Термоядерная энергетика. 
Электроэнергетические системы и сети

Одним из возможных путей решения проблемы энергообеспечения является овладение реакцией управляемого синтеза легких элементов — практически неисчерпаемым источником энергии. На единицу веса термоядерное топливо дает в 10−20 млн раз больше энергии, чем органическое топливо.

Впервые мысль о том, что основная доля энергии звезд и Солнца выделяется при синтезе легких элементов, т. с. в ходе термоядерных реакций, была высказана в 1928 г.

Для практического использования в энергетике сегодня рассматривают в основном три реакции:

где D и Т — изотопы водорода: дейтерий и тритий; п и р — нейтроны и протоны, соответственно; ³Н ,⁴Н — трехи четырехзарядные ядра гелия, т. е. альфа-частицы.

Особый интерес представляют реакции (1) и (2). Первая — благодаря наибольшему количеству выделяющейся энергии, вторая вследствие более простого решения проблемы «топлива» и отсутствия наведенной радиации.

Одна из компонент «топлива» — дейтерий — сравнительно доступна. В природе дейтерий содержится в воде: один из каждых 6700 атомов водорода имеет дейтериевое ядро. Тритий радиоактивен, имеет период полураспада 12,3 года, и поэтому в природе в больших количествах его нет. Однако его можно нарабатывать из лития или его солей в оболочке вакуумной камеры реактора. Нейтрон, вылетевший из плазмы, при взаимодействии с литием отдает большую часть энергии на нагрев лития и производит в среднем полтора атома трития.

Вторая проблема, возникающая при реализации реакции (1), — наведенная радиация — обусловлена трансмутацией ядер материалов, образующих структуру реактора и его компонентов, под действием быстрых нейтронов. Однако исследования показали, что правильный выбор конструкционных материалов позволит поддерживать ее на безопасном уровне.

Реакция (2) привлекательна прежде всего тем, что необходимое для неё «топливо» — гелий-3 (^JHc) — в огромных количествах (порядка 500 млн т) имеется на Луне, откуда он может транспортироваться на Землю. Сразу несколько стран заявили о планах добычи на Луне полезных ископаемых, в первую очередь гелия-3: США, Россия, Китай, Индия, Япония, Европейское космическое агентство и др. США уже разработали соответствующий рабочий проект. Руководство НАСА предлагает сделать проект лунной базы международным, по типу МКС.

Пока усилия физиков сосредоточены на технологическом воплощении реакции (1), т. е. на синтезе дейтерия и трития с выделением энергии в количествах, представляющих интерес для «большой» энергетики. Заботы о топливе для управляемого термоядерного синтеза (УТС) промышленного масштаба представляются несколько преждевременными при анализе проблем с его осуществлением, над которыми физики работают уже около 60 лет.

Многолетние исследования УТС показали, что создание промышленного реактора (термоядерной электростанции) — дело отдаленного будущего (успехи первых десятилетий освоения УТС позволяли физикам обещать энергетическое изобилие благодаря созданию «рукотворных Солнц» уже к концу XX столетия).

На первых этапах освоения УТС основными проблемами виделись две:

• • поддержание температуры (Г) дейтерий-тритиевой смеси (плазмы) на уровне по крайней мере 50 млн град. (4,5 кэВ);
• • удержание высокотемпературной плазмы в изолированном от стенок состоянии в течение определённого времени (время удержания или энергетическое время — г).

Произведение этих величин и концентрации частиц в плазме (п, г, Т) должно быть не менее 2-К)²⁴ с-эВ/м³ (критерий Лоусона).

Для реализации этого пути было предложено магнитное удержание плазмы в реакторе, названном токомак — /мороидальная камера с. магнитной катушкой.

Упрощенная схема термоядерной электростанции, «сердцем» которой является токамак, показана на рис. 10.2.

Рис. 10.2. Схема основных технологических контуров термоядерной электростанции с реактором, работающим на смеси дейтерия и трития

Уже к концу 60-х гг. стала очевидной необходимость международной кооперации в решении этой суперзадачи, т. к. по мере продвижения к конечной цели в дополнение к названным выше проблемам добавлялись другие, не менее сложные.

Скоординированные действия физиков ведущих стран мира позволили разработать различные модификации конструкции токамака, которые представляют собой огромные и чрезвычайно сложные сооружения. На сегодня в наиболее мощных из них — в европейском токамаке JET (Joint European Torus), токамакс JT-60 в Японии, экспериментальном термоядерном реакторе TFTR (Tokamak Fusion Test Reactor) и установке DIII-D в США — достигнуты температура плазмы 30 кэВ и параметр качества удержания 210¹⁹с/м³. Произведение п т Т в течение 1970;1990 гг. удалось увеличить более чем в 100 раз. Эта величина удваивалась в среднем за каждые 1,8 года.

Начиная с 1970 г. мощность, выделяемая в термоядерных реакциях в различных токамаках, выросла на 12 порядков и на установке JET достигла 16 МВт [31].

Для того чтобы сделать решающий шаг к достижению конечной цели, потребовалось вывести международное сотрудничество на качественно новый уровень. Страны ЕС, Япония, СССР и США пришли к соглашению начать в 1987 г. совместное проектирование экспериментальной термоядерной установки ITER — International Thermonuclear Experimental Reactor. Позднее к ним присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Желание принять участие в проекте изъявляют также Бразилия, Казахстан, Канада и Мексика.

Основными целями проекта ITER являются достижение условий зажигания и длительного термоядерного горения, которые будут типичны для реального термоядерного реактора, а также испытание и демонстрация технологий для практического использования управляемого синтеза. Предстоит, в частности, решить проблему перехода к режиму непрерывной работы реактора (существующие установки работают в периодическом режиме).

Разработка технического проекта ITER завершена в 2001 г., а в 2006 г. подписано соглашение о том, что реактор будет сооружаться на французской площадке Кадараш в 96 км от г. Марселя.

Создаваемый экспериментальный реактор (начало строительства — 2010 г.) — огромное сооружение. Его высота (включая системы обеспечения) достигает 60 м, диаметр — 30 м, вес — 23 тыс. т. Общий вид и основные параметры показаны на рис. 10.3.

К 2019 г. конструирование и инженерные разработки должны завершиться созданием реактора, который благодаря синтезу дейтерия и трития сможет генерировать мощность 1000 МВт, на порядок превосходящую потребляемую для его жизнеобеспечения. В случае успеха ITER будет предпоследним этапом на пути к практическому использованию УТС. Научные и инженерные знания, полученные в экспериментах на ITER (2019;2037), должны привести к сооружению в Японии демонстрационной термоядерной электростанции, повидимому, к 2050 г. (проект ДЕМО). Ее мощность составит примерно 1,5 ГВт; стоимость 1 кВт ч — примерно в 2 раза выше, чем средняя стоимость 1 кВт ч сейчас в нашей стране. Ожидается, что в перспективе мощность таких станций будет возрастать, а стоимость вырабатываемой ими энергии снизится до уровня стоимости электроэнергии, производимой на АЭС.

Рис. 10.3. Общий вид и основные параметры ИТЭР (человеческая фигура справа внизу даёт наглядное представление об его размерах)

Почти одновременно с разработкой токамаков началась реализация другой схемы осуществления УТС — создание импульсных систем, использующих эффект гшнчевания (сжатия) плазменного шнура, содержащего термоядерное горючее, либо обжатия дейтерий-тритиевой мишени с помощью всестороннего воздействия мощных ионных пучков, импульсов лазерного излучения (один из подобных приемов реализован в водородной бомбе). В импульсных системах выполнение критерия Лоусона достигается не за счёт длительного удержания плазмы, а благодаря увеличению её плотности в результате сжатия смеси. При этом основная проблема заключаются в получении высоких степеней сжатия в таком малом количестве топлива, которое позволит использовать выделившуюся термоядерную энергию без разрушения рабочей камеры. Временные параметры этого процесса определяются инерцией топливной смеси, поэтому нагрев должен осуществляться за время порядка 10 ⁹ с.

Одной из первых идей осуществления реакции инерционного У ТС был быстрый Z-пинч. В устройстве, реализующем эту идею, необходимое сжатие смеси предполагалось получить пропусканием большого электрического тока через разреженный газ, состоящий из смеси дейтерия с тритием.

Кажущаяся простота такой схемы удержания плазмы привлекла внимание к пинч-эффекту разработчиков реакторов для осуществления реакции УТС. Работы начались в 1950;1951 гг. в СССР, США и Великобритании. Но уже в первых экспериментах выяснилось, что пинчэффект сопровождается развитием практически всех видов неустойчивостей высокотемпературной плазмы: локальными перетяжками шнура, его изгибами и винтовыми возмущениями и т. д. Эти процессы, развивающиеся с большой скоростью и вызывающие разрыв шнура или выбрасывание плазмы на стенки камеры, оказались препятствием на пути к осуществлению реакции УТС. Тем нс менее, исследования позволили далеко продвинуться в понимании процессов в горячей плазме, что оказалось чрезвычайно полезным при разработке других схем УТС.

В реакторах с обжатием термоядерной мишени газообразное или твердое термоядерное топливо, в исходном состоянии заключенное в сферическую оболочку, подвергается воздействию ионных пучков или мощных импульсов электромагнитного излучения (лазерного или рентгеновского) от внешних источников. Под действуем излучения материал оболочки испаряется и создаёт реактивные силы, способные сжать и разогреть оболочку и топливо до плотностей и температур, при которых выполняется критерий Лоусона [32, 33].

Для того чтобы добиться требуемых результатов в области лазерного и пучкового УТС, предстоит решить задачи огромной сложности. Необходимо обеспечить:

• • работу мощных лазеров и ускорителей (с пиковой мощностью на уровне 10¹⁵ Вт) в высокочастотном режиме (10−100 «выстрелов» в секунду);
• • повышение их КПД с нынешних 0,3 до 10−15% (как минимум);
• • равномерность обжатия мишени световыми или ионными пучками;
• • длительную стойкость материалов к ударным нагрузкам при высоких температурах (при взрыве только одной мишени выделяется энергия в десятки кВт ч) и др.

На пути использования импульсных термоядерных реакторов для сооружения электростанций встанут экономические проблемы: чрезвычайно высокая стоимость сооружения и эксплуатации таких станций и, как следствие, высокая цена производимой электроэнергии. Тем не менее, эго направление в освоении УТС продолжает развиваться в Англии, Франции, Америке, Японии, России. Усилия ученых привели к тому, что в настоящее время по ряду параметров импульсный «термояд» начинает конкурировать с магнитным удержанием плазмы.

Оценивая перспективы термоядерной энергетики, целесообразно, видимо, сравнивать её не с угольной или газовой, а с более близкой по физическим принципам — атомной. При таком сравнении можно ожидать преимуществ у термоядерной энергетики:

• 1. Теплотворная способность термоядерного топлива существенно выше, чем у ядерного — при синтезе 1 г DT-смеси выделяется в 8 раз больше энергии, чем при полном делении 1 г урана.
• 2. Термоядерная энергетика примерно на два порядка безопасней атомной (см. 13.3.2).

Даже краткое рассмотрение современного состояния проблемы использования в энергетике реакций УТС делает понятной осторожность специалистов с прогнозами сроков создания термоядерных электростанций и самой возможности решения этой задачи в обозримые сроки.