Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает
~ 71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции. Ядерные силы и реакции. Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~ 10 13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть «грубой» силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития
Li . С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер протона ( p ), дейтрона ( d ) и тритона ( t ), соответствующих изотопам водорода протию 1 H , дейтерию 2 H и тритию 3 H , а также «легкого» изотопа гелия 3 He и двух изотопов лития 6 Li и 7 Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n нейтрон, g гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км / с. См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ. Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 числа протонов во взаимодействующих ядрах, W энергия их относительного сближения, а K постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10
24 см 2 ). Сечение реакции это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~ 5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.
Термоядерные топлива. Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (
DT -смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t . Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два . Принцип действия термоядерного реактора. Реакция слияния легких ядер, цель которой получение полезной энергии называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях. Временн е и температурные условия. Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива). В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k численный коэффициент, n плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t . Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3 ) выражается следующим образом:
где
f(T
)
коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава,
R
энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности
P 2 > P
1
примет вид
или
Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть «число Лоусона» зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10
16
с
/
см
3
, а для равнокомпонентной
DT
-смеси 2
Ч
10 14
с
/
см
3
. Таким образом,
DT
-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.
В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие
n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму. Магнитное удержание плазмы. Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением Если принять P равным 100 Вт / см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер / см 3 , а соответствующее давление nT примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К
В этом случае при
P =
100 Вт
/
см
3 , n
»
3
Ч
10 15
ядер
/
см
3
и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.
Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
Плазма. При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром ). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10
8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.
На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.
Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.
Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией. Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.
Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов токамака и пинча с обращенным магнитным полем. Открытые магнитные конфигурации. В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют «бочку», в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд. См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА. Инерциальное удержание. Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~ 10 12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 12 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10
6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени. УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля
B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете
(США) Л.Спитцером с сотрудниками. Токамак. Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q ) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.
Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке
JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».Большие токамаки созданы также в США
TFTR , в России T15 и в Японии JT60 . Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК. Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q , хорошо защищена от наиболее грубых крупноразмерных магнитогидродинамических неустойчивостей. От более мелких, локальных неустойчивостей ее в значительной мере защищает т.н. «магнитный шир» изменение направления силовых линий суммарного магнитного поля при движении по радиусу шнура. Эксперименты на установке «Зета» в Англии показали, что в плазме может спонтанно возникать обращенная конфигурация поля, и когда это происходит, плазма сильнее нагревается и проявляет повышенную устойчивость.Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина
b ) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля. Стелларатор. В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.
Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе
« Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5 Ч 10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля
~ 50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология. Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый «бланкет», где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью. См. также АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА; ТЕПЛООБМЕННИК. Перспективы термоядерных исследований. Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект « Ариес » (США).Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ.
ЛИТЕРАТУРА Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции . М., 1963Тепловые и атомные электрические станции (кн. 1, разд. 6; кн. 3, разд. 8). М., 1989
«Мы сказали, что поместим Солнце в коробку. Идея прекрасна. Но проблема в том, что мы не знаем, как создать эту коробку» - Пьер Жиль де Жен, лауреат нобелевской премии по физике 1991 года.
В то время, как тяжёлых элементов, требующихся для ядерных реакций на Земле и в целом в космосе довольно мало, лёгких элементов для термоядерных реакций очень много как на Земле, так и в космосе. Поэтому идея использовать термоядерную энергию во благо человечества пришла практически сразу с пониманием процессов, лежащих в её основе – это сулило поистине безграничные возможности, так как запасов термоядерного топлива на Земле должно было хватить на десятки тысяч лет вперёд.
Уже в 1951 году появились два основных направления развития термоядерных реакторов: Андреем Сахаровым и Игорем Таммом была разработана архитектура токамака в котором рабочая камера представляла из себя тор, в то время как Лайманом Спитцером была предложена архитектура более замысловатой конструкции по форме более всего напоминающая лист Мёбиуса перевёрнутый не один, а несколько раз.
Простота принципиальной конструкции токамака позволила длительное время развивать это направление за счёт повышения характеристик обычных и сверхпроводящих магнитов, а также путём постепенного увеличения размеров реактора. Но с повышением параметров плазмы постепенно стали также проявляться и проблемы с её нестабильным поведением, которые тормозили процесс.
Сложность конструкции стеллатора и вовсе привела к тому что после первых экспериментов в 50-х годах развитие этого направления на долгое время остановилось. Новое дыхание оно получило совсем недавно с появлением современных систем автоматизированного проектирования, которые позволили спроектировать стеллатор Wendelstein 7-X с необходимыми для его работы параметрами и точностью конструкции.
Физика процесса и проблемы в его реализации
Атомы железа имеют максимальную энергию связи на нуклон – то есть показатель энергии которую нужно затратить чтобы разделить атом на его составляющие нейтроны и протоны, делённый на их общее количество. Все атомы с меньшей и большей массой имеют этот показатель ниже железа:
При этом в термоядерных реакциях слияния лёгких атомов вплоть до железа выделяется энергия, а масса образующегося атома становится слегка меньше суммы масс исходных атомов на величину, соотносящуюся с выделяемой энергией по формуле E=mc² (так называемый дефект массы). Таким же образом выделяется энергия при ядерных реакциях деления атомов тяжелее железа.
При реакциях слияния атомов выделяется огромная энергия, но для того чтобы извлечь эту энергию нам в начале необходимо приложить определённое усилие для преодоления сил отталкивания между атомными ядрами которые являются положительно заряженными (преодолеть кулоновский барьер). После того как нам удалось сблизить пару атомов на необходимое расстояние в действие вступает сильное ядерное взаимодействие, которое связывает нейтроны и протоны. Для каждого вида топлива кулоновский барьер для начала реакции отличается также, как и отличается оптимальная температура реакции:
При этом первые термоядерные реакции атомов начинают фиксироваться задолго до достижения средней температурой вещества этого барьера благодаря тому, что кинетическая энергия атомов подвержена распределению Максвелла:
Но реакция при относительно низкой температуре (порядка нескольких млн °C) идёт крайне медленно. Так скажем в центре температура достигает 14 млн °C, но удельная мощность термоядерной реакции в таких условиях составляет только 276,5 Вт/м³, а для полного расходования своего топлива Солнцу требуются несколько млрд лет. Такие условия являются неприемлемыми для термоядерного реактора, так как при таком низком уровне выделения энергии мы неизбежно будем затрачивать на нагрев и сжатие термоядерного топлива больше, чем будем получать от реакции взамен.
По мере роста температуры топлива всё большая доля атомов начинает обладать энергией, превышающий кулоновский барьер и эффективность реакции растёт, достигая своего пика. С дальнейшим повышением температуры скорость реакции снова начинает падать уже за счёт того, что кинетическая энергия атомов становится слишком большой и они «проскакивают» мима друг друга не в состоянии удержаться сильным ядерным взаимодействием.
Таким образом решение как получить энергию из управляемой термоядерной реакции было получено довольно быстро, но вот реализация этой задачи затянулась на полвека и так ещё до конца и не закончена. Причина этого кроется в поистине безумных условиях, в которые оказалось необходимо поместить термоядерное топливо – для положительного выхода от реакции его температура должна была составлять несколько десятков млн °C.
Такую температуру физически не могли выдержать никакие стенки, но эта проблема почти сразу привела и к её решению: так как разогретое до таких температур вещество является горячей плазмой (полностью ионизованным газом) которое заряжено положительно, то решение оказалось лежащим на поверхности – нам просто надо было поместить такую разогретую плазму в сильное магнитное поле, которое будет удерживать термоядерное топливо на безопасном расстоянии от стенок.
Прогресс на пути его реализации
Исследования по данной теме идут в нескольких направлениях сразу:
- с помощью использования сверхпроводящих магнитов учёные стараются сократить энергию, затрачиваемую на зажигание и поддержание реакции;
- с помощью новых поколений сверхпроводников повышается индукция магнитного поля внутри реактора, которая позволяет удерживать плазму с более высокими показателями плотности и температуры, что увеличивает удельную мощность реакторов на единицу их объёма;
- исследования в области горячей плазмы и успехи в сфере вычислительной техники позволяют лучше контролировать потоки плазмы, тем самым приближая термоядерные реакторы к их теоретическим пределам эффективности;
- прогресс в предыдущей области также позволяет дольше удерживать плазму в стабильном состоянии, что увеличивает эффективность реактора за счёт того, что нам не надо так часто разогревать плазму вновь.
Не смотря на все трудности и проблемы, лежавшие на пути к управляемой термоядерной реакции, эта история уже приближается к своему финалу. В энергетике принято использовать показатель EROEI – energy return on energy investment (соотношение затраченной энергии при производстве топлива к тому объёму энергии, который мы из него получаем в итоге) для расчёта эффективности топлива. И в то время как EROEI угля продолжает расти, то этот показатель у нефти и газа достиг своего пика в середине прошлого века и теперь неуклонно падает за счёт того, что новые месторождения этих топлив находятся во всё в более труднодоступных местах и на всё больших глубинах:
При этом наращивать производство угля мы также не можем по той причине, что получение энергии из него является очень грязным процессом и буквально уносит жизни людей прямо сейчас от различных заболеваний лёгких. Так или иначе мы сейчас стоим на пороге заката эры ископаемых топлив – и это не происки экологов, а банальные экономические расчёты при взгляде в будущее. При этом EROI у экспериментальных термоядерных реакторов, появившихся также в середине прошлого века, неуклонно росли и в 2007 году достигли психологического барьера в единицу – то есть в этом году человечеству впервые удалось получить посредством термоядерной реакции больше энергии, чем затратить на её осуществление. И несмотря на то что на реализацию реактора , эксперименты с ним и производство уже первой демонстрационной термоядерной электростанции DEMO на основе полученного при реализации ITER опыта потребуется ещё много времени. Уже нет никаких сомнений в том, что за такими реакторами находится наше будущее.
|
Ученые впервые в ходе управляемой реакции термоядерного синтеза получили на 1% больше энергии, чем было затрачено на ее инициацию. Это важное достижение на пути к овладению технологией, которая решит энергетические проблемы человечества. С помощью набора самых мощных лазеров NIF (National Ignition Facility) американской Ливерморской национальной лаборатории, ученые впервые получили от управляемой реакции термоядерного синтеза чуть больше энергии, чем было поглощено топливом. По словам ученых, это важная символическая веха, которая укрепляет веру в то, что человечеству удастся овладеть практически неисчерпаемым источником энергии.Разумеется, до конечной цели еще далеко: зажигание и поддержание стабильной реакции, выдающей огромное количество энергии, пока остается отдаленной перспективой. Тем не менее, руководитель проекта по изучению высокоэнергетических рентгеновских импульсов в Sandia National Laboratory Марк Херрманн отметил, что это важный шаг на пути к зажиганию продуктивной реакции. Управление термоядерной реакцией оказалось чрезвычайно трудным делом. Проблема в том, что необходимо управлять чрезвычайно сложным рабочим телом: плазмой, нагретой до температуры в миллионы градусов. Ученые из разных стран исследуют различные способы поддержания термоядерной реакции, например опытная установка ITER, строящаяся на юге Франции, будет удерживать плазму магнитными полями внутри реактора тороидальной формы. В ходе обычной ядерной реакции энергия выделяется в результате ядерного распада очень тяжелых атомных ядер, например, урана. При термоядерном синтезе, энергию образуется в результате слияния легких ядер, например водорода. Во время такой реакции крошечная часть массы отдельных атомных ядер водорода превращается в энергию. Именно термоядерный синтез питает звезды, в том числе и наше Солнце. Мишень с хольраумом, готовая к "обстрелу" лазерами Для зажигания термоядерной реакции необходимо применить значительное количество энергии, чтобы преодолеть силу электростатического отталкивания атомных ядер и сблизить их друг с другом. В NIF эта энергия обеспечивается воздействием 192 мощных лазеров, которые облучают золотой цилиндрический топливный контейнер размером с горошину. Этот контейнер, названный хольраум, содержит песчинку топлива: тончайший слой из дейтерия и трития. Хольраум поглощает энергию лазеров и повторно излучает ее в виде рентгеновских лучей, часть которых поглощается капсулой топлива. При этом внешний пластиковый корпус хольраума взрывается, и сила взрыва сжимает легкие атомные ядра до такой степени, что этого достаточно для запуска термоядерного синтеза.
Геометрия хольраума с капсулой внутри. Это модель топливной ячеки для будущих термоядерных реакторов К сожалению, до сих пор большая часть энергии лазеров поглощалась хольраумом, а не пластиковой оболочкой, что приводило к ее неравномерному и менее интенсивному испарению. В итоге хольраум поглощал слишком много энергии - гораздо больше, чем давала термоядерная реакция на выходе. Чтобы решить эту проблему, ученые перенастроили лазер, чтобы доставить больше энергии в начале импульса. Это приводит к более интенсивному нагреванию хольраума и "разбуханию", пластиковой оболочки. В результате пластиковая оболочка становится менее склонной к неравномерному испарению и меньше нарушает течение термоядерного синтеза. В результате исследователи смогли достичь положительного выхода энергии на уровне 1,2-1,9 от затраченной, причем большая часть произведенной энергии была получена в ходе самонагревания топлива излучением, что является важным условием поддержания стабильной управляемой реакции синтеза. Ранее ни в одной лаборатории не удавалось достичь подобного результата. Несмотря на то, что положительный выход энергии составил лишь на 1% больше затраченной на зажигание синтеза, – это большой успех. |
|
А что же это за "хольраум" такой?
Золотой хольраум лазерного термояда
Национальный комплекс лазерных термоядерных реакций (National Ignition Facility, NIF) в Соединённых Штатах называют лазерным термоядом двойного назначения. Он призван помочь американским вооружённым силам поддерживать в боеспособном состоянии свои ядерные арсеналы в условиях моратория на ядерные испытания, и он же предлагает прорывные открытия, способные обеспечить цивилизацию морем чистой и дешёвой энергии.
Если верить прессе, то дела на NIF разворачиваются как нельзя удачно. Но у аудиторов главной бухгалтерской службы США (GAO, аналог российской Счётной палаты) есть в этом сомнения, которым они поделились с конгрессом в докладе за номером GAO-10-488.
NIF, NIC и NNSA
В марте 2009 года национальное управление США по ядерной безопасности (NNSA) завершило строительство NIF - проекта стоимостью 3,5 миллиарда долларов в национальной лаборатории Лоуренс Ливермор. В смету входят 2,2 миллиарда долларов, затраченных на собственно строительство, и 1,3 миллиарда долларов, ушедших на сборку и монтаж 192 лазеров и связанного оборудования.
Управление планирует создавать в NIF экстремально высокие давления и температуры, характерные для ядерных взрывов. Если всё пройдёт удачно, то новая установка позволит американцам исследовать характеристики ядерных взрывных устройств без их испытаний, запрещённых условиями принятого в США в 1992 году моратория.
NNSA по праву называет лазерный термояд "критическим компонентом" крупномасштабной программы по поддержанию боеготовности американских ядерных арсеналов. Военные задачи станут для NIF первоочередным приоритетом, но военное управление готово предоставлять мощности установки и для гражданских исследователей.
За проектирование и строительство NIF непосредственно отвечает национальная лаборатория Лоуренс Ливермор. Первые теоретические исследования, имеющие целью подготовку к появлению NIF, датируются мартом 1997 года. В 2005 году управление NNSA, выполняя директивы конгресса, создало компанию NIC (National Ignition Campaign) и поручило ей курировать управленческие вопросы по проекту. Кроме этого, для стороннего контроля за проектом приглашаются независимые эксперты и экспертные группы.
Лазеры и хольраум
Технология, используемая в NIF, может быть названа "лазерной термоядерной реакцией". В американской литературе за ней закрепился термин "ignition". После того, как всё будет готово, операторы NIF должны одновременно сконцентрировать пучки 192 лазеров на мишенях с размерами меньше 10-центовой монеты. Общая энергия пучков составит 1,8 МДж.
За один рабочий цикл продолжительностью порядка одной миллионной доли секунды, пучки должны пройти сквозь ряд оптических умножителей, после чего сфокусироваться на микроскопической мишени. Последняя будет располагаться внутри сферической камеры высотой 10 метров.
Схема установки NIF - рисунок аудиторов GAO.
Сама по себе мишень, в свою очередь, представляет собой полый золотой цилиндр. Его называют немецким словом "хольраум" (hohlraum) - это полость, чьи стенки пребывают в радиационном равновесии с полостью. В хольрауме, как в матрёшке, скрывается топливная капсула размером с перчинку. Она состоит из замороженного слоя дейтерия и трития, окружающего охлаждённую газообразную смесь этих же изотопов.
Лазеры установки NIF должны в ходе работы быстро нагревать внутренние стенки хольраума, которые будут конвертировать энергию лазера в рентгеновское излучение. В свою очередь, рентгеновские лучи должны быстро нагревать внешнюю поверхность топливной капсулы. При должном нагреве капсула должна схлопнуться с силой, сравнимой с возникающими при запуске ракеты, то есть должен произойти направленный внутрь взрыв (имплозия) дейтерий-тритиевого слоя.
Если имплозия пройдёт симметрично и с желаемой скоростью, то атомы дейтерия и трития будут принуждены к вступлению в реакцию синтеза длительностью 10 триллионных долей секунды. Температуры, которые будут создаваться в топливной капсуле, ожидаются порядка 100 миллионов градусов - то есть, в капсуле окажется горячее, чем в центре Солнца.
Схема переноса энергии в хольрауме - рисунок аудиторов GAO.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра в полном масштабе.
Предварительные испытания в обоснование процессов, заложенных в установке NIF, проходили в лаборатории лазерной энергетики университета Рочестера (Нью-Йорк). Лазерные системы OMEGA и OMEGA EP, действующие в лаборатории, играют на сегодняшний день роль рабочей лошадки для всех исследований, проводимых в NNSA по направлению лазерного термояда. До создания NIF, им принадлежал мировой рекорд по энергии лазерного пучка.
Мишени, хольраумы и другое связанное оборудование для NIF поставляет калифорнийская компания "General Atomics". Национальная лаборатория Лос-Аламоса отвечает за системы диагностики, а Сандийская лаборатория - за проведение вспомогательных исследований на установке "Z Machine", способной преобразовывать электромагнитное излучение в рентгеновское.
Технические проблемы
Приведёт ли создание NIF к успеху и смогут ли американские учёные зажечь термоядерную реакцию при помощи лазеров? Аудиторы GAO сухо напоминают о выводах независимой группы JASON, в которых перечислены стоящие перед разработчиками NIF технические проблемы.
Одна из главных задач - необходимо минимизировать потери лазерного излучения, то есть, существенно понизить долю энергии, которая пройдёт мимо хольраума или отразится от его стенок. Если отражение грозит простой потерей энергии, то каждый промахнувшийся пучок будет отрицательно влиять на симметричность сжатия топливной капсулы, ставя, тем самым, под сомнение факт инициации термоядерной реакции.
Даже самое точное нацеливание лазерного пучка не гарантирует полного успеха. Под воздействием лазерного излучения внутри хольраума стартует процесс ионизации, и образующийся заряженный газ вмешается в процессы передачи энергии. Говоря кратко, в результате взаимодействия ионизированных частиц и лазерных пучков часть прибывшей в хольраум энергии будет выведена обратно за его пределы.
Учёные называют такой процесс "нестабильностью типа лазер-плазма"(laser-plasma instability) . Помимо потери энергии, он приводит также к нежелательной интерференции между лазерными пучками, что будет плохо сказываться на симметричности имплозии.
Вторая важнейшая проблема NIF связана со скоростью имплозии. Чтобы возбудить термоядерную реакцию, топливную капсулу следует сжать в 40 тысяч раз по сравнению с её исходным размером. При этом капсула обязана сохранять сферическую форму. Более того, имплозия должна происходить с заданной скоростью, иначе не получится создать давления, необходимые для начала синтеза лёгких ядер.
Если поверхность топливной капсулы не будет достаточно гладкой, или если рентгеновские лучи будут падать на капсулу неравномерно, то на капсуле начнут образовываться пальчикообразные выступы. Как показывают результаты расчётов по математическим моделям, образование выступов станет следствием гидродинамических нестабильностей, возникающих при контакте материалов с различными плотностями. Если выступов окажется слишком много, то термоядерная реакция не пойдёт, так как за счёт выступов будет снижаться температура внутри капсулы.
Пальчикообразные выступы на поверхности топливной капсулы - рисунок аудиторов GAO.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра в полном масштабе.
Кроме двух названных проблем, создатели NIF сталкиваются и с более традиционными, но от этого не менее серьёзными сложностями. Так, им нужно обеспечить надёжный контроль за состоянием оптики, которая, разумеется, будет со временем повреждаться проходящими через неё лазерными пучками.
Вначале таких повреждений будет мало, но со временем их количество начнёт расти, и если общий процент повреждений перевалит за определённый предел, то эксплуатация NIF на номинальных параметрах окажется невозможной.
К чести создателей NIF, они не устраняются от проблем. Был полностью переделан проект хольраума, и его новая конструкция обещает минимизировать потери лазерной энергии. Из его проекта были убраны покрытия точек входа лазерных пучков, как только оказалось, что благая на первый взгляд идея особым образом обустроить места попадания лучей в мишень ведёт к резкому росту нестабильностей "лазер-плазма".
После долгих поисков учёные остановились на гелии как материале, заполняющем хольраум. В исходном проекте предполагалось использовать смесь водорода и гелия. Эти и другие модификации прошли проверку боем в ходе первых экспериментов на NIF, выполнявшихся в 2009 году. Полученные результаты признаны удовлетворительными, и есть надежды избежать нестабильностей при работе на номинальной мощности.
Понимание процессов имплозии должно улучшиться после завершения серии компьютерных расчётов в двух- и трёхмерных моделях. Кроме этого, гидродинамическая нестабильность активно изучается на уже упоминавшемся комплексе OMEGA. Персонал NIF надеется также, что сумеет обеспечить контроль за состоянием оптики.
Работа NIF при суммарной энергии лазерных пучков 1,8 МДж отодвинута на 2011 год. До конца 2010 года установка будет трудиться с энергиями 1,2-1,3 МДж. По утверждению специалистов, при энергии 1,2 МДж потери энергии за счёт нестабильностей не превысили в первых экспериментах величины 6%, при том, что проект допускает 15%-ные потери.
Первые включения привели и к первым потерям в оптике. В марте 2009 года часть пучков была неожиданно отражена по дороге к мишени. "Удачный" залп в сочетании с погрешностью конструкции вывел из строя 4% от общего количества имеющихся в системе зеркал. К большой удаче, "расстрел" произошёл при низких энергиях пучков, в противном случае последствия могли оказаться ещё более худшими.
Установка NIF шаг за шагом продвигается к номиналу. Последние по времени результаты, полученные в экспериментах декабря 2009 года, получены при энергии лазеров 1,2 МДж.
Независимые эксперты призывают к осторожности. Они предсказывают, что NIF обязательно столкнётся с новыми технологическими и физическими проблемами, которые на данном этапе невозможно даже предсказать. А аудиторы GAO задаются вопросом - реален ли текущий график, согласно которому первая лазерная термоядерная реакция произойдёт в 2012 году?
