«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.

Термоядерная электростанция.

В настоящее время ученые работают над созданием а Термоядерной электростанции, преимуществом которых является обеспечение человечества электроэнергией на неограниченное время. Термоядерная электростанция работает на основе термоядерного синтеза — реакции синтеза тяжелых изотопов водорода с образованием гелия и выделением энергии. Реакция термоядерного синтеза не дает газообразных и жидких радиоактивных отходов, не нарабатывает плутоний, который используется для производства ядерного оружия. Если еще учесть, что горючим для термоядерных станций будет тяжелый изотоп водорода дейтерий, который получают из простой воды — в полулитре воды заключена энергия синтеза, эквивалентная той, что получится при сжигании бочки бензина, — то преимущества электростанций, основанных на термоядерной реакции, становятся очевидными.

В ходе термоядерной реакции энергия выделяется при соединении легких атомов и превращении их в более тяжелые. Чтобы этого добиться, необходимо разогреть газ до температуры свыше 100 миллионов градусов - намного выше температуры в центре Солнца.

Газ при такой температуре превращается в плазму. Атомы изотопов водорода при этом сливаются, превращаясь в атомы гелия и нейтроны и выделяя большое количество энергии. Коммерческая электростанция, работающая на этом принципе, использовала бы энергию нейтронов, замедляемых слоем плотного вещества (лития).

По сравнению с атомной электростанцией термоядерный реактор будет оставлять после себя гораздо менее радиоактивные отходы.

Интернациональный термоядерный реактор ИТЭР

Участники международного консорциума по созданию первого в мире термоядерного реактора ИТЕР подписали в Брюсселе соглашение, дающее старт практической реализации проекта.

Представители Европейского союза, США, Японии, Китая, Южной Кореи и России намерены начать строительство экспериментального реактора в 2007 году и закончить его в течение восьми лет. Если все пройдет согласно плану, то к 2040 году может быть построена демонстрационная электростанция, работающая по новому принципу.

Хочется верить, что эра экологически опасных ГЭС и АЭС скоро закончится, и наступит время новой электростанции — термоядерной, проект которой уже осуществляется. Но, несмотря на то, что проект ИТЭР (Интернациональный термоядерный реактор) уже почти готов; несмотря на то, что уже на первых действующих экспериментальных термоядерных реакторах получена мощность, превышающая 10 МВт — уровень первых атомных электростанций, первая термоядерная электростанция заработает не ранее, чем лет через двадцать, потому что ее стоимость очень велика. Стоимость работ оценивается в 10 млрд. евро - это самый дорогой международный проект электростанции. Половину затрат по возведению реактора берет на себя Евросоюз. Другие участники консорциума выделят по 10% сметы.

Теперь план возведения реактора, которое станет самым дорогим совместным научным проектом после, должны ратифицировать парламентарии стран-участниц консорциума.

Реактор будет построен в южной французской провинции Прованс, в окрестностях города Кадараш, где находится французский центр ядерных исследований.

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в наст. (80-е гг.) устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких ат. ядер, происходящих при очень высоких темп-рах (=108 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять Т. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа Т. р. К первому типу относятся Т. р., к-рым необходима от внеш. источников только для зажигания термояд. реакций. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термояд. реакциях; напр., в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры плазмы расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В стационарном режиме работы Т. р. энергия, к-рую несут a-частицы, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. К такому типу Т. р. относится, напр., .

К др. типу Т. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в виде a-частиц, а необходима энергия от внеш. источников. Это происходит в тех реакторах, в к-рых велики энергетич. потери, напр. открытая магнитная ловушка.

Т. р. могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы, таких, как токамак, открытая магн. ловушка и др., или систем с инерционным удержанием плазмы, когда в плазму за короткое время (10-8-10-7 с) вводится энергия (либо с помощью излучения лазера, либо с помощью пучков релятив. эл-нов или ионов), достаточная для возникновения и поддержания реакций. Т. р. с магн. удержанием плазмы может работать в квазистационарном или стационарном режимах. В случае инерционного удержания плазмы Т. р. должен работать в режиме коротких импульсов.

Т. р. характеризуется коэфф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности, получаемой в реакторе, к мощности затрат на её произ-во. Тепловая Т. р. складывается из мощности, выделяющейся при термояд. реакциях в плазме, и мощности, выделяющейся в т. н. бланкете Т. р.- специальной оболочке, окружающей плазму, в к-рой используется энергия термояд, нейтронов. Наиболее перспективным представляется Т. р., работающий на дейтерий-тритиевой смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза.

Т. р. на дейтерий-тритиевом топливе в зависимости от состава бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» Т. р. содержит Li; в нём под действием нейтронов получается , «сгорающий» в дейтерий-тритиевой плазме, и происходит усиление энергии термояд. реакции с 17,6 до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного Т. р. не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, при помещении в к-рые 238U можно получать 239Pu (см. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР). Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная прибл. 140 МэВ на один термояд. . Т. о., в гибридном Т. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии, чем в «чистом» Т. р., но наличие в первом делящихся радиоакт. в-в создаёт обстановку, близкую той, к-рая существует в яд. реакторах деления.

Физический энциклопедический словарь. - М.: Советская энциклопедия . Главный редактор А. М. Прохоров . 1983 .

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких темп-pax (10 8 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа T. р. К первому относятся реакторы, к-рым энергия от внеш. источников необходима только для зажигания TP. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при TP, напр. в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с 3 He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой темп-ры плазмы. В стационарном режиме работы T. р. энергия, к-рую несут заряж. продукты реакций, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в осн. теплопроводностью плазмы и излучением. Такие реакторы наз. реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции (см. Зажигания критерий). Пример такого T. р.: токамак, стелларатор .

К др. типу T. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряж. продуктов реакций, а необходима энергия от внеш. источников. Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных реакций. Это происходит в тех T. р., где велики энергетич. потери, напр. открытая магн. ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и темп-ре плазмы ниже кривой зажигания TP. Эти два типа реакторов включают все возможные виды T. р., к-рые могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы (токамак , стелларатор, открытая магн. ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.

Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный ; 2 - бланкет - ; 3 - плазма; 4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6- криостат; 7- катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки полоидального магнитного поля.

Реактор с инерциальным удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10 -8 -10 -7 с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания TP. Такой реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора с магн. удержанием плазмы, к-рый может работать в квазистационарном или даже стационарном режимах.

T. р. характеризуется коэф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается из мощности, выделяющейся при TP в плазме, мощности, к-рая вводится в плазму для поддержания темп-ры горения TP или поддержания стационарного тока в плазме в случае токамака, и мощности, выделяющейся в т.

Разработка T. р. с магн. удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного термоядерного эксперим. реактора-токамака ИТЭР, проект к-рого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,-представлена на рисунке. T. р. имеет . параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый радиус плазмы в ср. плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное магн. на оси 5,7 Тл; номинальный плазмы 21 MA; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит след. осн. узлы: центр. соленоид I , электрич. поле к-рого осуществляет , регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. нагрева плазмы; первая стенка 9, к-рая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет - защита 2, к-рые явл. неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-три-тиевом (DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. T. р. на DT топливе в зависимости от материала бланкета может быть "чистым" или гибридным. Бланкет "чистого" T. р. содержит Li; в нём под действием термоядерных нейтронов получается тритий: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 МэВ, и происходит усиление энергии TP с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, в к-рые помещается отвальный 238 U для получения 239 Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в гибридном T. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в "чистом" T. р., но наличие в первом случае делящихся радиоакт. веществ создаёт радиац. обстановку, близкую той, к-рая существует в ядерных реакторах деления.

В T. р. с топливом на смеси D с 3 He бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить тритий: D + 3 He 4 He (3,6 МэВ) + р(14,7 МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряж. продуктов реакции. Радиац. защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоакт. излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магн. систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магн. поля 8 служат для создания тороидального магн. поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb 3 Sn и медной матрицы, работающих при темп-ре жидкого гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более дешёвый способ охлаждения, напр. жидким азотом. Конструкция реактора при этом существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также сверхпроводящими и вместе с магн. полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидального магн. поля с одно или двухну-левым полоидальным д и в е р т о р о м 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряж. частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. В T. р. с D 3 He топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряж. продуктов реакции в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до темп-ры жидкого гелия или более высокой темп-ры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в к-рой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая криостат.

В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется T. р., работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивного T. р. на смеси D с 3 He, в к-ром осн. энергию несут заряж. продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биол. опасность T. р. может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышл. обработки радиоакт. материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоакт. отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого T. р. на смеси D с 3 Не осложняются проблемой сырья: естеств. концентрации изотопа 3 He на Земле составляют миллионные доли от изотопа 4 He. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, напр. путём доставки его с Луны.

Относится к «Термоядерная энергетика»

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

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
СТАТУС И РОЛЬ В ДОЛГОСРОЧНОЙ ПЕРСПЕКТИВЕ.

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

		Энергетический выход, q, (МэВ)
	D + T = He 4 + n
	D + D = He 3 + n
	D + He 3 = He 4 + p
	p + B 11 = 3He 4
	Li 6 + n = He 4 + T
	Li 7 + n = He 4 + Т + n

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.

σ

Е,

Рис.1. Сечения некоторых термоядерных реакций из таблицы 1,
как функция энерги и 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.

	Большой радиус, R (m)	Малый радиус, а (m)	Ток в плазме, I p (МА)				Особенности машины
							DT плазма, дивертор
							Дивертор, пучки энерги чных нейтральных атомов
							Сверхпроводящая магнитная система (Nb 3 Sn)
							Сверхпроводящая магнитная система (NbTi)

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. Теор ия 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 .

Параметр	Значение
Большой / малый радиусы тора (A / a )	8.14 м / 2.80 м
Конфигурация плазмы	С одним тороидальным дивертором
Плазменный объем
Ток в плазме
Тороидальное магнитное поле	5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м)
β
Полная мощность термоядерных реакций
Нейтронный поток на первой стенке
Длительность горения
Мощность дополнительного нагрева плазмы

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.

	Большой радиус, R (м)	Малый радиус, а (м)	Мощность нагрева плазмы, (МВт)	Магнитное поле, Тл	Комментарии
L H D (Япония)					Сверхпроводящая магнитная система, винтовой дивертор
WVII-X (Германия)					Сверхпроводящая магнитная система, модульные катушки, оптимизированная магнитная конфигурация

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.

Название установки	Тип лазера	Энерги я в импульсе (кДж)	Длина волны
			1.05 / 0.53 / 0.35
NIF (строится в США)
ИСКРА 5 (Россия)
ДЕЛЬФИН (Россия)
PHEBUS (Франция)
GЕККО ХП (Япония)			1.05 / 0.53 / 0.35

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. Энерги я 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.

Лазеры ,

We say that we will put the sun into a box. The idea is pretty. The problem is we don"t know how to make the box.

Pierre-Gilles de Gennes
Французский нобелевский лауреат

Всем электронным устройствам и машинам нужна энергия и человечество потребляет её очень много. Но ископаемое топливо заканчивается, а альтернативная энергетика пока что недостаточно эффективна.
Есть способ получения энергии, идеально подходящий всем требованиям - Термоядерный синтез. Реакция термоядерного синтеза (превращение водорода в гелий и выделение энергии) постоянно происходит на солнце и этот процесс дает планете энергию в виде солнечных лучей. Нужно только имитировать его на Земле, в меньшем масштабе. Достаточно обеспечить высокое давление и очень высокую температуру (в 10 раз выше, чем на Солнце) и реакция синтеза будет запущена. Чтобы создать такие условия, нужно построить термоядерный реактор. Он будет использовать более распространенные на земле ресурсы, будет безопасным и более мощным чем обычные атомные станции. Уже больше 40 лет предпринимаются попытки его строительства и ведутся эксперименты. В последние годы на одном из прототипов даже удалось получить больше энергии чем было затрачено . Наиболее амбициозные проекты в этой сфере представлены ниже:

Государственные проекты

Наибольшее внимание общественности последнее время достаётся другой конструкции термоядерного реактора - стелларатору Wendelstein 7-X (стелларатор сложнее по внутреннему устройству чем ITER, который является токамаком). Потратив чуть более 1 млрд. долларов немецкие ученые за 9 лет соорудили к 2015 году уменьшенную, демонстрационную модель реактора. Если он будет показывать хорошие результаты будет построена более масштабная версия.

MegaJoule Laser во Франции будет самым мощным в мире лазером и будет пытаться продвинуть метод строительства термоядерного реактора, основанный на использовании лазеров. Ввод французской установки в строй ожидается в 2018 году.

NIF (National ignition facility) было построено в США за 12 лет и 4 млрд. долларов к 2012. Они рассчитывали протестировать технологию и после сразу строить реактор, но оказалось, что, как сообщает википедия - considerable work is required if the system is ever to reach ignition. В результате грандиозные планы были отменены и ученые занялись постепенным совершенствованием лазера. Последняя задача - поднять эффективность передачи энергии с 7% до 15%. Иначе финансирование от конгресса этого метода достижения синтеза может прекратится.

В конце 2015 года в Сарове началось строительство здания для самой мощной в мире лазерной установки. Она будет мощнее текущей американской и будущей французской и позволит провести эксперименты необходимые для строительства «лазерной» версии реактора. Завершение строительства в 2020 году.

Расположенный в США лазер - MagLIF fusion признается темной лошадкой среди методов достижения термоядерного синтеза. Недавно этод метод показал результаты лучше ожидаемых, но мощность всё ещё нужно увеличить в 1000 раз. Сейчас лазер проходит апгрейд, и к 2018 учёные надеются получить столько же энергии, сколько потратили. В случае успеха будет построена увеличенная версия.

В российском ИЯФ упорно проводили эксперименты над методом «открытых ловушек» от которого отказались США в 90е. В результате были получены показатели, считавшиеся невозможными для этого метода. Учёные ИЯФ полагают, что их установка сейчас находится на уровне немецкой Wendelstein 7-X (Q=0.1), но дешевле. Сейчас за 3 млрд. рублей они строят новую установку

Руководитель Курчатовского института постоянно напоминает о планах построить в России небольшой термоядерный реактор - Игнитор. По плану, он должен быть также эффективен как ITER, хоть и меньше. Строительство его должно было начаться ещё 3 года назад, но такая ситуация типична для крупных научных проектов.

Китайский токамак EAST начале 2016 года сумел получить температуру в 50 млн. градусов и продержать её 102 секунды. До начала постройки огромных реакторов и лазеров все новости про термоядерный синтез были такими. Можно было подумать, что это просто соревнование среди ученых - кто дольше удержит всё более высокую температуру. Чем выше температура плазмы и чем дольше её удается удерживать - тем мы ближе к началу реакции синтеза. Таких установок в мире десятки, ещё несколько () () строится так что скоро рекорд EAST будет побит. В сущности, эти небольшие реакторы, это просто тестирование оборудования перед отправкой в ITER.

Lockheed Martin объявил в 2015м о прорыве в термоядерной энергетики, который позволит им построить небольшой и мобильный термоядерный реактор за 10 лет. Учитывая, что даже очень большие и совсем не мобильные коммерческие реакторы ожидались не ранее 2040 года, заявление корпорации было встречено скептически. Но компания располагает большими ресурсами так что кто знает. Прототип ожидается в 2020 году.

Популярный в кремниевой долине стартап Helion Energy имеет свой уникальный план по достижению термоядерного синтеза. Компания привлекла больше 10 млн долларов и рассчитывает создать прототип к 2019.

Держащийся в тени стартап Tri Alpha Energy недавно добился впечатляющих результатов в продвижении своего метода термоядерного синтеза (теоретиками было разработано >100 теоретических способов добиться синтеза, токамак просто самый простой и популярный). Компания также привлекла более 100 млн долларов средств инвесторов.

Проект реактора от Канадского стартапа General Fusion ещё больше не похож на остальные, но разработчики в нем уверены и привлекли за 10 лет больше 100 млн. долларов, чтобы построить реактор к 2020 году.

Стартап из Соединенного королевства - First light имеет самый доступный для понимания сайт, образовался в 2014 году, и объявил о планах использовать последние научные данные для менее затратного получения термоядерного синтеза.

Ученые из MIT написали статью с описанием компактного термоядерного реактора. Они уповают на новые технологии, появившиеся уже после начала строительства гигантских токамаков и обещают осуществить проект за 10 лет. Пока неизвестно будет ли им дан зеленый свет на начало строительства. Даже в случае одобрения, статья в журнале, это ещё более ранняя стадия чем стартап

Термоядерный синтез - это, пожалуй, наименее подходящая для краудфандинга индустрия. Но именно с его помощью и также с финансированием НАСА, компания Lawrenceville Plasma Physics собирается построить прототип своего реактора. Из всех реализуемых проектов, этот больше всего похож на мошенничество, но кто знает, может, что-то полезное они привнесут в эту грандиозную работу.

ITER будет только прототипом для постройки полноценной установки DEMO - первого коммерческого термоядерного реактора. Его запуск сейчас запланирован на 2044 год и это ещё оптимистичный прогноз.

Но есть планы и на следующий этап. Гибридный термоядерный реактор будет получать энергию и от распада атома (как обычная атомная станция) и от синтеза. В такой конфигурации энергии может быть в 10 раз больше, но безопасность ниже. Китай рассчитывает построить прототип к 2030, но эксперты говорят, что это всё равно что пытаться собрать гибридные автомобили до изобретения двигателя внутреннего сгорания.

Итог

Нет недостатка в желающих принести в мир новый источник энергии. Наибольшие шансы есть у проекта ITER, учитывая его масштаб и финансирование, но другие методы, а также частные проекты не стоит сбрасывать со счетов. Ученые десятки лет трудились над запуском реакции синтеза без особых успехов. Но сейчас проектов по достижению термоядерной реакции больше чем когда-либо. Даже если каждый из них провалится, новые попытки будут предприняты. Вряд ли мы успокоимся, пока не зажжем миниатюрную версию Солнца, здесь, на Земле.

Теги:

• термоядерный реактор
• энергетика
• проекты будущего

Добавить метки