД ЛАНГ, сотрудник по программам, Совет по физике и астрономии, Директор по исследованиям
ГРЕГ ЭЙРИНГ, старший сотрудник по программам, Отдел инженерных и физических наук
TERI THOROWGOOD, Административный координатор, Совет по физике и астрономии
ДЖОНАТАН ЯНГЕР, старший ассистент проекта, Совет по энергетическим и экологическим системам
ЭРИН БОЙД, выпускник научно-технической политики Кристины Мирзаян (январь-апрель 2011 года)
САРА НЕЛЬСОН-УИЛК, выпускник научно-технической политики Кристины Мирзаян (январь-апрель 2012 года)
,