Перспективы термоядерной энергетики – О настоящем и будущем термоядерной энергетики

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.

elementy.ru

Термоядерная энергетика: надежда человечества? / Habr

В 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):

1. 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).
   
2. 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.
   
3. 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).
   
4. 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.

1. 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.
2. 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.
3. 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)
4. 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)
5. 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.
6. 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.
7. 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)
8. 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.

habr.com

Плюсы и минусы термоядерной энергетики

Больше 80 лет учёные работают над перспективами внедрения термоядерной генерации электроэнергии. Создано множество научных организаций и исследовательских реакторов во всём мире. Многие сообщения о разработках публикуются в оптимистичных тонах. Но на самом деле, существует несколько очень серьёзных проблем, которые требуют инновационных технических решений. Человечество все ещё не смогло отказаться от сжигания нефтепродуктов и сравнительно молодой, но достаточно обременяющей технологии традиционной добычи атомной энергии. Много хлопот доставляют отходы от использования радиационно-ядерных технологий, потому что методы обращения с такими отходами очень дорогостоящие и несовершенны. Несмотря на то, что наука постоянно идёт вперёд, радиоактивные отходы останутся проблемой человечества на столетия.

Теория

Для понимания сути технологии термоядерного синтеза, которая позволяет более экологически и экономно производить энергию, необходимо ознакомиться с некоторыми базовыми понятиями.

В состав ядра атома (в первом приближении) входят протоны и нейтроны (общее название нуклоны). Энергия связи у лёгких ядер увеличивается с повышением количества нуклонов, а у тяжёлых – уменьшается. При добавлении нуклонов в лёгкие ядра или при удалении нуклонов из тяжелых, разница в энергии связи высвободится как разность между затратами на протекание реакции и кинетической энергией освобождённых частиц. Кинетическая энергия элементарных частиц преобразуется в тепловое перемещение атомов. Из-за такого движения (с соударениями и торможением частиц), энергия проявится повышением температуры, а именно, нагревом среды, где проходит такая реакция.

При взаимодействии между собой атомов дейтерия и дейтерия с тритием образуется много высокоэнергетических нейтронов, которые активируют конструкционные элементы реактора. Реакции взаимодействия протия с бором и дейтерия с гелием являются безнейтронными, они не приводят к активированию материалов. Реакция взаимодействия дейтерия имеет недостаток: дейтерий реагирует сам с собой, выделяется умеренное нейтронное излучение. Реакция взаимодействия протия и бора привлекает тем, что в результате получим 3 альфа-частицы, которые могут напрямую подвергаться снятию энергии (они фактически являют собой направлено движущиеся заряды, т. е. ток). В общем, перспективные реакции уже открыты, но их использование для промышленного производства электроэнергии затруднительно.

Преимущества термоядерной энергетики

• Более экологически чистое производство электроэнергии. «Побочными» результатами термоядерной реакции являются такие элементы как гелий-4 (инертный газ, нетоксичен) и тритий, который можно применять в качестве топлива. Применение «вторичного трития» уменьшит топливную составляющую, а значит, энергия будет дешевле.
• Относительная доступность синтезирующих материалов (топлива). Дейтерий без трудностей можно добыть из морской воды. Литий достаточно распространенный элемент в земной коре. Имеется возможность воспроизведения трития в термоядерных реакторах. Для запуска и работы термоядерного реактора при D-Т синтезе нужны только три вышеперечисленных вещества.
• Термоядерные установки, по сравнению с энергообьектами, которые используют нефтепродукты и уголь, не вредят окружающей среде посредством выделения парниковых газов, или аэрозольных загрязняющих веществ.
• Термоядерный синтез не относится к цепным реакциям, из-за этого он подвержен более стабильному и простому контролю. Термоядерная установка, в отличие от термоядерной бомбы, не может взорваться из-за ошибок персонала или поломок оборудования. Из-за конструктивных особенностей термоядерной энергетической установки и небольшого количества используемого топлива взрыв ядра реактора невозможен.
• Более безопасное использование энергообъекта. Эксплуатация термоядерного реактора намного безопаснее атомного. При его повреждении расплавления активной зоны и выброса радиоактивных веществ не происходит, так как при эксплуатации реакцию термоядерного синтеза нужно подпитывать базовым топливом или энергией.

Недостатки термоядерной энергетики

• Активация конструкционных материалов. Несмотря на то, что в активной зоне установки при реакции D-Т синтеза не создаются радиоактивные элементы, излучаемые нейтроны с течением времени производят активацию оболочки реактора. Проблему можно частично решить применением материалов, которые менее чувствительны к радиационному воздействию. В процессе эксплуатации термоядерного реактора небольшое количество радиоактивного трития может быть выброшено в окружающую среду. Период его полураспада (время, за которое он утратит половину радиоактивности) –12 лет.
• Широкое распространение промышленных термоядерных реакторов не прогнозируется раньше середины 21-го века. Технология их использования требует множества доработок и усовершенствований.
• Отсутствие сформированного общественного мнения о безопасности реакторов с термоядерным синтезом. Отсутствуют наработки об особенностях использования таких реакторов в промышленном режиме, их эффектах, а также влияния на окружающую среду и человека.
• Стоимость создания и постройки термоядерных реакторов намного превышает стоимость обычного ядерного реактора деления.
• Необходимо применение дорогих материалов, которые имеют низкую чувствительность к радиации. Такие материалы, по сравнению с обычными, более стойки к радиоактивной активации из-за бомбардировки нейтронами. Например, со сталью, которая применяется при изготовлении корпусов реакторов.

Вывод

Термоядерная энергия не является абсолютно безопасной. Потребуется ещё несколько десятилетий, а может и столетий, для доведения термоядерных установок до параметров необходимой производительности и технической надёжности. Похоже, ближайшие годы человечество будет использовать реакторы на быстрых нейтронах, сжигая достаточно распространенный уран и торий. Даже при условии, что коммерческий результат будет через несколько сотен лет, работы над термоядерными реакторами нужно продолжать, потому что именно их разработка сможет дать новый толчок развитию человечества.

Похожие записи

plusiminusi.ru

На пути к термоядерной энергетике

Кристофер Ллуэллин-Смит,
профессор Оксфордского университета, председатель Совета ИТЭР, председатель Совета СЕЗАМа
(материалы к лекции, прочитанной 17 мая 2009 года в ФИАНе по приглашению фонда «Династия»)

–>

Ответы на вопросы после лекции
Текст лекции и видеозапись в оригинале (по-английски)

Вступительное слово Валерия Анатольевича Рубакова:

Сегодня у нас в гостях сэр Кристофер Ллевеллин-Смит. Разрешите мне сказать несколько слов о его биографии.

Вообще, Крис по своей научной специальности занимался и занимается физикой элементарных частиц, физикой высоких энергий, он автор многочисленных работ в этой области, ставших классическими работами. Это работы в области физики сильных взаимодействий, физики кварков, физики взаимодействий нейтрино с кварками, есть многочисленные хорошо известные работы и в области рассеяния частиц при высоких энергиях. Есть понятия в физике высоких энергий, которые носят имя Ллевелина-Смита — например, правило сумм Гросса—Ллевелина-Смита. Вот это его область научных интересов, до последнего времени была. А вообще-то, он закончил… он получил физическую степень в Оксфорде, в 1967 году.

Надо сказать, что первым местом работы Кристофера Ллевеллина-Смита был ФИАН, он здесь проработал хотя и не очень долго, но продуктивно, затем он был постдоком в ЦЕРНе, работал в SLAC’е — в Стэнфордском центре [линейного ускорителя], в Стэнфорде, в Соединенных Штатах, возвратился в Оксфорд в 1974 году, и с 1987 года по 1992 год он был председателем физики в Оксфорде (Chairman of Oxford Physics), и уже тогда его организационные способности проявились, он объединил пять — тогда — факультетов, которые занимались физикой, в единый мощный факультет. Сейчас это один из самых сильных факультетов по физике в мире.

С 1994-го по 1998 год он был генеральным директором ЦЕРНа, и то время, надо сказать, в ЦЕРНе (ну и сейчас тоже, конечно) тогда было очень интересным, тогда работал электрон-позитронный ускоритель LEP, самая мощная по тем временам машина, и очень информативная машина. В это время, как раз когда он был генеральным директором и под его, соответственно, руководством, происходила модернизация этого ускорителя, а в 1994 году, как раз в то время, когда он был генеральным директором ЦЕРНа, было принято окончательное решение о строительстве Большого адронного коллайдера — это машина, о которой мы все хорошо знаем, наслышаны и которая вводится в строй сейчас в ЦЕРНе.

С 1999-го по 2002 год он был президентом Юниверсити-Колледжа (University College) в Лондоне, а сейчас он председатель Консультативного комитета Евратома по термоядерному синтезу, а с 2007 года — председатель Совета ИТЭР и директор Калэмского отделения (Culham Division) Совета, или Агентства, Соединенного Королевства по атомной энергии, и это отделение отвечает как раз за термоядерную программу и работу токамака, который там существует, называемого «Объединенный европейский тор» (Joint European Torus, JET). Ну, кто такой токамак, вы, я думаю, еще услышите. Во всяком случае, в последнее время он занимается термоядерным синтезом.

В 1999 году Крис получил медаль и премию имени Глейзбрука (Glazebrook Medal) британского Института физики, с 1984 года он член Королевского общества — это аналог Академии наук в Великобритании. Ну и в 2001 году он был посвящен в рыцарское звание — теперь он сэр Кристофер Ллевеллин-Смит.

Вот такая богатая биография, очень интересный человек, мы все, конечно, приветствуем его и рады выслушать его лекцию.

Введение

На вопрос «Когда появится термоядерная энергетика?» Лев Арцимович (признанный пионер и лидер исследований в этой области) как-то ответил, что «она будет создана, когда станет действительно необходимой человечеству»¹. В связи с этим ответом я и хочу обсудить некоторые связанные с термоядерной энергетикой проблемы:

• почему она является необходимой вообще?
• когда возникла эта необходимость?
• когда термоядерная энергетика станет реальностью?

Энергетический вызов и потребность в термоядерной энергии

«Энергетический вызов» возник в результате сочетания трех следующих факторов:

1. Человечество сейчас потребляет огромное количество энергии.

В настоящее время потребление энергии в мире составляет около 15,7 тераватт (ТВт). Разделив эту величину на население планеты, мы получим примерно 2400 ватт на человека, что можно легко оценить и представить. Потребляемая каждым жителем Земли (включая детей) энергия соответствует круглосуточной работе 24 стоваттных электрических ламп. Однако потребление этой энергии по планете является очень неравномерным, так как оно очень велико в нескольких странах и ничтожно в других. Потребление (в пересчете на одного человека) равно 10,3 кВт в США (одно из рекордных значений), 6,3 кВт в Российской Федерации, 5,1 кВт в Великобритании и т. д., но, с другой стороны, оно равно лишь 0,21 кВт в Бангладеше (всего 2% от уровня энергопотребления в США!).

2. Мировое потребление энергии драматически возрастает.

По прогнозу Международного агентства по энергетике (2006 год) мировое потребление энергии к 2030 году должно увеличиться на 50%. Развитые страны, конечно, могли бы прекрасно обойтись без дополнительной энергии, однако этот рост необходим для того, чтобы избавить от нищеты население развивающихся стран, где 1,5 миллиарда человек испытывают острую нехватку электрической энергии.

3. В настоящее время 80% потребляемой миром энергии создается за счет сжигания ископаемых природных топлив (нефть, уголь и газ), использование которых:
а) потенциально несет опасность катастрофических экологических изменений;
б) неизбежно должно когда-нибудь закончиться.

В связи с этим, естественно, возникают следующие серьезные вопросы. Сколько времени еще может продлиться использования природных топлив, особенно с учетом возможных изменений климата планеты? Какие действия должны и можем мы предпринять за это время?

У жителей Саудовской Аравии популярна следующая шутка: «Мой отец ездил на верблюде. Я обзавелся автомобилем, а мой сын уже управляет самолетом. Но вот его сын вновь пересядет на верблюда». Очень похоже, что дела обстоят именно так, поскольку по всем серьезным прогнозам запасы нефти в мире закончатся, в основном, примерно через 50 лет. Даже на основании оценок Геологической службы США (этот прогноз значительно оптимистичнее остальных) рост мировой добычи нефти будет продолжаться не более 20 ближайших лет (другие специалисты предсказывают, что пик добычи будет достигнут уже через 5–10 лет), после чего объем добываемой нефти начнет уменьшаться со скоростью около 3% в год. Перспективы добычи природного газа выглядят ненамного лучше. Обычно говорят, что каменного угля нам хватит еще на 200 лет, но этот прогноз основан на сохранении существующего уровня добычи и расхода. Между тем, потребление угля сейчас возрастает на 4,5% в год, что сразу сокращает упомянутый период в 200 лет всего до 50 лет!

Из сказанного ясно, что уже сейчас мы должны готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего.

Говоря об изменении климата, стоит напомнить, что попадающий в атмосферу углекислый газ CO₂ сохраняется в ней столетиями, так что бороться против его воздействия надо начинать уже сегодня! Весьма вероятно, что человечество растратит последние остатки ископаемых топлив за ближайшее столетие, и поэтому единственным средством срочной борьбы с драматическим изменением климата могут стать методы, обозначаемые аббревиатурой CCS (Carbon Capture and Storage), основанные на улавливании производимого электростанциями и крупными заводами CO₂ и его дальнейшей изоляции. Понятно, что любая программа такого типа будет очень сложной и дорогостоящей.

Из реальных действий при подготовке к окончанию эпохи использования ископаемых топлив можно выделить следующие:

1. Существенное снижение уровня потребления энергии.

Этот путь подразумевает повышение эффективности уже существующих методов получения, передачи и использования энергии. Разумеется, внедрение таких улучшений режимов работы потребует начальных финансовых вложений, но они должны окупиться в дальней перспективе. Уже сейчас можно указать вполне доступные методики серьезного сбережения энергии (например, за счет повышения эффективности двигателей транспортных средств, рационализации методов строительства и т. п.). Лично я полагаю, что повышение эффективности использования энергии лишь незначительно сократит рост ее потребления в мировом масштабе, а реальное решение проблемы может быть найдено лишь на пути уменьшения огромного разрыва в уровне жизни населения развитых стран и стран третьего мира. Эти страны называют развивающимися, и в них миллионы людей отчаянно нуждаются хотя бы в некотором улучшении условий жизни (особую остроту проблеме придает тот факт, что население бедной части мира должно увеличиться к 2030 году примерно еще на 30%).

2. Развитие и расширение масштабов использования других источников энергии.

По грубым оценкам, в настоящее время доля разных источников в общемировом производстве энергии составляет»²:

• ископаемое топливо — 80%
• сжигание отходов и биомассы — 10%
• атомные электростанции — 5%
• гидростанции — 5%
• другие источники (ветер, солнечные батареи, геотермальные и морские установки и т. д.) — 0,5%.

Приводимые цифры наглядно показывают, что альтернативные источники энергии пока практически неспособны принципиально заменить огромное количество получаемой из ископаемого топлива энергии (13 ТВт), что объясняется следующими причинами.

По моим самым оптимистичным оценкам, максимальное количество энергии (в указанном тепловом эквиваленте), создаваемое перечисленными источниками, составляет всего 3 ТВт (ветер), 1 ТВт (гидростанции), 1 ТВт (биологические источники) и 100 ГВт (геотермальные и морские установки). Суммарное количество дополнительной энергии (даже в этом, самом оптимальном прогнозе) составляет лишь около 6 ТВт. При этом стоит отметить, что разработка новых источников энергии является очень сложной технической задачей, так что стоимость производимой ими энергии будет в любом случае выше, чем при привычном сжигании угля и т. п. Иными словами, наблюдается огромный разрыв между самыми радужными прогнозами возможностей новых источников (6 ТВт) и существующими потребностями (13 ТВт), которые, помимо всего прочего, имеют явную тенденцию к непрерывному росту. Представляется совершенно очевидным, что человечество должно искать какие-то иные источники энергии, в качестве которых в настоящее время реально можно рассматривать только Солнце и реакции термоядерного синтеза.

В принципе, потенциально наше Солнце представляет собой практически неистощимый источник энергии. Количество энергии, попадающей всего на 0,5% поверхности планеты эквивалентно 19 ТВт (даже при условии его преобразования с эффективностью всего 15%). Проблема заключается в нашем неумении улавливать и преобразовывать эту энергию, что связано как с высокой стоимостью солнечных батарей, так и с проблемами накопления, хранения и дальнейшей передачи получаемой энергии в требуемые регионы.

«Концентрация» солнечной энергии, осуществляемая параболическими зеркалами и гелиостатами, позволяет фокусировать солнечное излучение и производить тепло, однако при этом возникают сложные проблемы его сохранения (например, использование в качестве теплоносителя расплавленных солей осложняется из-за разности дневных/ночных температур и т. п.). Если ученым удастся создать вещества, позволяющие повысить рабочую температуру гелиостатов до требований «каталитического разложения» воды, то такие системы могли бы производить водород, что в значительной степени решило бы проблему накопления энергии. С другой стороны, уже созданы (и производятся коммерчески) фотогальванические элементы с эффективностью выше 15%, и хотя их стоимость пока остается высокой, они уже применяются как для электролитического производства водорода, так и в качестве источников тока.

В настоящее время на атомных электростанциях в широких масштабах получают энергию, выделяющуюся при реакциях деления атомных ядер. Я полагаю, что следует всячески поощрять создание и развитие таких станций, однако при этом необходимо учитывать, что запасы одного из важнейших для их работы материала (дешевого урана) также могут быть полностью израсходованы в течение ближайших 50 лет. Возможности основанной на делении ядер энергетики могут (и должны) быть существенно расширены за счет использования более эффективных энергетических циклов, позволяющих почти вдвое увеличить количество получаемой энергии. Для развития энергетики в этом направлении требуется создавать реакторы на тории (так называемые ториевые бридерные реакторы или реакторы-размножители), в которых при реакции возникает больше тория, чем исходного урана, в результате чего общее количество получаемой энергии при заданном количестве вещества возрастает в 40 раз. Перспективным представляется также создание плутониевых бридеров на быстрых нейтронах, которые значительно эффективнее урановых реакторов и позволяют получать в 60 раз больше энергии. Возможно, для развития этих направлений понадобится разработать новые, нестандартные методы получения урана (например, из морской воды, что представляется наиболее доступным).

Еще одним важным направлением развития является использование ядерного синтеза (слияния ядер), которое выступает сейчас в качестве основной надежды на спасения, хотя перспективы успеха в его использовании пока остаются неопределенными. Именно этой теме посвящена данная лекция.

Ядерный синтез

Ядерный синтез, являющийся основой существования Солнца и звезд, потенциально представляет собой неистощимый источник энергии для развития Вселенной вообще. Эксперименты, проводимые в Великобритании в рамках программы Joint European Torus (JET), являющейся одной из ведущих исследовательских программ в мире, показывают, что ядерный синтез может обеспечить не только текущие энергетические потребности человечества (16 ТВт), но и гораздо большее количество энергии.

Энергия ядерного синтеза является совершенно реальной, и основной вопрос состоит в том, сможем ли мы создать достаточно надежные и экономически выгодные термоядерные установки. Для ответа на этот важнейший вопрос я разобью его на части и попробую ответить на более частные вопросы. Что такое реакции ядерного синтеза вообще? Как будет выглядеть установка или станция термоядерного синтеза? В чем состоят сложности создания термоядерных энергетических установок? Почему создание таких установок затянулось на столь долгий срок?

Что такое ядерный синтез?

Процессами ядерного синтеза мы называем реакции слияния легких атомных ядер в более тяжелые с выделением некоторого количества энергии. Прежде всего, среди них следует отметить реакцию между двумя изотопами (дейтерий и тритий) весьма распространенного на Земле водорода, в результате которой образуется гелий и выделяется нейтрон. Реакция может быть записана в виде

D + T → ⁴He + n + энергия (17,6 MэВ)          (1)

Выделенная энергия (возникающая из-за того, что гелий-4 имеет очень сильные ядерные связи) переходит в обычную кинетическую энергию, распределяемую между нейтроном и ядром гелия-4 в пропорции 14,1 MэВ : 3,5 MэВ.³

Для инициирования (зажигания) реакции синтеза (1) необходимо нагреть газ из смеси дейтерия и трития до температуры выше 100 миллионов градусов Цельсия (ниже мы будем миллионов градусов Цельсия обозначать через M°C), что примерно в десять раз выше температуры в центре Солнца. Уже при температуре несколько тысяч градусов межатомные столкновения приводят к выбиванию электронов из атомов, в результате чего формируется смесь из разделенных атомов и электронов, известная под названием плазмы, в которой положительно заряженные и высокоскоростные дейтроны и тритоны (то есть ядра дейтерия и трития) испытывают сильное взаимное отталкивание.

Тем не менее высокая температура (и связанная с этим высокая скорость) заставляют эти ядра сталкиваться друг с другом. При температуре выше 100 M°C наиболее «энергетические» дейтроны и тритоны сближаются при столкновениях на столь близкие расстояния, что между ними начинают действовать мощные ядерные силы, заставляющие их сливаться друг с другом в единое целое.

Осуществление этого процесса в лаборатории связано с тремя очень сложными проблемами. Прежде всего, газовую смесь ядер D и T следует нагреть до температур выше 100 M°C, каким-то образом предотвращая его охлаждение и загрязнение (из-за реакций со стенками сосуда). Для решения этой задачи были придуманы «магнитные бутылки», получившие название «Токамак»⁴, которые предотвращают взаимодействие плазмы со стенками реактора. В описываемом методе плазма нагревается электрическим током внутри тора примерно до 3 M°C, что, однако, оказывается еще недостаточным для инициирования реакции. Для дополнительного нагрева плазмы в нее либо «вкачивают» энергию радиочастотным излучением (как в микроволновой печке), либо облучают пучками заряженных или нейтральных частиц с высокой энергией, которые при столкновениях передают свою энергию плазме. Кроме того, выделение тепла происходит за счет собственно термоядерных реакций (как будет рассказно ниже), в результате чего в достаточно большой установке должно происходить «зажигание» плазмы.

В настоящее время во Франции начинается строительство описываемого ниже международного экспериментального термоядерного реактора ITER (International Tokamak Experimental Reactor), который будет первым токамаком, способным «зажечь» плазму.

В наиболее передовых существующих установках типа токамак давно достигнуты температуры порядка 150 M°C, близкие к значениям, требуемым для работы термоядерной станции, однако реактор ITER должен стать первой крупномасштабной энергетической установкой, рассчитанной на длительную эксплуатацию. В дальнейшем необходимо будет существенно улучшить параметры ее работы, что потребует, в первую очередь, повышения давления в плазме, так как скорость слияния ядер при заданной температуре пропорциональна квадрату давления. Основная научная проблема при этом связана с тем, что при повышении давления в плазме возникают очень сложные и опасные неустойчивости, то есть нестабильные режимы работы.

Возникающие при реакции синтеза электрически заряженные ядра гелия удерживаются внутри «магнитной бутылки», где постепенно тормозятся за счет столкновений с другими частицами, причем выделяющаяся при столкновениях энергия помогает поддерживать высокую температуру плазменного шнура. Нейтральные (не имеющие электрического заряда) нейтроны покидают систему и передают свою энергию стенкам реактора, а отбираемое от стен тепло и является источником энергии для работы турбин, вырабатывающих электричество. Проблемы и сложности эксплуатации такой установки связаны, прежде всего, с тем, что мощный поток высокоэнергетических нейтронов и выделяющаяся энергия (в виде электромагнитного излучения и частиц плазмы) серьезно воздействуют на реактор и разрушают материалы, из которых он создан. Вторая основная проблема состоит в обеспечении высокой прочности конструкционных материалов реактора при длительной (в течение нескольких лет) бомбардировке нейтронами и под воздействием потока тепла.

Из-за этих проблем конструкция термоядерных установок является очень сложной; третья и, возможно, самая главная проблема состоит в обеспечении высокой надежности их работы. Проектирование и постройка термоядерных станций требуют от физиков и инженеров решения целого ряда разнообразных и очень сложных технологических задач.

Термоядерные электростанции

На рис. 1 представлена принципиальная схема (без соблюдения масштаба) устройства и принципа работы термоядерной электростанции. В центральной части располагается тороидальная (в форме бублика) камера объемом ~2000 м³, заполненная тритий-дейтериевой (T–D) плазмой, нагретой до температуры выше 100 M°C. Образующиеся при реакции синтеза (1) нейтроны покидают «магнитную бутылку» и попадают в показанную на рисунке оболочку с толщиной около 1 м.

Внутри оболочки нейтроны сталкиваются с атомами лития, в результате чего происходит реакция с образованием трития:

нейтрон + литий → гелий + тритий          (2).

Кроме этого в системе происходят и конкурирующие реакции (без образования трития), а также много реакций с выделением дополнительных нейтронов, которые затем также приводят к образованию трития (при этом выделение дополнительных нейтронов может быть существенно усилено, например, за счет введения в оболочку атомов бериллия и свинца). Общий вывод состоит в том, что в этой установке может (по крайней мере, теоретически) происходить реакция ядерного синтеза, при которой будет образовываться тритий. При этом количество образующегося трития должно не только обеспечивать потребности самой установки, но и быть даже несколько большим, что позволит обеспечивать тритием и новые установки. Именно эта концепция работы должна быть проверена и реализована на описываемом ниже реакторе ITER.

Кроме этого нейтроны должны разогревать оболочку в так называемых пилотных установках (в которых будут использоваться относительно «обычные» конструкционные материалы) примерно до температуры 400°C. В дальнейшем предполагается создать усовершенствованные установки с температурой нагрева оболочки выше 1000°C, что может быть достигнуто за счет использования новейших высокопрочных материалов (типа композитов из карбида кремния). Выделяющееся в оболочке тепло, как и в обычных станциях, отбирается первичным охлаждающим контуром с теплоносителем (содержащим, например, воду или гелий) и передается на вторичный контур, где и производится водяной пар, подающийся на турбины.

Зачем нам это надо?

Основное преимущество ядерного синтеза состоит в том, что в качестве топлива для него требуется лишь очень небольшое количество весьма распространенных в природе веществ (ряд других преимуществ будет рассмотрен ниже). Реакция ядерного синтеза в описываемых установках может приводить к выделению огромного количества энергии, в десять миллионов раз превышающего стандартное тепловыделение при обычных химических реакциях (типа сжигания ископаемого топлива). Для сравнения укажем, что количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 гигаВатт (ГВт) составляет 10 000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D+T.

Дейтерий является устойчивым изотопом водорода; примерно в одной из каждых 3350 молекул обычной воды один из атомов водорода замещен дейтерием (наследие, доставшееся нам от Большого Взрыва). Этот факт позволяет легко организовать достаточно дешевое получение необходимого количества дейтерия из воды. Более сложным является получение трития, который является нестабильным (период полураспада около 12 лет, вследствие чего его содержание в природе ничтожно), однако, как было показано выше, тритий будет возникать прямо внутри термоядерной установки в процессе работы, за счет реакции нейтронов с литием (2).

Таким образом, исходным топливом для термоядерного реактора являются литий и вода. Литий представляет собой обычный металл, широко используемый в бытовых приборах (в батарейках для мобильных телефонов и т. п.). Описанная выше установка, даже с учетом неидеальной эффективности, сможет производить 200 000 кВт/час электрической энергии, что эквивалентно энергии, содержащейся в 70 тоннах угля. Требуемое для этого количество лития содержится в одной батарейке для компьютера, а количество дейтерия — в 45 литрах воды. Указанная выше величина соответствует современному потреблению электроэнергии (в пересчете на одного человека) в странах ЕС за 30 лет. Сам факт, что столь ничтожное количество лития может обеспечить выработку такого количества электроэнергии (без выбросов CO₂ и без малейшего загрязнения атмосферы), является достаточно серьезным аргументом для быстрейшего и энергичного развития термоядерной энергетики (несмотря на все сложности и проблемы) и даже без стопроцентой уверенности в успехе таких исследований.

Дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет. Даже если запасы лития в горных породах иссякнут, мы можем добывать его из воды, где он содержится в достаточно высокой концентрации (в 100 раз превосходящей концентрацию урана), чтобы его добыча была экономически целесообразной.

Термоядерная энергетика не только обещает человечеству, в принципе, возможность производства огромного количества энергии в будущем (без выбросов CO₂ и без загрязнения атмосферы), но и обладает рядом других достоинств, перечисляемых ниже.

1. Высокая внутренняя безопасность.

Используемая в термоядерных установках плазма имеет очень низкую плотность (примерно в миллион раз ниже плотности атмосферы), вследствие чего рабочая среда установок никогда не будет содержать в себе энергии, достаточной для возникновения серьезных происшествий или аварий. Кроме того, загрузка «топливом» должна производиться непрерывно, что позволяет легко останавливать ее работу, не говоря уже о том, что в случае аварии и резкого изменения условий окружения термоядерное «пламя» должно просто погаснуть.

В чем состоят связанные с ядерной энергетикой опасности? Во-первых, стоит отметить, что хотя продукты синтеза (гелий и нейтроны) не являются радиоактивными, оболочка реактора при длительном нейтронном облучении может стать радиоактивной. Однако при подборе для оболочки материалов с заданными свойствами можно обеспечить распад радиоактивных продуктов с периодом полураспада порядка 10 лет, а полная замена всех компонент могла бы занять 100 лет. В случае полного отказа контура охлаждения радиоактивность стенок будет продолжать выделять тепло, но максимальная температура будет значительно ниже того значения, при котором установка расплавится.

Во-вторых, тритий является радиоактивным и имеет относительно небольшой период полураспада (12 лет). Но хотя объем используемой плазмы значителен, из-за ее низкой плотности там содержится лишь очень небольшое количество трития (общим весом примерно как десять почтовых марок). Поэтому, даже при самых тяжелых ситуациях и авариях (полное разрушение оболочки и выделение всего содержащегося в ней трития, например, при землетрясении и падении самолета на станцию), в окружающую среду поступит лишь незначительное количество топлива, что не потребует эвакуации населения из близлежащих населенных пунктов.

2. Стоимость энергии.

Ожидается, что так называемая «внутренняя» цена получаемой электроэнергии (стоимость самого производства) станет приемлемой, если будет составлять 75% от уже существующей на рынке цены. Эта проблема, однако, требует серьезного обсуждения, поэтому вопросы ценообразования рассматриваются ниже отдельно. «Приемлемость» в данном случае означает, что цена будет ниже цены энергии, получаемой с использованием старых, углеводородных топлив. «Внешняя» цена (побочные эффекты, воздействие на здоровье населения, климат, экологию и т. п.) будет по существу равной нулю.

Почему создание термоядерных установок столь затянулось?

Почему же столь важные и ценные установки, преимущества которых обсуждаются почти полстолетия, еще не созданы? Существуют три основные причины (рассматриваемые ниже), первую из которых можно назвать внешней или общественной, а две остальные — внутренними, то есть обусловленными законами и условиями развития самой термоядерной энергетики.

1. Долгое время считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений и действий, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не волновали общественность. В 1976 году Консультативный комитет по термоядерной энергии в Министерстве энергетики США попытался оценить сроки осуществления НИОКР и создания демонстрационной термоядерной энергетической установки при разных вариантах финансирования исследований. При этом обнаружилось, что объемы годичного финансирования исследований в данном направлении совершенно недостаточны, и при сохранении существующего уровня ассигнований создание термоядерных установок никогда не завершится успехом, поскольку выделяемые средства не соответствуют даже минимальному, критическому уровню.

2. Более серьезное препятствие на пути развития исследований в данной области состоит в том, что термоядерную установку обсуждаемого типа нельзя создать и продемонстрировать в малых размерах. Из представленных далее объяснений станет ясно, что для термоядерного синтеза необходимо не только магнитное удержание плазмы, но и достаточный ее нагрев. Отношение затрачиваемой и получаемой энергии возрастает, по меньшей мере, пропорционально квадрату линейных размеров установки, вследствие чего научно-технические возможности и преимущества термоядерных установок могут быть проверены и продемонстрированы лишь на достаточно крупных станциях, типа упоминавшегося реактора ITER. Общество просто не было готово к финансированию столь крупных проектов, пока не было достаточной уверенности в успехе.

3. Развитие термоядерной энергетики носило очень сложный характер, однако (несмотря на недостаточное финансирование и трудности выбора центров для создания установок JET и ITER) в последние годы наблюдается явный прогресс, хотя действующая станция еще не создана.

Прогресс в термоядерной энергетике

Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м³ была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (~100 м³). Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.

Три главных параметра, определяющие скорость реакции синтеза:

1. Температура плазмы T, которая, как указывалось выше, должна превышать 100 M°C.
2. Давление плазмы P. Скорость реакции примерно пропорциональна P².
3. «Время удержания энергии» τ_E, определяемое отношением:

τ_E = (энергия в плазме) / (мощность, требуемая для поддержания плазмы горячей)

Величина τ_E определяет, насколько успешно магнитное поле изолирует плазму от окружения. Очевидно, что более высоким значениям τ_E соответствует более высокая эффективность реактора и его способность производить энергию.

Оказывается, что выигрыш в энергии для данного реактора определяется «произведением слияния», то есть величиной P × τ_E. Если давление P измеряется в единицах атмосферы, а τ_E в секундах, то для термоядерной установки это произведение должно быть выше 10. На рис. 2 представлено последовательное «стремление к совершенству» в координатах Pτ_E и T, демонстрирующее параметры, полученные на разных устройствах типа токамак за время их развития. Рисунок показывает, как постепенно параметры установок приближаются к значениям, требуемым для создания реально работающей термоядерной энергетической установки.

Можно не сомневаться, что параметры создаваемого реактора ITER позволят достигнуть требуемой области значений, указанной вверху справа на рис. 2. Все его линейные параметры превосходят установку JET вдвое, вследствие чего энергия плазмы (при прочих равных условиях) должна теоретически возрасти в восемь раз. При этом поверхность, через которую происходит утечка энергии, увеличивается только в четыре раза, вследствие можно ожидать возрастания тепловыделения в два раза, что должно автоматически увеличивать время удерживания примерно в четыре раза. В действительности дело может обстоять даже еще лучше, поскольку (из-за большей напряженности магнитных полей) в реакторе ITER «магнитная бутылка» должна быть более «прочной», что позволит удерживать плазму при более высоких давлениях и еще больше повысить эффективность.⁵

Кроме этого, необходимо подчеркнуть, что за последние два десятилетия наблюдался и значительный прогресс в теоретическом понимании поведения плазмы. В этой области необходимо отметить два результата, имеющих особую важность в рассматриваемых задачах:

1. Была обнаружена способность горячей плазмы (предсказанная ранее в лаборатории Culham, Великобритания) к самогенерации собственного тока, что получило название «зашнуровки» плазмы. Например, можно ожидать, что примерно 80% от тока величиной 15 MA, необходимого для удержания плазмы в реакторе ITER, будет возникать на основе этого эффекта, в результате чего поддержание рабочего режима реактора потребует намного меньше энергии, а само управление его работой станет гораздо более простым.

2. В Институте физики плазмы в Гархинге (Garching, Германия) в экспериментах по термоядерному слиянию наблюдался режим «высокого удержания», позволяющий значительно повысить давление в системе (то есть увеличить эффективность работы установки) при некоторых зн

elementy.ru

Евгений Велихов расценил перспективы термоядерной энергетики как “далёкое будущее”

Обеспечение всеобщего доступа к современным источникам энергии и повышение вдвое уровня энергетической эффективности к 2030 году. Эти задачи содержит инициатива ООН «Устойчивая энергетика для всех». Международный термоядерный реактор ИТЭР – один из масштабных инновационных проектов, который может помочь в их осуществлении. Реактор будет способен вырабатывать семь миллиардов киловатт-часов энергии в год.

В проекте помимо Франции, на территории которой идет строительство, участвуют Россия, Индия, Япония, Китай, Южная Корея и США, а также Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ).

Почетный секретарь Общественной палаты России и президент Научно-исследовательского центра «Курчатовский институт» Евгений Велихов сравнивает ИТЭР с Солнцем.

О перспективах мировой энергетики в свете строительства Международного термоядерного реактора он рассказал в интервью Наргис Шекинской.

ЕВ: В ближайшее время основными источниками энергии будут оставаться нефть и газ. Определенную нишу занимает атомная энергия, конечно.

Но если мы будем говорить о перспективах, то надо смотреть каков главный источник энергии у человечества. А главный источник – это Солнце. Вся энергия приходит к нам от Солнца: либо это прямая солнечная энергия, либо это накопленная энергия.

Солнце – это огромный термоядерный реактор, но он находится далеко и у него свои особенности. На земле 98 процентов энергии накоплено в трех элементах – это уран-238, торий и дейтерий. Дейтерий можно использовать в термоядерных установках, но для этого его надо нагреть до температуры порядка 100-150 миллионов градусов.

Сам по себе уран и торий не горят, им нужны еще дополнительные нейтроны. Это и есть основная задача, которой я занимаюсь – так называемые гибридные реакторы.

Первый в мире экспериментальный термоядерный реактор мы строим вместе с семью нашими партнерами. Всего в этом проекте участвуют порядка 27 стран. Речь идет о проекте международного атомного реактора ИТЭР.

НШ: Насколько такой реактор безопасен для населения?

ЕВ: При температуре 100-150 миллионов градусов, если у вас появляется малейшая неполадка, то в реакцию попадает вещество или грязь со стенок, и эта реакция немедленно, в течение тысячной доли секунды прекращается. Поэтому с этой точки зрения все безопасно.

Но на самом деле чистый термоядерный реактор – это пока далекое будущее, а мы работаем над гибридным реактором. Идея заключается в том, чтобы использовать нейтроны для превращения тория в уран-232. Это на сегодняшний день наиболее чистая и безопасная схема. В наших проектах учтены все те неприятности, которые мы пережили – и Чернобыльская катастрофа, и авария по типу «Фукусимы».

Международный термоядерный реактор мы проектировали и создавали на основе российской идеи Токамака (установка для управляемого термоядерного синтеза, НШ.), но он строится в Провансе, Франция.

В ноябре этого года мы должны утвердить окончательные сроки завершения строительства. Дело в том, что наши французские партнеры работают в одну смену. Мы привыкли над такими проектами трудиться по 24 часа в сутки семь дней в неделю. Вот тогда это получается в десять раз быстрее.

НШ: С французским образом жизни, поскольку это на их территории, примерно, когда может быть такой реактор запущен?

ЕВ: Примерно где-то в районе 2020 года. Если говорить об энергетике в целом, есть ближайшая перспектива, а есть перспектива неизбежная, к которой все равно придет все человечество.

Если рассчитывать примерно на десяток миллиардов человек, которые будут иметь такое же потребление энергии на душу населения, какое сегодня мы наблюдаем в развитых странах, в первую очередь в США и Европе, то энергии потребуется очень много. И эта энергия должна укладываться в определенную сумму.

Есть такая формула: на энергетические потребности человечество может тратить примерно 10 процентов ВВП. Если страна тратит больше 10 процентов, там начинается кризис.

НШ: Как в ООН относятся к этому проекту?

ЕВ: Это проект делается в рамках ООН. Вообще-то это проект межправительственный, но осуществляется под эгидой Атомного агентства ООН – МАГАТЭ.

www.atomic-energy.ru

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).

www.popmech.ru

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.

www.svoboda.org