Так как между атомными ядрами на малых расстояниях действуют ядерные силы притяжения, при сближении двух ядер возможно их слияние, т. е. синтез более тяжелого ядра. Все атомные ядра имеют положительный электрический заряд и, следовательно, на больших расстояниях отталкиваются друг от друга. Для того чтобы ядра могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию синтеза, они должны обладать достаточной кинетической энергией для преодоления взаимного электрического отталкивания, которое тем больше, чем больше заряд ядра. Поэтому проще всего осуществляется синтез легких ядер с малым электрическим зарядом. В лаборатории реакции синтеза можно наблюдать, обстреливая мишень быстрыми ядрами, разогнанными в специальном ускорителе (см. Ускорители заряженных частиц). В природе реакции синтеза происходят в очень горячем веществе, например в недрах звезд, в том числе в центре Солнца, где температура 14 млн градусов и энергия теплового движения некоторых самых быстрых частиц достаточна для преодоления электрического отталкивания. Ядерный синтез, происходящий в разогретом веществе, называют термоядерным.

Термоядерные реакции, идущие в недрах звезд, играют очень важную роль в эволюции Вселенной. Они - источник ядер химических элементов, которые синтезируются из водорода в звездах. Они - источник энергии звезд. Основным источником энергии Солнца являются реакции так называемого протон-протонного цикла, в результате которых из 4 протонов рождается ядро гелия. Выделяющаяся при синтезе энергия уносится образующимися ядрами, квантами электромагнитного излучения, нейтронами и нейтрино. Наблюдая поток нейтрино, идущий от Солнца, можно установить, какие ядерные реакции синтеза и с какой интенсивностью происходят в его центре.

Уникальная особенность термоядерных реакций как источника энергии - очень большое энерговыделение на единицу массы реагирующих веществ - в 10 млн раз больше, чем в химических реакциях. Вступление в синтез 1 г изотопов водорода эквивалентно сгоранию 10 т бензина. Поэтому ученые давно стремятся овладеть этим гигантским источником энергии. В принципе мы умеем уже сегодня получать на Земле энергию термоядерного синтеза. Нагреть вещество до звездных температур можно, используя энергию атомного взрыва. Так устроена водородная бомба - самое страшное оружие современности, в которой взрыв ядерного запала приводит к мгновенному нагреву смеси дейтерия с тритием и последующему термоядерному взрыву.

Но не к такому неуправляемому синтезу, способному погубить все живое на Земле, стремятся ученые. Они ищут способы осуществления управляемого термоядерного синтеза. Какие же условия должны быть для этого выполнены? Прежде всего, конечно, нужно нагреть термоядерное горючее до температуры, когда реакции синтеза могут происходить с заметной вероятностью. Но этого мало. Необходимо, чтобы при синтезе выделялось больше энергии, чем затрачивается на нагрев вещества, или, что еще лучше, чтобы рождающиеся при синтезе быстрые частицы сами поддерживали требуемую температуру горючего. Для этого нужно, чтобы вступающее в синтез вещество было надежно теплоизолировано от окружающей и, естественно, холодной на Земле среды, т. е. чтобы время остывания, или, как говорят, время удержания энергии, было достаточно велико.

Требования к температуре и времени удержания зависят от используемого горючего. Легче всего осуществить синтез между тяжелыми изотопами водорода - дейтерием (Д) и тритием (Т). При этом в результате реакции получается ядро гелия (He 4) и нейтрон. Дейтерий имеется на Земле в огромных количествах в морской воде (один атом дейтерия на 6000 атомов водорода). Тритий же в природе отсутствует. Сегодня его получают искусственно, облучая в ядерных реакторах нейтронами литий. Отсутствие трития не является, однако, препятствием для использования Д-Т реакции синтеза, так как образующийся при реакции нейтрон можно использовать для воспроизводства трития, облучая литий, запасы которого на Земле достаточно велики.

Для осуществления Д-Т реакции наиболее выгодны температуры около 100 млн градусов. Требование же ко времени удержания энергии зависит от плотности реагирующего вещества, которое при такой температуре неизбежно будет находиться в виде плазмы, т. е. ионизированного газа. Так как интенсивность термоядерных реакций тем выше, чем выше плотность плазмы, требования ко времени удержания энергии обратно пропорциональны плотности. Если выражать плотность в виде числа ионов в 1 см 3 , то для Д-Т реакции при оптимальной температуре условие получения полезной энергии можно записать в виде: произведение плотности n на время удержания энергии τ должно быть больше 10 14 см −3 с, т. е. плазма с плотностью 10 14 ионов в 1 см 3 должна заметно остывать не быстрее, чем за 1 с.

Так как тепловая скорость ионов водорода при требуемой температуре 10 8 см/с, за 1 с ионы пролетают 1000 км. Поэтому нужны специальные устройства, предотвращающие попадание плазмы на стенки, теплоизолирующие её. Плазма - газ, состоящий из смеси ионов и электронов. На заряженные частицы, движущиеся поперек магнитного поля, действует сила, искривляющая их траекторию и заставляющая двигаться по окружностям с радиусами, пропорциональными импульсу частиц и обратно пропорциональными магнитному полю. Таким образом, магнитное поле может предотвратить уход заряженных частиц в направлении, перпендикулярном силовым линиям. На этом основана идея магнитной термоизоляции плазмы. Магнитное поле, однако, не препятствует движению частиц вдоль силовых линий: в общем случае частицы движутся по спиралям, навиваясь на силовые линии.

Физики придумали разные хитрости, предотвращающие уход частиц вдоль силовых линий. Можно, например, сделать «магнитные пробки» - области с более сильным магнитным полем, отражающие часть частиц, но лучше всего свернуть силовые линии в кольцо, использовать тороидальное магнитное поле. Но и одного тороидального поля, оказывается, недостаточно.

Тороидальное поле неоднородно в пространстве - его напряженность спадает по радиусу, а в неоднородном поле возникает медленное движение заряженных частиц - так называемый дрейф - поперек магнитного поля. Ликвидировать этот дрейф можно, пропустив через плазму ток вдоль обхода тора. Магнитное поле тока, складываясь с тороидальным внешним полем, сделает общее поле винтовым.

Двигаясь по спиралям вдоль силовых линий, заряженные частицы будут переходить из верхней полуплоскости тора в нижнюю и обратно. При этом они будут все время дрейфовать в одну сторону, например вверх. Но, находясь в верхней полуплоскости и дрейфуя вверх, частицы уходят от средней плоскости тора, а находясь в нижней полуплоскости и дрейфуя тоже вверх, частицы возвращаются к ней. Так дрейфы в верхней и нижней половинах тора взаимно компенсируются и не приводят к потерям частиц. Именно так и устроена магнитная система установок типа Токамак, на которых получены наилучшие результаты по нагреву и термоизоляции плазмы.

Кроме термоизоляции плазмы необходимо обеспечить также её нагрев. В Токамаке для этой цели можно использовать ток, протекающий по плазменному шнуру. В других устройствах, где удержание осуществляется без тока, а также и в самом Токамаке для нагрева до очень высоких температур используют и иные способы нагрева, например с помощью высокочастотных электромагнитных волн, инжекции (введения) в плазму пучков быстрых частиц, световых пучков, генерируемых мощными лазерами, и т. д. Чем больше мощность нагревающего устройства, тем быстрее можно нагреть плазму до требуемой температуры. Разработка в последние годы очень мощных лазеров и источников пучков релятивистских заряженных частиц позволила нагревать малые объемы вещества до термоядерных температур за очень малое время, столь малое, что вещество успевает нагреться и вступить в реакции синтеза раньше, чем разлететься из‑за теплового движения. В таких условиях дополнительная термоизоляция оказалась ненужной. Единственное, что удерживает частицы от разлета,- это их собственная инерция. Термоядерные устройства, основанные на этом принципе, называют устройствами с инерционным удержанием. Это новое направление исследований, которое называется инерционным термоядерным синтезом, усиленно развивается в настоящее время.

Шиканов А.С. // Соросовский образовательный журнал, №8, 1997, с: 86-91

Мы рассмотрим физические принципы лазерного термоядерного синтеза — быстро развивающегося научного направления, в основу которого легли два выдающихся открытия XX столетия: термоядерные реакции и лазеры.

Термоядерные реакции протекают при слиянии (синтезе) ядер легких элементов. При этом наряду с образованием более тяжелых элементов выделяется избыточная энергия в виде кинетической энергии конечных продуктов реакции и гамма-излучения. Большое энерговыделение при протекании термоядерных реакций и привлекает внимание ученых из-за возможности их практического применения в земных условиях. Так, термоядерные реакции в крупных масштабах осуществлены в водородной (или термоядерной) бомбе.

Чрезвычайно привлекательной представляется возможность утилизации энергии, выделившейся при термоядерных реакциях для решения энергетической проблемы. Дело в том, что топливом при таком способе получения энергии является изотоп водорода дейтерий (D), запасы которого в Мировом океане практически неисчерпаемы.

ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ И УПРАВЛЯЕМЫЙ СИНТЕЗ

Термоядерная реакция — это процесс слияния (или синтеза) легких ядер в более тяжелые. Так как при этом происходит образование сильно связанных ядер из более рыхлых, процесс сопровождается выделением энергии связи. Легче всего происходит слияние изотопов водорода — дейтерия D и трития T. Ядро дейтерия — дейтрон содержит один протон и один нейтрон. Дейтерий содержится в воде в соотношении одна часть на 6500 частей водорода. Ядро трития — тритон состоит из протона и двух нейтронов. Тритий нестабилен (период полураспада 12,4 года), однако может быть получен в результате ядерных реакций.

При синтезе ядер дейтерия и трития образуются гелий He с атомной массой, равной четырем, и нейтрон n. В результате реакции выделяется энергия 17,6 МэВ.

Слияние ядер дейтерия происходит по двум каналам примерно с одинаковой вероятностью: в первом образуются тритий и протон p и выделяется энергия, равная 4 МэВ; во втором канале — гелий с атомной массой 3 и нейтрон, а выделившаяся энергия 3,25 МэВ. Эти реакции представляются в виде формул

D + T = 4He + n + 17,6 МэВ,

D + D = T + p + 4,0 МэВ,

D + D = 3He + n + 3,25 МэВ.

До процесса слияния ядра дейтерия и трития обладают энергией порядка 10 кэВ; энергия продуктов реакции достигает величины порядка единиц и десятков мегаэлектронвольт. Следует также отметить, что сечение реакции D + T и скорость ее протекания значительно выше (в сотни раз), чем для реакции D + D. Следовательно, для реакции D + T значительно легче достичь условий, когда выделившаяся термоядерная энергия превзойдет затраты на организацию процессов слияния.

Возможны и реакции синтеза с участием других ядер элементов (например, лития, бора и т.д.). Однако сечения реакций и скорости их протекания для этих элементов существенно меньше, чем для изотопов водорода, и достигают заметных значений лишь для температур порядка 100 кэВ. Достижение таких температур в термоядерных установках в настоящее время предоставляется совершенно нереальным, поэтому лишь реакции слияния изотопов водорода могут иметь практическое применение в ближайшем будущем.

Каким образом можно осуществить термоядерную реакцию? Проблема заключается в том, что слиянию ядер препятствуют электрические силы расталкивания. В соответствии с законом Кулона электрическая сила расталкивания растет обратно пропорционально квадрату расстояния между взаимодействующими ядрами F ~ 1/ r 2. Поэтому для синтеза ядер, образования новых элементов и выделения избыточной энергии необходимо преодолеть кулоновский барьер, то есть совершить работу против сил расталкивания, сообщая ядрам необходимую энергию.

Существуют две возможности. Одна из них заключается в столкновении двух ускоренных навстречу друг другу пучков легких атомов. Оказалось, однако, что этот путь неэффективен. Дело в том, что вероятность слияния ядер в ускоренных пучках чрезвычайно мала из-за низкой плотности ядер и ничтожно малого времени их взаимодействия, хотя создание пучков необходимой энергии в существующих ускорителях проблемы не составляет.

Другой путь, на котором и остановились современные исследователи, — нагрев вещества до высоких температур (порядка 100 млн градусов). Чем выше температура, тем выше среднекинетическая энергия частиц и тем большее их количество может преодолеть кулоновский барьер.

Для количественной оценки эффективности термоядерных реакций вводится коэффициент усиления по энергии Q, равный

где Eвых — энергия, выделившаяся в результате реакций синтеза, Eуст — энергия, идущая на нагрев плазмы до термоядерных температур.

Для того чтобы энергия, выделившаяся в результате реакции, сравнялась с энергетическими затратами на нагрев плазмы до температур порядка 10 кэВ, необходимо выполнение так называемого критерия Лоусона:

(Nt) $ 1014 c/см3 для D-T реакции,

(Nt) $ 1015 с/см3 для D-D реакции.

Здесь N — это плотность дейтериево-тритиевой смеси (количество частиц в кубическом сантиметре), t — время эффективного протекания реакций синтеза.

К настоящему времени сформировались два в значительной мере независимых подхода к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза. Первый из них основан на возможности удержания и термоизоляции высокотемпературной плазмы относительно низкой плотности (N © 1014-1015 см- 3) магнитным полем специальной конфигурации в течение сравнительно длительного времени (t © 1-10 с). К таким системам относится «Токамак» (сокращенно от «тороидальная камера с магнитными катушками»), предложенный в 50-х годах в СССР.

Другой путь импульсный. При импульсном подходе необходимо быстро нагреть и сжать малые порции вещества до таких температур и плотностей, при которых термоядерные реакции успевали бы эффективно протекать за время существования ничем не удерживаемой или, как говорят, инерциально удерживаемой плазмы. Оценки показывают, что, для того чтобы сжать вещество до плотностей 100-1000 г/см3 и нагреть его до температуры Т © 5-10 кэВ, необходимо создать давление на поверхности сферической мишени Р © 5 » 109 атм, то есть нужен источник, который позволял бы подвести к поверхности мишени энергию с плотностью мощности q © 1015 Вт/см2.

ФИЗИЧЕСКИЕ ПРИНЦИПЫ ЛАЗЕРНОГО ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Впервые идея использования мощного лазерного излучения для нагрева плотной плазмы до термоядерных температур была высказана Н.Г. Басовым и О.Н. Крохиным в начале 60-х годов. К настоящему времени сформировалось самостоятельное направление термоядерных исследований — лазерный термоядерный синтез (ЛТС).

Остановимся кратко на том, какие основные физические принципы заложены в концепцию достижения высоких степеней сжатия веществ и получения больших коэффициентов усиления по энергии с помощью лазерных микровзрывов. Рассмотрение построим на примере так называемого режима прямого сжатия. В этом режиме микросфера (рис. 1), наполненная термоядерным топливом, со всех сторон «равномерно» облучается многоканальным лазером. В результате взаимодействия греющего излучения с поверхностью мишени образуется горячая плазма с температурой в несколько килоэлектронвольт (так называемая плазменная корона), разлетающаяся навстречу лучу лазера с характерными скоростями 107-108 см/с.

Не имея возможности более детально остановиться на процессах поглощения в плазменной короне, отметим, что в современных модельных экспериментах на уровне энергий лазерного излучения 10-100 кДж для мишеней, сравнимых по размерам с мишенями для больших коэффициентов усиления, удается достичь высоких (© 90%) коэффициентов поглощения греющего излучения.

Как мы уже видели, световое излучение не может проникнуть в плотные слои мишени (плотность твердого тела составляет © 1023 см- 3). За счет теплопроводности энергия, поглощенная в плазме с электронной плотностью, меньшей nкр, передается в более плотные слои, где происходит абляция вещества мишени. Оставшиеся неиспаренными слои мишени под действием теплового и реактивного давления ускоряются к центру, сжимая и нагревая находящееся в ней топливо (рис. 2). В итоге энергия лазерного излучения превращается на рассматриваемой стадии в кинетическую энергию вещества, летящего к центру, и в энергию разлетающейся короны. Очевидно, что полезная энергия сосредоточена в движении к центру. Эффективность вклада световой энергии в мишень характеризуется отношением указанной энергии к полной энергии излучения — так называемым гидродинамическим коэффициентом полезного действия (КПД). Достижение достаточно высокого гидродинамического КПД (10-20%) является одной из важных проблем лазерного термоядерного синтеза.

Рис. 2. Распределение по радиусу температуры и плотности вещества в мишени на стадии ускоре- ния оболочки к центру

Какие же процессы могут препятствовать достижению высоких степеней сжатия? Один из них заключается в том, что при термоядерных плотностях излучения q > 1014 Вт/см2 заметная доля поглощенной энергии трансформируется не в классическую волну электронной теплопроводности, а в потоки быстрых электронов, энергия которых много больше температуры плазменной короны (так называемые надтепловые электроны). Это может происходить как за счет резонансного поглощения, так и вследствие параметрических эффектов в плазменной короне. При этом длина пробега надтепловых электронов может оказаться сравнимой с размерами мишени, что приведет к предварительному прогреву сжимаемого топлива и невозможности получения предельных сжатий. Большой проникающей способностью обладают и рентгеновские кванты большой энергии (жесткое рентгеновское излучение), сопутствующие надтепловым электронам.

Тенденцией экспериментальных исследований последних лет является переход к использованию коротковолнового лазерного излучения (l < 0,5 мкм) при умеренных плотностях потока (q < 1015 Вт/см2). Практическая возможность перехода к нагреву плазмы коротковолновым излучением связана с тем, что коэффициенты конверсии излучения твердотельного неодимого лазера (основного кандидата в драйверы для лазерного термоядерного синтеза) с длиной волны l = 1,06 мкм в излучения второй, третьей и четвертой гармоник с помощью нелинейных кристаллов достигает 70-80%. В настоящее время фактически все крупные лазерные установки на неодимовом стекле снабжены системами умножения частоты. Физической причиной преимущества использования коротковолнового излучения для нагрева и сжатия микросфер является то, что с уменьшением длины волны увеличивается поглощение в плазменной короне и возрастают абляционное давление и гидродинамический коэффициент передачи. На несколько порядков уменьшается доля надтепловых электронов, генерируемых в плазменной короне, что является чрезвычайно выгодным для режимов как прямого, так и непрямого сжатия. Для непрямого сжатия принципиально и то, что с уменьшением длины волны увеличивается конверсия поглощенной плазмой энергии в мягкое рентгеновское излучение. Остановимся теперь на режиме непрямого сжатия. Физический анализ показывает, что осуществление режима сжатия до высоких плотностей топлива оптимально для простых и сложных оболочечных мишеней с аспектным отношением R / DR в несколько десятков. Здесь R — радиус оболочки, DR — ее толщина. Однако сильное сжатие может быть ограничено развитием гидродинамических неустойчивостей, которые проявляются в отклонении движения оболочки на стадиях ее ускорения и торможения в центре от сферической симметрии и зависят от отклонений начальной формы мишени от идеально сферической, неоднородного распределения падающих лазерных лучей по ее поверхности. Развитие неустойчивости при движении оболочки к центру приводит сначала к отклонению движения от сферически-симметричного, затем к турбулизации течения и в конце концов к перемешиванию слоев мишени и дейтериево-тритиевого горючего. В результате в конечном состоянии может возникнуть образование, форма которого резко отличается от сферического ядра, а средние плотность и температура значительно ниже величин, соответствующих одномерному сжатию. При этом начальная структура мишени (например, определенный набор слоев) может быть полностью нарушена. Физическая природа такого типа неустойчивости эквивалентна неустойчивости слоя ртути, находящегося на поверхности воды в поле тяжести. При этом, как известно, происходит полное перемешивание ртути и воды, то есть в конечном состоянии ртуть окажется внизу. Аналогичная ситуация и может происходить при ускоренном движении к центру вещества мишени, имеющей сложную структуру, или в общем случае при наличии градиентов плотности и давления. Требования к качеству мишеней достаточно жестки. Так, неоднородность толщины стенки микросферы не должна превышать 1%, однородность распределения поглощения энергии по поверхности мишени 0,5%. Предложение использовать схему непрямого сжатия как раз и связано с возможностью решить проблему устойчивости сжатия мишени. Принципиальная схема эксперимента в режиме непрямого сжатия показана на рис. 3. Излучение лазера заводится в полость (хольраум), фокусируясь на внутренней поверхности внешней оболочки, состоящей из вещества с большим атомным номером, например золота. Как уже отмечалось, до 80% поглощенной энергии трансформируется в мягкое рентгеновское излучение, которое нагревает и сжимает внутреннюю оболочку. К преимуществам такой схемы относятся возможность достижения более высокой однородности распределения поглощенной энергии по поверхности мишени, упрощение схемы лазера и условий фокусировки и т.д. Однако имеются и недостатки, связанные с потерей энергии на конверсию в рентгеновское излучение и сложностью ввода излучения в полость. Каково же состояние исследований по лазерному термоядерному синтезу в настоящее время? Эксперименты по достижению высоких плотностей сжимаемого топлива в режиме прямого сжатия начались в середине 70-х годов в Физическом институте им. П.Н. Лебедева, где на установке «Кальмар» с энергией E = 200 Дж была достигнута плотность сжимаемого дейтерия © 10 г/см3. В дальнейшем программы работ по ЛТС активно развивались в США (установки «Шива», «Нова» в Ливерморской национальной лаборатории, «Омега» в Рочестерском университете), Японии («Гекко-12»), России («Дельфин» в ФИАНе, «Искра-4», «Искра-5» в Арзамасе-16) на уровне энергии лазеров 1-100 кДж. Детально исследуются все аспекты нагрева и сжатия мишеней различной конфигурации в режимах прямого и непрямого сжатий. Достигаются абляционное давление ~ 100 Мбар и скорости схлопывания микросфер V > 200 км/с при значениях гидродинамического КПД порядка 10%. Прогресс в развитии лазерных систем и конструкций мишеней позволил обеспечить степень однородности облучения сжимаемой оболочки 1-2% как при прямом, так и при непрямом сжатии. В обоих режимах были достигнуты плотности сжатого газа 20-40 г/см3, а на установке «Гекко-12» была зарегистрирована плотность сжатой оболочки 600 г/см3. Максимальный нейтронный выход N = 1014 нейтронов за вспышку.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Таким образом, вся совокупность полученных экспериментальных результатов и их анализ указывают на практическую реализуемость следующего этапа в развитии лазерного термоядерного синтеза — достижение плотностей дейтериево-тритиевого газа 200-300 г/см3, осуществление сжатия мишени и достижение заметных коэффициентов усиления k на уровне энергии E = 1 МДж (см. рис. 4 и ).

В настоящее время интенсивно разрабатывается элементная база и создаются проекты лазерных установок мегаджоульного уровня. В Ливерморской лаборатории начато создание установки на неодимовом стекле с энергией Е = 1,8 МДж. Стоимость проекта составляет 2 млрд долл. Создание установки аналогичного уровня запланировано и во Франции. На этой установке планируется достижение коэффициента усиления по энергии Q ~ 100. Нужно сказать, что запуск установок такого масштаба не только приблизит возможность создания термоядерного реактора на основе лазерного термоядерного синтеза, но и предоставит в распоряжение исследователей уникальный физический объект — микровзрыв с энерговыделением 107-109 Дж, мощный источник нейтронного, нейтринного, рентгеновского и g-излучений. Это будет иметь не только большое общефизическое значение (возможность исследовать вещества в экстремальных состояниях, физики горения, уравнения состояния, лазерных эффектов и т.д.), но и позволит решить специальные задачи прикладного, в том числе военного, характера.

Для реактора на основе лазерного термоядерного синтеза необходимо, однако, создание лазера мегаджоульного уровня, работающего с частотой повторения в несколько герц. В ряде лабораторий исследуются возможности создания таких систем на основе новых кристаллов. Запуск опытного реактора по американской программе планируется на 2025 год.

В детстве я любил читать журнал «Наука и Жизнь», в деревне лежала подшивка начиная с 60-х годов. Там часто рассказывали про термоядерный синтез в радостном ключе - вот уже почти, и оно будет! Многие страны, чтобы успеть на раздачу бесплатной энергии строили у себя Токамаки (и настроили их суммарно 300 штук по всему миру).

Годы шли… Сейчас 2013-й год, а человечество до сих пор получает бОльшую часть энергии от сжигания угля, как в 19-м веке. Почему так получилось, что мешает создать термоядерный реактор, и чего нам ждать в будущем - под катом.

Теория

Ядро атома, как мы помним, состоит в первом приближении из протонов и нейтронов (=нуклонов). Для того, чтобы от атома оторвать все нейтроны и протоны - нужно затратить определенную энергию - энергию связи ядра. Эта энергия отличается у различных изотопов, и естественно, при ядерных реакциях баланс энергии должен сохраняться. Если построить график энергии связи для всех изотопов (из расчета на 1 нуклон), получим следующее:


Отсюда мы видим, что получать энергию мы можем или разделяя тяжелые атомы (вроде 235 U), или соединяя легкие.

Наиболее реалистичные и интересные в практическом отношении следующие реакции синтеза:

1) 2 D+ 3 T -> 4 He (3.5 MeV) + n (14.1 MeV)
2) 2 D+ 2 D -> 3 T (1.01 MeV) + p (3.02 MeV) 50%
2 D+ 2 D -> 3 He (0.82 MeV) + n (2.45 MeV) 50%
3) 2 D+ 3 He -> 4 He (3.6 MeV) + p (14.7 MeV)
4) p+ 11 B -> 3 4 He + 8.7 MeV

В этих реакциях используется Дейтерий (D) - его можно получать прямо из морской воды, Тритий (T) - радиоактивный изотоп водорода, сейчас его получают как отход на обычных ядерных реакторах, можно специально производить из лития. Гелий-3 - вроде-бы на Луне, как мы все уже знаем. Бор-11 - природный бор на 80% состоит из бора-11. p (Протий, атом водорода) - обычный водород.

Для сравнения, при делении 235 U выделяется ~202.5 MeV энергии, т.е. гораздо больше чем при реакции синтеза из расчета на 1 атом (но из расчета на килограмм топлива - конечно термоядерное топливо дает больше энергии).

По реакциям 1 и 2 - получается много очень высокоэнергетических нейтронов, которые всю конструкцию реактора делают радиоактивной. А вот реакции 3 и 4 - «без-нейтронные» (aneutronic) - не дают наведенной радиации. К сожалению, побочные реакции все равно остаются, например из реакции 3 - дейтерий будет и сам с собой реагировать, и небольшое нейтронное излучение все-же будет.

Реакция 4 интересна тем, что в результате получаем 3 альфа-частицы, с которых теоретически можно напрямую энергию снимать (т.к. они фактически представляют собой движущиеся заряды = ток).

В общем, интересных реакций достаточно. Вопрос лишь в том, насколько просто их осуществить в реальности?

О сложности проведения реакции Человечество относительно легко освоило деление 235 U: никакой сложности тут нет - поскольку нейтроны не обладают зарядом, они могут буквально «проползать» сквозь ядро даже с очень маленькой скоростью. В большинстве реакторов деления и используются как раз такие, тепловые нейтроны - у которых скорость движения сравнима со скоростью теплового движения атомов.

А вот при реакции синтеза - у нас есть 2 ядра имеющие заряд, и они отталкиваются друг от друга. Для того, чтобы сблизить их на нужное для реакции расстояние - нужно, чтобы они двигались с достаточной скоростью. Скорости такой можно либо достичь в ускорителе (когда все атомы в результате двигаются с одной оптимальной скоростью), или нагреванием (когда атомы летают как попало в случайных направлениях и случайной скоростью).

Вот график, показывающий скорость реакции (сечение) в зависимости от скорости (=энергии) сталкивающихся атомов:

Вот то же, но построенное от температуры плазмы, с учетом того, что атомы там летают со случайной скоростью:


Сразу видим, что реакция D+T - самая «легкая» (ей нужны жалкие 100 миллионов градусов), D+D - примерно в 100 раз медленее при тех же температурах, D+ 3 He идет быстрее чем конкурирующая D+D только при температурах порядка 1 млрд градусов.

Таким образом, только реакция D+T хотя бы отдаленно доступна человеку, со всеми её недостатками (радиоактивность трития, сложности с его получением, наведенная нейтронами радиация).

Но как вы понимаете, взять и нагреть что-то до ста миллионов градусов и оставить реагировать не выйдет - любые нагретые предметы излучают свет, и таким образом быстро остывают. Плазма нагретая до сотни миллионов градусов - светит в рентгеновском диапазоне, и что самое печальное - она прозрачна для него. Т.е. плазма с такой температурой фатально быстро остывает, и чтобы поддерживать температуру нужно постоянно вкачивать гигантскую энергию на поддержание температуры.

Впрочем, из-за того, что в термоядерном реакторе газа очень мало (например в ITER - всего пол грамма), все получается не так плохо: чтобы нагреть 0.5г водорода до 100 млн градусов нужно потратить примерно столько же энергии, сколько для нагревания 186 литров воды на 100 градусов.

Проект завершился 30 сентября 2012 года. Оказалось, в компьютерной модели были неточности. По новой оценке, достигнутая в NIF мощность импульса 1.8 мегаджоуля - 33-50% от требуемой, чтобы выделилось столько же энергии, сколько было затрачено.

Sandy Z-machine Идея такая: возьмем большую кучу высоковольтных конденсаторов, и резко разрядим их через тоненькие вольфрамовые проволочки в центре машины. Проволочки мгновенно испаряются, через них продолжает течь огромный ток в 27 миллионов ампер на протяжении 95 наносекунд. Плазма, нагретая до миллионов и миллиардов(!) градусов - излучает рентгеновское излучение, и обжимает им капсулу с дейтерий-тритиевой смесью в центре (энергия импульса рентгеновского излучения - 2.7 мегаджоуля).

Планируется апгрейд системы с использованием российской силовой установки (Linear Transformer Driver - LTD). В 2013-м году ожидаются первые тесты, в которых получения энергия сравнится с затрачиваемой (Q=1). Возможно, у этого направления в будущем появится шанс сравниться и превзойти токамаки.

Dense Plasma Focus - DPF - «схлопывает» бегущую по электродам плазму с получением гигантских температур. В марте 2012 на установке, действующей по этому принципу была достигнута температура 1.8 млрд градусов.

Levitated Dipole - «вывернутый» токамак , в центре вакуумной камеры висит торообразный сверхпроводящий магнит который и удерживает плазму. В такой схеме плазма обещает быть стабильной сама по себе. Но финансирования у проекта сейчас нет, похоже непосредственно реакцию синтеза на установке не проводили.

Farnsworth–Hirsch fusor Идея проста - размещаем две сферические сетки в вакуумной камере наполненной дейтерием, или дейтерий-тритиевой смесью, прикладываем между ними потенциал в 50-200 тысяч вольт. В электрическом поле атомы начинают летать вокруг центра камеры, иногда сталкиваясь между собой.

Выход нейтронов есть, но он довольно мал. Большие потери энергии на тормозное рентгеновское излучение, внутренняя сетка быстро раскаляется и испаряется от столкновений с атомами и электронами. Хотя конструкция интересна с академической точки зрения (собрать её может любой студент), КПД генерации нейтронов намного ниже линейных ускорителей.

Polywell - хорошие напоминание о том, что не все работы по термоядерному синтезу публичны. Работа финансировалась ВМФ США, и была засекречена, пока не были получены отрицательные результаты.

Идея - развитие Farnsworth–Hirsch fusor. Центральный отрицательный электрод, с которым было больше всего проблем, мы заменяем облаком электронов, удерживаемых магнитным полем в центре камеры. Все тестовые модели имели обычные, а не сверхпроводящие магниты. Реакция давала единичные нейтроны. В общем, никакой революции. Возможно, увеличение размеров и сверхпроводящие магниты и изменили бы что-то.

Мюонный катализ - радикально отличающаяся идея. Берем отрицательно-заряженный мюон, и заменяем им электрон в атоме. Поскольку мюон в 207 раз тяжелее электрона - в молекуле водорода 2 атома будут намного ближе друг к другу, и произойдет реакция синтеза. Единственная проблема - если в результате реакции образуется гелий (шанс ~1%), и мюон улетит с ним - больше в реакциях он участвовать не сможет (т.к. гелий не образует химического соединения с водородом).

Проблема тут в том, что генерация мюона на данный момент требует больше энергии, чем может получится в цепочке реакций, и таким образом пока энергию тут не получить.

«Холодный» термоядерный синтез (сюда не включен «холодный» мюонный катализ) - давно является пастбищем псевдоученых. Научно подтвержденных и независимо повторяемых положительных результатов нет. А сенсации на уровне желтой прессы были уже не раз и до E-Cat-а Андреа Росси.

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).

ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ
термоядерный синтез, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Ядерный синтез - это реакция, обратная делению атомов: в последней энергия выделяется за счет расщепления тяжелых ядер на более легкие. См. также
ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ ;
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА . Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью. Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ71% 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 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга. В нормальных условиях кинетическая энергия ядер легких атомов слишком мала для того, чтобы, преодолев электростатическое отталкивание, они могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию. Однако отталкивание можно преодолеть "грубой" силой, например сталкивая ядра, обладающие высокой относительной скоростью. Дж.Кокрофт и Э.Уолтон использовали этот принцип в своих экспериментах, проводившихся в 1932 в Кавендишской лаборатории (Кембридж, Великобритания). Облучая литиевую мишень ускоренными в электрическом поле протонами, они наблюдали взаимодействие протонов с ядрами лития Li. С тех пор изучено большое число подобных реакций. Реакции с участием наиболее легких ядер - протона (p), дейтрона (d) и тритона (t), соответствующих изотопам водорода протию 1H, дейтерию 2H и тритию 3H, - а также "легкого" изотопа гелия 3He и двух изотопов лития 6Li и 7Li представлены в приведенной ниже таблице. Здесь n - нейтрон, g - гамма-квант. Энергия, выделяющаяся в каждой реакции, дана в миллионах электрон-вольт (МэВ). При кинетической энергии 1 МэВ скорость протона составляет 14 500 км/с.
См. также АТОМНОГО ЯДРА СТРОЕНИЕ .

РЕАКЦИИ ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна

, где e - основание натуральных логарифмов, Z1 и Z2 - числа протонов во взаимодействующих ядрах, W - энергия их относительного сближения, а K - постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z1 и Z2 вероятность реакции уменьшается. Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется "сечением реакции", измеряемом в барнах (1 б = 10-24 см2). 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 (ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ5 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 (T1/2 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ 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 6Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6Li (r) 4He + t. Если окружить термоядерную камеру слоем 6Li (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.
Временные и температурные условия. Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива). В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P1 = knT, где k - численный коэффициент, n - плотность смеси (количество ядер в 1 см3), 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 см3) выражается следующим образом:

где f(T) - коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R - энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P2 > P1 примет вид

или

Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть - "число Лоусона" - зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 1016 с/см3, а для равнокомпонентной DT-смеси - 2Ч1014 с/см3. 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 108 К выход определяется выражением

Если принять P равным 100 Вт/см3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 1015 ядер/см3, 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 109 К

В этом случае при P = 100 Вт/см3, n " 3Ч1015 ядер/см3 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 T3/2. Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 108 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы. Чтобы удержать плазму, например, при температуре 108 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме. Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным "пробкам". Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий. На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости. Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию. Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией. Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня. Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч. Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро "выпучиваться", так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем "выпрямляет" зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов - токамака и пинча с обращенным магнитным полем.

Открытые магнитные конфигурации. В системах открытой конфигурации проблема удержания плазмы в продольном направлении решается путем создания магнитного поля, силовые линии которого вблизи торцов камеры имеют вид сужающегося пучка. Заряженные частицы движутся по винтовым линиям вдоль силовой линии поля и отражаются от областей с более высокой напряженностью (где плотность силовых линий больше). Такие конфигурации (рис. 3) называются ловушками с магнитными пробками, или магнитными зеркалами. Магнитное поле создается двумя параллельными катушками, в которых протекают сильные одинаково направленные токи. В пространстве между катушками силовые линии образуют "бочку", в которой и располагается удерживаемая плазма. Однако экспериментально установлено, что такие системы вряд ли в состоянии удержать плазму той степени плотности, которая необходима для работы реактора. Сейчас на этот метод удержания не возлагается больших надежд.
См. также МАГНИТНАЯ ГИДРОДИНАМИКА .

Инерциальное удержание. Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 1011 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ10-12 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 (106 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 Bj 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 Bq Ј -Bq вместе с Bj создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, 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 Bj ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ Bq 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 rBj/RBq, 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. Bj Bq) 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.
Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q 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 5Ч106 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 ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ50 е 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии. При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология. Устройство термоядерной электростанции схематично показано на рис. 6. В камере реактора находится дейтерий-тритиевая плазма, а окружает ее литиево-бериллиевый "бланкет", где происходит поглощение нейтронов и воспроизводится тритий. Вырабатываемое тепло отводится из бланкета через теплообменник в обычную паровую турбину. Обмотки сверхпроводящего магнита защищены радиационными и тепловыми экранами и охлаждаются жидким гелием. Однако не решены еще многие проблемы, связанные с устойчивостью плазмы и очисткой ее от примесей, радиационным повреждением внутренней стенки камеры, подводом топлива, отводом теплоты и продуктов реакции, управлением тепловой мощностью.
См. также
АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА ;
ТЕПЛООБМЕННИК .

Перспективы термоядерных исследований. Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект "Ариес" (США). Следующее поколение токамаков должно решить технические проблемы, связанные с промышленными реакторами УТС. Очевидно, что перед их создателями возникнут немалые трудности, но несомненно и то, что по мере осознания людьми проблем, касающихся окружающей среды, источников сырья и энергии, производство электроэнергии новыми рассмотренными выше способами займет подобающее ему место. См. также