Как сделать термоядерную реакцию
Добавил пользователь Евгений Кузнецов Обновлено: 04.10.2024
ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ, термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез – это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ; АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
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.
| РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА |
| d + d ® 3 He + n + 3,25 МэВ *) d + d ® t + p + 4,0 МэВ *) t + d ® 4 He + n + 17,6 МэВ **) 3 He + d ® 4 He + p + 18,3 МэВ **) 6 Li + d ® 2 4 He + 22,4 МэВ 7 Li + p ® 2 4 He + g + 17,3 МэВ |
| *) Эти две реакции примерно равновероятны. **) Изотопы 3 H и 3 He практически отсутствуют в природе, их можно получить искусственно. |
Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается.
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 (T1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t.
Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора.
Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
Временне и температурные условия.
Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).
В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P1 = knT, где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3 ), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3 ) выражается следующим образом:
где f(T) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид
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
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.
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.
Открытые магнитные конфигурации.
Инерциальное удержание.
Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.
Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.
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.
Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.
Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК.
Пинч с обращенным полем (ПОП).
Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ~ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.
Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.
При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология.
Перспективы термоядерных исследований.
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.
Больше полувека ученые пытаются построить на Земле машину , в которой , как в недрах звезд , идет термоядерная реакция. Технология управляемого термоядерного синтеза обещает человечеству практически неисчерпаемый источник чистой энергии. Советские ученые стояли у истоков этой технологии — и сейчас Россия помогает строить крупнейший термоядерный реактор в мире.
Части ядра атома удерживает вместе колоссальная сила. Высвободить ее можно двумя способами. Способ первый — использовать энергию деления больших тяжелых ядер из самого дальнего конца периодической таблицы: урана, плутония. На всех атомных электростанциях Земли источник энергии — это именно распад тяжелых ядер.
Но есть и второй способ высвободить энергию атома: не делить, а, наоборот, соединять ядра. Сливаясь, некоторые из них выделяют даже больше энергии, чем делящиеся ядра урана. Чем легче ядра, тем больше энергии выделится при слиянии (как еще говорят, синтезе), поэтому самый эффективный способ получить энергию ядерного синтеза — заставить сливаться ядра самого легкого элемента — водорода — и его изотопов.
Ручная звезда: сплошные плюсы
Во-первых, топливом для него служит самый обыкновенный водород, запасов которого на Земле хватит на многие тысячи лет. Даже с учетом того, что для реакции нужен не самый распространенный изотоп, дейтерий, стакана воды хватит на то, чтобы неделю снабжать электричеством небольшой городок. Во‑вторых, в отличие от горения углеводородов, реакция ядерного синтеза не дает токсичных продуктов — только нейтральный газ гелий.
Плюсы термоядерной энергии
Почти неограниченные запасы топлива. В термоядерном реакторе топливом работают изотопы водорода — дейтерий и тритий; можно также использовать изотоп гелий-3. Дейтерия много в морской воде — получать его можно обычным электролизом, и запасов его в Мировом океане хватит примерно на 300 млн лет при текущей потребности человечества в энергии.
Трития в природе гораздо меньше, его нарабатывают искусственно в ядерных реакторах — но и нужно его для термоядерной реакции совсем немного. Гелия-3 на Земле почти нет, зато много в лунном грунте. Если когда-нибудь у нас появится термоядерная энергетика, вероятно, за топливом для нее можно будет летать на Луну.
Никаких взрывов. На то, чтобы создать и поддерживать термоядерную реакцию, тратится очень много энергии. Как только подача энергии прекращается, реакция останавливается, а разогретая до сотен миллионов градусов плазма перестает существовать. Поэтому термоядерный реактор сложнее включить, чем выключить.
Никаких утечек топлива. Риск утечки топлива существует всегда, но для термоядерного реактора топлива нужно так мало, что даже полная утечка ничем не грозит окружающей среде. Для пуска ITER, например, потребуется всего около 3 кг трития и чуть больше дейтерия. Даже при самом худшем сценарии это количество радиоактивных изотопов быстро рассеется в воде и воздухе и никому не причинит вреда.
Никакого оружия. Термоядерный реактор не производит веществ, которые могут быть использованы для изготовления атомного оружия. Поэтому нет опасности, что распространение термоядерной энергетики приведет к ядерной гонке.
Проблемы и решения
Энтузиазм первых десятилетий разбился о невероятную сложность задачи. Запустить термоядерный синтез оказалось относительно просто — если делать это в форме взрыва. Тихоокеанские атоллы и советские полигоны в Семипалатинске и на Новой Земле испытали на себе всю мощь термоядерной реакции уже в первое послевоенное десятилетие.
Вот только использовать эту мощь, кроме как для разрушения, гораздо сложнее, чем взорвать термоядерный заряд. Чтобы применять термоядерную энергию для получения электричества, реакцию нужно проводить контролируемо — так, чтобы энергия выделялась небольшими порциями.
Как это сделать? Среда, в которой идет термоядерная реакция, называется плазмой. Она похожа на газ, только в отличие от нормального газа состоит из заряженных частиц. А управлять поведением заряженных частиц можно с помощью электрических и магнитных полей.
Поэтому в самом общем виде термоядерный реактор — это сгусток плазмы, заключенный в ловушку из проводников и магнитов. Они не дают плазме убежать, и, пока они это делают, внутри плазмы происходят слияния атомных ядер, в результате чего выделяется энергия. Эту энергию нужно отвести от реактора, использовать для нагрева теплоносителя — и получить электричество.
Ловушки и утечки
Плазма оказалась самой капризной субстанцией, с какой только приходилось сталкиваться людям на Земле. Каждый раз, когда ученые находили способ блокировать один вид утечки плазмы, обнаруживался новый. Вся вторая половина XX века ушла на то, чтобы научиться удерживать плазму внутри реактора сколько-нибудь существенное время. Поддаваться эта задача стала только в наши дни, когда появились мощные компьютеры, позволившие создать математические модели поведения плазмы.
Насчет того, какой способ лучше всего подходит для удержания плазмы, до сих пор нет единого мнения. Самая известная модель, токамак, представляет собой вакуумную камеру в форме бублика (как говорят математики, тора), внутри и снаружи которой размещаются ловушки для плазмы. Такую конфигурацию будет иметь самая большая и дорогостоящая термоядерная установка в мире — строящийся сейчас на юге Франции реактор ITER.
Всем миром
Все существующие сегодня в мире термоядерные реакторы — это экспериментальные машины. Ни один из них не используется для получения электроэнергии. Ни на одном еще не удалось выполнить главный критерий термоядерной реакции (критерий Лоусона): получить больше энергии, чем было затрачено на создание реакции. Поэтому мировое сообщество сосредоточилось на гигантском проекте ITER. Если на ITER критерий Лоусона будет выполнен, можно будет дорабатывать технологию и пытаться перевести ее на коммерческие рельсы.
Построить ITER в одиночку не смогла бы ни одна страна в мире. Одних только сверхпроводящих проводов ему нужно 100 тыс. км, а еще — десятки сверхпроводящих магнитов и гигантский центральный соленоид для удержания плазмы, система для создания в кольце высокого вакуума, гелиевые охладители для магнитов, контроллеры, электроника… Поэтому проект строит сразу 35 стран и больше тысячи научных институтов и заводов.
Россия — одна из главных стран — участниц проекта; в России проектируют и строят 25 технологических систем будущего реактора. Это и сверхпроводники, и системы измерения параметров плазмы, автоматические контроллеры и компоненты дивертора, — самой горячей части внутренней стенки токамака.
Будущее энергетики и не только
Первую плазму на ITER планируют получить в 2025 году. Этого события ждет весь мир. Но одна, даже самая мощная, машина — это еще не все. Во всем мире и в России продолжают строить новые термоядерные реакторы, которые помогут окончательно разобраться в поведении плазмы и найти оптимальный способ ее использования.
Уже в конце 2020 года в Курчатовском институте собираются запустить новый токамак Т-15МД, который станет частью гибридной установки с ядерным и термоядерными элементами. Нейтроны, которые образуются в зоне термоядерной реакции, в гибридной установке будут использованы для инициации деления тяжелых ядер — урана и тория. Такие гибридные машины в будущем можно использовать, чтобы нарабатывать топливо для обычных ядерных реакторов — как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.
Ториевое спасение
Несмотря на то, что проблеме термоядерного синтеза более полувека, человек только приближается к ее решению. Почему так случилось и успеем ли мы подобрать ключ к этой реакции до полного истощения ископаемых топлив?
В таком положении в XX веке оказалась целая отрасль — мировая энергетика. Люди, уполномоченные решать, решили, что уголь, нефть и природный газ будут, как солнце в песне, всегда, что кирпич сидит крепко и никуда не денется. Допустим, денется — так есть термоядерный синтез, пусть пока и не вполне управляемый. Логика такая: открыли его быстро, значит, так же быстро покорят. Но годы шли, отчества тиранов забывались, а термоядерный синтез не покорялся. Все только заигрывал, да требовал больше обходительности, чем имели смертные. Они-то, кстати, ничего не решали, были себе тихонечко оптимистами.
Повод заерзать на стуле появился, когда о конечности ископаемых топлив начали говорить публично. Причем, какая она, конечность, непонятно. Во-первых, точный объем еще не найденных нефти или, скажем, газа подсчитать довольно трудно. Во-вторых, прогноз осложняется колебаниями цен на рынке, от которых зависит скорость добычи. И, в-третьих, потребление разного горючего непостоянно во времени и пространстве: например, в 2015 году мировой спрос на уголь (это треть всех существующих энергоносителей) впервые упал с 2009 года, но к 2040 году, как ожидается, резко возрастет, особенно в Китае и на Ближнем Востоке.
Мы для наглядности возьмем прогноз МЭА (Международного энергетического агентства) и наметим границу в 40–270 лет. Представим, что затем ископаемые топлива иссякнут.
Другой недостаток ископаемых топлив, обнаруженный с опозданием, — вредные выбросы. При сжигании угля, нефти и природного газа вырабатываются углекислый газ, угарный газ и остальные гадости, которые попадают в атмосферу. Чем больше в атмосфере таких летучих веществ, тем меньше солнечного света Земля отражает обратно в космос и тем страннее погода. Ситуация с выбросами стала настолько щекотливой, что недавно МГЭИК (Межправительственная группа экспертов по изменению климата) объявила ультиматум: отказаться от ископаемых топлив к 2100 году. Иначе изменения климата станут необратимыми.
Назло Кулону
Пытливый читатель, конечно, заметил: термоядерные реакторы уже существуют и даже разные. Тогда почему мы топим баню дровами, а не плазмой?
Звезды, война и физик-самоучка
Чтобы прочувствовать боль, которую причиняет ученым решение термоядерной головоломки, мысленно пройдем их путь. В 1934 году американский физик советского происхождения Георгий Гамов, разглядывая звезды, задался вопросом: что делает их горячими миллионы лет? На фоне недавнего открытия нуклонов и общего подъема ядерной мысли он закономерно рассудил, что дело в ядерных реакциях. Гипотезу Гамова спустя четыре года развил американец Ханс Бете. В центре Солнца, считал Бете, ядра водорода сталкиваются, превращаясь в изотопы, а затем и в другие элементы. Разница их массовых чисел и зажигает светило.
Надо сказать, упоминание национальностей тут неслучайно. Гонка вооружений тормозила термоядерную энергетику не меньше, чем оптимизм и кулоновское отталкивание. В результате у СССР, который собирал водородную бомбу на позициях отстающего, свой термоядерный реактор появился только в 1954 году, и это был токамак. В типах реакторов тоже прослеживается идеология, или, если угодно, экзистенциальный подход: исторически так вышло, что стеллараторы были скорее американскими; токамаки — скорее советскими. Забегая вперед, скажем, что теперь эта тенденция неактуальна.
Стеллараторы доминировали ровно до 1969 года, когда температура плазмы (объемом всего в один кубический метр) в советском Т-3, первом и единственном токамаке, достигла рекордных трех миллионов градусов Цельсия, что лишь в пять раз меньше температуры в центре Солнца. Отрицая реальность происходящего, британские физики вызвались проверять результаты эксперимента, но, увы, чудо случилось. История с Т-3 ввела на токамаки моду: они понятнее и дешевле в строительстве. И в 1983 году в Великобритании был достроен крупнейший из ныне существующих термоядерных реакторов этого типа — JET.
Объем плазмы в JET составил уже около 100 кубических метров. За 30 лет он установил серию рекордов: решил первую проблему термоядерного синтеза, разогрев плазму до 150 миллионов градусов Цельсия; сгенерировал мощности в 1 мегаватт, а затем — в 16 мегаватт с показателем энергоэффективности Q ~ 0,7… Соотношение затраченной энергии к полученной — третья проблема термоядерного синтеза. Теоретически для самоподдерживающегося горения плазмы Q должен перевалить за единицу. Но практика показала, что мало и этого: на самом деле Q должен быть более 20. Среди токамаков Q JET пока остается непокоренным.
Нейтроны-беженцы и смертоносные ГЭС
Да и простая арифметика на стороне новой отрасли. За последние 55 лет в мире произошло: пять прорывов ГЭС, в результате которых погибло столько, сколько на российских дорогах погибает за восемь лет; 26 аварий на атомных электростанциях, из-за которых погибло в десятки тысяч раз меньше людей, чем от прорывов ГЭС; и сотни происшествий на тепловых электросетях с бог весть какими последствиями. Зато за время работы термоядерных реакторов, кажется, ничто, кроме нервных клеток и бюджетов, пока не пострадало.
Холодный ядерный синтез
Что такое токамак?
Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии.
Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода — дейтерием и тритием. Но для этого важны три условия: высокая температура (порядка 150 млн градусов по Цельсию), высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания.
Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур. Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров (с подачи Олега Лаврентьева) в 1950-е годы предложил использовать тороидальные (в виде пустотелого бублика) камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали — токамак.
Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность (кручения турбин, например) в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины.
Небольшие экспериментальные токамаки строились по всему миру. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.
Преимущества и недостатки термоядерных реакторов
Типичные ядерные реакторы работают на десятках тонн радиоактивного топлива (которые со временем превращаются в десятки тонн радиоактивных отходов), тогда как термоядерному реактору необходимы лишь сотни грамм трития и дейтерия. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет. В дейтерии тоже недостатка не будет — его в мире производят десятками тысяч тонн в год.
Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 — это безвредный инертный газ.
К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы.
Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки. Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.
И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации. А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно. Забегая вперед, скажем, что после запуска непосредственным обслуживанием токамака ITER будут заниматься роботы.
К тому же радиоактивный тритий может быть опасен при попадании в организм. Правда, достаточно будет позаботиться о его правильном хранении и создать барьеры безопасности на всех возможных путях его распространения в случае аварии. К тому же период полураспада трития — 12 лет.
Когда необходимый минимальный фундамент теории заложен, можно перейти и к герою статьи.
Самый амбициозный проект современности
В 1985 году в Женеве состоялась первая за долгие годы личная встреча глав СССР и США. До этого холодная война достигла своего пика: сверхдержавы бойкотировали Олимпиады, наращивали ядерный потенциал и на какие-либо переговоры идти не собирались. Этот саммит двух стран на нейтральной территории примечателен и другим важным обстоятельством. Во время него генсек ЦК КПСС Михаил Горбачев предложил реализовать совместный международный проект по развитию термоядерной энергетики в мирных целях.
Спустя год между американскими, советскими, европейскими и японскими учеными было достигнуто соглашение по проекту, началась проработка концептуального дизайна крупного термоядерного комплекса ITER. Проработка инженерных деталей затянулась, США то выходили, то возвращались в проект, к нему со временем присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Участники разделяли обязанности по финансированию и непосредственным работам, а в 2010 году наконец стартовала подготовка котлована под фундамент будущего комплекса. Его решили строить на юге Франции возле города Экс-ан-Прованс.
Так что же такое ITER? Это огромный научный эксперимент и амбициозный энергетический проект по строительству самого большого токамака в мире. Сооружение должно доказать возможность коммерческого использования термоядерного реактора, а также решить возникающие физические и технологические проблемы на этом пути.
Из чего состоит реактор ITER?
Токамак — это тороидальная вакуумная камера с магнитными катушками и криостатом массой в 23 тыс. тонн. Как уже понятно из определения, у нас есть камера. Глубокая вакуумная камера. В случае с ITER это будет 850 кубометров свободного объема камеры, в котором на старте будет всего 0,1 грамма смеси дейтерия и трития.
1. Вакуумная камера, где и обитает плазма. 2. Инжектор нейтрального луча и радиочастотный нагрев плазмы до 150 млн градусов. 3. Сверхпроводящие магниты, которые обуздают плазму. 4. Бланкеты, защищающие камеру и магниты от бомбардировки нейтронами и нагрева. 5. Дивертор, который отводит тепло и продукты термоядерной реакции. 6. Инструменты диагностики для изучения физики плазмы. Включают манометры и нейтронные камеры. 7. Криостат — огромный термос с глубоким вакуумом, который защищает от нагрева магниты и вакуумную камеру
На внутренних стенках камеры расположены специальные модули, которые называют бланкетами. Внутри них циркулирует вода. Вырывающиеся из плазмы свободные нейтроны попадают в эти бланкеты и тормозятся водой. Из-за чего она нагревается. Сами бланкеты защищают всю остальную махину от теплового, рентгеновского и уже упомянутого нейтронного излучения плазмы.
Такая система необходима для того, чтобы продлить срок работы реактора. Каждый бланкет весит порядка 4,5 тонны, их будет менять роботизированная рука примерно раз в 5—10 лет, так как этот первый ряд обороны будет подвержен испарению и нейтронному излучению.
Но это далеко не все. К камере присоединяется внутрикамерное оборудование, термопары, акселерометры, уже упомянутые 440 блоков бланкетной системы, системы охлаждения, экранирующий блок, дивертор, магнитная система из 48 элементов, высокочастотные нагреватели плазмы, инжектор нейтральных атомов и т. д. И все это находится внутри огромного криостата высотой 30 метров, имеющего такой же диаметр и объем 16 тыс. кубометров. Криостат гарантирует глубокий вакуум и ультрахолодную температуру для камеры токамака и сверхпроводящих магнитов, которые охлаждаются жидким гелием до температуры –269 градусов по Цельсию.
Криостат уже собирают. Тут, например, вы можете видеть окошко, через которое в реактор будут забрасывать частицы для нагрева плазмы
Производство всего этого оборудования разделено между странами-участницами. Например, над частью бланкетов работают в России, над корпусом криостата — в Индии, над сегментами вакуумной камеры — в Европе и Корее.
Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах (например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор), улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент.
Первый корпус тороидальной катушки. Первый из 18 гигантских магнитов. Одну половину сделали в Японии, другую — в Корее
18 гигантских магнитов D-образной формы, расставленные по кругу так, чтобы образовать непроницаемую магнитную стену. Внутри каждого из них заключены 134 витка сверхпроводящего кабеля
Но одно дело собрать. И совсем другое — все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора (весом под 10 тонн), часть — управляться удаленно для устранения аварий, часть — базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС.
Причем это только часть оборудования самого реактора. Добавьте сюда здание криокомбината, где будут вырабатывать жидкий азот и гелий, здание выпрямителей магнитной системы с трансформаторами, трубопроводы системы охлаждения (диаметром по 2 метра), систему сброса тепла с 10 вентиляторными градирнями и многое-многое другое. На все это и идут миллиарды.
Зачем нужен ITER и кто за него платит?
Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект.
С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии — 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии.
На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора.
Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий.
Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Почему? Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим.
Пока ITER не ввели в эксплуатацию. Однако уже существует проект электростанции DEMO на термоядерном синтезе, задача которой как раз и продемонстрировать привлекательность коммерческого использования технологии. Этот комплекс должен будет непрерывно (а не импульсно, как ITER) генерировать 2 ГВт энергии.
Сроки реализации нового глобального проекта зависят от успехов ITER, но по плану 2012 года первый пуск DEMO произойдет не раньше 2044 года.
Быстрая связь с редакцией: читайте паблик-чат Onliner и пишите нам в Viber!
Читайте также: