При каких условиях протекает ядерный синтез. Термоядерный синтез

Из четырёх основных источников ядерной энергии в настоящее время удалось довести до промышленной реализации только два: энергия радиоактивного распада утилизируется в источниках тока, а цепная реакция деления - в атомных реакторах. Третий источник ядерной энергии - аннигиляция элементарных частиц пока не вышел из области фантастики. Четвертый же источник - управляемый термоядерный синтез, УТС, находится на повестке дня. Этот источник по своему потенциалу хотя и меньше третьего, но существенно превышает второй.

Термоядерный синтез в лабораторных условиях осуществить достаточно просто, но добиться воспроизводства энергии до сих пор не удалось. Однако работы в этом направлении ведутся, отрабатываются и радиохимические методики, в первую очередь - технологии получения тритиевого топлива для установок УТС.

В данной главе рассмотрены некоторые радиохимические аспекты термоядерного синтеза и обсуждены перспективы использования установок для УТС в атомной энергетике.

Управляемый термоядерный синтез - реакция слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. В отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородной бомбе) носит управляемый характер. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться -Н и 3 Н, а в более отдалённой перспективе 3 Не и “В.

Надежды на управляемый термоядерный синтез связаны с двумя обстоятельствами: i) полагают, что звезды существует за счёт стационарной термоядерной реакции, и 2) неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза. Однако интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТС с получением энергетического выигрыша окончились полным провалом.

Тем не менее, сейчас УТС рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая увеличения производства электроэнергии и исчерпаемость невобновляемого сырья стимулирует поиск новых решений.

В термоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии лёгких атомных ядео. Напоимео:

Реакция слияния ядер трития и дейтерия является перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико. Эта реакция обеспечивает удельную теплотворную способность 3,5-ю 11 Дж/г. Основная реакция D+T=n+a имеет наибольшее сечение о т ах =5 барн в резонансе при энергии дейтронов Е пШ х= 0,108 МэВ, по сравнению с реакциями D+D=n+3He a,„ a *=0,i05 барн; Е тах = 1,9 МэВ, D+D=p+T о тах = 0,09 барн; Е тах = 2,0 Мэв, а также с реакцией 3He+D=p+a a m ах=0,7 барн; Еотах= 0,4 МэВ. В последней реакции выделяется 18,4 МэВ. В реакции (3) сумма энергий п+а равна 17,6 МэВ, энергия образующихся нейтронов?„=14,1 МэВ; а энергия возникших а-частиц 3,5 МэВ. Если в реакциях T(d,n)a и:} He(d,p)a резонансы довольно узкие, то в реакциях D(d,n)3He и D(d,p)T имеют место очень широкие резонансы с большими значениями сечений в области от 1 до ю МэВ и линейным ростом от 0,1 МэВ до 1 МэВ.

Замечание. Проблемы легко зажигаемого DT топлива заключаются в том, что тритий не встречается в природе и его надо получать из лития в бридерном бланкете термоядерного реактора; тритий радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 лет), в системе DT - реактора содержится от ю до юо кг трития; 8о% энергии в реакции DT выделяется с 14-МэВ-ными нейтронами, которые наводят искусственную радиоактивность в конструкциях реактора и производят радиационные разрушения.

На рис. 1 представлены энергетические зависимости сечений реакций (1 - з). Графики для сечений реакций (1) и (2) практически одинаковые - при росте энергии сечение возрастает и при больших энергиях вероятность реакции стремится к постоянному значению. Сечение реакции (3) сначала возрастает, достигает максимума ю барн при энергиях порядка 90 МэВ, а затем с ростом энергии уменьшается.

Рис. 1. Сечения некоторых термоядерных реакций как функция энергии частиц в системе центра масс: 1 - ядерная реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).

Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтронами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D - Т реакции может быть отрицательным, т.к. на ускорение дейтронов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме, в которой атомы или молекулы находятся в полностью ионизированном состоянии. Например, D-T - реакция начинает протекать только при температурах выше ю 8 К. Лишь при таких температурах выделяется больше энергии на единицу объёма и в единицу" времени, чем затрачивается. Поскольку на одну реакцию синтеза D-Т приходится ~Ю5 обычных столкновений ядер, проблема УТС состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для «сжигания» заметной части термоядерного топлива.

Считается, что управляемый термоядерный синтез может быть реализован при выполнении критерия Лоусона (лт>10‘4 с см-з, где п - плотность высокотемпературной плазмы, т - время удержания её в системе).

При выполнении этого критерия энергия, выделяющаяся при УТС, превышает энергию, вводимую в систему.

Плазму необходимо удерживать внутри заданного объёма, т. к. в свободном пространстве плазма моментально расширяется. Вследствие высоких температур плазму нельзя поместить в резервуар из какого-либо

материала. Для удержания плазмы приходится использовать магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов.

Рис. 2. Принципиальная схема токамака.

Если не ставить целью получения энергетического выигрыша, то в лабораторных условиях УТС осуществить достаточно просто. Для этого достаточно опустить в канал любого медленного реактора, работающего на реакции деления урана, ампулу с дейтеридом лития (можно использовать литий с природным изотопным составом (7% 6 Li), но лучше, если он обогащён стабильным изотопом 6 Li). Под действием тепловых нейтронов идёт следующая ядерная реакция:

В результате этой реакции, возникают «горячие» атомы трития. Энергии атома отдачи трития (~з МэВ) достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в LiD дейтерием:

Для энергетических целей этот метод не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Поэтому" приходится искать друтие варианты осуществления УТС, варианты, обеспечивающие большой энергетический выигрыш.

УТС с энергетическим выигрышем пытаются реализовать или в квазистационарных (т>1 с, тг >юи см "О, или в импульсных системах (t*io -8 с, п>ю 22 см*з). В первых (токамак, стелларатор, зеркальная ловутпка и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создаётся при облучении твёрдой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твёрдотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.

Среди различных камер для удержания плазмы перспективной является камера с тороидальной конфигурацией. При этом плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. В токамаке ток, индуцированный в плазме, является как бы вторичной обмоткой трансформатора. Магнитное поле, удерживая плазму, создаётся как за счёт тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счёт тока, индуцированного в плазме. Для получения устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.

Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>ю 8 К). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате

термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.

Рис. з. Основные компоненты реактора для управляемого термоядерного синтеза.

Термоядерный реактор типа ТО- КАМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры, образующей канал, где циркулирует плазма, магнитов, создающих поле и систем нагрева плазмы. К этому прилагаются вакуумные насосы, постоянно откачивающие газы из канала, система доставки топлива по мере его выгорания и дивертор - система, через которую полученная в результате термоядерной реакции энергия выводится из реактора. Тороидальная плазма находится в вакуумной оболочке. а-Частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают её температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону бланкета, содержащего жидкий литий, или соединение лития, обогащённое по 6 Li. При взаимодействии с литием кинетическая энергия нейтронов превращается в тепло, одновременно генерируется тритий. Бланкет помещён в специальную оболочку, которая защищает магнит от вылетающих нейтронов, у- излучения и потоков тепла.

В установках типа токамак плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. С этой целью в плазменном сгустке создают электрический ток, и при этом у него появляется собственное магнитное поле - сгусток плазмы сам становится магнитом. Теперь с помощью внешнего магнитного поля определенной конфигурации можно подвесить плазменное облако в центре камеры, не позволяя ему соприкасаться со стенками.

Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы. Служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. Очищает плазму от загрязняющих примесей, мешающих протеканию реакции синтеза.

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается:

• - из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме;
• - из мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или стационарного тока в плазме;
• - из мощности, выделяющейся в бланкете - оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой магнитных катушек от радиационных воздествий. Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора, специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.

Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при D-Т синтезе основные носители энергии - 14-МэВ-ные нейтроны - отдают её бланкет}", нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. При работе токамака в составе электростанции пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора.

Основная задача бланкета - съём энергии, трансформация её в тепло и передача его на электрогенераторные системы, а также защита операторов и окружающей среды от ионизирующего излучения, создаваемого термоядерным реактором. За бланкетом в термоядерном реакторе располагается слой радиационной защиты, функции которого заключаются в дальнейшем ослаблении потока нейтронов и образующихся при реакциях с веществом у-квантов для обеспечения работоспособности электромагнитной системы. Затем следует биологическая защита, за которой может работать персонал станции.

«Активный» бланкет - бридер, предназначен для наработки одного из компонентов термоядерного топлива. В реакторах, расходующих тритий, в бланкет включают бридерные материалы (соединения лития), призванные обеспечить эффективную наработку трития.

При работе термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе необходимо пополнять количество топлива (D+T) в реакторе и удалять 4Не из плазмы. В результате реакций в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам, для которых плазма прозрачна. Это приводит к необходимости размещения между плазмой и электромагнитной системой специальной зоны, в которой воспроизводится выгорающий тритий и происходит поглощение основной части энергий нейтронов. Такая зона и называется бридерным бланкетом. В нём воспроизводится сгоревший в плазме тритий.

Тритий в бланкете можно нарабатывать, облучая литий потоками нейтронов по ядерным реакциям: 6 Li(n,a)T+4,8 МэВ и 7 Li(n,n’a) - 2,4 МэВ.

При наработке трития из лития следует учитывать, что природный литий состоит из двух изотопов: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Сечение поглощения тепловых нейтронов чистым 6 Li 0=945 барн, а сечение активации по реакции (п,р) - 0,028 барн. У природного лития сечение выведения нейтронов, образующихся при делении урана, равно 1,01 барн, а сечение поглощения тепловых нейтронов о а =70,4 барн.

Спектры энергии у-излучения при радиационном захвате тепловых нейтронов 6 Li характеризуются величинами: средняя энергия у-квантов, испускаемых на один поглощённый нейтрон, в диапазоне энергий 6^-7 МэВ =0,51 МэВ, в диапазоне энергий 7-г8 МэВ - 0,94 МэВ. Полная энергия

В термоядерном реакторе, работающем на D-Т топливе, в результате реакции:

у-излучения на один захват нейтрона равна 1,45 МэВ. У 7 Li сечение поглощения равно 0,047 барн, а сечение активации - 0,033 барна (при энергиях нейтронов выше 2,8 МэВ). Сечение выведения нейтронов деления LiH природного состава =1,34 барн, металлического Li - 1,57 барн, LiF - 2,43 барна.

образуются термоядерные нейтроны, которые, покидая объём плазмы, попадают в область бланкета, содержащую литий и бериллий, где протекают следующие реакции:

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.

При D-Т реакции в плазме происходит выгорание трития и образуется нейтрон с энергией 14,1 МэВ. В бланкете необходимо, чтобы этот нейтрон породил не менее одного атома трития для покрытия его потерь в плазме. Коэффициент воспроизводства трития к ("количество образующегося в бланкете трития в расчёте на один падающий термоядерный нейтрон) зависит от спектра нейтронов в бланкете, величины поглощения и утечки нейтронов. При юо% покрытии плазмы бланкетом необходимо значение к> 1,05.

Рис. 4. Зависимости сечения ядерных реакций образования трития от энергии нейтронов: 1 - реакция 6 Li(n,t)‘»He, 2 - реакция 7 Li(n,n’,0 4 He.

У ядра 6 Li сечение поглощения тепловых нейтронов с образованием трития очень велико (953 барн при 0,025 эВ). При низких энергиях сечение поглощения нейтронов в Li идёт по закону (l/u) и в случае природного лития достигает значения 71 барн для тепловых нейтронов. У 7 Li сечение взаимодействия с нейтронами равно всего 0,045 барн. Поэтому для повышения производительности бридера природный литий следует обогащать по изотопу 6 Li. Однако увеличение содержания 6 Li в смеси изотопов мало влияет на коэффициент воспроизводства трития: имеет место возрастание на 5% при увеличении обогащения изотопом 6 Li до 50% в смеси. В реакции 6 Li(n, Т)»Не поглотятся все замедлившиеся нейтроны. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение (

Зависимость сечения реакции 6 Li(n,T) 4 He от энергии нейтронов приведена на рис. 7. Как это характерно для многих других ядерных реакций, сечение реакции 6 Li(n,f) 4 He уменьшается по мере увеличения энергии нейтронов (за исключением резонанса при энергии 0,25 МэВ).

Реакция с образованием трития на изотопе?Li идёт на быстрых нейтронах при энергии?„>2.8 МэВ. В этой реакции

производится тритий и нет потери нейтрона.

Ядерная реакция на 6 Li не может дать расширенного воспроизводства трития и только компенсирует выгоревший тритий

Реакция на?1л приводит к появлению одного ядра трития на каждый поглощённый нейтрон и регенерации этого нейтрона, который затем поглощается при замедлении и даёт ещё одно ядро трития.

Замечание. В природном Li коэффициент воспроизводства трития к «2. Для Li, LiFBeF 2 , Li 2 0, LiF, У^РЬвз k= 2,0; 0,95; 1,1; 1,05 и i,6, соответственно. Расплавленная соль LiF (66%) + BeF 2 (34%) носит название флайб (FLiBe ), её использование предпочтительно по условиям безопасности и уменьшения потерь трития.

Поскольку не каждый нейтрон D-T-реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (п, 2н) или (п, зп)-реакции, на элементах, имеющих достаточно большое сечение при взаимодействии быстрых нейтронов, например, на у Ве, Pb, Mo, Nb и многих других материалах с Z> 25. Для бериллия порог (п, 2п) реакции 2,5 МэВ; при 14 МэВ 0=0,45 барн. В результате, в вариантах бланкета с жидким или керамическим литием (LiA10 2) возможно достижение к* 1.1+1.2. В случае окружения камеры реактора урановым бланкетом размножение нейтронов может быть существенно увеличено за счёт реакций деления и (п,2п), (п,зл) реакций.

Замечание 1. Наведённая активность лития при облучении нейтронами практически отсутствует, так как образующийся радиоактивный изотоп 8 Li (cr-излучение с энергией 12,7 МэВ и /?-излучение с энергией ~6 МэВ) обладает весьма малым периодом полураспада - 0,875 с. Низкая активация лития и короткий период полураспада облегчают биологическую защиту установки.

Замечание 2. Активность трития, содержащегося в бланкете термоядерного DT- реактора ~*ю 6 Ки, поэтому использование DT-топлива не исключает теоретической возможности аварии масштаба нескольких процентов от Чернобыльской (выброс составил 510 7 Ки). Выброс трития с образованием Т 2 0 может приводить к радиоактивным осадкам, попаданию трития в грунтовые воды, водоёмы, живые организмы, растения с накоплением, в конечном счёте, в продуктах питания.

Выбор материала и агрегатного состояния бридера представляет собой серьёзную проблему. Материал бридера должен обеспечить высокий процент превращения лития в тритий и лёгкое извлечение последнего для последующей передачи в систему подготовки топлива.

К основные функциям бридерного бланкета относятся: формирование плазменной камеры; производство трития с коэффициентом k>i; превращение кинетической энергии нейтрона в тепло; утилизация тепла, образующегося в бланкете в процессе работы термоядерного реактора; радиационная защита электромагнитной системы; биологическая защита от радиации.

Термоядерный реактор на D-T-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нём под действием нейтронов получается тритий и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4

МэВ. В бланкете гибридного («активного») термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный 2 з 8 и для получения 2 39Ри. При этом в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один нейтрон. Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше, чем чистого. Одновременно достигается лучшее поглощение термоядерных нейтронов, что повышает безопасность установки. Однако наличие делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, аналогичную существующей в ядерных реакторах деления.

Рис. 5.

Существуют две концепции чистого бридерного бланкета, основанные на применении жидких тритий-воспроизводящих материалов, или на применении твёрдых литий содержащих материалов. Варианты конструкций бланкетов связаны с типом выбранных теплоносителей (жидкометаллические, жидкосолевые, газовые, органические, вода) и классом возможных конструкционных материалов.

В жидкостном варианте бланкета литий является теплоносителем, а тритий - воспроизводящим материалом. Секция бланкета состоит из первой стенки, бридерной зоны (расплавленная соль лития, рефлектора (сталь или вольфрам) и лёгкой компоненты защиты (например, гидрид титана). Основная особенность литиевого самоохлаждаемого бланкета - отсутствие дополнительного замедлителя и размножителя нейтронов. В бланкете с жидким бридером можно использовать следующие соли: Li 2 BeF 4 (Т пл = 459°), LiBeF 3 {T wx . =380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Среди приведённых солей Li 2 BeF 4 обладает наименьшей вязкостью, но наибольшей T wl . Перспек- тина эвтектика Pb-Li и расплав FLiNaBe, который выступает ещё и в качестве самоохладителя. Размножителями нейтронов в таком бридере служат сферические гранулы Be диаметром 2 мм.

В бланкете с твёрдым бридером в качестве бридерного материала используется литийсодержащая керамика, а размножителем нейтронов служит бериллий. В состав такого бланкета входят такие элементы, как первая стенка с коллекторами теплоносителя; зона размножения нейтронов; зона воспроизводства трития; каналы охлаждения зон размножения и воспроизводства трития; железоводная защита; элементы крепления бланкета; магистрали подвода и отвода теплоносителя и газа-носителя трития. Конструкционные материалы - ванадиевые сплавы и сталь ферритного или ферритно-мартенситного класса. Радиационная защита изготовлена из стальных листов. В качестве теплоносителя используется газообразный гелий под давлением юМПа с температурой входа 300 0 , выходная температура теплоносителя 650 0 .

Радиохимическая задача заключается в выделении, очистке и возвращении в топливный цикл трития. При этом важным является выбор функциональных материалов для систем регенерации компонентов топлива (бридерных материалов). Материал размножителя (бридера) должен обеспечить съём энергии термоядерного синтеза, генерацию трития и эффективное его извлечение для последующей очистки и трансформации в реакторное топливо. Для этой цели требуется материал с высокой температурной, радиационной и механической стойкостью. Не менее важны и диффузионные характеристики материала, обеспечивающие высокую подвижность трития и, как следствие, хорошую эффективность извлечения трития из бридерного материала при сравнительно низких температурах.

Рабочими веществами бланкета могут служить: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - воспроизводящий материал и бериллий - размножитель нейтронов. И бридер и бериллий используются в форме слоя монодисперс- ных пэбблов (гранул с формой, близкой к сферической). Диаметры гранул Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варьируются в диапазонах 0.2-Ю.6 мм и о.8-м мм, соответственно, а гранулы бериллия имеют диаметр 1 мм. Доля эффективного объёма слоя гранул - 63%. Для воспроизводства трития, керамический бридер обогащают изотопом 6 Li. Типичный уровень обогащения по 6 Li: 40% для Li 4 Si0 4 и 70% для Li 2 Ti0 3 .

В настоящее время наиболее перспективным считается метатитанат лития 1л 2 ТЮ 3 из-за сравнительно большой скорости высвобождения трития при сравнительно низких температурах (от 200 до 400 0), радиационной и химической стойкости. Было продемонстрировано, что гранулы из тита- ната лития, обогащённого до 96% 6 Li в условиях интенсивного нейтронного облучения и термических воздействий, позволяют в течение двух лет генерировать литий практически с постоянной скоростью. Извлечение трития из облучённой нейтронами керамики проводят программированным нагревом бридерного материала в режиме непрерывной откачки.

Предполагается, что в ядерной индустрии установки термоядерного синтеза могут быть использованы по трём направлениям:

• - гибридные реакторы, в которых бланкет содержит делящиеся нуклиды (уран, плутоний), деление которых управляется мощным потоком высокоэнергетических (14 МэВ) нейтронов;
• - инициаторы горения в электроядерных подкритических реакторах;
• - трансмутация долгоживущих экологически опасных радионуклидов с целью обезвреживания РАО.

Высокая энергия термоядерных нейтронов предоставляет большие возможности выделения энергетических групп нейтронов для сжигания конкретного радионуклида в резонансной области сечений.

Оптимизм - штука хорошая, но несамодостаточная. Например, по теории вероятности, на каждого смертного иногда должен падать кирпич. Поделать с этим решительно ничего нельзя: закон Вселенной. Выходит, единственное, что вообще может выгнать смертного на улицу в столь неспокойное время, - это вера в лучшее. А вот у работника сферы ЖКХ мотивация сложнее: его на улицу толкает как раз тот самый кирпич, который норовит на кого-то упасть. Ведь работник об этом кирпиче знает и может все исправить. Равновероятно может и не исправлять, но главное, что при любом решении голый оптимизм его уже не утешит.

В таком положении в XX веке оказалась целая отрасль - мировая энергетика. Люди, уполномоченные решать, решили, что уголь, нефть и природный газ будут, как солнце в песне, всегда, что кирпич сидит крепко и никуда не денется. Допустим, денется - так есть термоядерный синтез, пусть пока и не вполне управляемый. Логика такая: открыли его быстро, значит, так же быстро покорят. Но годы шли, отчества тиранов забывались, а термоядерный синтез не покорялся. Все только заигрывал, да требовал больше обходительности, чем имели смертные. Они-то, кстати, ничего не решали, были себе тихонечко оптимистами.

Повод заерзать на стуле появился, когда о конечности ископаемых топлив начали говорить публично. Причем, какая она, конечность, непонятно. Во-первых, точный объем еще не найденных нефти или, скажем, газа подсчитать довольно трудно. Во-вторых, прогноз осложняется колебаниями цен на рынке, от которых зависит скорость добычи. И, в-третьих, потребление разного горючего непостоянно во времени и пространстве: например, в 2015 году мировой спрос на уголь (это треть всех существующих энергоносителей) впервые упал с 2009 года, но к 2040 году, как ожидается, резко возрастет , особенно в Китае и на Ближнем Востоке.

Объем плазмы в JET составил уже около 100 кубических метров. За 30 лет он установил серию рекордов: решил первую проблему термоядерного синтеза, разогрев плазму до 150 миллионов градусов Цельсия; сгенерировал мощности в 1 мегаватт, а затем - в 16 мегаватт с показателем энергоэффективности Q ~ 0,7... Соотношение затраченной энергии к полученной - третья проблема термоядерного синтеза. Теоретически для самоподдерживающегося горения плазмы Q должен перевалить за единицу. Но практика показала, что мало и этого: на самом деле Q должен быть более 20. Среди токамаков Q JET пока остается непокоренным.

Новой надеждой отрасли стал токамак ITER , который прямо сейчас всем миром строят во Франции. Показатель Q у ITER должен достигнуть 10, мощность - 500 мегаватт, которые для начала просто рассеют в пространстве. Работы над этим проектом ведутся с 1985 года и должны были закончиться в 2016 году. Но постепенно стоимость стройки выросла с 5 до 19 миллиардов евро, и дата ввода в эксплуатацию отодвинулась на 9–11 лет. При этом ITER позиционируется как мостик к реактору DEMO , который, по плану в 2040-х годах, сгенерирует первое «термоядерное» электричество.

Биография «импульсных» систем была менее драматичной. Когда в начале 1970-х годов физики признали, что вариант с «постоянным» синтезом неидеален, то предложили вычеркнуть из уравнения удержание плазмы. Вместо этого изотопы должны были помещаться в миллиметровую пластиковую сферу, та - в золотую капсулу, охлажденную до абсолютного нуля, а капсула - в камеру. Затем капсула синхронно «обстреливалась» лазерами. Идея в том, что если нагреть и сдавить топливо достаточно быстро и равномерно, то реакция произойдет еще до рассеяния плазмы. И в 1974 году частная компания KMS Fusion такую реакцию получила .

Спустя несколько экспериментальных установок и лет выяснилось, что с «импульсным» синтезом не все так гладко. Равномерность сжатия оказалась проблемой: замороженные изотопы превращались не в идеальный шар, а в «гантелю», что резко снижало давление, а значит, и энергоэффективность. Ситуация привела к тому, что в 2012 году, через четыре года работы, от безысходности едва не закрылся крупнейший инерциальный американский реактор NIF . Но уже в 2013 году он сделал то, чего не удалось JET: первым в ядерной физике в 1,5 раза больше энергии, чем израсходовал.

Сейчас, помимо крупных, проблемы термоядерного синтеза решают «карманные», чисто экспериментальные, и «стартаперские» установки самых разных конструкций. Иногда и у них получается совершить чудо. Например, недавно физики из Рочестерского университета превзошли поставленный в 2013 году рекорд энергоэффективности в четыре , а затем и в пять раз. Правда, новые ограничения на температуру розжига и давления при этом никуда не делись, да и эксперименты проводились в реакторе, примерно втрое меньшем, чем NIF. А линейный размер, как мы знаем, имеет значение.

Зачем так напрягаться, недоумеваете вы? Чтобы было понятно, чем термоядерный синтез так привлекателен, сравним его с «обычным» горючим. Допустим, в каждый момент времени в «бублике» токамака находится один грамм изотопов. При столкновении одного дейтерия и одного трития выделяется 17,6 мегаэлектронвольта энергии, или 0,000 000 000 002 джоуля. Теперь статистика: сжигание одного грамма дров даст нам 7 тысяч джоулей, угля - 34 тысячи джоулей, газа или нефти - 44 тысячи джоулей. Сжигание же грамма изотопов должно привести к выбросу 170 миллиардов джоулей тепла. Столько весь мир потребляет примерно за 14 минут.

Нейтроны-беженцы и смертоносные ГЭС

Более того, термоядерный синтез почти безвреден. «Почти» - потому что нейтрон, который улетит и не вернется, забрав часть кинетической энергии, покинет магнитную ловушку, но далеко уйти не сможет. Скоро непоседа будет схвачен атомным ядром одного из листов бланкета - металлического «одеяла» реактора. Ядро, «поймавшее» нейтрон, при этом превратится либо в стабильный, то есть безопасный и относительно долговечный, либо в радиоактивный изотоп - как повезет. Облучение реактора нейтронами называется наведенной радиацией. Из-за нее бланкет придется менять где-то каждые 10–100 лет.

Самое время уточнить, что схема «сцепления» изотопов, описанная выше, была упрощенной. В отличие от дейтерия, который можно есть ложкой, легко создать и встретить в обычной морской воде, тритий - радиоизотоп, и искусственно синтезируется за неприличные деньги. При этом хранить его бессмысленно: ядро быстро «разваливается». В ITER тритий будут получать на месте, сталкивая нейтроны с литием-6 и отдельно добавляя готовый дейтерий. В результате нейтронов, которые попытаются «бежать» (вместе с тритием) и застрянут в бланкете, будет еще больше, чем могло показаться.

Несмотря на это, площадь радиоактивного воздействия термоядерного реактора будет пренебрежимо мала. Ирония в том, что безопасность предусмотрена самим несовершенством технологии. Поскольку плазму приходится удерживать, а «топливо» добавлять снова и снова, без надзора со стороны система проработает от силы несколько минут (плановое время удержания у ITER - 400 секунд) и погаснет. Но даже при одномоментном разрушении, по мнению физика Кристофера Ллуэллина-Смита, выселять города не придется: из-за низкой плотности плазмы трития в ней будет всего 0,7 грамма.

Разумеется, на дейтерии и тритии свет клином не сошелся. Для термоядерного синтеза ученые рассматривают и другие пары: дейтерий и дейтерий, гелий-3 и бор-11, дейтерий и гелий-3, водород и бор-11. В трех последних никаких «убегающих» нейтронов и вовсе не будет, а с парами водород - бор-11 и дейтерий - гелий-3 уже работают две американские компании. Просто пока, на нынешнем витке технологического невежества, сталкивать дейтерий и тритий чуть легче.

Да и простая арифметика на стороне новой отрасли. За последние 55 лет в мире произошло: пять прорывов ГЭС, в результате которых погибло столько, сколько на российских дорогах погибает за восемь лет; 26 аварий на атомных электростанциях, из-за которых погибло в десятки тысяч раз меньше людей, чем от прорывов ГЭС; и сотни происшествий на тепловых электросетях с бог весть какими последствиями. Зато за время работы термоядерных реакторов, кажется, ничто, кроме нервных клеток и бюджетов, пока не пострадало.

Холодный ядерный синтез

Каким бы крошечным он ни был, а шанс сорвать куш в «термоядерную» лотерею будоражил всех, не только физиков. В марте 1989 года два достаточно известных химика, американец Стэнли Понс и британец Мартин Флейшман, собрали журналистов, чтобы явить миру «холодный» ядерный синтез. Работал он так. В раствор с дейтерием и литием помещался палладиевый электрод и через него пропускали постоянный ток. Дейтерий и литий поглощались палладием и, сталкиваясь, иногда «сцеплялись» в тритий и гелий-4, вдруг резко нагревая раствор. И это при комнатной температуре и нормальном атмосферном давлении.

Перспектива получать энергию без головомойки с температурой, давлением и сложными установками была слишком заманчива, и на следующий день Флейшман и Понс проснулись знаменитыми. Власти штата Юта выделили на их исследования «холодного» синтеза 5 миллионов долларов, еще 25 миллионов долларов у Конгресса США запросил университет, в котором работал Понс. Ложку дегтя в историю добавляли два момента. Во-первых, подробности эксперимента появились в The Journal of Electroanalytical Chemistry and Interfacial Electrochemistry только в апреле, спустя месяц после пресс-конференции. Это противоречило научному этикету.

Во-вторых, у специалистов по ядерной физике к Флейшману и Понсу возникло много вопросов. Например, почему в их реакторе столкновение двух дейтронов дает тритий и гелий-4, когда должно давать тритий и протон или нейтрон и гелий-3? Причем проверить это было просто: при условии, что в палладиевом электроде происходил ядерный синтез, от изотопов «отлетали» бы нейтроны с заранее известной кинетической энергией. Но ни датчики нейтронов, ни воспроизведение эксперимента другими учеными к таким результатам не привели. И за недостатком данных уже в мае сенсация химиков была признана «уткой».

Несмотря на это, труд Понса и Флейшмана внес в ядерную физику и химию сумятицу. Ведь что произошло: некая реакция изотопов, палладия и электричества привела к выделению положительной энергии, точнее, к спонтанному нагреванию раствора. В 2008 году похожую установку журналистам показали японские ученые. Они помещали в колбу палладий и оксид циркония и под давлением накачивали в нее дейтерий. Из-за давления ядра «терлись» друг о друга и превращались в гелий, выделяя энергию. Как и в эксперименте Флейшмана-Понса, о «безнейтронной» реакции синтеза авторы судили только по температуре в колбе.

У физики объяснений не было. Но могли быть у химии: что если вещество изменяют катализаторы - «ускорители» реакций? Один такой «ускоритель» якобы использовал итальянский инженер Андреа Росси. В 2009 году он вместе с физиком Серджио Фокарди подал заявку на изобретение аппарата для «низкоэнергетической ядерной реакции». Это 20-сантиметровая керамическая трубка, в которую помещаются порошок никеля, неизвестный катализатор и под давлением накачивается водород. Трубка нагревается обычным электрокалорифером, частично превращая никель в медь с выделением нейтронов и положительной энергии.

До патента Росси и Фокарди механику «реактора» не разглашали из принципа. Потом - со ссылкой на коммерческую тайну. В 2011 году установку начали проверять журналисты и ученые (почему-то одни и те же). Проверки заключались в следующем. Трубку нагревали на несколько часов, измеряли входную и выходную мощность и изучали изотопный состав никеля. Вскрывать было нельзя. Слова разработчиков подтверждались: энергии выходит в 30 раз больше, состав никеля меняется . Но как? Для такой реакции нужно не 200 градусов, а все 20 миллиардов градусов Цельсия, поскольку ядро никеля тяжелее даже железа.

Андреа Росси во время испытаний аппарата для «низкоэнергетической ядерной реакции» (слева). / © Vessy"s Blog

Ни один научный журнал итальянских «волшебников» так и не опубликовал. Многие довольно быстро махнули на «низкоэнергетические реакции» рукой, хотя последователи у метода есть. Сейчас Росси судится с правообладателем патента, американской компанией Industrial Heat, по обвинению в краже интеллектуальной собственности. Та считает его мошенником, а проверки с экспертами - «липой».

И все же «холодный» ядерный синтез существует. Он действительно основан на «катализаторе», - мюонах. Мюоны (отрицательно заряженные) «выпинывают» электроны с атомной орбитали, образуя мезоатомы. Если столкнуть мезоатомы с, например, дейтерием, получатся положительно заряженные мезомолекулы. А так как мюон в 207 раз тяжелее электрона, ядра мезомолекул будут в 207 раз ближе друг к другу - того же эффекта можно добиться, если нагреть изотопы до 30 миллионов градусов Цельсия. Поэтому ядра мезоатомов «сцепляются» сами, без нагрева, а мюон «прыгает» на другие атомы, пока не «увязнет» в мезоатоме гелия.

К 2016 году мюон научили совершать примерно 100 таких «прыжков». Затем - либо мезоатом гелия, либо распад (время жизни мюона - всего 2,2 микросекунды). Овчинка не стоит выделки: количество полученной от 100 «прыжков» энергии не превышает 2 гигаэлектронвольт, а на создание одного мюона нужно 5–10 гигаэлектронвольт. Чтобы «холодный» синтез, точнее, «мюонный катализ», был выгодным, каждый мюон должен научиться 10 тысячам «прыжков» или, наконец, перестать требовать от смертных слишком много. В конце концов, до каменного века - с пионерскими кострами вместо ТЭЦ - осталось каких-то 250 лет.

Впрочем, в конечность ископаемых топлив верят не все . Менделеев, например, отрицал исчерпаемость нефти. Она, думал химик, - продукт абиотических реакций , а не разложившихся птеродактилей, поэтому самовосстанавливается. Слухи об обратном Менделеев вменял братьям Нобель, которые в конце XIX века замахнулись на нефтяную монополию. Вслед за ним советский физик Лев Арцимович и вовсе выражал убежденность в том, что термоядерная энергетика появится только тогда, когда будет «действительно» нужна человечеству. Выходит, Менделеев и Арцимович были хоть лицами и решающими, а все же - оптимистами.

И в термоядерной энергетике мы на самом деле пока не нуждаемся.

«Мы сказали, что поместим Солнце в коробку. Идея прекрасна. Но проблема в том, что мы не знаем, как создать эту коробку» - Пьер Жиль де Жен, лауреат нобелевской премии по физике 1991 года.

В то время, как тяжёлых элементов, требующихся для ядерных реакций на Земле и в целом в космосе довольно мало, лёгких элементов для термоядерных реакций очень много как на Земле, так и в космосе. Поэтому идея использовать термоядерную энергию во благо человечества пришла практически сразу с пониманием процессов, лежащих в её основе – это сулило поистине безграничные возможности, так как запасов термоядерного топлива на Земле должно было хватить на десятки тысяч лет вперёд.

Уже в 1951 году появились два основных направления развития термоядерных реакторов: Андреем Сахаровым и Игорем Таммом была разработана архитектура токамака в котором рабочая камера представляла из себя тор, в то время как Лайманом Спитцером была предложена архитектура более замысловатой конструкции по форме более всего напоминающая лист Мёбиуса перевёрнутый не один, а несколько раз.

Простота принципиальной конструкции токамака позволила длительное время развивать это направление за счёт повышения характеристик обычных и сверхпроводящих магнитов, а также путём постепенного увеличения размеров реактора. Но с повышением параметров плазмы постепенно стали также проявляться и проблемы с её нестабильным поведением, которые тормозили процесс.

Сложность конструкции стеллатора и вовсе привела к тому что после первых экспериментов в 50-х годах развитие этого направления на долгое время остановилось. Новое дыхание оно получило совсем недавно с появлением современных систем автоматизированного проектирования, которые позволили спроектировать стеллатор Wendelstein 7-X с необходимыми для его работы параметрами и точностью конструкции.

Физика процесса и проблемы в его реализации

Атомы железа имеют максимальную энергию связи на нуклон – то есть показатель энергии которую нужно затратить чтобы разделить атом на его составляющие нейтроны и протоны, делённый на их общее количество. Все атомы с меньшей и большей массой имеют этот показатель ниже железа:

При этом в термоядерных реакциях слияния лёгких атомов вплоть до железа выделяется энергия, а масса образующегося атома становится слегка меньше суммы масс исходных атомов на величину, соотносящуюся с выделяемой энергией по формуле E=mc² (так называемый дефект массы). Таким же образом выделяется энергия при ядерных реакциях деления атомов тяжелее железа.

При реакциях слияния атомов выделяется огромная энергия, но для того чтобы извлечь эту энергию нам в начале необходимо приложить определённое усилие для преодоления сил отталкивания между атомными ядрами которые являются положительно заряженными (преодолеть кулоновский барьер). После того как нам удалось сблизить пару атомов на необходимое расстояние в действие вступает сильное ядерное взаимодействие, которое связывает нейтроны и протоны. Для каждого вида топлива кулоновский барьер для начала реакции отличается также, как и отличается оптимальная температура реакции:

При этом первые термоядерные реакции атомов начинают фиксироваться задолго до достижения средней температурой вещества этого барьера благодаря тому, что кинетическая энергия атомов подвержена распределению Максвелла:

Но реакция при относительно низкой температуре (порядка нескольких млн °C) идёт крайне медленно. Так скажем в центре температура достигает 14 млн °C, но удельная мощность термоядерной реакции в таких условиях составляет только 276,5 Вт/м³, а для полного расходования своего топлива Солнцу требуются несколько млрд лет. Такие условия являются неприемлемыми для термоядерного реактора, так как при таком низком уровне выделения энергии мы неизбежно будем затрачивать на нагрев и сжатие термоядерного топлива больше, чем будем получать от реакции взамен.

По мере роста температуры топлива всё большая доля атомов начинает обладать энергией, превышающий кулоновский барьер и эффективность реакции растёт, достигая своего пика. С дальнейшим повышением температуры скорость реакции снова начинает падать уже за счёт того, что кинетическая энергия атомов становится слишком большой и они «проскакивают» мима друг друга не в состоянии удержаться сильным ядерным взаимодействием.

Таким образом решение как получить энергию из управляемой термоядерной реакции было получено довольно быстро, но вот реализация этой задачи затянулась на полвека и так ещё до конца и не закончена. Причина этого кроется в поистине безумных условиях, в которые оказалось необходимо поместить термоядерное топливо – для положительного выхода от реакции его температура должна была составлять несколько десятков млн °C.

Такую температуру физически не могли выдержать никакие стенки, но эта проблема почти сразу привела и к её решению: так как разогретое до таких температур вещество является горячей плазмой (полностью ионизованным газом) которое заряжено положительно, то решение оказалось лежащим на поверхности – нам просто надо было поместить такую разогретую плазму в сильное магнитное поле, которое будет удерживать термоядерное топливо на безопасном расстоянии от стенок.

Прогресс на пути его реализации

Исследования по данной теме идут в нескольких направлениях сразу:

1. с помощью использования сверхпроводящих магнитов учёные стараются сократить энергию, затрачиваемую на зажигание и поддержание реакции;
2. с помощью новых поколений сверхпроводников повышается индукция магнитного поля внутри реактора, которая позволяет удерживать плазму с более высокими показателями плотности и температуры, что увеличивает удельную мощность реакторов на единицу их объёма;
3. исследования в области горячей плазмы и успехи в сфере вычислительной техники позволяют лучше контролировать потоки плазмы, тем самым приближая термоядерные реакторы к их теоретическим пределам эффективности;
4. прогресс в предыдущей области также позволяет дольше удерживать плазму в стабильном состоянии, что увеличивает эффективность реактора за счёт того, что нам не надо так часто разогревать плазму вновь.

Не смотря на все трудности и проблемы, лежавшие на пути к управляемой термоядерной реакции, эта история уже приближается к своему финалу. В энергетике принято использовать показатель EROEI – energy return on energy investment (соотношение затраченной энергии при производстве топлива к тому объёму энергии, который мы из него получаем в итоге) для расчёта эффективности топлива. И в то время как EROEI угля продолжает расти, то этот показатель у нефти и газа достиг своего пика в середине прошлого века и теперь неуклонно падает за счёт того, что новые месторождения этих топлив находятся во всё в более труднодоступных местах и на всё больших глубинах:

При этом наращивать производство угля мы также не можем по той причине, что получение энергии из него является очень грязным процессом и буквально уносит жизни людей прямо сейчас от различных заболеваний лёгких. Так или иначе мы сейчас стоим на пороге заката эры ископаемых топлив – и это не происки экологов, а банальные экономические расчёты при взгляде в будущее. При этом EROI у экспериментальных термоядерных реакторов, появившихся также в середине прошлого века, неуклонно росли и в 2007 году достигли психологического барьера в единицу – то есть в этом году человечеству впервые удалось получить посредством термоядерной реакции больше энергии, чем затратить на её осуществление. И несмотря на то что на реализацию реактора , эксперименты с ним и производство уже первой демонстрационной термоядерной электростанции DEMO на основе полученного при реализации ITER опыта потребуется ещё много времени. Уже нет никаких сомнений в том, что за такими реакторами находится наше будущее.

Инновационные проекты с использованием современных сверхпроводников в ближайшее время позволят осуществить управляемый термоядерный синтез - так утверждают некоторые оптимисты. Эксперты, однако, предсказывают, что практическое применение займет несколько десятилетий.

Почему так сложно?

Энергия термоядерного синтеза считается потенциальным источником Это чистая энергия атома. Но что же она собой представляет и почему ее так сложно добиться? Для начала следует разобраться с различием между классическим и термоядерным синтезом.

Деление атома состоит в том, что радиоактивные изотопы - уран или плутоний - расщепляются и превращаются в другие высокорадиоактивные изотопы, которые затем должны быть захоронены или переработаны.

Синтеза заключается в том, что два изотопа водорода - дейтерий и тритий - сливаются в единое целое, образуя неядовитый гелий и единственный нейтрон, не производя радиоактивных отходов.

Проблема контроля

Реакции, которые происходят на Солнце или в водородной бомбе, - это синтез термоядерный, и перед инженерами стоит грандиозная задача - как контролировать этот процесс на электростанции?

Это то, над чем ученые работают начиная с 1960-х годов. Очередной экспериментальный реактор термоядерного синтеза под названием Wendelstein 7-X начал работу в северном немецком городе Грайфсвальде. Пока еще он не предназначен для создания реакции - это просто особая конструкция, которая проходит испытания (стелларатор вместо токамака).

Высокоэнергетичная плазма

Все термоядерные установки обладают общей чертой - кольцеобразной формой. В ее основе лежит идея использования мощных электромагнитов для создания сильного электромагнитного поля, имеющего форму тора - надутой велосипедной камеры.

Это электромагнитное поле должно быть настолько плотным, что, когда оно нагревается в микроволновой печи до одного миллиона градусов по Цельсию, в самом центре кольца должна появиться плазма. Затем она зажигается, чтобы синтез термоядерный мог начаться.

Демонстрация возможностей

В Европе в настоящее время проводится два подобных эксперимента. Одним из них является Wendelstein 7-X, который недавно сгенерировал свою первую гелиевую плазму. Другой - ITER - огромная экспериментальная установка термоядерного синтеза на юге Франции, которая все еще находится в стадии строительства и будет готова к запуску в 2023 году.

Предполагается, что на ITER будут происходить настоящие ядерные реакции, правда, лишь в течение короткого периода времени и уж точно не дольше 60 минут. Этот реактор является лишь одним из многих шагов на пути к тому, чтобы на практике осуществить ядерный синтез.

Термоядерный реактор: меньше и мощнее

Недавно несколько конструкторов объявили о создании нового дизайна реактора. По словам группы студентов из Массачусетского технологического института, а также представителей компании - производителя вооружений «Локхид Мартин», термоядерный синтез можно осуществить в установках, которые гораздо мощнее и меньше, чем ITER, и они готовы сделать это в течение десяти лет.

Идея новой конструкции заключается в использовании в электромагнитах современных высокотемпературных сверхпроводников, которые проявляют свои свойства при охлаждении жидким азотом, а не обычных, для которых необходим Новая, более гибкая технология позволит полностью изменить конструкцию реактора.

Клаус Хеш, отвечающий за технологии в Технологическом институте Карлсруэ на юго-западе Германии, настроен скептически. Он поддерживает использование новых высокотемпературных сверхпроводников для новых конструкций реакторов. Но, по его словам, что-то разработать на компьютере с учетом законов физики недостаточно. Необходимо принять во внимание вызовы, которые возникают при воплощении идеи на практике.

Научная фантастика

По словам Хеша, модель студентов MIT показывает лишь возможность осуществления проекта. Но на самом деле в ней много научной фантастики. Проект предполагает, что серьезные технические проблемы термоядерного синтеза решены. Но современная наука не имеет ни малейшего представления о том, как их решить.

Одной из таких проблем является идея разборных катушек. Для того чтобы попасть внутрь кольца, удерживающего плазму, в модели MIT-дизайна электромагниты могут быть разобраны.

Это было бы очень полезно, потому что можно бы было иметь доступ к объектам во внутренней системе и заменять их. Но в действительности сверхпроводники выполнены из керамического материала. Сотни их должны быть переплетены изощренным способом, чтобы сформировать правильное магнитное поле. И здесь возникают более фундаментальные трудности: соединения между ними не так просты, как соединения медных кабелей. Никто еще даже не задумывался о концепциях, которые бы помогли решить подобные проблемы.

Слишком горячо

Высокая температура также представляет собой проблему. В сердцевине термоядерной плазмы температура достигнет около 150 миллионов градусов по Цельсию. Эта экстремальная жара остается на месте - прямо в центре ионизированного газа. Но даже вокруг нее все еще очень жарко - от 500 до 700 градусов в зоне реактора, являющейся внутренним слоем металлической трубы, в которой будет «воспроизводиться» тритий, необходимый для того, чтобы происходил ядерный синтез.

Имеет еще большую проблему - так называемый выпуск мощности. Это часть системы, в которую из процесса синтеза поступает использованное топливо, в основном гелий. Первые металлические компоненты, в которые попадает горячий газ, называются «дивертор». Он может нагреваться свыше 2000 °C.

Проблема дивертора

Чтобы установка могла выдерживать такие температуры, инженеры пытаются использовать металлический вольфрам, применяемый в старомодных лампах накаливания. Температура плавления вольфрама около 3000 градусов. Но есть и другие ограничения.

В ITER это можно сделать, потому что нагрев в ней происходит не постоянно. Предполагается, что реактор будет работать лишь 1-3 % времени. Но это не вариант для электростанции, которая должна работать в режиме 24/7. И, если кто-то утверждает, что способен построить меньший реактор с такой же мощностью, как ITER, можно уверенно сказать, что у него нет решения проблемы дивертора.

Электростанция через несколько десятилетий

Тем не менее ученые с оптимизмом смотрят на развитие термоядерных реакторов, правда, оно будет не таким быстрым, как предсказывают некоторые энтузиасты.

ITER должен показать, что управляемый термоядерный синтез на самом деле может произвести больше энергии, чем будет затрачено на нагрев плазмы. Следующим шагом будет строительство совершенно новой гибридной демонстрационной электростанции, которая бы на самом деле вырабатывала электроэнергию.

Инженеры уже сейчас работают над ее дизайном. Они должны будут извлечь уроки из ITER, запуск которой запланирован на 2023 г. Принимая во внимание время, необходимое для проектирования, планирования и строительства, кажется маловероятным, что первая термоядерная электростанция будет запущена намного раньше середины XXI века.

Холодный термоядерный синтез Росси

В 2014 году независимый тест реактора E-Cat пришел к выводу, что устройство в течение 32 дней в среднем производило 2800 Вт выходной мощности при потреблении 900 Вт. Это больше, чем способна выделить любая химическая реакция. Результат говорит либо о прорыве в термоядерном синтезе, либо об откровенном мошенничестве. Отчет разочаровал скептиков, которые сомневаются в том, была ли проверка действительно независимой и предполагают возможную фальсификацию результатов тестирования. Другие занялись выяснением «секретных ингредиентов», которые позволяют осуществить термоядерный синтез Росси, чтобы воспроизвести эту технологию.

Росси - мошенник?

Андреа импозантен. Он издает воззвания к миру на уникальном английском в разделе комментариев своего веб-сайта, претенциозно названного «Журнал ядерной физики». Но его предыдущие неудачные попытки включали итальянский проект превращения мусора в топливо и термоэлектрический генератор. Petroldragon, проект переработки отходов в источник энергии, не удался отчасти потому, что нелегальное захоронение отходов контролируется итальянской организованной преступностью, которая возбудила против него уголовное дело о нарушении правил обращения с отходами. Также он создал термоэлектрическое устройство для Инженерного корпуса сухопутных войск США, но во время тестирования гаджет произвел лишь часть заявленной мощности.

Многие не доверяют Росси, а главный редактор New Energy Times прямо назвал его уголовником, за плечами которого череда неудачных энергетических прожектов.

Независимая проверка

Росси заключил контракт с американской компанией Industrial Heat на проведение годичных секретных испытаний 1-МВт установки холодного термоядерного синтеза. Устройство представляло собой транспортировочный контейнер, упакованный десятками E-Cat. Эксперимент должен был контролироваться третьей стороной, которая бы могла подтвердить, что действительно имеет место генерация тепла. Росси утверждает, что провел большую часть прошлого года, практически живя в контейнере, и наблюдал за операциями в течение более 16 ч в сутки, чтобы доказать коммерческую жизнеспособность E-Cat.

Тест завершился в марте. Сторонники Росси с нетерпением ждали отчета наблюдателей, надеясь на оправдание своего героя. Но в итоге они получили судебный процесс.

Судебное разбирательство

В своем заявлении в суд Флориды Росси утверждает, что тест прошел успешно и независимый арбитр подтвердил, что реактор E-Cat производит в шесть раз больше энергии, чем потребляет. Он также утверждал, что компания Industrial Heat согласилась заплатить ему 100 млн долларов США - 11,5 млн авансом после 24-часового испытания (якобы за права лицензирования, чтобы компания могла продавать эту технологию в США) и еще 89 млн после успешного завершения расширенного испытания в течение 350 дней. Росси обвинял IH в проведении «мошеннической схемы», целью которой была кража его интеллектуальной собственности. Он также обвинил компанию в незаконном присвоении реакторов E-Cat, незаконном копировании инновационных технологий и продуктов, функциональных возможностей и конструкций и неправомерной попытке получить патент на его интеллектуальную собственность.

Золотая жила

В другом месте Росси утверждает, что на фоне одной из его демонстраций компания IH получила от инвесторов 50-60 млн долларов и еще 200 млн от Китая после воспроизведения с участием китайских должностных лиц высшего уровня. Если это правда, то на кону намного больше ста миллионов долларов. Industrial Heat отвергла эти претензии как безосновательные и собирается активно защищаться. Что еще более важно, она утверждает, что «в течение более трех лет работала над подтверждением результатов, которых якобы добился Росси со своей E-Cat-технологией, и все безуспешно».

IH не верит в работоспособность E-Cat, и журнал New Energy Times не видит причин, чтобы в этом сомневаться. В июне 2011 года представитель издания посещал Италию, взял интервью у Росси и заснял демонстрацию его E-Cat. Через сутки он сообщил о своих серьезных опасениях относительно способа измерения тепловой мощности. Через 6 дней журналист выложил свое видео на YouTube. Эксперты со всего мира присылали ему анализы, которые были опубликованы в июле. Стало ясно, что это был обман.

Экспериментальное подтверждение

Тем не менее ряду исследователей - Александру Пархомову из Российского университета дружбы народов и Проекту памяти Мартина Флейшмана (MFPM) - удалось воспроизвести холодный термоядерный синтез Росси. Отчет MFPM назывался «Конец углеродной эры близок». Причиной такого восхищения стало обнаружение которое невозможно объяснить иначе, как термоядерной реакцией. По мнению исследователей, у Росси есть именно то, о чем он говорит.

Жизнеспособный открытый рецепт холодного ядерного синтеза способен вызвать энергетическую «золотую лихорадку». Могут быть найдены альтернативные методы, которые позволят обойти патенты Росси и оставить его в стороне от многомиллиардного энергетического бизнеса.

Так что, возможно, Росси предпочел бы избежать этого подтверждения.

Так как между атомными ядрами на малых расстояниях действуют ядерные силы притяжения, при сближении двух ядер возможно их слияние, т. е. синтез более тяжелого ядра. Все атомные ядра имеют положительный электрический заряд и, следовательно, на больших расстояниях отталкиваются друг от друга. Для того чтобы ядра могли сблизиться и вступить в ядерную реакцию синтеза, они должны обладать достаточной кинетической энергией для преодоления взаимного электрического отталкивания, которое тем больше, чем больше заряд ядра. Поэтому проще всего осуществляется синтез легких ядер с малым электрическим зарядом. В лаборатории реакции синтеза можно наблюдать, обстреливая мишень быстрыми ядрами, разогнанными в специальном ускорителе (см. Ускорители заряженных частиц). В природе реакции синтеза происходят в очень горячем веществе, например в недрах звезд, в том числе в центре Солнца, где температура 14 млн градусов и энергия теплового движения некоторых самых быстрых частиц достаточна для преодоления электрического отталкивания. Ядерный синтез, происходящий в разогретом веществе, называют термоядерным.

Термоядерные реакции, идущие в недрах звезд, играют очень важную роль в эволюции Вселенной. Они - источник ядер химических элементов, которые синтезируются из водорода в звездах. Они - источник энергии звезд. Основным источником энергии Солнца являются реакции так называемого протон-протонного цикла, в результате которых из 4 протонов рождается ядро гелия. Выделяющаяся при синтезе энергия уносится образующимися ядрами, квантами электромагнитного излучения, нейтронами и нейтрино. Наблюдая поток нейтрино, идущий от Солнца, можно установить, какие ядерные реакции синтеза и с какой интенсивностью происходят в его центре.

Уникальная особенность термоядерных реакций как источника энергии - очень большое энерговыделение на единицу массы реагирующих веществ - в 10 млн раз больше, чем в химических реакциях. Вступление в синтез 1 г изотопов водорода эквивалентно сгоранию 10 т бензина. Поэтому ученые давно стремятся овладеть этим гигантским источником энергии. В принципе мы умеем уже сегодня получать на Земле энергию термоядерного синтеза. Нагреть вещество до звездных температур можно, используя энергию атомного взрыва. Так устроена водородная бомба - самое страшное оружие современности, в которой взрыв ядерного запала приводит к мгновенному нагреву смеси дейтерия с тритием и последующему термоядерному взрыву.

Но не к такому неуправляемому синтезу, способному погубить все живое на Земле, стремятся ученые. Они ищут способы осуществления управляемого термоядерного синтеза. Какие же условия должны быть для этого выполнены? Прежде всего, конечно, нужно нагреть термоядерное горючее до температуры, когда реакции синтеза могут происходить с заметной вероятностью. Но этого мало. Необходимо, чтобы при синтезе выделялось больше энергии, чем затрачивается на нагрев вещества, или, что еще лучше, чтобы рождающиеся при синтезе быстрые частицы сами поддерживали требуемую температуру горючего. Для этого нужно, чтобы вступающее в синтез вещество было надежно теплоизолировано от окружающей и, естественно, холодной на Земле среды, т. е. чтобы время остывания, или, как говорят, время удержания энергии, было достаточно велико.

Требования к температуре и времени удержания зависят от используемого горючего. Легче всего осуществить синтез между тяжелыми изотопами водорода - дейтерием (Д) и тритием (Т). При этом в результате реакции получается ядро гелия (He 4) и нейтрон. Дейтерий имеется на Земле в огромных количествах в морской воде (один атом дейтерия на 6000 атомов водорода). Тритий же в природе отсутствует. Сегодня его получают искусственно, облучая в ядерных реакторах нейтронами литий. Отсутствие трития не является, однако, препятствием для использования Д-Т реакции синтеза, так как образующийся при реакции нейтрон можно использовать для воспроизводства трития, облучая литий, запасы которого на Земле достаточно велики.

Для осуществления Д-Т реакции наиболее выгодны температуры около 100 млн градусов. Требование же ко времени удержания энергии зависит от плотности реагирующего вещества, которое при такой температуре неизбежно будет находиться в виде плазмы, т. е. ионизированного газа. Так как интенсивность термоядерных реакций тем выше, чем выше плотность плазмы, требования ко времени удержания энергии обратно пропорциональны плотности. Если выражать плотность в виде числа ионов в 1 см 3 , то для Д-Т реакции при оптимальной температуре условие получения полезной энергии можно записать в виде: произведение плотности n на время удержания энергии τ должно быть больше 10 14 см −3 с, т. е. плазма с плотностью 10 14 ионов в 1 см 3 должна заметно остывать не быстрее, чем за 1 с.

Так как тепловая скорость ионов водорода при требуемой температуре 10 8 см/с, за 1 с ионы пролетают 1000 км. Поэтому нужны специальные устройства, предотвращающие попадание плазмы на стенки, теплоизолирующие её. Плазма - газ, состоящий из смеси ионов и электронов. На заряженные частицы, движущиеся поперек магнитного поля, действует сила, искривляющая их траекторию и заставляющая двигаться по окружностям с радиусами, пропорциональными импульсу частиц и обратно пропорциональными магнитному полю. Таким образом, магнитное поле может предотвратить уход заряженных частиц в направлении, перпендикулярном силовым линиям. На этом основана идея магнитной термоизоляции плазмы. Магнитное поле, однако, не препятствует движению частиц вдоль силовых линий: в общем случае частицы движутся по спиралям, навиваясь на силовые линии.

Физики придумали разные хитрости, предотвращающие уход частиц вдоль силовых линий. Можно, например, сделать «магнитные пробки» - области с более сильным магнитным полем, отражающие часть частиц, но лучше всего свернуть силовые линии в кольцо, использовать тороидальное магнитное поле. Но и одного тороидального поля, оказывается, недостаточно.

Тороидальное поле неоднородно в пространстве - его напряженность спадает по радиусу, а в неоднородном поле возникает медленное движение заряженных частиц - так называемый дрейф - поперек магнитного поля. Ликвидировать этот дрейф можно, пропустив через плазму ток вдоль обхода тора. Магнитное поле тока, складываясь с тороидальным внешним полем, сделает общее поле винтовым.

Двигаясь по спиралям вдоль силовых линий, заряженные частицы будут переходить из верхней полуплоскости тора в нижнюю и обратно. При этом они будут все время дрейфовать в одну сторону, например вверх. Но, находясь в верхней полуплоскости и дрейфуя вверх, частицы уходят от средней плоскости тора, а находясь в нижней полуплоскости и дрейфуя тоже вверх, частицы возвращаются к ней. Так дрейфы в верхней и нижней половинах тора взаимно компенсируются и не приводят к потерям частиц. Именно так и устроена магнитная система установок типа Токамак, на которых получены наилучшие результаты по нагреву и термоизоляции плазмы.

Кроме термоизоляции плазмы необходимо обеспечить также её нагрев. В Токамаке для этой цели можно использовать ток, протекающий по плазменному шнуру. В других устройствах, где удержание осуществляется без тока, а также и в самом Токамаке для нагрева до очень высоких температур используют и иные способы нагрева, например с помощью высокочастотных электромагнитных волн, инжекции (введения) в плазму пучков быстрых частиц, световых пучков, генерируемых мощными лазерами, и т. д. Чем больше мощность нагревающего устройства, тем быстрее можно нагреть плазму до требуемой температуры. Разработка в последние годы очень мощных лазеров и источников пучков релятивистских заряженных частиц позволила нагревать малые объемы вещества до термоядерных температур за очень малое время, столь малое, что вещество успевает нагреться и вступить в реакции синтеза раньше, чем разлететься из‑за теплового движения. В таких условиях дополнительная термоизоляция оказалась ненужной. Единственное, что удерживает частицы от разлета,- это их собственная инерция. Термоядерные устройства, основанные на этом принципе, называют устройствами с инерционным удержанием. Это новое направление исследований, которое называется инерционным термоядерным синтезом, усиленно развивается в настоящее время.