Все, что нужно знать о термоядерном синтезе. Термоядерная энергетика: надежда человечества? Что сулит человечеству управляемая термоядерная реакция

Фактически обстоятельства сложились так, и в этом был элемент исторической необходимости, что форсирование работ по исследованию термоядерного синтеза оказалось связанным, в первую очередь, с разработкой атомных и водородных бомб. Тому причиной Вторая мировая война и последовавшая за ней "гонка вооружений". Создание мощного ядерного оружия явилось главным фактором в атомной проблеме.

При этом оказалось, что концентрация энергии в атомной бомбе в результате развития быстротечной цепной реакции деления такова, что там создаются "звездные" температуры (сотни миллионов градусов), достаточные для поджига термоядерных реакций. Таким образом, атомная бомба может стать детонатором для термоядерного горючего – тяжелых изотопов водорода. Первоначально усилия ученых и конструкторов были сосредоточены главным образом на развитии этого направления.

Предпосылкой изучения ядерных реакций синтеза легких элементов и возможно начала исследовательских работ по УТС можно считать открытия Резерфордом, Олифантом и Хартеком в 1934 г. элементарной реакции ядерного синтеза, в которой два атома тяжелого водорода D образуют атом гелия с попутным выделением энергии. С помощью ускорителя частиц разгоняли ионы дейтерия и направляли их на дейтериевую мишень. Далее в 1938 г. в журнале "Physical Review" появилась знаменита статья Г. Бете "Генерация энергии в звездах", в которой приведены реакции и сделаны расчеты по термоядерным реакциям, протекающим внутри звезд. Согласно этим расчетам для достижения заметной интенсивности протекания термоядерных реакций, например в дейтериевой плазме, необходимо нагреть ее до температуры сто миллионов градусов. Теперь оставалось найти технически приемлемый способ нагрева плазмы до столь высокой температур и осуществит ее термоизоляцию от стенок реактора.

Но прошло более десяти лет, а такие предложения не появились. Не было высказано какой-либо идеи о возможной конструкции реактора УТС.

Впервые в СССР (и возможно, в мире) подобную задачу поставил и предложил ее конструктивное решение в 1950 г. младший сержант советской армии О.А. Лаврентьев, который проходил тогда воинскую службу на острове Сахалин. В середине 1950 г. он написал письмо в ЦК ВКП(б), в котором изложил две основные идеи. Первая – представляла описание принципа действия водородной бомбы с дейтеридом лития (D6Li) в качестве основного взрывчатого вещества и урановым детонатором, основанным на принципе пушечного сближения двух подкритических масс урана-235. Урановый детонатор располагался в центре сферы, заполненной дейтеридом лития. Вторая - содержала предложение по созданию термоядерного реактора для промышленной цели, первый прообраз управляемой энергетической установки на водородном ТЯ-топливе.

Олег Лаврентьев был первым в мире человеком, который задумался о реальном проекте термоядерного реактора, опередив всех крупнейших отечественных и зарубежных ученых, профессионально занятых этой проблемой.

А.Д. Сахаров высоко оценил предложения Лаврентьева. В результате обсуждения этих предложений со своим руководителем И.Е. Таммом, ими были сформулированы принципы термоизоляции плазмы магнитным полем и рассчитаны первые модели магнитного термоядерного реактора (МТР) тороидальной формы, трансформировавшегося впоследствии в ТОКАМАК (тороидальная камера с магнитными катушками). Токамаки стали главным и наиболее перспективным направлением развития работ по УТС сначала в нашей стране, а затем и во всем мире.

Опыты с тороидальными лабораторными установками МТР начались в ЛИПАНе в 1951 г. и проходили с переменным успехом. Сперва было достаточно много неудач.

Выяснилось, что в поведении высокотемпературной плазмы в магнитном поле возникает много неустойчивостей, способствующих попаданию ионов плазмы на стенки реактора. Пришлось потратить несколько десятилетий на теоретические и экспериментальные работы, позволившие подавить эти неустойчивости и найти технически осуществимые способы разогрева плазмы до температур близких к 10 8 К.

Постановление СМ СССР, подписанное И.В. Сталиным, вышло 05.05.1951 г. и положило начало государственной, видимо первой в мире, программе термоядерных исследований. Был создан научный совет по МТР под председательством И.В. Курчатова.

В начале пятидесятых годов работы по УТС как в СССР, так и в других странах были строго засекречены, поскольку они могли иметь отношение к решению определенных военных задач. Рассекречивание этих работ произошло позднее по инициативе СССР, после доклада И.В. Курчатова в Английском ядерном центре в Харуэлле в 1956 г. о работах по УТС, ведущихся в ЛИПАНе.

В 1968 году на токамаке Т-3А (Курчатовский институт) получены рекордные температуры электронов (Те~20 млн.град.) и ионов (Тi~4 млн.град.)

После 1969 года в мире построено ~ 100 токамаков.

Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более легкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород - самый распространенный элемент во Вселенной - является наилучшим горючим для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов водорода, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, продуцировать меньше нейтронов. Особенную заинтересованность вызывают, так называемые «Безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт)

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток её- выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра : дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона .

²H + ³He = 4 He + . при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3,кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTt (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Так же возможны реакции между ядрами дейтерия , они идут немного труднее реакции с участием гелия-3 :

В результате в дополнение к основной реакции в ДД-плазмы так же происходят:

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3 , а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием .

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6 Li(d,α)α

УТС возможен при одновременном выполнении двух критериев:

• Температура плазмы:

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/101/ea2cc6cfd93c3d519e815764da74047a.png" border="0">

• Соблюдение критерия Лоусона :

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/102/fe017490a33596f30c6fb2ea304c2e15.png" border="0"> (для реакции D-T)

где - плотность высокотемпературной плазмы, - время удержания плазмы в системе.

Именно от значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного исследовательского реактора ITER находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн). В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия ²H и трития ³H с выделением гелия-4 4 He и «быстрого» нейтрона n :

Однако при этом большая часть (более 80%) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую . Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов . В отличие от этого синтез дейтерия и гелия-3 ³He не производит (почти) радиоактивных продуктов:

Где p - протон

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие, как магнитогидродинамический генератор .

Конструкции реакторов

Рассматриваются две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Исследования первого вида термоядерных реакторов существенно более развиты, чем второго. В ядерной физике , при исследованиях термоядерного синтеза , для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка. Магнитная ловушка призвана удерживать плазму от контакта с элементами термоядерного реактора , т.е. используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на вращении заряженных частиц вокруг силовых линий магнитного поля. К сожалению, замагниченная плазма очень не стабильна и стремится покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются самые сверхмощныме электромагниты , потребляющее огромное количество энергии.

Можно уменьшить размер термоядерного реактора, если в нем использовать одновременно три способа создания термоядерной реакции.

A. Инерционный синтез. Облучать крошечные капсулы дейтериево-тритиевого топлива лазером мощностью 500 триллионов ватт:5. 10^14 Вт. Этот гигантский, очень кратковременный лазерный импульс 10^-8 c приводит к взрыву топливных капсул, в результате чего на доли секунды рождается мини-звезда. Но термоядерной реакции на нем не достигнуть.

B. Одновременно использовать Z-machine с Токамаком.

Z-Машина действует иначе чем лазер. Она пропускает через паутину тончайших проводов, окружающих топливную капсулу, заряд мощностью в полтриллиона ватт 5. 10^11 Вт.

Далее происходит примерно то же самое, что и с лазером: в результате Z-удара получается звезда. В ходе испытаний на Z-Машине уже удалось запустить реакцию синтеза. http://www.sandia.gov/media/z290.htmКапсулы покрыть серебром и соединить нитью из серебра или графита. Процесс поджига выглядит так: Выстрелить нитью (прикрепленных к группе шариков из серебра, внутри которых смесь дейтериия и трития) в вакуумную камеру. Образовать при пробое (разряде) канал молнии по ним, подавать ток по плазме. Одновременно облучить капсулы и плазму лазерным излучением. И одновременно или раньше включить Токамак. использовать три процесса нагрева плазмы одновременно. То есть поместить Z-машину и лазерный нагрев вместе внутри Токамака. Может быть можно создать и колебательный контур из катушек Токамака и организовать резонанс. Тогда он работал бы в экономном колебательном режиме.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны , которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителяя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .

. .

Реакция с Li6 является экзотермической , обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с Li7 является эндотермической - но не потребляет нейтронов. По крайней мере некоторые реакции Li7 необходимы для замены нейтронов потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это горючее имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов , которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник . Также требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.

Только около 20 % энергии синтеза есть в форме заряженных частиц (остальные нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию . Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько значительное, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день что использует это топливо, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось прибавить роботизованую систему дистанционного обслуживания.

Существуют, в теории, альтернативные виды горючего, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (10 8 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением густоты плазмы, n, на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение, nτ, зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород)
• Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран
• Невозможность неуправляемой реакции синтеза
• Отсутствие продуктов сгорания
• Нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма
• По сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада .
• Оценивают, что наперсток , наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.
• Так же, как и реакция деления, реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление . Это является значительным преимуществом, поскольку использование горючих ископаемых для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например в США производится 29 кг CO 2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о экономической целесообразности использования ядерного синтеза для производства электроэнергии остается открытым. В том же исследовании по заказу Офиса в Справах Науки и Техники Британского Парламента указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от будущей технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, продолжительности эксплуатирования и стоимости декомиссии реактора . Критики коммерческого использования энергии ядерного синтеза отрицают, что углеводородное топливо в значительной мере субсидируется правительством, как прямо так и косвенно, например использованием вооруженных сил для обеспечения их бесперебойного снабжения, война в Ираке часто приводится как неоднозначный пример такого способа субсидирования . Учет таких косвенных субсидий является очень сложным, и делает точное сравнение себестоимости практически невозможным.

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Европейского Сообщества тратят около 200 млн € ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

К сожалению, невзирая на распространенный оптимизм (распространенный начиная с 1950-х годов, когда первые исследования начались), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены, неясным является даже насколько может быть экономически выгодно производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, что, как оценивается, должно быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах.

Различают следующие этапы в исследованиях:

1.Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия что выделяется в процессе синтеза равняется общей энергии тратящей на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q. Равновесие реакции было продемонстрировано на JET (Joint European Torus) в Великобритании в 1997 году . (Затратив на его разогрев 52 МВт электроэнергии, на выходе ученые получили мощность на 0,2 МВт выше затраченной.)

2.Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, что продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор не достигнутый.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная реакция что поддерживает саму себя. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Следующим шагом в исследованиях должен стать ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор. На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора. Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора , на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

• СССР и Россия
  • Т-3 - первый функциональный аппарат.
  • Т-4 - увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
  • Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.
  • Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
• Ливия
  • ТМ-4А
• Европа и Великобритания
  • JET (англ.) (Joint Europeus Tor) - самый крупный в мире токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании . В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
  • Tore Supra (фр.) (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
• США
  • TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
  • NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.

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.

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.

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 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

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 – 2Ч10 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 » 3Ч10 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.

Инерциальное удержание.

Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.

Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.

УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ

Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.

Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля 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 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».

Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК .

Пинч с обращенным полем (ПОП).

Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней 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

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 5Ч10 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.

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).

Все звёзды, и наше Солнце в том числе, производят энергию с помощью термоядерного синтеза. Научный мир находится в затруднении. Ученые знают не все способы, которыми можно получить подобный синтез (термоядерный). Слияние лёгких атомных ядер и превращение их в более тяжёлые говорит о том, что получилась энергия, которая может носить либо управляемый характер, либо взрывной. Последний используется в термоядерных взрывных конструкциях. Управляемый же термоядерный процесс имеет отличие от остальной ядерной энергетики тем, что она использует реакцию распада, когда тяжёлые ядра расщепляются на более лёгкие, а вот ядерные реакции с применением дейтерия (2 Н) и трития (3 Н) - слияние, то есть именно управляемый синтез термоядерный. В будущем планируется применение гелия-3 (3 Не) и бора-11 (11 В).

Мечта

Нельзя путать традиционный и всем известный синтез термоядерный с тем, что представляет собой мечта сегодняшних физиков, в воплощение которой пока не верит никто. Имеется в виду ядерная реакция при любой, даже комнатной температуре. Также это отсутствие радиации и холодный термоядерный синтез. Энциклопедии говорят нам, что ядерная реакция синтеза в атомно-молекулярных (химических) системах - это процесс, где не требуется значительного нагрева вещества, но подобную энергию человечество пока не добывает. Это при том, что абсолютно все ядерные реакции, при которых происходит синтез, находятся в состоянии плазмы, а температура её составляет миллионы градусов.

На данный момент это мечта даже не физиков, а фантастов, но тем не менее разработки ведутся давно и упорно. Синтез термоядерный без постоянно сопутствующей опасности уровня Чернобыля и Фукусимы - это ли не великая цель для блага человечества? Зарубежная научная литература дала разные названия этому явлению. Например, LENR - обозначение низкоэнергетических ядерных реакций (low-energy nuclear reactions), и CANR - химически индуцируемых (ассистируемых) ядерных реакций. Удачные осуществления подобных экспериментов декларировались достаточно часто, представляя обширнейшие базы данных. Но либо СМИ выдавали очередную "утку", либо результаты говорили о некорректно поставленных опытах. Холодный термоядерный синтез не снискал пока по-настоящему убедительных доказательств своего существования.

Звёздный элемент

Самым распространённым элементом в космосе является водород. Примерно половина массы Солнца и большей части остальных звёзд приходится на его долю. Водород есть не только в их составе - его много и в межзвёздном газе, и в газовых туманностях. А в недрах звёзд, в том числе и Солнца, созданы условия термоядерного синтеза: там превращаются ядра атомов водорода в атомы гелия, посредством чего образуется огромная энергия. Водород - главный её источник. Ежесекундно наше Солнце излучает в пространство космоса энергию, эквивалентную четырем миллионам тонн вещества.

Вот что даёт слияние в одно ядро гелия четырёх ядер водорода. Когда сгорает один грамм протонов, энергия термоядерного синтеза выделяется в двадцать миллионов раз больше, чем при сгорании такого же количества каменного угля. В земных условиях сила термоядерного синтеза невозможна, поскольку пока не освоены человеком такие температуры и давления, какие существуют в недрах звёзд. Расчёты показывают: как минимум ещё тридцать миллиардов лет наше Солнце не угаснет и не ослабнет за счёт присутствия водорода. А на Земле люди только начинают понимать, что такое водородная энергетика и какова реакция термоядерного синтеза, поскольку работа с этим газом весьма рискованная, а хранить его чрезвычайно трудно. Пока что человечество умеет только расщеплять атом. И на этом принципе построен каждый реактор (ядерный).

Термоядерный синтез

Ядерная энергия - продукт расщепления атомов. Синтез же получает энергию другим путём - методом соединения их друг с другом, когда не образуются смертоносные радиоактивные отходы, а небольшого количества морской воды хватило бы на производство такого же количества энергии, сколько получается от сжигания двух тонн угля. В лабораториях мира уже было доказано, что вполне возможен управляемый термоядерный синтез. Однако электростанции, которые использовали бы эту энергию, пока не возведены, даже строительство их не предвидится. Но двести пятьдесят миллионов долларов были потрачены только Соединёнными Штатами, чтобы исследовать такое явление, как управляемый термоядерный синтез.

Затем эти исследования были буквально дискредитированы. В 1989 году химики С. Понс (США) и М. Флешман (Великобритания) заявили на весь мир, что им удалось достичь положительного результата и запустить термоядерный синтез. Проблемы заключались в том, что учёные слишком поторопились, не подвергнув своё открытие рецензированию со стороны научного мира. СМИ мгновенно схватили сенсацию и подали это заявление как открытие века. Проверка была проведена позже, и обнаружились не просто ошибки в проведении эксперимента - это был провал. И разочарованию тогда поддались не только журналисты, но и многие весьма уважаемые физики мировой величины. Солидные лаборатории Принстонского университета потратили на проверку эксперимента более пятидесяти миллионов долларов. Таким образом, холодный термоядерный синтез, принцип его получения были объявлены лженаукой. Лишь маленькие и разобщённые группы энтузиастов продолжили эти исследования.

Суть

Теперь термин предлагают заменить, и вместо холодного ядерного синтеза будет звучать следующее определение: ядерный процесс, индуцированный кристаллической решёткой. Под этим явлением понимают аномальные низкотемпературные процессы, с точки зрения ядерных столкновений в вакууме просто невозможные - выделение нейтронов посредством слияния ядер. Эти процессы могут существовать в неравновесных твёрдых телах, стимулирующихся трансформациями упругой энергии в кристаллической решётке при механических воздействиях, фазовых переходах, сорбции или десорбции дейтерия (водорода). Это аналог уже известной горячей термоядерной реакции, когда сливаются ядра водорода и превращаются в ядра гелия, выделяя колоссальную энергию, но происходит это при комнатной температуре.

Холодный термоядерный синтез точнее определяется как фотоядерные реакции, химически индуцированные. Прямого холодного термоядерного синтеза так и не удалось достичь, но поисками были подсказаны совершенно другие стратегии. Термоядерная реакция запускается генерацией нейтронов. Механическое стимулирование химическими реакциями приводит к возбуждению глубоких электронных оболочек, рождая гамма- или рентгеновское излучение, которое перехватывается ядрами. То есть происходит фотоядерная реакция. Ядра распадаются, и генерируют таким образом нейтроны и, вполне возможно, гамма-кванты. Что же может возбудить внутренние электроны? Вероятно, ударная волна. От взрыва обычной взрывчатки.

Реактор

Более сорока лет мировое термоядерное лобби тратит около миллиона долларов ежегодно на исследования термоядерного синтеза, который предполагается получить с помощью ТОКАМАКа. Однако практически все прогрессивные учёные против таких исследований, поскольку положительный результат, скорее всего, невозможен. Западная Европа и США разочарованно приступили к демонтажу всех своих ТОКАМАКов. И только в России ещё верят в чудо. Хотя многие учёные считают эту идею идеальным тормозом альтернативы ядерному синтезу. Что же такое ТОКАМАК? Это один из двух проектов термоядерного реактора, представляющий собой тороидальную камеру с магнитными катушками. А ещё существует стелларатор, в котором плазма удерживается в магнитном поле, но катушки, наводящие магнитное поле, - внешние, в отличие от ТОКАМАКа.

Это очень непростая конструкция. ТОКАМАК по сложности вполне достоен Большого адронного коллайдера: более десяти миллионов элементов, а общие затраты вместе со строительством и стоимостью проектов значительно превышают двадцать миллиардов евро. Коллайдер намного дешевле обошёлся, а поддержка работоспособности МКС также стоит не дороже. Тороидальные магниты требуют восьмидесяти тысяч километров сверхпроводящей нити, их общий вес превосходит четыреста тонн, а полностью реактор весит примерно двадцать три тысячи тонн. Эйфелева башня, например, весит всего семь тысяч с небольшим. Плазма ТОКАМАКа состаляет восемьсот сорок кубометров. Высота - семьдесят три метра, шестьдесят из них - под землёй. Для сравнения: Спасская башня имеет высоту всего семьдесят один метр. Площадь платформы реактора - сорок два гектара, как шестьдесят футбольных полей. Температура плазмы - сто пятьдесят миллионов градусов по Цельсию. В центре Солнца она в десять раз ниже. И всё это ради управляемого термоядерного синтеза (горячего).

Физики и химики

Но вернёмся к "забракованному" открытию Флешмана и Понса. Все их коллеги заявляют, что всё-таки удалось создать условия, где атомы дейтерия подчиняются волновым эффектам, ядерная энергия высвобождается в виде тепла в соответствии с теорией квантовых полей. Последняя, кстати, прекрасно разработана, но адски сложна и к описанию каких-то конкретных явлений физики с трудом приложима. Именно поэтому, наверное, люди не хотят её доказывать. Флешман демонстрирует выемку в бетонном полу лаборатории от взрыва, случившегося, как он утверждает, от холодного термояда. Однако физики химикам не верят. Интересно, почему?

Ведь сколько возможностей для человечества закрываются с прекращением исследований в этом направлении! Проблемы же просто глобальные, и их много. И все они требуют решения. Это экологически чистый источник энергии, посредством которого можно было бы дезактивировать громадные объёмы радиоактивных отходов после работы атомных электростанций, опреснять морскую воду и много чего ещё. Если бы освоить выработку энергии способом превращения одних элементов таблицы Менделеева в совершенно другие без использования для этой цели потоков нейтронов, которые создают наведённую радиоактивность. Но наука официально и сейчас считает невозможным превращение каких-либо химических элементов в совершенно другие.

Росси-Пархомов

В 2009 году изобретатель А. Росси запатентовал аппаратуру, названную катализатором энергии Росси, которая реализует холодный термоядерный синтез. Устройство это было неоднократно продемонстрировано на публике, но независимой проверке не подвергалось. Физик Марк Гиббс на страницах журнала морально уничтожил и автора, и его открытие: без объективного анализа, дескать, подтверждающего совпадение полученных результатов с заявленными, это не может быть новостью науки.

Но в 2015 году Александр Пархомов успешно повторил эксперимент Росси с его низкоэнергетическим (холодным) ядерным реактором (LENR) и доказал, что у последнего огромные перспективы, хотя и под вопросом коммерческая значимость. Эксперименты, результаты которых были представлены на семинаре во Всероссийском НИИ эксплуатации атомных электростанций, показывают, что самая примитивная копия детища Росси - его ядерного реактора, может вырабатывать в два с половиной раза больше энергии, чем потребляет.

"Энергонива"

Легендарный учёный из Магнитогорска А. В. Вачаев создал установку "Энергонива", с помощью которой им был обнаружен некий эффект трансмутации элементов и выработка электроэнергии в этом процессе. Верилось с трудом. Попытки обратить внимание фундаментальной науки на это открытие оказались тщетными. Критика раздавалась отовсюду. Наверное, авторам не нужно было самостоятельно выстраивать теоретические выкладки относительно наблюдаемых явлений, или физикам высшей классической школы стоило быть повнимательнее к экспериментам с высоковольтным электролизом.

Но зато была отмечена такая взаимосвязь: ни один детектор не зарегистрировал ни одного излучения, однако рядом с работающей установкой находиться было нельзя. В группе исследователей трудились шесть человек. Пять из них вскоре умерли в возрасте от сорока пяти до пятидесяти пяти лет, а шестой получил инвалидность. Смерть наступила по совершенно разным причинам через некоторе время (в течение примерно семи-восьми лет). И тем не менее на установке "Энергонива" последователями уже третьего поколения и учеником Вачаева были проделаны опыты и сделано предположение, что низкоэнергетическая ядерная реакция имела место в экспериментах погибшего учёного.

И. С. Филимоненко

Холодный термоядерный синтез исследовался в СССР уже в конце пятидесятых годов прошлого века. Реактор был сконструирован Иваном Степановичем Филимоненко. Однако в принципах действия этого агрегата никто не сумел разобраться. Именно поэтому вместо позиции безусловного лидера в области ядерно-энергетических технологий, наша страна заняла место сырьевого придатка, распродающего собственные природные богатства, лишающего целые поколения будущего. А ведь опытная установка уже была создана, и она производила реакцию тёплого синтеза. Автором самых прорывных энергетических конструкций, подавляющих радиацию, был уроженец Иркутской области, прошедший разведчиком всю войну от своих шестнадцати до двадцати лет, орденоносец, энергичный и талантливый физик И. С. Филимоненко.

Термоядерный синтез холодного типа был, как никогда, близок. Тёплый синтез проходил при температуре всего 1150 градусов по Цельсию, а основой была тяжёлая вода. Филимоненко отказали в патенте: якобы ядерная реакция невозможна при такой низкой температуре. Но синтез шёл! Тяжёлая вода разлагалась посредством электролиза на дейтерий и кислород, дейтерий растворялся в палладии катода, где и происходила реакция ядерного синтеза. Производство безотходное, то есть без радиации, а нейтронное излучение тоже осутствовало. Только в 1957 году, заручившись поддержкой академиков Келдыша, Курчатова и Королёва, чей автортет был непререкаем, Филимоненко сумел сдвинуть дело с мёртвой точки.

Распад

В 1960-м году, в связи с секретным постановлением Совета министров СССР и ЦК КПСС, начались работы по изобретению Филимоненко под контролем Министерства обороны. В ходе экспериментов исследователь обнаружил, что при работе реактора появляется некое излучение, сокращающее период полураспада изотопов очень быстро. Чтобы понять природу этого излучения, потребовалось полвека. Теперь мы знаем, что это такое - нейтроний с динейтронием. А тогда, в 1968-м, работа практически остановилась. Филимоненко был обвинён в политической нелояльности.

В 1989 году учёного реабилитировали. Его установки начали было воссоздаваться в НПО "Луч". Но дальше опытов дело не пошло - не успели. Страна погибла, а новым русским было не до фундаментальной науки. Один из лучших инженеров двадцатого века умер в 2013 году, так и не увидев счастья человечества. Мир запомнит Ивана Степановича Филимоненко. Холодный термоядерный синтез когда-нибудь наладят его последователи.

Из четырёх основных источников ядерной энергии в настоящее время удалось довести до промышленной реализации только два: энергия радиоактивного распада утилизируется в источниках тока, а цепная реакция деления - в атомных реакторах. Третий источник ядерной энергии - аннигиляция элементарных частиц пока не вышел из области фантастики. Четвертый же источник - управляемый термоядерный синтез, УТС, находится на повестке дня. Этот источник по своему потенциалу хотя и меньше третьего, но существенно превышает второй.

Термоядерный синтез в лабораторных условиях осуществить достаточно просто, но добиться воспроизводства энергии до сих пор не удалось. Однако работы в этом направлении ведутся, отрабатываются и радиохимические методики, в первую очередь - технологии получения тритиевого топлива для установок УТС.

В данной главе рассмотрены некоторые радиохимические аспекты термоядерного синтеза и обсуждены перспективы использования установок для УТС в атомной энергетике.

Управляемый термоядерный синтез - реакция слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. В отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородной бомбе) носит управляемый характер. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться -Н и 3 Н, а в более отдалённой перспективе 3 Не и “В.

Надежды на управляемый термоядерный синтез связаны с двумя обстоятельствами: i) полагают, что звезды существует за счёт стационарной термоядерной реакции, и 2) неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза. Однако интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТС с получением энергетического выигрыша окончились полным провалом.

Тем не менее, сейчас УТС рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая увеличения производства электроэнергии и исчерпаемость невобновляемого сырья стимулирует поиск новых решений.

В термоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии лёгких атомных ядео. Напоимео:

Реакция слияния ядер трития и дейтерия является перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико. Эта реакция обеспечивает удельную теплотворную способность 3,5-ю 11 Дж/г. Основная реакция D+T=n+a имеет наибольшее сечение о т ах =5 барн в резонансе при энергии дейтронов Е пШ х= 0,108 МэВ, по сравнению с реакциями D+D=n+3He a,„ a *=0,i05 барн; Е тах = 1,9 МэВ, D+D=p+T о тах = 0,09 барн; Е тах = 2,0 Мэв, а также с реакцией 3He+D=p+a a m ах=0,7 барн; Еотах= 0,4 МэВ. В последней реакции выделяется 18,4 МэВ. В реакции (3) сумма энергий п+а равна 17,6 МэВ, энергия образующихся нейтронов?„=14,1 МэВ; а энергия возникших а-частиц 3,5 МэВ. Если в реакциях T(d,n)a и:} He(d,p)a резонансы довольно узкие, то в реакциях D(d,n)3He и D(d,p)T имеют место очень широкие резонансы с большими значениями сечений в области от 1 до ю МэВ и линейным ростом от 0,1 МэВ до 1 МэВ.

Замечание. Проблемы легко зажигаемого DT топлива заключаются в том, что тритий не встречается в природе и его надо получать из лития в бридерном бланкете термоядерного реактора; тритий радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 лет), в системе DT - реактора содержится от ю до юо кг трития; 8о% энергии в реакции DT выделяется с 14-МэВ-ными нейтронами, которые наводят искусственную радиоактивность в конструкциях реактора и производят радиационные разрушения.

На рис. 1 представлены энергетические зависимости сечений реакций (1 - з). Графики для сечений реакций (1) и (2) практически одинаковые - при росте энергии сечение возрастает и при больших энергиях вероятность реакции стремится к постоянному значению. Сечение реакции (3) сначала возрастает, достигает максимума ю барн при энергиях порядка 90 МэВ, а затем с ростом энергии уменьшается.

Рис. 1. Сечения некоторых термоядерных реакций как функция энергии частиц в системе центра масс: 1 - ядерная реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).

Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтронами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D - Т реакции может быть отрицательным, т.к. на ускорение дейтронов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме, в которой атомы или молекулы находятся в полностью ионизированном состоянии. Например, D-T - реакция начинает протекать только при температурах выше ю 8 К. Лишь при таких температурах выделяется больше энергии на единицу объёма и в единицу" времени, чем затрачивается. Поскольку на одну реакцию синтеза D-Т приходится ~Ю5 обычных столкновений ядер, проблема УТС состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для «сжигания» заметной части термоядерного топлива.

Считается, что управляемый термоядерный синтез может быть реализован при выполнении критерия Лоусона (лт>10‘4 с см-з, где п - плотность высокотемпературной плазмы, т - время удержания её в системе).

При выполнении этого критерия энергия, выделяющаяся при УТС, превышает энергию, вводимую в систему.

Плазму необходимо удерживать внутри заданного объёма, т. к. в свободном пространстве плазма моментально расширяется. Вследствие высоких температур плазму нельзя поместить в резервуар из какого-либо

материала. Для удержания плазмы приходится использовать магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов.

Рис. 2. Принципиальная схема токамака.

Если не ставить целью получения энергетического выигрыша, то в лабораторных условиях УТС осуществить достаточно просто. Для этого достаточно опустить в канал любого медленного реактора, работающего на реакции деления урана, ампулу с дейтеридом лития (можно использовать литий с природным изотопным составом (7% 6 Li), но лучше, если он обогащён стабильным изотопом 6 Li). Под действием тепловых нейтронов идёт следующая ядерная реакция:

В результате этой реакции, возникают «горячие» атомы трития. Энергии атома отдачи трития (~з МэВ) достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в LiD дейтерием:

Для энергетических целей этот метод не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Поэтому" приходится искать друтие варианты осуществления УТС, варианты, обеспечивающие большой энергетический выигрыш.

УТС с энергетическим выигрышем пытаются реализовать или в квазистационарных (т>1 с, тг >юи см "О, или в импульсных системах (t*io -8 с, п>ю 22 см*з). В первых (токамак, стелларатор, зеркальная ловутпка и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создаётся при облучении твёрдой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твёрдотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.

Среди различных камер для удержания плазмы перспективной является камера с тороидальной конфигурацией. При этом плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. В токамаке ток, индуцированный в плазме, является как бы вторичной обмоткой трансформатора. Магнитное поле, удерживая плазму, создаётся как за счёт тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счёт тока, индуцированного в плазме. Для получения устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.

Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>ю 8 К). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате

термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.

Рис. з. Основные компоненты реактора для управляемого термоядерного синтеза.

Термоядерный реактор типа ТО- КАМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры, образующей канал, где циркулирует плазма, магнитов, создающих поле и систем нагрева плазмы. К этому прилагаются вакуумные насосы, постоянно откачивающие газы из канала, система доставки топлива по мере его выгорания и дивертор - система, через которую полученная в результате термоядерной реакции энергия выводится из реактора. Тороидальная плазма находится в вакуумной оболочке. а-Частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают её температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону бланкета, содержащего жидкий литий, или соединение лития, обогащённое по 6 Li. При взаимодействии с литием кинетическая энергия нейтронов превращается в тепло, одновременно генерируется тритий. Бланкет помещён в специальную оболочку, которая защищает магнит от вылетающих нейтронов, у- излучения и потоков тепла.

В установках типа токамак плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. С этой целью в плазменном сгустке создают электрический ток, и при этом у него появляется собственное магнитное поле - сгусток плазмы сам становится магнитом. Теперь с помощью внешнего магнитного поля определенной конфигурации можно подвесить плазменное облако в центре камеры, не позволяя ему соприкасаться со стенками.

Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы. Служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. Очищает плазму от загрязняющих примесей, мешающих протеканию реакции синтеза.

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается:

• - из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме;
• - из мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или стационарного тока в плазме;
• - из мощности, выделяющейся в бланкете - оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой магнитных катушек от радиационных воздествий. Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора, специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.

Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при D-Т синтезе основные носители энергии - 14-МэВ-ные нейтроны - отдают её бланкет}", нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. При работе токамака в составе электростанции пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора.

Основная задача бланкета - съём энергии, трансформация её в тепло и передача его на электрогенераторные системы, а также защита операторов и окружающей среды от ионизирующего излучения, создаваемого термоядерным реактором. За бланкетом в термоядерном реакторе располагается слой радиационной защиты, функции которого заключаются в дальнейшем ослаблении потока нейтронов и образующихся при реакциях с веществом у-квантов для обеспечения работоспособности электромагнитной системы. Затем следует биологическая защита, за которой может работать персонал станции.

«Активный» бланкет - бридер, предназначен для наработки одного из компонентов термоядерного топлива. В реакторах, расходующих тритий, в бланкет включают бридерные материалы (соединения лития), призванные обеспечить эффективную наработку трития.

При работе термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе необходимо пополнять количество топлива (D+T) в реакторе и удалять 4Не из плазмы. В результате реакций в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам, для которых плазма прозрачна. Это приводит к необходимости размещения между плазмой и электромагнитной системой специальной зоны, в которой воспроизводится выгорающий тритий и происходит поглощение основной части энергий нейтронов. Такая зона и называется бридерным бланкетом. В нём воспроизводится сгоревший в плазме тритий.

Тритий в бланкете можно нарабатывать, облучая литий потоками нейтронов по ядерным реакциям: 6 Li(n,a)T+4,8 МэВ и 7 Li(n,n’a) - 2,4 МэВ.

При наработке трития из лития следует учитывать, что природный литий состоит из двух изотопов: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Сечение поглощения тепловых нейтронов чистым 6 Li 0=945 барн, а сечение активации по реакции (п,р) - 0,028 барн. У природного лития сечение выведения нейтронов, образующихся при делении урана, равно 1,01 барн, а сечение поглощения тепловых нейтронов о а =70,4 барн.

Спектры энергии у-излучения при радиационном захвате тепловых нейтронов 6 Li характеризуются величинами: средняя энергия у-квантов, испускаемых на один поглощённый нейтрон, в диапазоне энергий 6^-7 МэВ =0,51 МэВ, в диапазоне энергий 7-г8 МэВ - 0,94 МэВ. Полная энергия

В термоядерном реакторе, работающем на D-Т топливе, в результате реакции:

у-излучения на один захват нейтрона равна 1,45 МэВ. У 7 Li сечение поглощения равно 0,047 барн, а сечение активации - 0,033 барна (при энергиях нейтронов выше 2,8 МэВ). Сечение выведения нейтронов деления LiH природного состава =1,34 барн, металлического Li - 1,57 барн, LiF - 2,43 барна.

образуются термоядерные нейтроны, которые, покидая объём плазмы, попадают в область бланкета, содержащую литий и бериллий, где протекают следующие реакции:

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.

При D-Т реакции в плазме происходит выгорание трития и образуется нейтрон с энергией 14,1 МэВ. В бланкете необходимо, чтобы этот нейтрон породил не менее одного атома трития для покрытия его потерь в плазме. Коэффициент воспроизводства трития к ("количество образующегося в бланкете трития в расчёте на один падающий термоядерный нейтрон) зависит от спектра нейтронов в бланкете, величины поглощения и утечки нейтронов. При юо% покрытии плазмы бланкетом необходимо значение к> 1,05.

Рис. 4. Зависимости сечения ядерных реакций образования трития от энергии нейтронов: 1 - реакция 6 Li(n,t)‘»He, 2 - реакция 7 Li(n,n’,0 4 He.

У ядра 6 Li сечение поглощения тепловых нейтронов с образованием трития очень велико (953 барн при 0,025 эВ). При низких энергиях сечение поглощения нейтронов в Li идёт по закону (l/u) и в случае природного лития достигает значения 71 барн для тепловых нейтронов. У 7 Li сечение взаимодействия с нейтронами равно всего 0,045 барн. Поэтому для повышения производительности бридера природный литий следует обогащать по изотопу 6 Li. Однако увеличение содержания 6 Li в смеси изотопов мало влияет на коэффициент воспроизводства трития: имеет место возрастание на 5% при увеличении обогащения изотопом 6 Li до 50% в смеси. В реакции 6 Li(n, Т)»Не поглотятся все замедлившиеся нейтроны. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение (

Зависимость сечения реакции 6 Li(n,T) 4 He от энергии нейтронов приведена на рис. 7. Как это характерно для многих других ядерных реакций, сечение реакции 6 Li(n,f) 4 He уменьшается по мере увеличения энергии нейтронов (за исключением резонанса при энергии 0,25 МэВ).

Реакция с образованием трития на изотопе?Li идёт на быстрых нейтронах при энергии?„>2.8 МэВ. В этой реакции

производится тритий и нет потери нейтрона.

Ядерная реакция на 6 Li не может дать расширенного воспроизводства трития и только компенсирует выгоревший тритий

Реакция на?1л приводит к появлению одного ядра трития на каждый поглощённый нейтрон и регенерации этого нейтрона, который затем поглощается при замедлении и даёт ещё одно ядро трития.

Замечание. В природном Li коэффициент воспроизводства трития к «2. Для Li, LiFBeF 2 , Li 2 0, LiF, У^РЬвз k= 2,0; 0,95; 1,1; 1,05 и i,6, соответственно. Расплавленная соль LiF (66%) + BeF 2 (34%) носит название флайб (FLiBe ), её использование предпочтительно по условиям безопасности и уменьшения потерь трития.

Поскольку не каждый нейтрон D-T-реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (п, 2н) или (п, зп)-реакции, на элементах, имеющих достаточно большое сечение при взаимодействии быстрых нейтронов, например, на у Ве, Pb, Mo, Nb и многих других материалах с Z> 25. Для бериллия порог (п, 2п) реакции 2,5 МэВ; при 14 МэВ 0=0,45 барн. В результате, в вариантах бланкета с жидким или керамическим литием (LiA10 2) возможно достижение к* 1.1+1.2. В случае окружения камеры реактора урановым бланкетом размножение нейтронов может быть существенно увеличено за счёт реакций деления и (п,2п), (п,зл) реакций.

Замечание 1. Наведённая активность лития при облучении нейтронами практически отсутствует, так как образующийся радиоактивный изотоп 8 Li (cr-излучение с энергией 12,7 МэВ и /?-излучение с энергией ~6 МэВ) обладает весьма малым периодом полураспада - 0,875 с. Низкая активация лития и короткий период полураспада облегчают биологическую защиту установки.

Замечание 2. Активность трития, содержащегося в бланкете термоядерного DT- реактора ~*ю 6 Ки, поэтому использование DT-топлива не исключает теоретической возможности аварии масштаба нескольких процентов от Чернобыльской (выброс составил 510 7 Ки). Выброс трития с образованием Т 2 0 может приводить к радиоактивным осадкам, попаданию трития в грунтовые воды, водоёмы, живые организмы, растения с накоплением, в конечном счёте, в продуктах питания.

Выбор материала и агрегатного состояния бридера представляет собой серьёзную проблему. Материал бридера должен обеспечить высокий процент превращения лития в тритий и лёгкое извлечение последнего для последующей передачи в систему подготовки топлива.

К основные функциям бридерного бланкета относятся: формирование плазменной камеры; производство трития с коэффициентом k>i; превращение кинетической энергии нейтрона в тепло; утилизация тепла, образующегося в бланкете в процессе работы термоядерного реактора; радиационная защита электромагнитной системы; биологическая защита от радиации.

Термоядерный реактор на D-T-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нём под действием нейтронов получается тритий и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4

МэВ. В бланкете гибридного («активного») термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный 2 з 8 и для получения 2 39Ри. При этом в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один нейтрон. Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше, чем чистого. Одновременно достигается лучшее поглощение термоядерных нейтронов, что повышает безопасность установки. Однако наличие делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, аналогичную существующей в ядерных реакторах деления.

Рис. 5.

Существуют две концепции чистого бридерного бланкета, основанные на применении жидких тритий-воспроизводящих материалов, или на применении твёрдых литий содержащих материалов. Варианты конструкций бланкетов связаны с типом выбранных теплоносителей (жидкометаллические, жидкосолевые, газовые, органические, вода) и классом возможных конструкционных материалов.

В жидкостном варианте бланкета литий является теплоносителем, а тритий - воспроизводящим материалом. Секция бланкета состоит из первой стенки, бридерной зоны (расплавленная соль лития, рефлектора (сталь или вольфрам) и лёгкой компоненты защиты (например, гидрид титана). Основная особенность литиевого самоохлаждаемого бланкета - отсутствие дополнительного замедлителя и размножителя нейтронов. В бланкете с жидким бридером можно использовать следующие соли: Li 2 BeF 4 (Т пл = 459°), LiBeF 3 {T wx . =380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Среди приведённых солей Li 2 BeF 4 обладает наименьшей вязкостью, но наибольшей T wl . Перспек- тина эвтектика Pb-Li и расплав FLiNaBe, который выступает ещё и в качестве самоохладителя. Размножителями нейтронов в таком бридере служат сферические гранулы Be диаметром 2 мм.

В бланкете с твёрдым бридером в качестве бридерного материала используется литийсодержащая керамика, а размножителем нейтронов служит бериллий. В состав такого бланкета входят такие элементы, как первая стенка с коллекторами теплоносителя; зона размножения нейтронов; зона воспроизводства трития; каналы охлаждения зон размножения и воспроизводства трития; железоводная защита; элементы крепления бланкета; магистрали подвода и отвода теплоносителя и газа-носителя трития. Конструкционные материалы - ванадиевые сплавы и сталь ферритного или ферритно-мартенситного класса. Радиационная защита изготовлена из стальных листов. В качестве теплоносителя используется газообразный гелий под давлением юМПа с температурой входа 300 0 , выходная температура теплоносителя 650 0 .

Радиохимическая задача заключается в выделении, очистке и возвращении в топливный цикл трития. При этом важным является выбор функциональных материалов для систем регенерации компонентов топлива (бридерных материалов). Материал размножителя (бридера) должен обеспечить съём энергии термоядерного синтеза, генерацию трития и эффективное его извлечение для последующей очистки и трансформации в реакторное топливо. Для этой цели требуется материал с высокой температурной, радиационной и механической стойкостью. Не менее важны и диффузионные характеристики материала, обеспечивающие высокую подвижность трития и, как следствие, хорошую эффективность извлечения трития из бридерного материала при сравнительно низких температурах.

Рабочими веществами бланкета могут служить: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - воспроизводящий материал и бериллий - размножитель нейтронов. И бридер и бериллий используются в форме слоя монодисперс- ных пэбблов (гранул с формой, близкой к сферической). Диаметры гранул Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варьируются в диапазонах 0.2-Ю.6 мм и о.8-м мм, соответственно, а гранулы бериллия имеют диаметр 1 мм. Доля эффективного объёма слоя гранул - 63%. Для воспроизводства трития, керамический бридер обогащают изотопом 6 Li. Типичный уровень обогащения по 6 Li: 40% для Li 4 Si0 4 и 70% для Li 2 Ti0 3 .

В настоящее время наиболее перспективным считается метатитанат лития 1л 2 ТЮ 3 из-за сравнительно большой скорости высвобождения трития при сравнительно низких температурах (от 200 до 400 0), радиационной и химической стойкости. Было продемонстрировано, что гранулы из тита- ната лития, обогащённого до 96% 6 Li в условиях интенсивного нейтронного облучения и термических воздействий, позволяют в течение двух лет генерировать литий практически с постоянной скоростью. Извлечение трития из облучённой нейтронами керамики проводят программированным нагревом бридерного материала в режиме непрерывной откачки.

Предполагается, что в ядерной индустрии установки термоядерного синтеза могут быть использованы по трём направлениям:

• - гибридные реакторы, в которых бланкет содержит делящиеся нуклиды (уран, плутоний), деление которых управляется мощным потоком высокоэнергетических (14 МэВ) нейтронов;
• - инициаторы горения в электроядерных подкритических реакторах;
• - трансмутация долгоживущих экологически опасных радионуклидов с целью обезвреживания РАО.

Высокая энергия термоядерных нейтронов предоставляет большие возможности выделения энергетических групп нейтронов для сжигания конкретного радионуклида в резонансной области сечений.