Как работает термоядерный реактор и почему его до сих пор не построили. Термоядерный реактор Е.П. Велихов, С.В. Путвинский Низкоэнергетические ядерные реакции

ИТЭР — международный термоядерный реактор (ITER)

Потребление энергии человечеством растет с каждым годом, что подталкивает сферу энергетики к активному развитию. Так с возникновением атомных станций количество вырабатываемой энергии по всему миру значительно возросло, что позволило благополучно расходовать энергию на все потребности человечества. К примеру, 72,3 % от вырабатываемой электроэнергии во Франции приходится на атомные станции, в Украине — 52,3 %, в Швеции — 40,0 %, в Великобритании — 20,4 %, в России — 17,1 %. Однако, технологии не стоят на месте, и чтобы угодить дальнейшим энергетическим потребностям стран будущего, ученые работают над рядом инновационных проектов, одним из которых является ИТЭР — международный термоядерный реактор (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor).

Хотя рентабельность данной установки еще находится под вопросом, согласно работам многих исследователей – создание и последующее развитие технологии управляемого термоядерного синтеза может в результате дать мощный и безопасный источник энергии. Рассмотрим некоторые положительные стороны подобной установки:

• Основным топливом термоядерного реактора является водород, а это означает – практически неисчерпаемые запасы ядерного топлива.
• Добыча водорода может происходить посредством переработки морской воды, которая доступна большинству стран. Из этого следует невозможность возникновения монополии топливных ресурсов.
• Вероятность аварийного взрыва в процессе работы термоядерного реактора значительно меньше, чем в процессе работы ядерного реактора. Согласно оценкам исследователей, даже в случае аварии выбросы радиации не будут представлять опасности для населения, а значит отпадает и надобность в эвакуации.
• В отличие от ядерных реакторов, термоядерные реакторы вырабатывают радиоактивные отходы, которые имеют короткий период полураспада, то есть быстрее распадаются. Также в термоядерных реакторах отсутствуют продукты сгорания.
• Для работы термоядерного реактора не требуются материалы, которые используются также для ядерного оружия. Это позволяет исключить возможность прикрытия производства ядерного оружия путем оформления материалов для нужд ядерного реактора.

Термоядерный реактор — вид изнутри

Однако, существует также ряд технических недоработок, с которыми постоянно сталкиваются исследователи.

Например, нынешний вариант топлива, представленный в виде смеси дейтерия и трития, требует разработки новых технологий. Например, по окончанию первой серии тестов на крупнейшем на сегодняшней день термоядерном реакторе ДЖЕТ, реактор стал настолько радиоактивным, что далее потребовалась разработка специальной роботизированной системы обслуживания для завершения эксперимента. Другим неутешительным фактором работы термоядерного реактора является его КПД – 20%, в то время как КПД АЭС – 33-34%, а ТЭС — 40%.

Создание проекта ИТЭР и запуск реактора

Проект ITER берет свое начало в 1985-м году, когда Советский Союз предложил совместное создание токамака — тороидальной камеры с магнитными катушками, которая способно удерживать плазму при помощи магнитов, тем самым создавая условия, требуемые для протекания реакции термоядерного синтеза. В 1992-м году было подписано четырехстороннее соглашение о разработке ИТЕР, сторонами которого выступили ЕС, США, Россия и Япония. В 1994-м году к проекту присоединилась Республика Казахстан, в 2001-м – Канада, в 2003-м – Южная Корея и Китай, в 2005-м — Индия. В 2005-м году было определено место для постройки реактора – исследовательский центр ядерной энергетики Кадараш, Франция.

Строительство реактора началось с подготовки котлована для фундамента. Так параметры котлована составили 130 х 90 х 17 метров. Весь комплекс с токамаком будет весить 360 000 тонн, из которых 23 000 тонн приходится на сам токамак.

Различные элементы комплекса ИТЕР будут разрабатываться и доставляться на место строительства со всех уголков мира. Так в 2016-м году в России была разработана часть проводников для полоидальных катушек, которые далее отправились в Китай, который будет производить сами катушки.

Очевидно, столь масштабную работу совсем непросто организовать, ряд стран неоднократно не поспевали за поставленным графиком проекта, в результате чего запуск реактора постоянно переносился. Так, согласно прошлогоднему (2016 г.) июньскому сообщению: «получение первой плазмы запланировано на декабрь 2025-го года».

Механизм работы токамака ITER

Термин «токамак» происходит из русского акронима, который обозначает «тороидальная камера с магнитными катушками».

Сердцем токамака является его вакуумная камера в форме тора. Внутри, под воздействием экстремальной температуры и давления, газообразное водородное топливо становится плазмой — горячим электрически заряженным газом. Как известно, звездное вещество представлено плазмой, а термоядерные реакции в ядре Солнца протекают как раз в условиях повышенной температуры и давления. Подобные условия для формирования, удержания, сжатия и разогрева плазмы создаются посредством массивных магнитных катушек, которые расположены вокруг вакуумного сосуда. Воздействие магнитов позволит ограничить горячую плазму от стен сосуда.

Перед началом процесса воздух и примеси удаляются из вакуумной камеры. Затем заряжаются магнитные системы, которые помогут контролировать плазму, и вводится газообразное топливо. Когда через сосуд проходит мощный электрический ток, газ электрически расщепляется и становится ионизированным (то есть электроны покидают атомы) и образует плазму.

По мере того, как частицы плазмы активируются и сталкиваются, они также начинают нагреваться. Вспомогательные методы нагрева помогают привести плазму к температурам плавления (от 150 до 300 миллионов ° C). Частицы, «возбужденные» до такой степени, могут преодолеть свое естественное электромагнитное отталкивание при столкновении, в результате таких столкновений высвобождается огромное количество энергии.

Конструкция токамака состоит из таких элементов:

Вакуумный сосуд

(«пончик») – тороидальная камера, выполненная из нержавеющей стали. Ее большой диаметр составляет 19 м, малый – 6 м, а высота – 11 м. Объем камеры составляет 1 400 м 3 , а масса – более 5 000 т. Стенки вакуумного сосуда двойные, между стенками будет циркулировать теплоноситель, в роли которого выступит дистиллированная вода. Во избежание загрязнения воды, внутренняя стенка камеры защищена от радиоактивного излучения при помощи бланкета.

Бланкет

(«одеяло») – состоит из 440 фрагментов, укрывающих внутреннюю поверхность камеры. Общая площадь банкета составляет 700м 2 . Каждый фрагмент представляет собой нечто вроде кассеты, корпус которой сделан из меди, а передняя стенка является съемной и сделана из бериллия. Параметры кассет 1х1,5 м, а масса — не более 4,6 т. Подобные бериллиевые кассеты будут замедлять высокоэнергетические нейтроны, образованные в процессе реакции. Во время замедления нейтронов будет выделяться тепло, отводимое системой охлаждения. Следует отметить, что бериллиевая пыль, образуемая в результате работы реактора, может вызвать тяжелое заболевание под названием бериллиоз, также несет канцерогенное воздействие. По этой причине в комплексе разрабатываются строгие меры безопасности.

Токамак в разрезе. Желтым — соленоид, оранжевым — магниты тороидального поля (TF) и полоидального поля (PF), синим — бланкет, светло-синим — VV — вакуумный сосуд, фиолетовым — дивертор

(«пепельница») полоидального типа – устройство, основной задачей которого является «очищение» плазмы от грязи, возникающей в результате нагрева и взаимодействия с ней стенок камеры, покрытых бланкетом. При попадании подобных загрязнений в плазму, они начинают интенсивно излучать, вследствие чего возникают дополнительные радиационные потери. Располагается в нижней части токомака и при помощи магнитов направляет верхние слои плазмы (которые являются наиболее загрязненными) в охлаждающую камеру. Здесь плазма охлаждается и превращается в газ, после чего откачивается из камеры обратно. Бериллиевая пыль, после попадания в камеру – практически неспособна вернуться обратно в плазму. Таким образом загрязнение плазмы остается лишь на поверхности и не проникает вглубь.

Криостат

– крупнейший компонент токомака, который представляет собой оболочку из нержавеющей стали объемом 16 000 м 2 (29,3 х 28,6 м) и массой 3 850 т. Внутри криостата будут располагаться прочие элементы системы, а сам он служит барьером между токамаком и внешней средой. На его внутренних стенках будут расположены тепловые экраны, охлаждаемые циркулирующим азотом при температуре 80 К (-193,15 °C).

Магнитная система

– комплекс элементов, служащих для удержания и контроля плазмы внутри вакуумного сосуда. Представляет собой набор из 48 элементов:

• Катушки тороидального поля – находятся снаружи вакуумной камеры и внутри криостата. Представлены в количестве 18-ти штук, каждая из которых размером 15 х 9 м и весит примерно 300 т. Вместе эти катушки генерируют вокруг плазменного тора магнитное поле напряженностью 11,8 Тл и запасают энергию в 41 ГДж.
• Катушки полоидального поля – находятся поверх катушек тороидального поля и внутри криостата. Данные катушки отвечают за формирование магнитного поля, отделяющего массу плазмы от стенок камеры и сжимающего плазму для адиабатического нагрева. Количество таких катушек составляет 6. Две из катушек имеют диаметр 24 м, а массу – 400 т. Остальные четыре – несколько меньше.
• Центральный соленоид – находится во внутренней части тороидальной камеры, вернее в «дырке бублика». Принцип его работы схож с трансформатором, а основная задача – возбуждение индуктивного тока в плазме.
• Корректирующие катушки – находятся внутри вакуумного сосуда, между бланкетом и стенкой камеры. Их задача состоит в сохранении формы плазмы, способной локально «выпучиваться» и даже прикасаться к стенкам сосуда. Позволяет понизить уровень взаимодействия стенок камеры с плазмой, а следовательно – уровень ее загрязнения, а также понижает износ самой камеры.

Структура комплекса ИТЕР

Вышеописанная «в двух словах» конструкция токамака представляет собой сложнейший инновационный механизм, собираемый усилиями нескольких стран. Однако, для ее полноценной работы требуется целый комплекс построек, расположенных вблизи токамака. В их числе:

• Система управления, связи и доступа к данным (Control, Data Access and Communication) – CODAC. Находится в ряде зданий комплекса ИТЕР.
• Хранилища топлива и топливная система – служит для доставки топлива в токамак.
• Вакуумная система – состоит из более чем четырехсот вакуумных насосов, задача которых – выкачка продуктов термоядерной реакции, а также различных загрязнений из вакуумной камеры.
• Криогенная система – представлена азотным и гелиевым контуром. Гелиевый контур будет нормализировать температуру в токамаке, работа (а значит и температура) которого протекает не непрерывно, а импульсно. Азотный контур будет охлаждать тепловые экраны криостата и сам гелиевый контур. Также будет присутствовать водяная система охлаждения, которая направлена на понижение температуры стенок бланкета.
• Электропитание. Токамаку потребуется примерно 110 МВт энергии для постоянной работы. Для этого будут проведены линии электропередач в километр, которые будут подключены к французской промышленной сети. Стоит напомнить, что экспериментальная установка ИТЭР – не предусматривает выработку энергии, а работает лишь в научных интересах.

Финансирование ИТЭР

Международный термоядерный реактор ITER – достаточно дорогое мероприятие, которое изначально оценивалось в 12 миллиардов долларов, где на Россию, США, Корею, Китай и Индию приходится в 1/11 части суммы, на Японию – 2/11, а на ЕС — 4/11. Позже эта сумма возросла до 15 миллиардов долларов. Примечательно, что финансирование происходит посредством поставки требуемого для комплекса оборудования, которое развито в каждой из стран. Так, Россия поставляет бланкеты, устройства нагрева плазмы и сверхпроводящие магниты.

Перспектива проекта

В данный момент происходит постройка комплекса ИТЭР и производство всех требуемых компонентов для токамака. После запланированного запуска токамака в 2025-м году начнется проведение ряда экспериментов, на основе результатов которых будут отмечены аспекты, требующие доработки. После успешного ввода в строй ИТЭР планируется постройка электростанции на основе термоядерного синтеза под названием DEMO (DEMOnstration Power Plant). Задача DEMo состоит в демонстрации так называемой «коммерческой привлекательности» термоядерной энергетики. Если ITER способен вырабатывать всего 500 МВт энергии, то DEMO позволит непрерывно генерировать энергию в 2 ГВт.

Однако, следует иметь ввиду, что экспериментальная установка ИТЭР не будет вырабатывать энергию, а ее предназначение состоит в получении чисто научной выгоды. А как известно, тот или иной физический эксперимент может не только оправдать ожидания, но также и принести человечеству новые знания и опыт.

Человечество постепенно подходит к границе необратимого истощения углеводородных ресурсов Земли. Мы почти два столетия добываем из недр планеты нефть, газ и уголь, и уже понятно, что их запасы истощаются с огромной скоростью. Ведущие страны мира давно задумались над созданием нового источника энергии, экологически чистого, безопасного с точки зрения эксплуатации, с колоссальными топливными запасами.

Термоядерный реактор

Сегодня много говорят об использовании так называемых альтернативных видов энергии – возобновляемых источников в виде фотовольтаики, ветроэнергетики и гидроэнергетики. Очевидно, что в силу своих свойств данные направления могут выступить лишь в роли вспомогательных источников энергоснабжения.

В качестве долгосрочной перспективы человечества можно рассматривать только энергетику на основе ядерных реакций.

С одной стороны, интерес к строительству ядерных реакторов на своей территории проявляет все больше государств. Но все же насущной проблемой для ядерной энергетики является переработка и захоронение радиоактивных отходов, а это сказывается на экономических и экологических показателях. Еще в середине XX века ведущие мировые ученые-физики в поисках новых видов энергии обратились к источнику жизни на Земле – Солнцу, в недрах которого при температуре около 20 миллионов градусов протекают реакции синтеза (слияния) легких элементов с выделением колоссальной энергии.

Лучше всех с задачей разработки установки для реализации ядерных реакций синтеза в земных условиях справились отечественные специалисты. Знания и опыт в области управляемого термоядерного синтеза (УТС), полученные в России, легли в основу проекта, являющегося без преувеличения энергетической надеждой человечества – Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР, ITER), который возводится в Кадараше (Франция).

История термоядерного синтеза

Первые термоядерные исследования начались в странах, работавших над своей атомной оборонной программой. Это не удивительно, ведь на заре атомной эры главной целью появления реакторов с дейтериевой плазмой было исследование физических процессов в горячей плазме, знание которых было необходимо в том числе и для создания термоядерного оружия. Согласно рассекреченным данным, СССР и США практически одновременно начали в 1950-х гг. работы по УТС. Но, в тоже время, есть исторические свидетельства, что еще в 1932 г. старый революционер и близкий друг вождя мирового пролетариата Николай Бухарин, занимавший в тот период пост председателя комитета ВСНХ и следивший за развитием советской науки, предлагал развернуть в стране проект по исследованию контролируемых термоядерных реакций.

История советского термоядерного проекта не обошлась без забавного факта. Будущего знаменитого академика и создателя водородной бомбы Андрея Дмитриевича Сахарова натолкнуло на идею магнитной термоизоляции высокотемпературной плазмы письмо солдата советской армии. В 1950 г. служивший на Сахалине сержант Олег Лаврентьев направил в Центральный комитет Всесоюзной коммунистической партии письмо, в котором предложил использовать в водородной бомбе дейтерид лития-6 вместо сжиженного дейтерия и трития, а также создать систему с электростатическим удержанием горячей плазмы для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Письмо попало на отзыв к тогда еще молодому ученому Андрею Сахарову, который в своем отзыве написал, что «считает необходимым детальное обсуждение проекта товарища Лаврентьева».

Уже к октябрю 1950 г. Андрей Сахаров и его коллега Игорь Тамм сделали первые оценки магнитного термоядерного реактора (МТР). Первая тороидальная установка с сильным продольным магнитным полем, основанная на идеях И. Тамма и А. Сахарова, была построена в 1955 г. в ЛИПАНе. Ее назвали ТМП – тор с магнитным полем. Последующие установки уже назывались ТОКАМАК, по комбинации начальных слогов в словосочетании «ТОроидальная КАмера МАгнитная Катушка». В своем классическом варианте токамак - это тороидальная камера в виде бублика, помещенная в тороидальное магнитное поле. С 1955 по 1966 гг. в Курчатовском институте было построено 8 таких установок, на которых проводилась масса различных исследований. Если до 1969 г. вне СССР был построен токамак только в Австралии, то в последующие годы их возвели в 29 странах, включая США, Японию, страны Европы, Индию, Китай, Канаду, Ливию, Египет. Всего в мире до настоящего времени было построено около 300 токамаков, в том числе 31 в СССР и России, 30 в США, 32 в Европе и 27 в Японии. Фактически три страны – СССР, Великобритания и США вели негласное соревнование, кто первым сумеет обуздать плазму и фактически начать производство энергии «из воды».

Важнейший плюс термоядерного реактора - снижение радиационной биологической опасности примерно в тысячу раз в сравнении со всеми современными атомными энергореакторами.

Термоядерный реактор не выбрасывает СО2 и не нарабатывает «тяжелые» радиоактивные отходы. Этот реактор можно ставить где угодно, в любом месте.

Шаг длиной в полвека

В 1985 г. академик Евгений Велихов от имени СССР предложил ученым Европы, США и Японии вместе создать термоядерный реактор, и уже в 1986 г. в Женеве было достигнуто соглашение о проектировании установки, получившей в дальнейшем имя ИТЭР. В 1992 г. партнеры подписали четырехстороннее соглашение о разработке инженерного проекта реактора. Первый этап строительства по плану должен завершиться к 2020 г., когда запланировано получить первую плазму. В 2011 г. на площадке ИТЭР началось реальное строительство.

Схема ИТЭРа повторяет классический российский токамак, разработанный еще в 1960-х гг. Планируется, что на первом этапе реактор будет работать в импульсном режиме при мощности термоядерных реакций 400–500 МВт, на втором этапе будет отрабатываться режим непрерывной работы реактора, а также система воспроизводства трития.

Реактор ИТЭР не зря называют энергетическим будущим человечества. Во-первых, это крупнейший мировой научный проект, ведь на территории Франции его строят практически всем миром: участвуют ЕС+Швейцария, Китай, Индия, Япония, Южная Корея, Россия и США. Соглашение о сооружении установки было подписано в 2006 г. Страны Европы вносят около 50% объема финансирования проекта, на долю России приходится примерно 10% от общей суммы, которые будут инвестированы в форме высокотехнологичного оборудования. Но самый главный вклад России – сама технология токамака, легшая в основу реактора ИТЭР.

Во-вторых, это будет первая крупномасштабная попытка использовать для получения электроэнергии термоядерную реакцию, которая происходит на Солнце. В-третьих, эта научная работа должна принести вполне практические плоды, и к концу века мир ожидает появления первого прототипа коммерческой термоядерной электростанции.

Ученые предполагают, что первую плазму на международном экспериментальном термоядерном реакторе удастся получить в декабре 2025 г.

Почему такой реактор стали строить буквально всем мировым научным сообществом? Дело в том, что многие технологии, которые планируется использовать при возведении ИТЭРа, не принадлежат сразу всем странам. Не может одно, даже самое высокоразвитое в научно-техническом плане государство иметь сразу сотню технологий высшего мирового уровня во всех областях техники, применяемой в таком высокотехнологичном и прорывном проекте, как термоядерный реактор. А ведь ИТЭР – это сотни подобных технологий.

Россия по многим технологиям термоядерного синтеза превосходит общемировой уровень. Но, к примеру, и японские атомщики также обладают уникальными компетенциями в этой области, вполне применимыми в ИТЭРе.

Поэтому еще в самом начале проекта страны-партнеры пришли к договоренностям о том, кто и что будет поставлять на площадку, и что это должна быть не просто кооперация в инжиниринге, а возможность для каждого из партнеров получить новые технологии от других участников, чтобы в будущем развивать их у себя самостоятельно.

Андрей Ретингер, журналист-международник

Термоядерный реактор Е.П. Велихов, С.В. Путвинский

Е.П. Велихов, С.В. Путвинский.
Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Аннотация

В настоящей статье приведен краткий обзор современного состояния термоядерных исследований и изложены перспективы термоядерной энергетики в энергетической системе 21 века. Обзор рассчитан на широкий круг читателей, знакомых с основами физики и инженерии.

По современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энерги и, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энерги и. В реакциях синтеза энерги я производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энерги я звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энерги ей экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энерги и производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энерги и, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энерги и по регионам, производство энерги и возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10 21 Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энерги и - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энерги и. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энерги и использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энерги и, такие как: солнечная энерги я, энерги я ветра, гидроэлектроэнерги я, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энерги я. Доля каждого источника энерги и в общем производстве энерги и будет определяться структурой потребления энерги и и экономической эффективностью каждого из этих источников энерги и.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энерги и используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энерги ей на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энерги и такие, как солнечная энерги я, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энерги и. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энерги я. В настоящее время, для получения энерги и освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциал ьный кандидат для базовой энергетики.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энерги и в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энерги и ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

§4 посвящен обзору исследований в области магнитного управляемого синтеза, который включает в себя системы с магнитным удержанием и импульсные системы. Большая часть этого обзора посвящена наиболее продвинутым системам для магнитного удержания плазмы, установкам типа ТОКАМАК.

Объём настоящего обзора позволяет обсудить только наиболее существенные стороны исследований по управляемому термоядерному синтезу. Читателю, интересующемуся более глубоким изучением различных аспектов этой проблемы, можно рекомендовать обратиться к обзорной литературе. Существует обширная литература, посвященная управляемому термоядерному синтезу. В том числе, следует упомянуть как ставшие уже классическими книги , написанные основоположниками управляемых термоядерных исследований, так и совсем недавние издания, как, например, , в которых изложено современное состояние термоядерных исследований.

Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энерги и довольно много, для практических целей использования ядерной энерги и, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада он превращается в Не 3 , излучая низкоэнерги чный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.

Таблица 1.
Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза

Все реакции, приведенные в Таблице 1, кроме последней, происходят с выделением энерги и в виде кинетической энерги и продуктов реакций, q , которая указана в скобках в единицах миллионов электронвольт (МэВ),
(1 эВ = 1.6 ·10 –19 Дж = 11600 °К). Две последние реакции играют особую роль в управляемом термоядерном синтезе - они будут использоваться для производства трития, которого не существует в природе.

Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ . Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энерги и сталкивающихся частиц в системе центра масс.

Из-за наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций при низкой энерги и частиц ничтожно малы, и, поэтому, при обычной температуре смесь изотопов водорода и других легких атомов, практически, не реагирует. Для того, чтобы любая из этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энерги ю. Тогда частицы смогут преодолеть кулоновский барьер, сблизиться на расстояние порядка ядерных и прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия с тритием достигается при энерги и частиц около 80 КэВ, а для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Т = 10 8 ° К.

Самый простой способ получения энерги и ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энерги и 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энерги ю достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной (порядка 100 КэВ) и произведенной в реакции энерги и (порядка 10 МэВ). Другими словами, при таком “способе” производства энерги и коэффициент воспроизводства энерги и,
Q fus = Р синтез /Р затрат будет меньше 1.

Для того, чтобы увеличить Q fus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Q fus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энерги чных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.

Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т) , которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n 1 n 2 К(Т) , и, следовательно, объемную плотность выделения энерги и в реагирующей смеси,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

В последней формуле n 1 n 2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.

При высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительно заряженных ионов, которые взаимодействуют друг с другом за счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные с движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы и, в частности, поддерживают ее квазинейтральность. С очень большой точностью, плотность зарядов ионов и электронов в плазме равны между собой, n e = Zn z , где Z - заряд иона (для изотопов водорода Z = 1). Ионная и электронная компоненты обмениваются энерги ей, за счет кулоновских столкновений и при параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, их температуры примерно равны.

За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, испускаемое электронами при столкновении с ионами :

Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение P fus /P b зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, P fus /P b = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энерги и, и поэтому в холодной смеси положительный выход энерги и невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Пороговые температуры для DD и DHe 3 -реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции , и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки , в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.

Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энерги и из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энерги и можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы t E , определенным таким образом, что отношение 3nТ / t E дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, P fus > 3nТ / t E , что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, nt E . Например, для DT-реакции необходимо, чтобы

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Это условие принято называть критерием Лоусона (cтрого говоря, в оригинальной работе критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора и, в отличие от (3), включает в себя к.п.д. преобразования тепловой энерги и в электрическую). В том виде, в каком он записан выше, критерий, практически, не зависит от термоядерной системы и является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для других реакций на один-два порядка выше, чем для DT-реакции, выше и пороговая температура. Близость устройства к достижению положительного выхода принято изображать на плоскости Т - nt E , которая показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - nt E .
Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.

Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.

Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энерги и.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса: 1) стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы; 2) импульсные системы. В первом случае, плотность плазмы невелика и критерий Лоусона достигается за счет хорошего удержания энерги и в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 10 20 м -3 (это примерно в 10 5 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).

В импульсных системах критерий Лоусона достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энерги и взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.

Оба типа систем, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энерги и Q fus > 1, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов. Однако, прежде, чем перейти к обсуждению термоядерных устройств, мы рассмотрим топливный цикл будущего термоядерного реактора, который в большой степени не зависит от конкретного устройства системы.

1) ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.

2) Приведенное Q fus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.

Рис.6. Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Q fus = 1 и получило nt E всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона ,

где β выражено в %, I p – ток, протекающий в плазме и β N - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в (5) имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона β N = 3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теор етическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β , полученные в различных ТОКАМАКах.

Рис.7. Сравнение предельных значений β , достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона .

При превышении предельного значения β , в плазме ТОКАМАКа развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается и гибнет на стенке. Это явление называется срывом плазмы.

Как видно из Рис.7 для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теория предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START , построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энерги и и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теор етическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстрапол яции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирическ ие закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока I р, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.

Рис.8. Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни от предсказанного скейлингом ITER-97(y).
Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек от скейлинга 15%.
Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам и проектируемому ТОКАМАКу-реактору ИТЭР .

Этот скейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

В 1998 г был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР . Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Основные физические и инженерные параметры установки приведены в Таблице 3, а его сечение показано на Рис.9.

Рис.9. Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР .

ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м 2 и полным флюенсом 0.3 МВт× лет/м 2 , что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Таблица 3.
Основные параметры первого экспериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ИТЭР .

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнерги ю. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнерги и.

Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом.

Кроме ТОКАМАКов и СТЕЛЛАРАТОРов эксперименты, хотя и в меньшем масштабе, продолжаются на некоторых других системах с замкнутыми магнитными конфигурациями. Среди них следует отметить пинчи с обращенным полем , СФЕРОМАКи и компактные торы . Пинчи с обращенным полем имеют относительно низкое значение тороидального магнитного поля. В СФЕРОМАКе или в компактных торах тороидальная магнитная система вовсе отсутствует. Соответственно, все эти системы обещают возможность создания плазмы с высоким значением параметра β и, следовательно, в перспективе могут оказаться привлекательными для создания компактных термоядерных реакторов или же реакторов, использующих альтернативные реакции, такие как DHe 3 или рВ, в которых низкое поле требуется для снижения магнитно-тормозного излучения. Нынешние параметры плазмы, достигнутые в этих ловушках, пока, существенно ниже, чем те, которые получены в ТОКАМАКах и СТЕЛЛАРАТОРах.

Исследование взаимодействия лазерного излучения с веществом показало, что лазерное излучение хорошо поглощается испаряющимся веществом оболочки мишени вплоть до требуемых плотностей мощности 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коэффициент поглощения может достигать 40÷80 % и растет с уменьшением длинны волны излучения . Как указывалось выше, большого термоядерного выхода можно добиться, если при сжатии основная масса топлива остается холодной. Для этого нужно, чтобы сжатие было адиабатическим, т.е. нужно избегать предварительного разогрева мишени, которое может происходить за счет генерации лазерным излучением энерги чных электронов, ударных волн или жесткого рентгеновского излучения. Многочисленные исследования показали, что эти нежелательные эффекты можно снизить за счет профилирования импульса излучения, оптимизации таблеток и уменьшения длины волны излучения. На Рис.16, заимствованном из работы , показаны границы области на плоскости плотность мощности - длина волны лазеров, пригодных для обжатия мишеней.

Рис.16. Область на плоскости параметров, в которой лазеры способны осуществлять обжатия термоядерных мишеней (заштрихована).

Первая лазерная установка (NIF) с параметрами лазера, достаточными для получения зажигания мишеней, будет построена в США в 2002 г. Установка позволит изучить физику обжатия мишеней, которые будут иметь термоядерный выход на уровне 1-20 МДж и, соответственно, позволит получить высокие значения Q>1.

Хотя лазеры позволяют проводить лабораторные исследования по обжатию и зажиганию мишеней, их недостатком является низкий к.п.д., который, пока, в лучшем случае, достигает 1-2%. При таких низких к.п.д., термоядерный выход мишени должен превышать 10 3 , что является очень сложной задачей. Кроме того, лазеры на стекле имеют низкую повторяемость импульса. Для того, чтобы лазеры могли служить драйвером реактора термоядерной электростанции их стоимость должна быть снижена примерно на два порядка величины . Поэтому, параллельно с развитием лазерной технологии, исследователи обратились к разработке более эффективных драйверов - ионных пучков.

Ионные пучки

В настоящее время рассматривается два типа ионных пучков: пучки легких ионов, типа Li, с энерги ей в несколько десятков МэВ и пучки тяжелых ионов, типа Рb, с энерги ей до 10 ГэВ. Если говорить о реакторных приложениях, то в обоих случаях нужно подвести к мишени радиусом несколько миллиметров энерги ю в несколько МДж за время порядка 10 нс. Необходимо не только сфокусировать пучок, но и суметь провести его в камере реактора на расстояние порядка нескольких метров от выхода ускорителя до мишени, что для пучков частиц является совсем не простой задачей.

Пучки легких ионов с энерги ей несколько десятков МэВ можно создавать с относительно большим к.п.д. с помощью импульсного напряжения, приложенного к диоду. Современная импульсная техника позволяет получать мощности, требуемые для обжатия мишеней, и поэтому, пучки легких ионов являются наиболее дешевым кандидатом для драйвера. Эксперименты с легкими ионами проводились в течение многих лет на установке PBFA-11 в Сандиевской национальной лаборатории в США. Установка позволяет создавать короткие (15 нс) импульсы 30 МэВ-ных ионов Li с пиковым током 3.5 МА и полной энерги ей около 1 МДж. Кожух из материала с большим Z с мишенью внутри помещался в центре сферически симметричного диода, позволяющего получать большое количество радиально направленных ионных пучков. Энергия ионов поглощалась в кожухе холраума и пористом наполнителе между мишенью и кожухом и преобразовывалось в мягкое рентгеновское излучение, сжимающее мишень .

Предполагалось получить плотность мощности свыше 5 · 10 13 Вт/см 2 , необходимую для обжатия и поджига мишеней. Однако, достигнутые плотности мощности были, примерно, на порядок величины меньше, чем ожидалось . В реакторе, использующем легкие ионы в качестве драйвера, требуются колоссальные потоки быстрых частиц с высокой плотностью частиц вблизи мишени. Фокусировка таких пучков на миллиметровые мишени представляет собой задачу огромной сложности. Кроме того, легкие ионы будут заметно тормозиться в остаточном газе в камере сгорания.

Переход к тяжелым ионам и большим энерги ям частиц позволяет существенно смягчить эти проблемы и, в частности, уменьшить плотности тока частиц и, таким образом, облегчить проблему фокусировки частиц. Однако, для получения требуемых 10 ГэВ-ных частиц требуются огромные ускорители с накопителями частиц и прочей сложной ускорительной техникой. Положим, что полная энерги я пучка 3 МДж, время импульса 10 нс и область, на которую должен быть сфокусирован пучок, представляет собой окружность с радиусом 3 мм. Сравнительные параметры гипотетических драйверов для обжатия мишени приведены в Таблице 6.

Таблица 6.
Сравнительные характеристики драйверов на легких и тяжелых ионах.

*) – в области мишени

Пучки тяжелых ионов, также, как и легкие ионы, требуют использования холраума, в котором энерги я ионов преобразуется в рентгеновское излучение, равномерно облучающее саму мишень. Конструкция холраума для пучка тяжелых ионов лишь немного отличается от холраума для лазерного излучения. Отличие заключается в том, что пучки на требуют отверстий, через которое лазерные лучи проникают внутрь холраума. Поэтому, в случае пучков, используются специальные поглотители частиц, которые преобразуют их энерги ю в рентгеновское излучение. Один из возможных вариантов показан на Рис.14b. Оказывается, что эффективность преобразования уменьшается с ростом энерги и ионов и ростом размера области, на которой происходит фокусировка пучка . Поэтому, увеличение энерги и частиц свыше 10 ГэВ нецелесообразно.

В настоящее время, как в Европе, так и в США принято решение сосредоточить основные усилия на развитием драйверов, основанных на пучках тяжелых ионов . Предполагается, что эти драйверы будут разработаны к 2010-2020 гг и, в случае успеха, заменят лазеры в установках следующего за NIF поколения. Пока ускорителей, требуемых для инерционного синтеза, не существует. Основная трудность их создания связана с необходимостью увеличивать плотности потоков частиц до такого уровня, при котором пространственная плотность заряда ионов уже существенно влияет на динамику и фокусировку частиц. Для того, чтобы уменьшить эффект пространственного заряда, предполагается создавать большое количество параллельных пучков, которые будут соединяться в камере реактора и направляться на мишень . Характерный размер линейного ускорителя - несколько километров .

Каким же образом предполагается провести ионные пучки на расстояние несколько метров в камере реактора и сфокусировать их на области размером несколько миллиметров? Одна из возможных схем заключается в самофокусировке пучков, которая может происходить в газе низкого давления. Пучок будет вызывать ионизацию газа и компенсирующий встречный электрический ток, протекающий по плазме. Азимутальное магнитное поле, которое создается результирующим током (разницей тока пучка и обратного тока плазмы), будет приводить к радиальному сжатию пучка и его фокусировке. Численное моделирование показывает, что, в принципе, такая схема возможна, если давление газа будет поддерживаться в нужном диапазоне 1-100 Торр .

И хотя пучки тяжелых ионов открывают перспективу создания эффективного драйвера для термоядерного реактора, они имеют перед собой колоссальные технические трудности, которые еще предстоит преодолеть, прежде, чем цель будет достигнута. Для термоядерных приложений нужен ускоритель, который будет создавать пучок 10 ГэВ-ных ионов с пиковым током в несколько десятков КА и со средней мощностью около 15 МВт. Объем магнитной системы такого ускорителя сравним с объемом магнитной системы ТОКАМАКа-реактора и, поэтому, можно ожидать, что их стоимости будут одного порядка.

Камера импульсного реактора

В отличие от магнитного термоядерного реактора, где требуется высокий вакуум и чистота плазмы, к камере импульсного реактора такие требования не предъявляются. Основные технологические трудности создания импульсных реакторов лежат в области драйверной техники, создании прецизионных мишеней и систем позволяющих подавать и контролировать положение мишени в камере. Сама камера импульсного реактора имеет относительно простую конструкцию. Большинство проектов предполагает использовать жидкую стенку создаваемую открытым теплоносителем. Например, проект реактора HYLIFE-11 использует расплавленную соль Li 2 BeF 4 , жидкая завеса из которой окружает область, куда поступают мишени. Жидкая стенка будет поглощать нейтронное излучение и смывать остатки мишеней. Она же демпфирует давление микровзрывов и равномерно передает ее на основную стенку камеры. Характерный внешний диаметр камеры около 8 м, ее высота - около 20 м.

Полный расход жидкого теплоносителя по оценкам будет составлять около 50 м 3 /с, что вполне достижимо. Предполагается, что кроме основного, стационарного потока, в камере будет сделана импульсная жидкая заслонка, которая будет открываться синхронизировано с подачей мишени с частотой около 5 Гц для пропускания пучка тяжелых ионов.

Требуемая точность подачи мишени составляет доли миллиметров. Очевидно, что пассивная подача мишени на расстояние в несколько метров с такой точностью в камере, в которой будет происходить турбулентные потоки газа, вызванные взрывами предшествующих мишеней, представляет собой практически невыполнимую задачу. Поэтому, в реакторе потребуется система управления, позволяющая отслеживать положение мишени и производить динамическую фокусировку пучка. В принципе, такая задача выполнима, но может существенно усложнить управление реактором.

«Lockheed Martin начала разработку компактного термоядерного реактора… На сайте фирмы говорится о постройке первого опытного образца уже через год. Если это окажется правдой, через год мы будем жить в совершенно ином мире», - это начало одной из «Чердака». Со времени ее публикации прошло три года, и мир с тех пор не так уж сильно изменился.

Сегодня в реакторах атомных электростанций энергия вырабатывается за счет распада тяжелых ядер. В термоядерных же реакторах энергия получается в ходе процесса слияния ядер, при котором образуются ядра меньшей массы, чем сумма исходных, а «остаток» уходит в виде энергии. Отходы ядерных реакторов радиоактивны, их безопасное захоронение - это большая головная боль. Термоядерные реакторы такого недостатка лишены, а также используют широко доступное топливо, такое как водород.

У них есть только одна большая проблема - промышленных образцов еще не существует. Задача непростая: для термоядерных реакций нужно сжать топливо и нагреть до сотен миллионов градусов - горячее, чем на поверхности Солнца (где термоядерные реакции происходят естественным путем). Достичь такой высокой температуры сложно, но можно, только вот потребляет такой реактор энергии больше, чем вырабатывает.

Однако потенциальных достоинств у них все равно так много, что разработкой занимается, конечно же, не только Lockheed Martin.

ITER

ITER - cамый крупный проект в этой области. В нем участвуют Евросоюз, Индия, Китай, Корея, Россия, США и Япония, а сам реактор строится на территории Франции с 2007 года, хотя его история уходит намного глубже в прошлое: о его создании договаривались еще Рейган с Горбачевым в 1985-м. Реактор представляет собой тороидальную камеру, «бублик», в которой плазму удерживают магнитные поля, потому и называется токамак - то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками. Энергию реактор будет вырабатывать за счет слияния изотопов водорода - дейтерия и трития.

Планируется, что ITER будет получать энергии в 10 раз больше, чем потреблять, однако будет это не скоро. Изначально планировалось, что в экспериментальном режиме реактор начнет работать в 2020 году, однако затем этот срок перенесли на 2025-й. При этом промышленное производство энергии начнется не раньше 2060 года, а уж ждать распространения этой технологии можно только где-то в конце XXI века.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X - крупнейший термоядерный реактор типа стелларатор. Стелларатор решает проблему, которая преследует токамаки, - «расползание» плазмы из центра тора к его стенкам. То, с чем токамак пытается справиться за счет мощи магнитного поля, стелларатор решает за счет своей сложной формы: удерживающее плазму магнитное поле изгибается, чтобы пресечь поползновения заряженных частиц.

Wendelstein 7-X, как надеются его создатели, в 21-м году сможет проработать полчаса, что даст «билет в жизнь» идее термоядерных станций подобной конструкции.

National Ignition Facility

Еще один тип реакторов использует для сжатия и разогрева топлива мощные лазеры. Увы, крупнейшая лазерная установка для получения термоядерной энергии, американская NIF, не смогла выдать энергии больше, чем потребляет.

Какие из всех этих проектов действительно «взлетят», а кого постигнет участь NIF, предсказать сложно. Остается ждать, надеяться и следить за новостями: 2020-е обещают стать интересным временем для ядерной энергетики.

«Ядерные технологии » - один из профилей Олимпиады НТИ для школьников.