Перспективы использования термоядерной энергии

Для того чтобы инициировать термоядерный синтез, необходимо очень сильно нагреть вещество. Тем не менее, в каждом акте синтеза освобождается энергия в несколько МэВ — в сотни раз больше того, что нужно затратить на нагревание. Это обстоятельство и открывает принципиальную возможность получения полезной.

Рис. 17.2. Схема устройства токамака.

энергии. Однако, несмотря на то, что работы в области термоядерной проблемы ведутся учеными нескольких стран с середины XX в., управляемый термоядерный синтез с получением (а не затратами) энергии ввиду технических трудностей до сих пор не осуществлен.

^ тепла В настоящее время наиболее перспективным устройством управляемого термоядерного синтеза считается токамак (рис. 17.2) — тороидальная вакуумная камера, на которую намотаны катушки для создания тороидального магнитного поля. Из камеры откачивают воздух и за;

полня ют ее дейтерием или дейтерийтритисвой смесью. Затем с помощью индуктора¹ в камере создают вихревое электрическое поле, которое вызывает пробой в газе и зажигание плазмы.

Рис. 17.3. Магнитное поле в токамаке.

Протекающий через плазму ток нагревает ее, как нагревал бы и любой другой проводник (омический нагрев), и создает полоидалъное магнитное поле (т.е. направленное вдоль линий, проходящих через полюсы сферической системы координат).

Одного только протекания тока недостаточно для нагрева плазмы до необходимой температуры. Для дополнительного нагрева используют микроволновое излучение на частотах, совпадающих с циклотронной частотой (15.3) электронов или ионов, и инжекцию быстрых нейтральных атомов дейтерия.^[1][2]

Результирующее магнитное поле сжимает протекающий через плазму ток.^[3] При этом шаг при вращении в тороидальном направлении не совпадает с шагом в пол о и дальним направлении. Магнитные линии оказываются незамкнутыми, они бесконечно много раз закручиваются вокруг тора, образуя «магнитные поверхности» тороидальной формы. В результате образуется конфигурация, в которой винтовые магнитные силовые линии обвивают кольцевой плазменный шнур.

Наличие полоидального поля принципиально необходимо для удержания плазменного шнура в равновесии и удаления продуктов реакции из плазмы. Поэтому кроме тороидальных магнитов для управления плазменным шнуром используют дополнительные магниты полоидального поля. Они представляют собой кольцевые витки вокруг вертикальной оси камеры токамака.

Время стабильного существования плазменного шнура в токамаке все же ограничено: он неустойчив относительно случайно возникающих перетяжек и перегибов, поэтому иод действием внутренних сил начинает разрушаться и разбрасываться на стенки камеры, где плазма быстро остывает. Неустойчивость плазмы во всех полях более или менее простой геометрической конфигурации создаст главную трудность, которую приходится преодолевать.

Всего в мире в разное время было построено около 300 токамаков. В Англии в 1983 г. был введен в строй крупнейший из них: JET.¹ Там в 1997 г. на реакции d-i был поставлен рекорд мощности управляемого термоядерного синтеза: 16 МВт; при этом отношение энергии, выделенной в реакции, к энергии, затраченной для нагрева плазмы, составило примерно 0,7.^{[4][5][6][7][8]} В настоящее время во Франции ведутся работы по созданию международного термоядерного реактора ИТЭР.^; Задачи его заключаются в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

В заключение раздела приведем причины, обусловливающие повышенный интерес к осуществлению управляемого термоядерного синтеза.

Дейтерий, тяжелый изотоп водорода, встречается в природной воде в виде молекул HDO; его атомная доля составляет 0,0145%. Нетрудно подсчитать, что в 1 кг воды содержится около 10²² атомов дейтерия. Так как в реакции d-d на один атом высвобождается энергия ~1,8 МэВ, то ядерная энергия, запасенная в 1 кг воды, составляет примерно 3 ГДж. По сравнению с энергией химического топлива это очень большая величина. Например, удельная теплота сгорания каменного угля составляет 350 кДж/моль, или 30 МДж/кг. Таким образом, 1 кг воды в энергетическом отношении эквивалентен 100 кг угля. Масса воды во всех океанах Земли — примерно 1,45−10²⁴ кг. Таким образом, дейтерий является практически неисчерпаемым источником энергии.

Другой тяжелый изотоп водорода — тритий — из-за своей радиоактивности {T ₂ = 12,3 года) в природе практически отсутствует и для использования в термоядерных установках должен получаться искусственно. Тритий можно получать в ядерном реакторе при облучении мишеней из лития: ⁶Li (/7, t)a. Однако управляемый термоядерный синтез на основе реакции d-t сам по себе предусматривает воспроизводство трития, так как эта реакция сопровождав гея выделением нейтронов. Тогда рабочую зону термоядерного реактора следует окружить слоем (блапкетом) из легкого изотопа лития ⁶Li. Таким образом, количество зри гия, которым можно располагать для получения гермоядерной энергии, определяется запасами лития на Земле. В естественном литии ⁶Li составляет 7,52%. Разведанные запасы лития оцениваются в 10 млн тонн. При прогнозируемых темпах энергопотребления этого может хватить на тысячи лег.

С экологической точки зрения термоядерный реактор обладает большими преимуществами по сравнению с ядерным реактором деления. Топливо, погребляемое термоядерным реактором (дейтерий и литий), как и конечный продукт синтеза (гелий), не радиоактивны. В реакторе, где происходит d-f-синтез, существуют два принципиальных источника радиоактивности. Первый — сам тритий, участвующий в топливном цикле. Второй — продукты активации нейтронами конструкционных материалов внутренней стенки и теплоносителя. Тем не менее, в плане радиационной опасности термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 ГВт эквивалентна реактору деления мощностью 1 кВт.

Последнее обстоятельство — решающий фактор, вызывающий пристальное внимание к управляемому термоядерному синтезу. Минимум радиоактивных отходов и минимальная радиационная опасность даже в случае катастрофического разрушения реактора^[9] в сочетании с огромными запасами топлива делает термоядерную энергетику перспективной в плане преодоления грядущего энергетического кризиса.

• [1] Индуктор представляет собой первичную обмотку большого трансформатора, в котором камера токамака является вторичной обмоткой.
• [2] * Пучки таких атомов получают при пропускании ускоренных дейтронов через нейтральный газ.
• [3] Впервые схема термоядерного реактора с удержанием плазмы в магнитном поле была предложена в1950 г. А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом.
• [4] Joint European Torus (англ. — тор объединенной Европы).
• [5] * Критерий Лоусона пт оставался в 4−5 раз ниже уровня зажигания.
• [6] Первоначально название «ITF.R» было образовано как сокращение от «International Thermonuclear
• [7] Experimental Reactor» (англ. — международный термоядерный экспериментальный реактор), но в на
• [8] стоящее время официально нс считается аббревиатурой, а связывается со словом iter (лат. — путь).
• [9] Термоядерный синтез в токамаке не может войти в режим неконтролируемого нарастания мощностибез последующего срыва плазмы и прекращения реакций. Таким образом, термоядерному реакторуприсуща внутренняя безопасность.