Использование лазеров для решения проблемы управляемого термоядерного синтеза

РЕФЕРАТ

Тема: «Использование лазеров для решения проблемы управляемого термоядерного синтеза»

Световой луч! С давних времен человек в своих мечтах видел в нем надежного и могучего помощника, свободно проникающего в темницы, способного разрушить любые преграды и защитить от любого врага. К всемогущему световому лучу, обращались и многие писатели — фантасты. Всемирно известны романы «Война миров» Герберта Уэллса и «Гиперболоид инженера Гарина» Алексея Толстого. Правда, в этих романах тепловой или световой луч оказывался в руках сил зла, которые использовали лучи для разрушения, для приобретения власти над человечеством. Люди, же мечтали о луче-труженике, луче-помощнике, луче-созидателе. Этой мечте суждено было сбыться в наше удивительное время. Реальностью стали не чудовищный марсианский генератор тепловых лучей или гиперболоид одержимого идеей мирового господства человека — ненавистника, а лазеры, которые сегодня успешно «трудятся» в клиниках, на заводах, строительных площадках, в научно-исследовательских лабораториях. Изобретение лазера стоит в одном ряду с наиболее выдающимися достижениями науки и техники XX века. Первый лазер появился в 1960 г., и сразу же началось бурное развитие лазерной техники. В короткое время были созданы разнообразные типы лазеров и лазерных устройств, предназначенных для решения конкретных научных и технических задач. Лазерной технике всего четверть века, однако, лазеры уже успели завоевать прочные позиции, во многих отраслях народного хозяйства.

1. Необходимость управляемого термоядерного синтеза

В 1954 г. в Советском Союзе вступила в строй первая в мире промышленная атомная электростанция. Тем самым советские ученые и инженеры показали всему миру, что человек может использовать атомную энергию в мирных целях. В течение тридцати последующих лет в СССР был построен целый ряд атомных электростанций, спущены на воду мощные атомные ледоколы. Прирученная человеком атомная энергия — это огромная энергия, освобождаемая при делении тяжелых атомных ядер (например, урана или плутония).

Огромная энергия освобождается также при соединении друг с другом (при синтезе) лёгких атомных ядер — водорода, дейтерия (тяжелого водорода), трития (сверхтяжелого водорода). Ядро дейтерия (D) состоит из протона и нейтрона, а трития (Т) — из протона и двух нейтронов. При взаимодействии этих ядер образуются ядро гелия (б-частица) и свободный нейтрон: D+T>Не+n. Ядро гелия представляет собой весьма прочное образование; энергия связи частиц в нем значительно больше, чем в ядрах дейтерия или трития. Поэтому в реакции синтеза освобождается большое количество энергии: 17,6 МэВ на каждую пару взаимодействующих ядер D и Т. Помноженное на огромное число взаимодействующих водородных ядер это количество энергии и дает ту фантастическую энергию, которая освобождается при взрыве водородной бомбы.

Чтобы реализовать реакцию синтеза легких атомных ядер, необходимо нагреть водородную смесь до температуры свыше 10К (это нужно для того, чтобы атомные ядра могли преодолеть кулоновское расталкивание и сблизиться до расстояний, на которых начинают действовать ядерные силы). По этой причине подобные реакции называют термоядерными; применяется термин «термоядерный синтез». В водородной бомбе такие огромные температуры создаются в результате взрыва атомной (урановой) бомбы, играющей в данном случае роль взрывателя. При этом происходят неуправляемые процессы, приводящие к катастрофическим разрушениям.

Над этой проблемой ученые упорно работают вот уже несколько десятков лет. Решение проблемы управляемого термоядерного синтеза имеет исключительно важное значение для человечества, так как это есть решение энергетической проблемы. Сегодня общество удовлетворяет свои потребности в энергии, главным, образом, сжигая уголь, торф, газ, нефть; отчасти (примерно на 10%) эти потребности удовлетворяются за счет энергии гидроэлектростанций и атомных электростанций. К сожалению, природные запасы нефти и газа быстро истощаются. Кроме того, сжигать нефть или газ попросту нерационально; ведь они являются ценным сырьем для получения целого ряда химических продуктов, а также для производства белка.

Вот почему так важно овладеть новым и притом практически неисчерпаемым источником энергии — управляемым термоядерным, синтезом.

2. ПЛАЗМА И ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

2.1 Четвертое состояние вещества

При нагревании все вещества сначала плавятся, потом испаряются и, наконец, переходят в состояние плазмы: молекулы распадаются на атомы, атомы ионизируются, и образуется смесь положительно заряженных ядер и отрицательно заряженных электронов. Движение заряженных частиц порождают электрические и магнитные поля, которые влияют на траектории соседних частиц. Поэтому частицы в плазме двигаются согласованно, что отличает ее от обычного газа из электрически нейтральных молекул и делает поведение плазмы чрезвычайно сложным.

Рис. 1 — Струи солнечной плазмы движутся по дугам вдоль силовых линий магнитного поля. Фото: NASA/TRACE

2.2 Цикл термоядерного реактора

Цель управляемого термоядерного синтеза УТС — обеспечить протекание реакции слияния легких ядер. Наибольший интерес с этой точки зрения представляют реакции с участием изотопов водорода: дейтерия и трития (DT-цикл) либо одного дейтерия (DD-цикл).

В первом случае рождаются б-частица с энергией 3,5 МэВ и нейтрон с энергией 14,1 МэВ; во втором — с равной вероятностью образуются ядро 3Не и нейтрон или тритон (ядро трития) и протон.

Выделяющаяся в различных реакциях синтеза энергия изменяется в несколько раз, тогда как их сечения, или вероятности (зависящие от энергии взаимодействующих частиц), различаются более существенно. Так, максимальное сечение DT-реакции превышает соответствующую величину для DD-реакции более чем в 50 раз.

Кроме того, энергия сталкивающихся частиц (температура плазмы), при которой достигается этот максимум, для первой реакции примерно в 10 раз ниже, чем для второй. С этой точки зрения DT-реакция более предпочтительна и реализуется легче. (при меньших значениях температуры и плотности плазмы), так что в настоящее время концепция УТС исходит из использования DT-смеси.

Однако тритий — нестабильный (отсутствующий в природных условиях) и весьма дорогой элемент. Его необходимо воспроизводить в самом реакторе. Поэтому в дальнейшем, после отработки необходимых систем, единственным топливом для реактора станет неизмеримо более дешевый и доступный дейтерий.

Интенсивность ядерной реакции, т. е. число актов взаимодействия в единице объема за единичный промежуток времени, сильно зависит от энергии сталкивающихся ядер. Поэтому для осуществления УТС требуется нагреть DT-смесь до очень высокой температуры, порядка 100 млн. градусов. Любое вещество при таких температурах представляет собой плазму. Однако даже столь огромная температура сама по себе еще не гарантирует успеха, ибо интенсивность термоядерного синтеза определяется не только температурой плазмы, но и ее плотностью. Так, для наиболее вероятной DT-реакции плотность плазмы в термоядерном реакторе при указанной температуре должна быть не менее 10 см³.

Рис. 2 — Реакции, протекающие в термоядерном реакторе с наибольшей вероятностью Поскольку тритий не встречается в природе, его следует воспроизводить в процессе работы реактора. Для этого предусмотрена специальная оболочка, окружающая рабочую камеру и называемая бланкетом термоядерного реактора. Бланкет изготавливают из материала, содержащего литий, так как тритий образуется в реакции 6Li + n > Не + Т. Сгорающий при синтезе тритий пополняется в литиевом бланкете, так что реактор работает, по существу, на дейтерии и литии. Запасы этих элементов на нашей планете настолько велики, что при прогнозируемых темпах потребления их должно хватить на многие сотни лет.

Теплотворная способность термоядерного топлива во много раз выше, чем не только у обычного, но и у ядерного топлива АЭС. Действительно, при синтезе 1 г DT-смеси выделяется примерно в 20 млн. раз больше энергии, чем при сгорании 1 г угля, и в 8 раз больше, чем при полном делении 1 г урана.

По составу бланкета термоядерные реакторы разделяются на «чистые» и гибридные. В бланкете чистого реактора воспроизводится лишь тритий. В гибридном же реакторе бланкет наряду с литием содержит исходные материалы для получения делящихся нуклидов — 238U или 232Th. Образующиеся при их облучении нейтронами 239Рu или 233U служат топливом для реакторов деления.

В обоих случаях тепловая энергия, выделяющаяся в бланкете, идет на нагрев теплоносителя и преобразуется в электрическую точно так же, как на АЭС. В чистом термоядерном реакторе единственная полезная «продукция» — это электроэнергия, а в гибридном реакторе к ней добавляются делящиеся нуклиды.

3. ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ НАГРЕВ ВЕЩЕСТВА

Мощное лазерное излучение имеет высокую яркость и весьма высокую эффективную температуру. Отсюда следует возможность нагрева вещества лазерным излучением до-высоких температур, вплоть до термоядерных. Законы термодинамики запрещают передавать энергию от холодного тела к более горячему без выполнения дополнительной работы, величина которой превышает величину передаваемой энергии. Поэтому солнечным светом, даже собранным сколь угодно большими оптическими системами, нельзя нагреть вещество до температуры более 6000 град, так как нагретое вещество сразу же начнет возвращать энергию солнцу. Очень высокая эффективная температура лазерного излучения гарантирует отсутствие этого эффекта даже при температуре мишени в миллионы градусов. Создание и нагрев высокотемпературной плазмы лазерным излучением является новым направлением, возникшим на стыке квантовой электроники и физики плазмы. Очень кратко рассмотрим два возможных применения высокотемпературного лазерного нагрева плазмы — осуществление управляемого термоядерного синтеза и создание лазера в рентгеновской области на переходах высокоионизированных атомов.

3.1 Лазерный управляемый термоядерный синтез

Возможность контролируемого получения термоядерной энергии в реакциях синтеза легких ядер в высокотемпературной плазме и получения таким методом чистого и практически неисчерпаемого источника энергии активно исследуется физиками многих стран уже более четверти века. В нашей стране зародились и успешно развиваются многие идеи управляемого термоядерного синтеза (УТС), в основе которого лежит сжигание тяжелых изотопов водорода в высокотемпературной плазме из ядер дейтерия, трития и электронов.

Ядра могут войти в контакт и прореагировать в термодинамически равновесных условиях, если их кинетическая энергия достаточна для преодоления электростатического отталкивания. Поэтому скорость реакции синтеза в дейтериево-тритиевой плазме увеличивается с ростом температуры и достигает оптимальных значений в области 100 млн. град.

Ключевым экспериментом для доказательства осуществимости термоядерного синтеза является зажигание дейтериево-тритиевой плазмы, которое требует наименьшей температуры. Под зажиганием понимается выделение термоядерной энергии, равной по величине тепловой энергии, вложенной в плазму. Для зажигания дейтериево-тритиевой плазмы с температурой 60 млн. град необходимо, чтобы произведение плотности плазмы n (число ионов в 1 см3) и времени ее существования (или удержания) ф равнялось с/см3 (3.1)

Таким образом, во-первых, необходимо создать плазму с температурой не менее 60 млн. град. и, во-вторых, поддерживать ее достаточное время в горячем состоянии, причем время удержания зависит от плотности плазмы. Разумеется, в действительности для. создания выгодной термоядерной электростанции критерии выглядят гораздо жестче, чем (3.1), так как полезная термоядерная энергия должна во много раз превышать не только вложенную в плазму тепловую энергию, но и всю затраченную на создание и удержание плазмы энергию. Тем не менее, критерий (3.1) можно рассматривать как показатель близости к физическому осуществлению термоядерного синтеза. Для создания высокотемпературной плазмы пригодны практически, все источники энергии, обеспечивающие достаточно высокие плотности энергии (см. табл, 1).

Таблица 1 — Источники энергии, используемые для получения высоких плотностей энергии

Ядерный взрыв уже применяется для осуществления термоядерного синтеза в термоядерных бомбах. Но этот термоядерный процесс, разумеется, является не контролируемым взрывным процессом, так же как и инициирующий его ядерный, взрыв, возникающий в результате быстрого выделения энергии в цепной реакции деления тяжелых ядер. Однако ученым и инженерам удается контролировать протекание цепной ядерной реакции в ядерных реакторах. Именно это позволило разработать многие мирные применения ядерной энергии, в частности, создать атомную энергетику. Следующий естественный и логический шаг — добиться управления термоядерной реакцией. Однако этот шаг оказался, пожалуй, наиболее трудным в современной физике и технике. В течение последних 30 лет предприняты весьма значительные усилия для зажигания дейтериево-тритиевой смеси практически всеми доступными источниками высокой плотности энергии: мощным импульсным электрическим разрядом, сфокусированным мощным лазерным пучком, сильноточным пучком электронов. Возможности этих источников охватывают громадный интервал значений плотности плазмы: от n=10−1015 см-3 при создании и нагреве плазмы мощным электрическим разрядом до 1022 см-3 при нагреве плазмы очень мощными лазерными или электронными пучками. В соответствии с критерием (3.1) различные источники с высокой плотностью энергии требуют различных времен удержания.

В плазме сравнительно низкой плотности (n=1014 — 1015 см-3) с температурой около 50−60 млн. град. требуются времена удержания порядка нескольких секунд. Для этого, очевидно, необходима хорошая тепловая изоляция плазмы и удержание ее от разлета. Сейчас это достигается с помощью специальных конфигураций магнитного поля (магнитное удержание). Наиболее перспективной системой такого рода являются установки «Токамак», разработанные в Институте атомной энергии, им. И. В. Курчатова под руководством акад. Л. А. Арцимовича. Плотность плазмы с температурой 50 млн. град. достигает значений 1015 см-3, а время удержания — долей секунды. В этих условиях наблюдаются нейтроны, возникающие в ходе реакций синтеза. Подчеркнем, что в установках «Токамак» нагрев плазмы до термоядерных, температур и удержание плазмы осуществляется непосредственно с помощью электрического тока в самой плазме и в окружающих ее магнитных катушках.

Импульсные источники с высокой плотностью энергии (лазерный и электронный пучки) создают гораздо более плотную плазму, но на сравнительно короткое время, порядка 10−8- 10−9 с. От удержания такой плотной плазмы можно либо вообще отказаться (так называемый режим инерционального удержания, когда время термоядерного горения оказывается меньше времени разлета плазмы), либо даже использовать сами мощные пучки фотонов или электронов для дополнительного сжатия плазмы. Импульсные методы осуществления управляемого термоядерного синтеза разработаны в меньшей степени, но, по мнению многих ученых, являются вполне конкурентоспособными со стационарным методом, используемым в установках «Токамак». Нагрев и удержание высокотемпературной плазмы пучками фотонов несколько повышают требование к термоядерному выходу, поскольку к.п.д. преобразования электрической энергии в энергию высококогерентного лазерного пучка в мощных лазерных установках весьма невелик (1−10% в лучшем случае). Правда, для пучка быстрых электронов к.п.д. преобразования заметно выше (до 50%), что рассматривается как определенное преимущество этого метода при современном состоянии техники мощных лазеров, несмотря на большие трудности его фокусировки по сравнению с лазерными пучками.

Возможность нагрева вещества до термоядерных температур с помощью сфокусированного на мишень лазерного излучения, была теоретически обоснована акад. Н. Г. Басовым и проф. О. Н. Крохиным еще в 1962 г., сразу же после создания первых импульсных лазеров с модуляцией добротности.

Их работы положили начало работам по исследованию лазерного управляемого термоядерного синтеза (ЛУТС), успешно развивающимся в Физическом институте им. П. Н. Лебедева АН СССР и в ряде лабораторий США, Франции, ФРГ, Англии и Японии. В лаборатории акад. Н. Г. Басова с помощью многокаскадной усилительной установки на неодимовом стекле в 1968 г. было зарегистрировано испускание нейтронов из лазерной плазмы. Этот важный результат, открывший дорогу многочисленным экспериментам по высокотемпературному нагреву вещества лазерным излучением, был воспроизведен в лабораториях США и Франции. Свойства нейтронов, испускаемых лазерной плазмой, были тщательно изучены и найдены условия, при которых они имеют термоядерное происхождение.

Однако программа лазерного УТС все же не рассматривалась как достаточно конкурентоспособная до тех пор, пока в начале 70-х годов в США и СССР не были опубликованы новые возможные технические решения, которые на несколько порядков снизили требования к критической минимальной энергии лазерного импульса, т. е. энергии, начиная с которой выделяемая в термоядерных реакциях энергия превышает вложенную в плазму световую энергию. Физический смысл предложения состоит в возможности получения сверхвысоких сжатий вещества при специальном, имеющем определенную зависимость от времени, лазерном облучении сферической мишени специальной конструкции. Такой режим сжатия называют адиабатическим. На доступном языке это означает, что лазерный импульс определенной формы сжимает вещество достаточно медленно, чтобы не возникали ударные волны, препятствующие сжатию; Идея получения сверхвысоких сжатий нагреваемой высокотемпературной плазмы с помощью всестороннего лазерного облучения мишени явилась логическим продолжением идеи использования лазеров для нагрева вещества до термоядерных температур. Так как скорость термоядерных реакций зависит не только от температуры, но и плотности плазмы, то увеличение плотности вещества в 10 000 раз примерно во столько же раз снижает требования к критической энергии лазерного импульса. Здесь оказывается существенным тот факт, что для сжатия мишени, в 10 000 раз по отношению к ее нормальной плотности требуется только один процент энергии, которая нужна, для нагрева мишени до температуры зажигания.

Итак, современная концепция лазерного УТС представляет собой сочетание нескольких последовательных этапов увеличения плотности энергии, которые условно изображены на (рис. 1).

Рис. 3 — Стадии последовательного роста плотности потока энергии в лазерном термоядерном синтезе при всестороннем облучении сферической мишени: а — концентрация световой энергии ламп-вспышек в пространстве и времени за счет стимулированного излучения в лазере; б — фокусировка пространственно-когерентного лазерного пучка; в — фокусировка сферического волнового фронта в атмосфере мишени; г — гидродинамическая фокусировка энергии в сжимаемой мишени Лазерная многокаскадная усилительная установка концентрирует энергию в пространстве и времени от уровня интенсивности 10 (интенсивность лампы-вспышки) до 1010 Вт/см2 (интенсивность лазерного луча). Фокусировка лазерного луча обеспечивает увеличение потока энергии еще в 104−10 раз. Наличие многих параллельных каналов в лазерной установке обеспечивает одновременное всесторонне облучение сферической мишени при потоке лазерной энергии на поверхности 1014−1015 Вт/см2 (см. рис. 4).

Рис. 4 — Упрощенная схема 12-канальной установки «Шива» (внизу), созданной в лабаратории им. Лоуренса в Ливерморе, США Сверху дана схема многокаскадного, т. е. одного канала установки.

Горячий газ вокруг мишени действует как тепловая линза, дополнительно фокусирующая световую энергию еще меньшую поверхность испаряющегося высокотемпературного сгустка вещества. За счет этого эффекта плотность световой энергии достигает значений 1015−1016 Вт/см2. Испарение вещества с поверхности вызывает обратную отдачу, которая продолжает сжимать мишень. Адиабатическое сжатие (имплозию) можно рассматривать как эквивалентную гидродинамическую фокусировку, концентрирующую кинетическую энергию в сверхплотном сгустке вещества. Эта кинетическая энергия, конвертируется во внутреннюю энергию, т. е. в нагрев сверхплотного вещества, гораздо быстрее, чем происходит сжатие. В результате этой последней стадии могут достигаться потоки энергии около 1019 Вт/см2 при сжатии вещества в 104 раз относительно нормальной плотности мишени.

Уже проведены первые успешные эксперименты по наблюдению сжатия вещества при всестороннем облучении мощным лазерным излучением. В этих экспериментах использовались мощные многоканальные и многокаскадные установки на неодимовом стекле. Получены результаты; подтверждающие перспективность использования лазерного метода нагрева плазмы для реализации УТС.

В частности, измерены температуры и плотности лазерной плазмы в широком интервале потоков лазерного излучения, выяснены механизмы нелинейного поглощения и отражения света, измерены потоки нейтронного излучения (примерно 109 нейтронов за импульс) и доказан тепловой механизм их возникновения. Более того, при сферическом облучении мишени в лаборатории, акад. Н. Г. Басова в ФИАНе зарегистрированы вторичные нейтроны в дейтериевой плазме, которые свидетельствуют о наличии сжатого ядра с плотностью 30 г/см3. В этих экспериментах, наблюдалось высокое (около 103 раз) объемное сжатие оболочечных (пустотелых) мишеней, которые рассматриваются в настоящее время как наиболее перспективный тип термоядерных мишеней.

Критическая энергия импульса лазерного излучения по различным расчетам лежит в области 105 Дж. По оптимистическим оценкам при таком уровне энергии лазерного импульса можно будет реализовать экспериментально такие условия в сверхплотной термоядерной плазме, которые обеспечивают достаточно большой коэффициент термоядерного усиления энергии, т. е. значительное превышение энергии, выделившейся в результате ядерных реакций в нагреваемом объеме плазмы, над энергией лазерного излучения, затраченной на ее нагрев. Ни одна из существующих мощных лазерных установок пока не обеспечивает возможность проведения таких экспериментов. Однако создаваемые в СССР (ФИАН) и США (Лаборатории в Ливерморе и Лос-Аламосе) установки с выходной энергией импульса 10 Дж позволят достаточно надежно предсказать, насколько близок этот критический рубеж, и, следовательно, приступить к следующему важнейшему этапу лазерного УТС — созданию опытного импульсного термоядерного реактора, использующего нагрев и сжатие горячего вещества лазерным излучением. По-видимому, только после разработки мощных импульсных лазеров с к.п.д. около 10 — 20% откроется принципиальная возможность создания опытно-промышленной термоядерной электростанции. Пока с этой точки зрения наилучшей лазерной системой является мощная установка на углекислом газе.

Проведенные в Лос-Аламосской лаборатории США эксперименты по сферическому облучению мишеней наносекундными импульсами СО2-лазера с энергией несколько кДж показали, что увеличение длины-волны в 10 раз по сравнению с лазером на неодимовом стекле не привело к заметному снижению эффективности нагрева, несмотря на ожидаемое плохое проникновение ИК излучения в плазму. Это представляется весьма принципиальным для создания установок для критического эксперимента, так как пока только СО2-лазер может рассматриваться в качестве системы для генерации коротких импульсов с энергией 105 Дж. Кроме того, СО2-лазер может работать в частотном режиме и, следовательно, может лечь в основу опытного импульсного термоядерного реактора. Разумеется, реактор на основе лазерного УТС должен будет доказать свою конкурентоспособность по отношению к другим типам энергетических установок: работающих реакторам-размножителям на быстрых нейтронах и проектируемым термоядерным реакторам с магнитным удержанием плазмы.

Конечным критерием, определяющим целесообразность и сроки создания того или иного типа энергетического реактора, будет стоимость производимой им электроэнергии.

По мнению американских ученых, ответственных за программу работ в области лазерного УТС, более близкой перспективой использования лазерного термоядерного синтеза может быть не электростанция, а лазерный термоядерный космический двигатель. Реактивный двигатель на основе лазерного термоядерного синтеза может иметь характеристики, которые недоступны не только двигателям на химическом топливе, но и плазменным двигателям на основе ядерных реакторов деления. Полная стоимость и затраты труда на создание такого уникального ракетного двигателя, работающего на микровзрывах лазерного термоядерного синтеза, оцениваются в 1 млрд долл. и 10 тыс. человеко-лет. Это соизмеримо с затратами по программе полетов на Луну «Аполлон».

4. РЕАЛИЗАЦИЯ " ЛАЗЕРНОГО" ТЕРМОЯДЕРНОГО СИНТЕЗА

термоядерный лазерный реактор синтез В лаборатории американского научного комплекса National Ignition Facility (NIF) была успешно протестирована система зажигания инерциального управляемого термоядерного синтеза (ИУТС), действие которой обеспечивают 192 лазерных пучка.

Реакция синтеза требует сближения двух лёгких ядер на фемтометровые расстояния, на которых проявляют себя ядерные силы. Сближению препятствуют силы кулоновского отталкивания, а значит, ядрам необходимо сообщить кинетическую энергию, достаточную для преодоления кулоновского барьера. Поскольку «высота» последнего возрастает пропорционально произведению зарядов обоих ядер, наиболее перспективными кандидатами считаются самые лёгкие изотопы. В экспериментах NIF будут применяться дейтерий (его ядро содержит один протон и один нейтрон) и тритий (протон и два нейтрона), у которых зарядовое число минимально и равно единице.

Естественным способом синтеза было бы ускорение ядер одного типа и бомбардировка ими мишени, выполненной из второго изотопа. Если, однако, энергию планируется получать в промышленных масштабах, эта схема не сработает, так как сечения атомных столкновений на много порядков превосходят сечения ядерных реакций. Кинетическая энергия ядер будет расходоваться на ионизацию и возбуждение атомов мишени, а вероятность реализации синтеза окажется ничтожно малой. В результате энергия, затраченная на ускорение, превысит энергетический выход полезной реакции.

Для того чтобы исключить влияние процессов ионизации и возбуждения, столкновение проводят в веществе, которое находится в состоянии полностью ионизованной плазмы. Основным критерием «практичности» здесь становится критерий Лоусона (3.1), определяющий минимальную частоту реакций синтеза, достаточную для их устойчивого поддержания в среде. Его смысл сводится к тому, что с достижением температуры запуска реакции нужно выдерживать некое соотношение плотности частиц и времени их удержания в объёме, обеспечивающем эту плотность.

Таким образом, синтез можно зажечь при меньшей концентрации частиц за счёт более длительного удержания плазмы, и здесь физикам должны помочь магнитные ловушки — токамаки (тороидальные камеры с магнитными катушками). Сооружение токамака станет основным этапом международного проекта ITER, экспериментального термоядерного реактора, плазму на котором планируют получить в 2019 году.

ИУТС имеет обратный принцип действия: пожертвовав временем удержания плазмы, учёные пытаются увеличить плотность частиц в ней и спланировать опыт так, чтобы значительная часть термоядерного топлива сгорела ещё до его разлёта. Эта схема будет работать, если дейтерий-тритиевую смесь в конденсированном (замороженном) состоянии практически мгновенно нагреть до сверхвысокой температуры.

В ИУТС-реакторе, как предполагается, будут использоваться сферические мишени с оболочкой, поглощающей подаваемую извне энергию. Вложение энергии должно приводить к испарению и быстрому истечению вещества (абляции) с поверхности сферы. Взрывной процесс абляции даст направленную внутрь ударную волну которая сожмёт и нагреет топливо, находящееся в центральной части мишени, до термоядерных параметров, после чего горение начнёт распространяться из центра к периферии.

Рис. 5 — Схема нагрева и сжатия термоядерной мишени. 1 — топливо, 2 — оболочка, 3 — падающее излучение, 4 — расширяющаяся плазма вещества оболочки, 5 — фронт абляции, 6 — сжимающаяся неиспарившаяся часть оболочки, 7 — сжимающееся и прогреваемое топливо, 8 — термоядерный микровзрыв, 9 — разреженная плазма вещества оболочки Закачивать энергию в мишень можно разными способами, и проектировщики NIF выбрали один из наиболее очевидных — лазерное воздействие. При этом 192 лазерных пучка будут направлены не на саму сферу с бериллиевой оболочкой и дейтерий-тритиевым наполнителем, а на металлический цилиндр, в котором она находится. Последний должен нагреваться и отдавать полученную энергию в виде рентгеновского излучения, а оно уже будет взаимодействовать с мишенью.

Сейчас сотрудники NIF занимаются тестированием установки. В последних опытах они оценили условия, возникающие при облучении золотых цилиндров диаметром в 3,55 мм и высотой в 6,40 мм. Внутри них находились пластиковые макеты реальных мишеней, заполненные гелием.

Сравнив данные измерений с теоретическими расчётами, исследователи установили, что эффективность преобразования лазерного излучения в рентгеновское доходит до 90%, а радиационная температура цилиндров превышает 300 эВ (3,6 млн. ?C). Сфера сжималась равномерно, с уменьшением диаметра от 2,2 мм до 100 мкм. «Результаты даже превзошли наши ожидания, — говорит руководитель NIF Эдвард Мозес (Edward Moses). — Существовали некоторые опасения, что мы не достигнем нужной температуры, но всё обошлось».

По словам г-на Мозеса, зажигание термоядерного синтеза в NIF может произойти уже в следующем году. «Я думаю, весной или летом 2012;го всё будет готово, — предполагает учёный. — Но утверждать не берусь».

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Изучив использование лазера в управляемом термоядерном синтезе, можно подвести некоторый итог.

По сравнению с термоядерным реактором с магнитным удержанием плазмы лазерный реактор имеет ряд неоспоримых преимуществ.

В отличие от «баранки» Токамака лазерный реактор имеет простую сферическую геометрию, что важно при его эксплуатации и замене оборудования.

Отказ от магнитного удержания плазмы уменьшает затраты на его изготовление и весьма упрощает конструкцию реактора.

Вакуум, необходимый для процесса, может быть вполне умеренным.

В лазерном реакторе легко контролируется средняя выходная мощность.

Различные компоненты всей установки могут быть сконструированы и испытаны независимо от самого реактора.

Это говорит о том, что лазеры и система ввода шариков могут быть разработаны отдельно, а осуществимость самой реакции проверена с помощью одиночных вспышек в реакторе малой мощности.

Лазерные термоядерные установки — многообещающий источник энергии реактивных двигателей космических кораблей.

В будущем при повышении энергии лазеров можно надеяться на осуществление реакции дейтерий — дейтерий. Тогда отпадет необходимость в тритии.

А где-то в очень далекой перспективе мыслится и такое завлекательное топливо, как бороводород, которое при сгорании дает только три атома гелия при полном отсутствии нейтронов. Правда, переход к такому горючему станет возможным только при повышении лазерного импульса в 100 раз по сравнению с еще недостигнутой величиной, которая нужна для реакции дейтерия с тритием.

Однако среди достоинств лазерного термоядерного синтеза, также имеются и недостатки. Сейчас нет таких лазерных установок, которые удовлетворяли бы всем необходимым условиям.

Как и в любом другом усилителе, на выходе лазера всегда присутствуют шумы — излучение из-за самопроизвольного высвечивания атомов. Пока нет основного импульса, это излучение в течение одной десятой или сотой доли секунды действует на шарик-мишень. Чтобы под действием этого «фона» он не испарился, не дождавшись основного импульса, нужно, чтобы величина фона была слабее импульса в сотни миллиардов раз.

Еще неясно, каким путем достичь такой контрастности фона и основного импульса. А ведь нужно еще бороться с отраженным лучом лазера, с неоднородностью освещенности и обеспечивать синхронность импульсов всех каналов.

Как видно из исследований, чтобы микровзрыв произошел, надо успеть за миллиардные доли секунды нагреть топливный шарик до термоядерной температуры. Сделать это можно с помощью мощных лазеров. Такие эксперименты проводятся уже около 30 лет. В лабораториях России, Франции, Японии, США построены лазеры с энергией до 20 000 джоулей. А в 2012 году в США должна заработать самая мощная лазерная установка NIF с энергией импульса до 1,8 миллиона джоулей.

Еще одна проблема инерционного термоядерного синтеза — необходимость взрывать заряды несколько раз в секунду. Пока столь мощные лазеры дают по одному импульсу в несколько часов. Есть идея заменить их ускорителями ионов: у них значительно выше КПД, и они могут работать с высокой частотой. Но из-за электрического отталкивания ионов пучок трудно сфокусировать до нужного диаметра.

В целом, конечно, не все задачи решены в лазерном УТС. Но ученые всего мира продолжают исследования в этой области.

1. Тарасов Л. В. Лазеры: действительность и надежды / Л. В. Тарасов — М.: Наука, Главная ред. физ.-мат. литературы, 1985. — 176 с.

2. Вокруг Света: многопредмет. журнал. — Электрон. журнал: ООО Издательство ВОКРУГ СВЕТА. — 2008. — № 10. — Рубрика «Ярмарка идей». — Режим доступа: http://www.vokrugsveta.ru/vs/article/6332//. — Загл. с экрана.

3. Ядерная и термоядерная энергетика будущего / Под ред. В. А. Чуянова.- М.: Энергоатомиздат, 1987. — 192 с.

4. Летохов В. С., Устинов Н. Д. Мощные лазеры и их применение / В. С. Летохов, Н. Д. Устинов — М.: Сов. радио, 1980. 112 с.

5. Компьюлента: интернет-изд., посвящённое новостям компьют. индустрии, науки и техники. Проект издат. дома: Компьютера. — Режим доступа: http://science.compulenta.ru/598 929/. — Загл. с экрана.

6. Проценко А. Н. Энергия будущего / А. Н. Проценко — М.: Мол. гвардия, 1980. — 222 с.