Каковы перспективы использования в энергетике управляемой термоядерной реакции?

Нам придется, как и в предыдущем разделе, начать с краткого рассказа о термоядерной реакции.

Если рассмотренные выше ядерные реакции представляют собой деление ядер тяжелых элементов, обладающих большим атомным весом, причем инициатором процесса является нейтрон, а ядра делящегося вещества, как говорят физики, служат мишенью, то в термоядерной реакции, при которой происходит синтез ядер легких элементов, все начинается со сближения ядер атомов (как часто говорят, столкновения атомов) на расстояние порядка 10-13 см, или 10-9 мкм (одной миллиардной доли микрометра). Сближению ядер противостоят электростатические силы отталкивания, так как ядра атомов имеют одинаковый положительный заряд. Чтобы преодолеть эти силы, взаимодействующие частицы должны обладать большой кинетической энергией. Другими словами, вещество должно иметь, в отличие от реакции деления ядер очень высокую температуру (десятки миллионов градусов). Именно поэтому реакция синтеза ядер называется термоядерной. При такой высокой температуре вещество пребывает в плазменном состоянии. Плазма отличается от газа тем, что ее составляют не молекулы и атомы, а ядра атомов и свободные электроны. Важно отметить, что частицы, составляющие плазму, электрически заряжены: ядра атомов - положительно, электроны - отрицательно.

В настоящее время часто считают, что существуют не три, а четыре агрегатных состояния вещества: к твердому, жидкому и газообразному состояниям добавляется плазменное (Агрегаты состояния одного и того же вещества характерны тем, что при переходе вещества из одного состояния в другое ряд физических свойств вещества изменяется скачкообразно (например, лед - вода - пар - плазма). ).

Между ядерной и термоядерной реакциями существует важное сходство: масса вещества перед реакцией несколько больше массы продуктов реакции, другими словами, в обоих случаях имеется дефект массы, в результате - огромное энерговыделение. 1 кг исходного для термоядерной реакции вещества энергетически эквивалентен 10 тыс. т условного топлива. Это значит, что 1 г этого вещества энергетически эквивалентен 10 тут. Таким образом, энерговыделение в термоядерной реакции, отнесенное к единице массы исходного вещества, примерно в 4 раза больше по сравнению с ядерной реакцией деления 235U.

Водород имеет три изотопа: протий (Н) - «обычный» водород, ядром которого является протон; дейтерий (D) -более тяжелый водород, его атомное ядро состоит из протона и нейтрона; тритий (Т) - еще более тяжелый водород, его атомное ядро состоит из одного протона и двух нейтронов. Атомные массы трех названных изотопов водорода (Н, D, Т) относятся между собой как 1:2:3.

Как, вероятно, известно читателю, по современным научным представлениям, источником энергии звезд, в том числе нашего Солнца, служит термоядерная реакция, в результате которой водород превращается в гелий (Не) - инертный газ без цвета и запаха, который сжижается труднее всех других газов при t = -268,93° С. В результате термоядерной реакции превращения водорода в гелий выделяется, как уже говорилось, огромное количество тепла.

Возможность осуществления в земных условиях термоядерной реакции, для которой исходными веществами служат тяжелые изотопы водорода - дейтерий и тритий, доказана. Именно такая реакция протекает в термоядерной (водородной) бомбе, где она носит характер неуправляемого кратковременного мощного взрыва. Для того чтобы использовать термоядерную реакцию в мирных целях, нужно сделать ее управляемой, протекающей спокойно.

Как обстоит дело с ресурсами для термоядерной реакции? Для дейтерий-тритиевой реакции (или, как ее часто именуют, D+T-реакции), а именно такую реакцию предполагается сделать управляемой, с ресурсами дело обстоит, по-видимому, благополучно.

Дейтерия на Земле очень много. Только в воде морей и океанов ресурсы дейтерия настолько велики (они по энергетическому эквиваленту во много миллионов раз превышают ресурсы всех видов органического топлива, вместе взятых), что их практически можно рассматривать как неограниченные.

Что касается лития, из которого получают тритий (точнее сказать, из изотопов лития ⁶Li и ⁷Li), то считается, что его ресурсы тоже очень велики: они принимаются равными по энергетическому эквиваленту запасам урана на Земле.

А если бы удалось использовать D+D-реакцию (а не D+Т-реакцию), то энергетический ресурс можно было бы рассматривать как практически неисчерпаемый.

Следовательно, задача использования термоядерной энергии заключается в том, чтобы создать такой реактор, в котором D+T-реакция совершалась бы спокойно и управляемо. Задача эта чрезвычайно трудная.

Для ее решения необходимо создать очень высокую температуру исходных веществ (в данном случае D и Т), порядка 100 млн. градусов, и, что, может быть, еще труднее, длительно ее удерживать.

В Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова ранее под руководством Л. А. Арцимовича, а теперь Е. П. Велихова ведутся в этом направлении исследования и разработки. Созданы установки типа «Токамак» (название произошло от сокращения слов «тороидальная камера в магнитном поле»). Нагрев плазмы до столь высокой температуры осуществляется за счет протекания через плазму электрического тока очень большой силы, порядка сотен тысяч ампер. Этот огромный ток возбуждается внешним индуктором. Вследствие электрического сопротивления плазмы образуется «джоулево тепло», плазма нагревается.

Как уже сказано выше, еще более сложной задачей является удержание тепла. Разумеется, не может быть и речи о соприкосновении плазмы со стенкой - на свете нет такого материала, который остался бы цел (не испарился бы) после такого соприкосновения. В «Токамаках» удержание плазмы производится с помощью магнитного поля. Решающим является то, что плазму составляют частицы, имеющие электрический заряд, - ядра атомов и электроны, на которые можно воздействовать магнитным полем.

Высокотемпературная плазма в «Токамаке» находится в сосуде, который имеет форму, схожую со спасательным кругом. Такое геометрическое тело называется тором. С помощью магнитной системы, размещенной вовне тора, создается сильное магнитное поле, интенсивность которого возрастает по мере удаления от оси тора (кольцевого канала). Плазма отжимается магнитным полем к оси канала и не соприкасается с его стенками. Это как будто бы простое решение удержания высокотемпературной плазмы может быть без всякого преувеличения названо гениальным.

Итак, плазма должна быть нагрета до очень высокой температуры и должен быть найден способ ее длительного существования в этом состоянии. Эти две трудные задачи, как следует из сказанного, решены или находятся на пороге решения. Но этого оказывается мало.

Плазма должна еще иметь необходимую плотность необходимую концентрацию ядер дейтерия и трития в единице объема), а также достаточное время сохранения (удержания) плазмы. Эти две величины (плотность и время сохранения) оказываются связаны между собой: чем выше концентрация, тем меньше необходимое время сохранения, и наоборот. Численно эта зависимость выражается критерием американского физика Дж. Д. Лоусона, согласно которому для каждой термоядерной реакции (в данном случае для D+T-реакции) и температуры плазмы (100 млн. градусов К) имеется минимально необходимое значение критерия - в данном случае 3x10¹⁴. Следовательно, при уже достигнутой концентрации ядер 10¹⁴ 1/см³ время удержания плазмы должно быть не менее 3 с. На самом деле достигнутое время удержания меньше 1 с. Не достигнута также температура плазмы 100 млн. градусов К.

В настоящее время в Советском Союзе, США и некоторых других странах ведется работа по достижению необходимых величин наиболее важных параметров: температуры плазмы 100 млн. К градусов и времени удержания порядка 3 с. Что касается плотности плазмы, то, как уже сказано, нужная величина 10¹⁴ 1/см³ достигнута. Как нам представляется, задача достижения нужных значений температуры плазмы и времени ее удержания сравнительно скоро также будет решена.

Напомним читателю о том, какое большое значение для протекания ядерной реакции имеет соотношение объема и поверхности реактора. Для термоядерных реакторов этот фактор тоже имеет большое значение: чем больше объем камеры «Токамака», тем меньше относительная утечка частиц из нее, т. е. больше время удержания плазмы.

Теперь мы можем попытаться дать ответ на ранее поставленный вопрос: каковы перспективы использования в энергетике управляемой термоядерной реакции?

К сожалению, ответ не будет достаточно категоричным. В Советском Союзе, США и некоторых других странах ведется интенсивная работа по созданию все более мощных и совершенных моделей «Токамака». Но для ответа на вопрос о перспективах использования в энергетике управляемой термоядерной реакции этого мало. Должна быть создана опытно-промышленная действующая установка, в результате работы которой вырабатывалась бы электрическая энергия для потребителей. Должны быть также ясны следующие основные показатели: надежность реактора, его безопасность и экономические факторы. В настоящее время нет возможности сколь-нибудь определенно дать оценку перечисленным факторам. Существуют различные точки зрения. Но большинство специалистов, по-видимому, сходятся на том, что работа должна быть продолжена, а успех скорее всего может быть достигнут на пути создания так называемых гибридных ядерно-термоядерных реакторов, о которых сейчас и пойдет речь.

Энергия, получаемая в результате термоядерной реакции, приблизительно на 80% воспринимается образующимися в ходе реакции нейтронами и на 20% ядрами атомов гелия (а-частицами), возникающими также в процессе реакции в результате слияния ядер дейтерия и трития. Нейтроны не имеют электрического заряда и поэтому не подвержены воздействию электромагнитного поля; они выходят из плазмы и попадают на окружающую оболочку, именуемую бланкетом (от английского слова blanket - одеяло).

В гибридном ядерно-термоядерном реакторе бланкет должен содержать исходное ядерное топливо (атомное сырье) ²³⁸U или ²³²Th. Под действием очень быстрых нейтронов, излучаемых плазмой, оно превращается в ²³⁹Рu или ²³³U, атомные ядра которых, как уже известно читателю, обладают свойством самопроизвольного деления. Если в бланкете сделать каналы, по которым будет протекать теплоноситель, забирающий тепло, образующееся в результате деления ядер ²³⁹Рu или ²³³U, то тепло, принятое теплоносителем, можно использовать для производства электроэнергии, например, в паросиловой установке.

Следовательно, в гибридном ядерно-термоядерном реакторе D+T-реакция используется в качестве источника нейтронов, а сам реактор выполняет функции реактора-размножителя (бридера), или, как часто говорят, реактора на быстрых нейтронах. Таким образом, с помощью гибридного ядерно-термоядерного реактора будет производиться электроэнергия и преобразование ²³⁸U или ²³²Th соответственно в ²³⁹Рu или ²³³U.

Специалисты считают, что создание гибридного термоядерного реактора является хотя и непростым, но все же легче осуществимым делом. К параметрам термоядерной реакции, протекающей в гибридном реакторе, предъявляются несколько более низкие требования. По-видимому, значение критерия Лоусона (произведение двух величин: концентрации ядер атомов плазмы и времени удержания плазмы) может быть меньше.

Способ удержания высокотемпературной плазмы описанным методом «Токомака» (с помощью магнитного поля) является наиболее разработанным, но не единственным. Существует также метод микровзрывов, к краткому описанию которого мы сейчас и перейдем.

По мнению некоторых ученых, большой интерес представляет метод микровзрывов. Существо дела заключается в следующем. Из смеси дейтерия с тритием изготовляются маленькие «шарики» диаметром 1-2 мм. Такой «шарик» облучается с разных сторон одновременно очень мощными лазерными или электронными лучами. Время облучения «шарика» очень небольшое, порядка миллиардной доли секунды, наносекунды; одновременно на «шарик» должны действовать не менее 8 лазерных или электронных лучей.

Воздействие лучей на «шарик» должно привести к испарению только внешних его слоев, отсюда необходимость строгой регламентации времени воздействия луча. Образовавшаяся дейтерий-тритиевая плазма не только разлетается в разные стороны, но и сжимает неиспарившуюся центральную часть «шарика». Именно в этом суть дела. Сжатие центральной части «шарика» в сотни и даже тысячи раз при одновременном ее мощном обогреве приводит к возникновению термоядерной реакции. Если бы время облучения «шарика» было больше, то он (именуемый часто уже знакомым читателю словом «мишень») испарился бы полностью и никакой термоядерной реакции не произошло.

Из сказанного следует, что рассматриваемый импульсный метод (или метод микровзрывов) имеет по сравнению с методом «Токамака» как свои преимущества, так и недостатки. Преимущества заключаются в том, что здесь нет необходимости в магнитной изоляции плазмы - время термоядерной реакции настолько короткое, что плазма не успевает остынуть. Зато большую трудность составляет синхронизация воздействия лазерными или электронными лучами, особенно имея в виду необходимость их одновременного и весьма кратковременного действия. Кроме того, расчеты показывают, что для кратковременного облучения мишеней (через очень короткие промежутки времени) требуется источник энергии огромной мощности. Создание соответствующего накопителя энергии отнюдь не простая задача.

Как и в случае «Токамаков», должны выполняться условия, накладываемые критерием Лоусона (Напоминаем, что для данного вида термоядерной реакции и принятой температуры произведение из плотности плазмы на время импульса должно быть не менее определенной установленной величины. ).Что касается плотности плазмы, то она по сравнению с «Токамаками» гораздо больше: мишень - твердое тело, подвергающееся снаружи высокому давлению. Зато время импульса гораздо короче - оно составляет, как уже говорилось, около одной миллиардной секунды.

В целом, заканчивая главу, можно сказать, что использование в энергетике управляемой термоядерной реакции представляет большой интерес. Однако проведенные в разных странах в этом направлении работы не только не дают ответа о технико-экономических показателях, надежности и безопасности метода, но и не позволяют сказать, найдет ли когда-нибудь управляемая термоядерная реакция широкое применение в энергетике.

Вывод один: исследовательские и опытно-конструкторские работы должны быть продолжены.