Термоядерные реакторы: есть ли у них будущее. Термоядерный реактор iter

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в наст. (80-е гг.) устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких ат. ядер, происходящих при очень высоких темп-рах (=108 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять Т. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа Т. р. К первому типу относятся Т. р., к-рым необходима от внеш. источников только для зажигания термояд. реакций. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термояд. реакциях; напр., в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры плазмы расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В стационарном режиме работы Т. р. энергия, к-рую несут a-частицы, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. К такому типу Т. р. относится, напр., .

К др. типу Т. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в виде a-частиц, а необходима энергия от внеш. источников. Это происходит в тех реакторах, в к-рых велики энергетич. потери, напр. открытая магнитная ловушка.

Т. р. могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы, таких, как токамак, открытая магн. ловушка и др., или систем с инерционным удержанием плазмы, когда в плазму за короткое время (10-8-10-7 с) вводится энергия (либо с помощью излучения лазера, либо с помощью пучков релятив. эл-нов или ионов), достаточная для возникновения и поддержания реакций. Т. р. с магн. удержанием плазмы может работать в квазистационарном или стационарном режимах. В случае инерционного удержания плазмы Т. р. должен работать в режиме коротких импульсов.

Т. р. характеризуется коэфф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности, получаемой в реакторе, к мощности затрат на её произ-во. Тепловая Т. р. складывается из мощности, выделяющейся при термояд. реакциях в плазме, и мощности, выделяющейся в т. н. бланкете Т. р.- специальной оболочке, окружающей плазму, в к-рой используется энергия термояд, нейтронов. Наиболее перспективным представляется Т. р., работающий на дейтерий-тритиевой смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза.

Т. р. на дейтерий-тритиевом топливе в зависимости от состава бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» Т. р. содержит Li; в нём под действием нейтронов получается , «сгорающий» в дейтерий-тритиевой плазме, и происходит усиление энергии термояд. реакции с 17,6 до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного Т. р. не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, при помещении в к-рые 238U можно получать 239Pu (см. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР). Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная прибл. 140 МэВ на один термояд. . Т. о., в гибридном Т. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии, чем в «чистом» Т. р., но наличие в первом делящихся радиоакт. в-в создаёт обстановку, близкую той, к-рая существует в яд. реакторах деления.

Физический энциклопедический словарь. - М.: Советская энциклопедия . Главный редактор А. М. Прохоров . 1983 .

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких темп-pax (10 8 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа T. р. К первому относятся реакторы, к-рым энергия от внеш. источников необходима только для зажигания TP. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при TP, напр. в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с 3 He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой темп-ры плазмы. В стационарном режиме работы T. р. энергия, к-рую несут заряж. продукты реакций, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в осн. теплопроводностью плазмы и излучением. Такие реакторы наз. реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции (см. Зажигания критерий). Пример такого T. р.: токамак, стелларатор .

К др. типу T. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряж. продуктов реакций, а необходима энергия от внеш. источников. Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных реакций. Это происходит в тех T. р., где велики энергетич. потери, напр. открытая магн. ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и темп-ре плазмы ниже кривой зажигания TP. Эти два типа реакторов включают все возможные виды T. р., к-рые могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы (токамак , стелларатор, открытая магн. ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.

Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный ; 2 - бланкет - ; 3 - плазма; 4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6- криостат; 7- катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки полоидального магнитного поля.

Реактор с инерциальным удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10 -8 -10 -7 с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания TP. Такой реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора с магн. удержанием плазмы, к-рый может работать в квазистационарном или даже стационарном режимах.

T. р. характеризуется коэф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается из мощности, выделяющейся при TP в плазме, мощности, к-рая вводится в плазму для поддержания темп-ры горения TP или поддержания стационарного тока в плазме в случае токамака, и мощности, выделяющейся в т.

Разработка T. р. с магн. удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного термоядерного эксперим. реактора-токамака ИТЭР, проект к-рого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,-представлена на рисунке. T. р. имеет . параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый радиус плазмы в ср. плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное магн. на оси 5,7 Тл; номинальный плазмы 21 MA; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит след. осн. узлы: центр. соленоид I , электрич. поле к-рого осуществляет , регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. нагрева плазмы; первая стенка 9, к-рая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет - защита 2, к-рые явл. неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-три-тиевом (DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. T. р. на DT топливе в зависимости от материала бланкета может быть "чистым" или гибридным. Бланкет "чистого" T. р. содержит Li; в нём под действием термоядерных нейтронов получается тритий: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 МэВ, и происходит усиление энергии TP с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, в к-рые помещается отвальный 238 U для получения 239 Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в гибридном T. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в "чистом" T. р., но наличие в первом случае делящихся радиоакт. веществ создаёт радиац. обстановку, близкую той, к-рая существует в ядерных реакторах деления.

В T. р. с топливом на смеси D с 3 He бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить тритий: D + 3 He 4 He (3,6 МэВ) + р(14,7 МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряж. продуктов реакции. Радиац. защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоакт. излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магн. систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магн. поля 8 служат для создания тороидального магн. поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb 3 Sn и медной матрицы, работающих при темп-ре жидкого гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более дешёвый способ охлаждения, напр. жидким азотом. Конструкция реактора при этом существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также сверхпроводящими и вместе с магн. полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидального магн. поля с одно или двухну-левым полоидальным д и в е р т о р о м 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряж. частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. В T. р. с D 3 He топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряж. продуктов реакции в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до темп-ры жидкого гелия или более высокой темп-ры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в к-рой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая криостат.

В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется T. р., работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивного T. р. на смеси D с 3 He, в к-ром осн. энергию несут заряж. продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биол. опасность T. р. может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышл. обработки радиоакт. материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоакт. отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого T. р. на смеси D с 3 Не осложняются проблемой сырья: естеств. концентрации изотопа 3 He на Земле составляют миллионные доли от изотопа 4 He. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, напр. путём доставки его с Луны.

Самая грандиозная научная стройка современности. Как во Франции строят термоядерный реактор ITER

Управляемый термоядерный синтез - голубая мечта физиков и энергетических компаний, которую они лелеют не одно десятилетие. Заключить искусственное Солнце в клетку - прекрасная идея. «Но проблема в том, что мы не знаем, как создать такую коробку», - говорил нобелевский лауреат Пьер Жиль де Жен в 1991 году. Однако к середине 2018 года мы уже знаем как. И даже строим. Лучшие умы мира трудятся над проектом международного экспериментального термоядерного реактора ITER - самого амбициозного и дорогого эксперимента современной науки.

Такой реактор стоит в пять раз больше, чем Большой адронный коллайдер. Над проектом работают сотни ученых по всему миру. Его финансирование запросто может перевалить за 19 млрд евро, а первую плазму по реактору пустят только в декабре 2025 года. И несмотря на постоянные задержки, технологические трудности, недостаточное финансирование со стороны отдельных стран-участниц, самый большой в мире термоядерный «вечный двигатель» строится. Преимуществ у него куда больше, чем недостатков. Каких? Рассказ о самой грандиозной научной стройке современности начинаем с теории.

Что такое токамак?

Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии.

Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода - дейтерием и тритием. Но для этого важны три условия: высокая температура (порядка 150 млн градусов по Цельсию), высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания.

Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур. Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров (с подачи Олега Лаврентьева) в 1950-е годы предложил использовать тороидальные (в виде пустотелого бублика) камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали - токамак.

Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность (кручения турбин, например) в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины.

Первый токамак в мире. Советский Т-1. 1954 год

Небольшие экспериментальные токамаки строились по всему миру. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.

Монтаж Т-15. 1980-е годы

Преимущества и недостатки термоядерных реакторов

Типичные ядерные реакторы работают на десятках тонн радиоактивного топлива (которые со временем превращаются в десятки тонн радиоактивных отходов), тогда как термоядерному реактору необходимы лишь сотни грамм трития и дейтерия. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет. В дейтерии тоже недостатка не будет - его в мире производят десятками тысяч тонн в год.

Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 - это безвредный инертный газ.

К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы.

Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки. Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.

И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации. А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно. Забегая вперед, скажем, что после запуска непосредственным обслуживанием токамака ITER будут заниматься роботы.

К тому же радиоактивный тритий может быть опасен при попадании в организм. Правда, достаточно будет позаботиться о его правильном хранении и создать барьеры безопасности на всех возможных путях его распространения в случае аварии. К тому же период полураспада трития - 12 лет.

Когда необходимый минимальный фундамент теории заложен, можно перейти и к герою статьи.

Самый амбициозный проект современности

В 1985 году в Женеве состоялась первая за долгие годы личная встреча глав СССР и США. До этого холодная война достигла своего пика: сверхдержавы бойкотировали Олимпиады, наращивали ядерный потенциал и на какие-либо переговоры идти не собирались. Этот саммит двух стран на нейтральной территории примечателен и другим важным обстоятельством. Во время него генсек ЦК КПСС Михаил Горбачев предложил реализовать совместный международный проект по развитию термоядерной энергетики в мирных целях.

Спустя год между американскими, советскими, европейскими и японскими учеными было достигнуто соглашение по проекту, началась проработка концептуального дизайна крупного термоядерного комплекса ITER. Проработка инженерных деталей затянулась, США то выходили, то возвращались в проект, к нему со временем присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Участники разделяли обязанности по финансированию и непосредственным работам, а в 2010 году наконец стартовала подготовка котлована под фундамент будущего комплекса. Его решили строить на юге Франции возле города Экс-ан-Прованс.

Так что же такое ITER? Это огромный научный эксперимент и амбициозный энергетический проект по строительству самого большого токамака в мире. Сооружение должно доказать возможность коммерческого использования термоядерного реактора, а также решить возникающие физические и технологические проблемы на этом пути.

Из чего состоит реактор ITER?

Токамак - это тороидальная вакуумная камера с магнитными катушками и криостатом массой в 23 тыс. тонн. Как уже понятно из определения, у нас есть камера. Глубокая вакуумная камера. В случае с ITER это будет 850 кубометров свободного объема камеры, в котором на старте будет всего 0,1 грамма смеси дейтерия и трития.

1. Вакуумная камера, где и обитает плазма. 2. Инжектор нейтрального луча и радиочастотный нагрев плазмы до 150 млн градусов. 3. Сверхпроводящие магниты, которые обуздают плазму. 4. Бланкеты, защищающие камеру и магниты от бомбардировки нейтронами и нагрева. 5. Дивертор, который отводит тепло и продукты термоядерной реакции. 6. Инструменты диагностики для изучения физики плазмы. Включают манометры и нейтронные камеры. 7. Криостат - огромный термос с глубоким вакуумом, который защищает от нагрева магниты и вакуумную камеру

А вот так выглядит «маленькая» вакуумная камера с моделями работников внутри. Она 11,4 метра в высоту, а вместе с бланкетами и дивертором будет весить 8,5 тыс. тонн

На внутренних стенках камеры расположены специальные модули, которые называют бланкетами. Внутри них циркулирует вода. Вырывающиеся из плазмы свободные нейтроны попадают в эти бланкеты и тормозятся водой. Из-за чего она нагревается. Сами бланкеты защищают всю остальную махину от теплового, рентгеновского и уже упомянутого нейтронного излучения плазмы.

Такая система необходима для того, чтобы продлить срок работы реактора. Каждый бланкет весит порядка 4,5 тонны, их будет менять роботизированная рука примерно раз в 5-10 лет, так как этот первый ряд обороны будет подвержен испарению и нейтронному излучению.

Но это далеко не все. К камере присоединяется внутрикамерное оборудование, термопары, акселерометры, уже упомянутые 440 блоков бланкетной системы, системы охлаждения, экранирующий блок, дивертор, магнитная система из 48 элементов, высокочастотные нагреватели плазмы, инжектор нейтральных атомов и т. д. И все это находится внутри огромного криостата высотой 30 метров, имеющего такой же диаметр и объем 16 тыс. кубометров. Криостат гарантирует глубокий вакуум и ультрахолодную температуру для камеры токамака и сверхпроводящих магнитов, которые охлаждаются жидким гелием до температуры –269 градусов по Цельсию.

Днище. Одна третья часть основания криостата. Всего этот «термос» будет состоять из 54 элементов

А так выглядит криостат на рендере. Его производство поручено Индии. Внутри «термоса» соберут реактор

Криостат уже собирают. Тут, например, вы можете видеть окошко, через которое в реактор будут забрасывать частицы для нагрева плазмы

Производство всего этого оборудования разделено между странами-участницами. Например, над частью бланкетов работают в России, над корпусом криостата - в Индии, над сегментами вакуумной камеры - в Европе и Корее.

Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах (например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор), улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент.

Первый корпус тороидальной катушки. Первый из 18 гигантских магнитов. Одну половину сделали в Японии, другую - в Корее

18 гигантских магнитов D-образной формы, расставленные по кругу так, чтобы образовать непроницаемую магнитную стену. Внутри каждого из них заключены 134 витка сверхпроводящего кабеля

Каждая такая катушка весит примерно 310 тонн

Но одно дело собрать. И совсем другое - все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора (весом под 10 тонн), часть - управляться удаленно для устранения аварий, часть - базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС.Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект.

С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии - 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии.

На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора.

Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий.

Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Почему? Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим.

Схема финансирования довольно запутанная. На стадии строительства, создания реактора и прочих систем комплекса примерно 45% расходов несут страны Евросоюза, остальные участники - по 9%. Однако бóльшая часть взносов - это «натура». Большинство компонентов поставляются в ITER напрямую от стран-участниц.

Они прибывают во Францию по морю, а из порта к стройплощадке доставляются по дороге, специально переделанной французским правительством. На 104 км «Пути ITER» страна потратила 110 млн евро и 4 года работы. Трасса была расширена и усилена. Дело в том, что до 2021 года по ней пройдут 250 конвоев с огромными грузами. Самые тяжелые детали достигают 900 тонн, самые высокие - 10 метров, самые длинные - 33 метра.

Пока ITER не ввели в эксплуатацию. Однако уже существует проект электростанции DEMO на термоядерном синтезе, задача которой как раз и продемонстрировать привлекательность коммерческого использования технологии. Этот комплекс должен будет непрерывно (а не импульсно, как ITER) генерировать 2 ГВт энергии.

Сроки реализации нового глобального проекта зависят от успехов ITER, но по плану 2012 года первый пуск DEMO произойдет не раньше 2044 года.

Сегодня многие страны принимают участие в термоядерных исследованиях. Лидерами являются Европейский союз, США, Россия и Япония, а программы Китая, Бразилии, Канады и Кореи стремительно наращиваются. Первоначально термоядерные реакторы в США и СССР были связаны с разработкой ядерного оружия и оставались засекреченными до конференции «Атомы для мира», которая состоялась в Женеве в 1958 году. После создания советского токамака исследования ядерного синтеза в 1970 годы стали «большой наукой». Но стоимость и сложность устройств увеличивалась до точки, когда международное сотрудничество стало единственной возможностью продвигаться вперед.

Термоядерные реакторы в мире

Начиная с 1970 годов, начало коммерческого использования энергии синтеза постоянно отодвигалось на 40 лет. Однако в последние годы произошло многое, благодаря чему этот срок может быть сокращен.

Построено несколько токамаков, в том числе европейский JET, британский MAST и экспериментальный термоядерный реактор TFTR в Принстоне, США. Международный проект ITER в настоящее время находится в стадии строительства в Кадараше, Франция. Он станет самым крупным токамаком, когда заработает в 2020 годах. В 2030 г. в Китае будет построен CFETR, который превзойдет ITER. Тем временем КНР проводит исследования на экспериментальном сверхпроводящем токамаке EAST.

Термоядерные реакторы другого типа - стеллаторы - также популярны у исследователей. Один из крупнейших, LHD, начал работу в японском Национальном институте в 1998 году. Он используется для поиска наилучшей магнитной конфигурации удержания плазмы. Немецкий Институт Макса Планка в период с 1988 по 2002 год проводил исследования на реакторе Wendelstein 7-AS в Гархинге, а в настоящее время - на Wendelstein 7-X, строительство которого длилось более 19 лет. Другой стелларатор TJII эксплуатируется в Мадриде, Испания. В США Принстонская лаборатория (PPPL), где был построен первый термоядерный реактор данного типа в 1951 году, в 2008 году остановила строительство NCSX из-за перерасхода средств и отсутствия финансирования.

Кроме того, достигнуты значительные успехи в исследованиях инерциального термоядерного синтеза. Строительство National Ignition Facility (NIF) стоимостью 7 млрд $ в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL), финансируемое Национальной администрацией по ядерной безопасности, было завершено в марте 2009 г. Французский Laser Mégajoule (LMJ) начал работу в октябре 2014 года. Термоядерные реакторы используют доставленные лазерами в течение нескольких миллиардных долей секунды около 2 млн джоулей световой энергии в цель размером в несколько миллиметров для запуска реакции ядерного синтеза. Основной задачей NIF и LMJ являются исследования по поддержке национальных военных ядерных программ.

ITER

В 1985 г. Советский Союз предложил построить токамак следующего поколения совместно с Европой, Японией и США. Работа велась под эгидой МАГАТЭ. В период с 1988 по 1990 год были созданы первые проекты Международного термоядерного экспериментального реактора ITER, что также означает «путь» или «путешествие» на латыни, с целью доказать, что синтез может вырабатывать больше энергии, чем поглощать. Канада и Казахстан также приняли участие при посредничестве Евратома и России соответственно.

Через 6 лет совет ITER одобрил первый комплексный проект реактора на основе устоявшейся физики и технологии стоимостью 6 млрд $. Тогда США вышли из консорциума, что вынудило вдвое сократить затраты и изменить проект. Результатом стал ITER-FEAT стоимостью 3 млрд долл., но позволяющий достичь самоподдерживающей реакции и положительного баланса мощности.

В 2003 г. США вновь присоединились к консорциуму, а Китай объявил о своем желании в нем участвовать. В результате в середине 2005 года партнеры договорились о строительстве ITER в Кадараше на юге Франции. ЕС и Франция вносили половину от 12,8 млрд евро, а Япония, Китай, Южная Корея, США и Россия - по 10% каждый. Япония предоставляла высокотехнологичные компоненты, содержала установку IFMIF стоимостью 1 млрд евро, предназначенную для испытания материалов, и имела право на возведение следующего тестового реактора. Общая стоимость ITER включает половину затрат на 10-летнее строительство и половину - на 20 лет эксплуатации. Индия стала седьмым членом ИТЭР в конце 2005 г.

Эксперименты должны начаться в 2018 г. с использованием водорода, чтобы избежать активации магнитов. Использование D-T плазмы не ожидается ранее 2026 г.

Цель ITER - выработать 500 МВт (хотя бы в течение 400 с), используя менее 50 МВт входной мощности без генерации электроэнергии.

Двухгигаваттная демонстрационная электростанция Demo будет производить крупномасштабное на постоянной основе. Концептуальный дизайн Demo будет завершен к 2017 году, а его строительство начнется в 2024 году. Пуск состоится в 2033 году.

JET

В 1978 г. ЕС (Евратом, Швеция и Швейцария) начали совместный европейский проект JET в Великобритании. JET сегодня является крупнейшим работающим токамаком в мире. Подобный реактор JT-60 работает в японском Национальном институте термоядерного синтеза, но только JET может использовать дейтерий-тритиевое топливо.

Реактор был запущен в 1983 году, и стал первым экспериментом, в результате которого в ноябре 1991 года был проведен управляемый термоядерный синтез мощностью до 16 МВт в течение одной секунды и 5 МВт стабильной мощности на дейтерий-тритиевой плазме. Было проведено множество экспериментов с целью изучения различных схем нагрева и других техник.

Дальнейшие усовершенствования JET касаются повышения его мощности. Компактный реактор MAST разрабатывается вместе с JET и является частью проекта ITER.

K-STAR

K-STAR - корейский сверхпроводящий токамак Национального института термоядерных исследований (NFRI) в Тэджоне, который произвел свою первую плазму в середине 2008 года. ITER, являющийся результатом международного сотрудничества. Токамак радиусом 1,8 м - первый реактор, использующий сверхпроводящие магниты Nb3Sn, такие же, которые планируется использовать в ITER. В ходе первого этапа, завершившегося к 2012 году, K-STAR должен был доказать жизнеспособность базовых технологий и достигнуть плазменных импульсов длительностью до 20 с. На втором этапе (2013-2017) проводится его модернизация для изучения длинных импульсов до 300 с в режиме H и перехода к высокопроизводительному AT-режиму. Целью третьей фазы (2018-2023) является достижение высокой производительности и эффективности в режиме длительных импульсов. На 4 этапе (2023-2025) будут испытываться технологии DEMO. Устройство не способно работать с тритием и D-T топливо не использует.

K-DEMO

Разработанный в сотрудничестве с Принстонской лабораторией физики плазмы (PPPL) Министерства энергетики США и южно-корейским институтом NFRI, K-DEMO должен стать следующим шагом на пути создания коммерческих реакторов после ITER, и будет первой электростанцией, способной генерировать мощность в электрическую сеть, а именно 1 млн кВт в течение нескольких недель. Его диаметр составит 6,65 м, и он будет иметь модуль зоны воспроизводства, создаваемый в рамках проекта DEMO. Министерство образования, науки и технологий Кореи планирует инвестировать в него около триллиона корейских вон (941 млн $).

EAST

Китайский экспериментальный усовершенствованный сверхпроводящий токамак (EAST) в Институте физики Китая в Хефее создал водородную плазму температурой 50 млн °C и удерживал ее в течение 102 с.

TFTR

В американской лаборатории PPPL экспериментальный термоядерный реактор TFTR работал с 1982 по 1997 годы. В декабре 1993 г. TFTR стал первым магнитным токамаком, на котором производились обширные эксперименты с плазмой из дейтерий-трития. В следующем году реактор произвел рекордные в то время 10,7 МВт управляемой мощности, а в 1995 году был достигнут рекорд температуры в 510 млн °C. Однако установка не достигла цели безубыточности энергии термоядерного синтеза, но с успехом выполнила цели проектирования аппаратных средств, сделав значительный вклад в развитие ITER.

LHD

LHD в японском Национальном институте термоядерного синтеза в Токи, префектура Гифу, был самым большим стелларатором в мире. Запуск термоядерного реактора состоялся в 1998 г., и он продемонстрировал качества удержания плазмы, сравнимые с другими крупными установками. Была достигнута температура ионов 13,5 кэВ (около 160 млн °C) и энергия 1,44 МДж.

Wendelstein 7-X

После года испытаний, начавшихся в конце 2015 года, температура гелия на короткое время достигла 1 млн °C. В 2016 г. термоядерный реактор с водородной плазмой, используя 2 МВт мощности, достиг температуры 80 млн °C в течение четверти секунды. W7-X является крупнейшим стелларатором в мире и планируется его непрерывная работа в течение 30 минут. Стоимость реактора составила 1 млрд €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL) был завершен в марте 2009 года. Используя свои 192 лазерных лучей, NIF способен сконцентрировать в 60 раз больше энергии, чем любая предыдущая лазерная система.

Холодный ядерный синтез

В марте 1989 года два исследователя, американец Стенли Понс и британец Мартин Флейшман, заявили, что они запустили простой настольный холодный термоядерный реактор, работающий при комнатной температуре. Процесс заключался в электролизе тяжелой воды с использованием палладиевых электродов, на которых ядра дейтерия концентрировались с высокой плотностью. Исследователи утверждают, что производилось тепло, которое можно было объяснить только с точки зрения ядерных процессов, а также имелись побочные продукты синтеза, включая гелий, тритий и нейтроны. Однако другим экспериментаторам не удалось повторить этот опыт. Большая часть научного сообщества не считает, что холодные термоядерные реакторы реальны.

Низкоэнергетические ядерные реакции

Инициированные претензиями на «холодный термоядерный синтез», исследования продолжились в области низкоэнергетических имеющих некоторую эмпирическую поддержку, но не общепринятое научное объяснение. По-видимому, для создания и захвата нейтронов используются слабые ядерные взаимодействия (а не мощная сила, как при или их синтезе). Эксперименты включают проникновение водорода или дейтерия через каталитический слой и реакцию с металлом. Исследователи сообщают о наблюдаемом высвобождении энергии. Основным практическим примером является взаимодействие водорода с порошком никеля с выделением тепла, количество которого больше, чем может дать любая химическая реакция.

«Lockheed Martin начала разработку компактного термоядерного реактора… На сайте фирмы говорится о постройке первого опытного образца уже через год. Если это окажется правдой, через год мы будем жить в совершенно ином мире», - это начало одной из «Чердака». Со времени ее публикации прошло три года, и мир с тех пор не так уж сильно изменился.

Сегодня в реакторах атомных электростанций энергия вырабатывается за счет распада тяжелых ядер. В термоядерных же реакторах энергия получается в ходе процесса слияния ядер, при котором образуются ядра меньшей массы, чем сумма исходных, а «остаток» уходит в виде энергии. Отходы ядерных реакторов радиоактивны, их безопасное захоронение - это большая головная боль. Термоядерные реакторы такого недостатка лишены, а также используют широко доступное топливо, такое как водород.

У них есть только одна большая проблема - промышленных образцов еще не существует. Задача непростая: для термоядерных реакций нужно сжать топливо и нагреть до сотен миллионов градусов - горячее, чем на поверхности Солнца (где термоядерные реакции происходят естественным путем). Достичь такой высокой температуры сложно, но можно, только вот потребляет такой реактор энергии больше, чем вырабатывает.

Однако потенциальных достоинств у них все равно так много, что разработкой занимается, конечно же, не только Lockheed Martin.

ITER

ITER - cамый крупный проект в этой области. В нем участвуют Евросоюз, Индия, Китай, Корея, Россия, США и Япония, а сам реактор строится на территории Франции с 2007 года, хотя его история уходит намного глубже в прошлое: о его создании договаривались еще Рейган с Горбачевым в 1985-м. Реактор представляет собой тороидальную камеру, «бублик», в которой плазму удерживают магнитные поля, потому и называется токамак - то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками. Энергию реактор будет вырабатывать за счет слияния изотопов водорода - дейтерия и трития.

Планируется, что ITER будет получать энергии в 10 раз больше, чем потреблять, однако будет это не скоро. Изначально планировалось, что в экспериментальном режиме реактор начнет работать в 2020 году, однако затем этот срок перенесли на 2025-й. При этом промышленное производство энергии начнется не раньше 2060 года, а уж ждать распространения этой технологии можно только где-то в конце XXI века.

Wendelstein 7-X

Wendelstein 7-X - крупнейший термоядерный реактор типа стелларатор. Стелларатор решает проблему, которая преследует токамаки, - «расползание» плазмы из центра тора к его стенкам. То, с чем токамак пытается справиться за счет мощи магнитного поля, стелларатор решает за счет своей сложной формы: удерживающее плазму магнитное поле изгибается, чтобы пресечь поползновения заряженных частиц.

Wendelstein 7-X, как надеются его создатели, в 21-м году сможет проработать полчаса, что даст «билет в жизнь» идее термоядерных станций подобной конструкции.

National Ignition Facility

Еще один тип реакторов использует для сжатия и разогрева топлива мощные лазеры. Увы, крупнейшая лазерная установка для получения термоядерной энергии, американская NIF, не смогла выдать энергии больше, чем потребляет.

Какие из всех этих проектов действительно «взлетят», а кого постигнет участь NIF, предсказать сложно. Остается ждать, надеяться и следить за новостями: 2020-е обещают стать интересным временем для ядерной энергетики.

«Ядерные технологии » - один из профилей Олимпиады НТИ для школьников.

Относится к «Термоядерная энергетика»

Термоядерный реактор Е.П. Велихов, С.В. Путвинский

ТЕРМОЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.
СТАТУС И РОЛЬ В ДОЛГОСРОЧНОЙ ПЕРСПЕКТИВЕ.

Е.П. Велихов, С.В. Путвинский.
Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Аннотация

В настоящей статье приведен краткий обзор современного состояния термоядерных исследований и изложены перспективы термоядерной энергетики в энергетической системе 21 века. Обзор рассчитан на широкий круг читателей, знакомых с основами физики и инженерии.

По современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энерги и, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энерги и. В реакциях синтеза энерги я производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энерги я звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энерги ей экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энерги и производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энерги и, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энерги и по регионам, производство энерги и возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10 21 Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энерги и - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энерги и. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энерги и использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энерги и, такие как: солнечная энерги я, энерги я ветра, гидроэлектроэнерги я, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энерги я. Доля каждого источника энерги и в общем производстве энерги и будет определяться структурой потребления энерги и и экономической эффективностью каждого из этих источников энерги и.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энерги и используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энерги ей на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энерги и такие, как солнечная энерги я, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энерги и. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энерги я. В настоящее время, для получения энерги и освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциал ьный кандидат для базовой энергетики.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энерги и в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энерги и ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

§4 посвящен обзору исследований в области магнитного управляемого синтеза, который включает в себя системы с магнитным удержанием и импульсные системы. Большая часть этого обзора посвящена наиболее продвинутым системам для магнитного удержания плазмы, установкам типа ТОКАМАК.

Объём настоящего обзора позволяет обсудить только наиболее существенные стороны исследований по управляемому термоядерному синтезу. Читателю, интересующемуся более глубоким изучением различных аспектов этой проблемы, можно рекомендовать обратиться к обзорной литературе. Существует обширная литература, посвященная управляемому термоядерному синтезу. В том числе, следует упомянуть как ставшие уже классическими книги , написанные основоположниками управляемых термоядерных исследований, так и совсем недавние издания, как, например, , в которых изложено современное состояние термоядерных исследований.

Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энерги и довольно много, для практических целей использования ядерной энерги и, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада он превращается в Не 3 , излучая низкоэнерги чный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.

Таблица 1.
Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза

		Энергетический выход, q, (МэВ)
	D + T = He 4 + n
	D + D = He 3 + n
	D + He 3 = He 4 + p
	p + B 11 = 3He 4
	Li 6 + n = He 4 + T
	Li 7 + n = He 4 + Т + n

Все реакции, приведенные в Таблице 1, кроме последней, происходят с выделением энерги и в виде кинетической энерги и продуктов реакций, q , которая указана в скобках в единицах миллионов электронвольт (МэВ),
(1 эВ = 1.6 ·10 –19 Дж = 11600 °К). Две последние реакции играют особую роль в управляемом термоядерном синтезе - они будут использоваться для производства трития, которого не существует в природе.

Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ . Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энерги и сталкивающихся частиц в системе центра масс.

σ

Е,

Рис.1. Сечения некоторых термоядерных реакций из таблицы 1,
как функция энерги и частиц в системе центра масс.

Из-за наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций при низкой энерги и частиц ничтожно малы, и, поэтому, при обычной температуре смесь изотопов водорода и других легких атомов, практически, не реагирует. Для того, чтобы любая из этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энерги ю. Тогда частицы смогут преодолеть кулоновский барьер, сблизиться на расстояние порядка ядерных и прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия с тритием достигается при энерги и частиц около 80 КэВ, а для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Т = 10 8 ° К.

Самый простой способ получения энерги и ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энерги и 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энерги ю достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной (порядка 100 КэВ) и произведенной в реакции энерги и (порядка 10 МэВ). Другими словами, при таком “способе” производства энерги и коэффициент воспроизводства энерги и,
Q fus = Р синтез /Р затрат будет меньше 1.

Для того, чтобы увеличить Q fus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Q fus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энерги чных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.

Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т) , которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n 1 n 2 К(Т) , и, следовательно, объемную плотность выделения энерги и в реагирующей смеси,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

В последней формуле n 1 n 2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.

При высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительно заряженных ионов, которые взаимодействуют друг с другом за счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные с движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы и, в частности, поддерживают ее квазинейтральность. С очень большой точностью, плотность зарядов ионов и электронов в плазме равны между собой, n e = Zn z , где Z - заряд иона (для изотопов водорода Z = 1). Ионная и электронная компоненты обмениваются энерги ей, за счет кулоновских столкновений и при параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, их температуры примерно равны.

За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, испускаемое электронами при столкновении с ионами :

Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение P fus /P b зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, P fus /P b = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энерги и, и поэтому в холодной смеси положительный выход энерги и невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Пороговые температуры для DD и DHe 3 -реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции , и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки , в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.

Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энерги и из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энерги и можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы t E , определенным таким образом, что отношение 3nТ / t E дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, P fus > 3nТ / t E , что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, nt E . Например, для DT-реакции необходимо, чтобы

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Это условие принято называть критерием Лоусона (cтрого говоря, в оригинальной работе критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора и, в отличие от (3), включает в себя к.п.д. преобразования тепловой энерги и в электрическую). В том виде, в каком он записан выше, критерий, практически, не зависит от термоядерной системы и является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для других реакций на один-два порядка выше, чем для DT-реакции, выше и пороговая температура. Близость устройства к достижению положительного выхода принято изображать на плоскости Т - nt E , которая показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - nt E .
Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.

Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.

Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энерги и.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса: 1) стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы; 2) импульсные системы. В первом случае, плотность плазмы невелика и критерий Лоусона достигается за счет хорошего удержания энерги и в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 10 20 м -3 (это примерно в 10 5 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).

В импульсных системах критерий Лоусона достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энерги и взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.

Оба типа систем, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энерги и Q fus > 1, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов. Однако, прежде, чем перейти к обсуждению термоядерных устройств, мы рассмотрим топливный цикл будущего термоядерного реактора, который в большой степени не зависит от конкретного устройства системы.

	Большой радиус, R (m)	Малый радиус, а (m)	Ток в плазме, I p (МА)				Особенности машины
							DT плазма, дивертор
							Дивертор, пучки энерги чных нейтральных атомов
							Сверхпроводящая магнитная система (Nb 3 Sn)
							Сверхпроводящая магнитная система (NbTi)

1) ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.

2) Приведенное Q fus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.

Рис.6. Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Q fus = 1 и получило nt E всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона ,

где β выражено в %, I p – ток, протекающий в плазме и β N - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в (5) имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона β N = 3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теор етическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β , полученные в различных ТОКАМАКах.

Рис.7. Сравнение предельных значений β , достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона .

При превышении предельного значения β , в плазме ТОКАМАКа развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается и гибнет на стенке. Это явление называется срывом плазмы.

Как видно из Рис.7 для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теор ия предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START , построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энерги и и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теор етическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстрапол яции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирическ ие закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока I р, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.

Рис.8. Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни от предсказанного скейлингом ITER-97(y).
Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек от скейлинга 15%.
Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам и проектируемому ТОКАМАКу-реактору ИТЭР .

Этот скейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

В 1998 г был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР . Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Основные физические и инженерные параметры установки приведены в Таблице 3, а его сечение показано на Рис.9.

Рис.9. Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР .

ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м 2 и полным флюенсом 0.3 МВт× лет/м 2 , что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Таблица 3.
Основные параметры первого экспериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ИТЭР .

Параметр	Значение
Большой / малый радиусы тора (A / a )	8.14 м / 2.80 м
Конфигурация плазмы	С одним тороидальным дивертором
Плазменный объем
Ток в плазме
Тороидальное магнитное поле	5.68 Тл (на радиусе R = 8.14 м)
β
Полная мощность термоядерных реакций
Нейтронный поток на первой стенке
Длительность горения
Мощность дополнительного нагрева плазмы

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнерги ю. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнерги и.

Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом.

	Большой радиус, R (м)	Малый радиус, а (м)	Мощность нагрева плазмы, (МВт)	Магнитное поле, Тл	Комментарии
L H D (Япония)					Сверхпроводящая магнитная система, винтовой дивертор
WVII-X (Германия)					Сверхпроводящая магнитная система, модульные катушки, оптимизированная магнитная конфигурация

Кроме ТОКАМАКов и СТЕЛЛАРАТОРов эксперименты, хотя и в меньшем масштабе, продолжаются на некоторых других системах с замкнутыми магнитными конфигурациями. Среди них следует отметить пинчи с обращенным полем , СФЕРОМАКи и компактные торы . Пинчи с обращенным полем имеют относительно низкое значение тороидального магнитного поля. В СФЕРОМАКе или в компактных торах тороидальная магнитная система вовсе отсутствует. Соответственно, все эти системы обещают возможность создания плазмы с высоким значением параметра β и, следовательно, в перспективе могут оказаться привлекательными для создания компактных термоядерных реакторов или же реакторов, использующих альтернативные реакции, такие как DHe 3 или рВ, в которых низкое поле требуется для снижения магнитно-тормозного излучения. Нынешние параметры плазмы, достигнутые в этих ловушках, пока, существенно ниже, чем те, которые получены в ТОКАМАКах и СТЕЛЛАРАТОРах.

Название установки	Тип лазера	Энерги я в импульсе (кДж)	Длина волны
			1.05 / 0.53 / 0.35
NIF (строится в США)
ИСКРА 5 (Россия)
ДЕЛЬФИН (Россия)
PHEBUS (Франция)
GЕККО ХП (Япония)			1.05 / 0.53 / 0.35

Исследование взаимодействия лазерного излучения с веществом показало, что лазерное излучение хорошо поглощается испаряющимся веществом оболочки мишени вплоть до требуемых плотностей мощности 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коэффициент поглощения может достигать 40÷80 % и растет с уменьшением длинны волны излучения . Как указывалось выше, большого термоядерного выхода можно добиться, если при сжатии основная масса топлива остается холодной. Для этого нужно, чтобы сжатие было адиабатическим, т.е. нужно избегать предварительного разогрева мишени, которое может происходить за счет генерации лазерным излучением энерги чных электронов, ударных волн или жесткого рентгеновского излучения. Многочисленные исследования показали, что эти нежелательные эффекты можно снизить за счет профилирования импульса излучения, оптимизации таблеток и уменьшения длины волны излучения. На Рис.16, заимствованном из работы , показаны границы области на плоскости плотность мощности - длина волны лазеров, пригодных для обжатия мишеней.

Рис.16. Область на плоскости параметров, в которой лазеры способны осуществлять обжатия термоядерных мишеней (заштрихована).

Первая лазерная установка (NIF) с параметрами лазера, достаточными для получения зажигания мишеней, будет построена в США в 2002 г. Установка позволит изучить физику обжатия мишеней, которые будут иметь термоядерный выход на уровне 1-20 МДж и, соответственно, позволит получить высокие значения Q>1.

Хотя лазеры позволяют проводить лабораторные исследования по обжатию и зажиганию мишеней, их недостатком является низкий к.п.д., который, пока, в лучшем случае, достигает 1-2%. При таких низких к.п.д., термоядерный выход мишени должен превышать 10 3 , что является очень сложной задачей. Кроме того, лазеры на стекле имеют низкую повторяемость импульса. Для того, чтобы лазеры могли служить драйвером реактора термоядерной электростанции их стоимость должна быть снижена примерно на два порядка величины . Поэтому, параллельно с развитием лазерной технологии, исследователи обратились к разработке более эффективных драйверов - ионных пучков.

Ионные пучки

В настоящее время рассматривается два типа ионных пучков: пучки легких ионов, типа Li, с энерги ей в несколько десятков МэВ и пучки тяжелых ионов, типа Рb, с энерги ей до 10 ГэВ. Если говорить о реакторных приложениях, то в обоих случаях нужно подвести к мишени радиусом несколько миллиметров энерги ю в несколько МДж за время порядка 10 нс. Необходимо не только сфокусировать пучок, но и суметь провести его в камере реактора на расстояние порядка нескольких метров от выхода ускорителя до мишени, что для пучков частиц является совсем не простой задачей.

Пучки легких ионов с энерги ей несколько десятков МэВ можно создавать с относительно большим к.п.д. с помощью импульсного напряжения, приложенного к диоду. Современная импульсная техника позволяет получать мощности, требуемые для обжатия мишеней, и поэтому, пучки легких ионов являются наиболее дешевым кандидатом для драйвера. Эксперименты с легкими ионами проводились в течение многих лет на установке PBFA-11 в Сандиевской национальной лаборатории в США. Установка позволяет создавать короткие (15 нс) импульсы 30 МэВ-ных ионов Li с пиковым током 3.5 МА и полной энерги ей около 1 МДж. Кожух из материала с большим Z с мишенью внутри помещался в центре сферически симметричного диода, позволяющего получать большое количество радиально направленных ионных пучков. Энерги я ионов поглощалась в кожухе холраума и пористом наполнителе между мишенью и кожухом и преобразовывалось в мягкое рентгеновское излучение, сжимающее мишень .

Предполагалось получить плотность мощности свыше 5 · 10 13 Вт/см 2 , необходимую для обжатия и поджига мишеней. Однако, достигнутые плотности мощности были, примерно, на порядок величины меньше, чем ожидалось . В реакторе, использующем легкие ионы в качестве драйвера, требуются колоссальные потоки быстрых частиц с высокой плотностью частиц вблизи мишени. Фокусировка таких пучков на миллиметровые мишени представляет собой задачу огромной сложности. Кроме того, легкие ионы будут заметно тормозиться в остаточном газе в камере сгорания.

Переход к тяжелым ионам и большим энерги ям частиц позволяет существенно смягчить эти проблемы и, в частности, уменьшить плотности тока частиц и, таким образом, облегчить проблему фокусировки частиц. Однако, для получения требуемых 10 ГэВ-ных частиц требуются огромные ускорители с накопителями частиц и прочей сложной ускорительной техникой. Положим, что полная энерги я пучка 3 МДж, время импульса 10 нс и область, на которую должен быть сфокусирован пучок, представляет собой окружность с радиусом 3 мм. Сравнительные параметры гипотетических драйверов для обжатия мишени приведены в Таблице 6.

Таблица 6.
Сравнительные характеристики драйверов на легких и тяжелых ионах.

*) – в области мишени

Пучки тяжелых ионов, также, как и легкие ионы, требуют использования холраума, в котором энерги я ионов преобразуется в рентгеновское излучение, равномерно облучающее саму мишень. Конструкция холраума для пучка тяжелых ионов лишь немного отличается от холраума для лазерного излучения. Отличие заключается в том, что пучки на требуют отверстий, через которое лазерные лучи проникают внутрь холраума. Поэтому, в случае пучков, используются специальные поглотители частиц, которые преобразуют их энерги ю в рентгеновское излучение. Один из возможных вариантов показан на Рис.14b. Оказывается, что эффективность преобразования уменьшается с ростом энерги и ионов и ростом размера области, на которой происходит фокусировка пучка . Поэтому, увеличение энерги и частиц свыше 10 ГэВ нецелесообразно.

В настоящее время, как в Европе, так и в США принято решение сосредоточить основные усилия на развитием драйверов, основанных на пучках тяжелых ионов . Предполагается, что эти драйверы будут разработаны к 2010-2020 гг и, в случае успеха, заменят лазеры в установках следующего за NIF поколения. Пока ускорителей, требуемых для инерционного синтеза, не существует. Основная трудность их создания связана с необходимостью увеличивать плотности потоков частиц до такого уровня, при котором пространственная плотность заряда ионов уже существенно влияет на динамику и фокусировку частиц. Для того, чтобы уменьшить эффект пространственного заряда, предполагается создавать большое количество параллельных пучков, которые будут соединяться в камере реактора и направляться на мишень . Характерный размер линейного ускорителя - несколько километров .

Каким же образом предполагается провести ионные пучки на расстояние несколько метров в камере реактора и сфокусировать их на области размером несколько миллиметров? Одна из возможных схем заключается в самофокусировке пучков, которая может происходить в газе низкого давления. Пучок будет вызывать ионизацию газа и компенсирующий встречный электрический ток, протекающий по плазме. Азимутальное магнитное поле, которое создается результирующим током (разницей тока пучка и обратного тока плазмы), будет приводить к радиальному сжатию пучка и его фокусировке. Численное моделирование показывает, что, в принципе, такая схема возможна, если давление газа будет поддерживаться в нужном диапазоне 1-100 Торр .

И хотя пучки тяжелых ионов открывают перспективу создания эффективного драйвера для термоядерного реактора, они имеют перед собой колоссальные технические трудности, которые еще предстоит преодолеть, прежде, чем цель будет достигнута. Для термоядерных приложений нужен ускоритель, который будет создавать пучок 10 ГэВ-ных ионов с пиковым током в несколько десятков КА и со средней мощностью около 15 МВт. Объем магнитной системы такого ускорителя сравним с объемом магнитной системы ТОКАМАКа-реактора и, поэтому, можно ожидать, что их стоимости будут одного порядка.

Камера импульсного реактора

В отличие от магнитного термоядерного реактора, где требуется высокий вакуум и чистота плазмы, к камере импульсного реактора такие требования не предъявляются. Основные технологические трудности создания импульсных реакторов лежат в области драйверной техники, создании прецизионных мишеней и систем позволяющих подавать и контролировать положение мишени в камере. Сама камера импульсного реактора имеет относительно простую конструкцию. Большинство проектов предполагает использовать жидкую стенку создаваемую открытым теплоносителем. Например, проект реактора HYLIFE-11 использует расплавленную соль Li 2 BeF 4 , жидкая завеса из которой окружает область, куда поступают мишени. Жидкая стенка будет поглощать нейтронное излучение и смывать остатки мишеней. Она же демпфирует давление микровзрывов и равномерно передает ее на основную стенку камеры. Характерный внешний диаметр камеры около 8 м, ее высота - около 20 м.

Полный расход жидкого теплоносителя по оценкам будет составлять около 50 м 3 /с, что вполне достижимо. Предполагается, что кроме основного, стационарного потока, в камере будет сделана импульсная жидкая заслонка, которая будет открываться синхронизировано с подачей мишени с частотой около 5 Гц для пропускания пучка тяжелых ионов.

Требуемая точность подачи мишени составляет доли миллиметров. Очевидно, что пассивная подача мишени на расстояние в несколько метров с такой точностью в камере, в которой будет происходить турбулентные потоки газа, вызванные взрывами предшествующих мишеней, представляет собой практически невыполнимую задачу. Поэтому, в реакторе потребуется система управления, позволяющая отслеживать положение мишени и производить динамическую фокусировку пучка. В принципе, такая задача выполнима, но может существенно усложнить управление реактором.