Управляемый термоядерный синтез – новый источник энергии

Введение

Управляемый термоядерный синтез (УТС) — синтез более тяжёлых атомных  ядер из более лёгких с целью получения  энергии, который, в отличие от взрывного  термоядерного синтеза (используемого  в термоядерном оружии), носит управляемый  характер. Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной ядерной  энергетики тем, что в последней  используется реакция распада, в  ходе которой из тяжёлых ядер получаются более лёгкие ядра. В основных ядерных  реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться  дейтерий(2H) и тритий (3H), а в более  отдалённой перспективе гелий-3 (3He) и бор-11 (11B). Впервые задачу по управляемому термоядерному синтезу в Советском  Союзе сформулировал и предложил  для неё некоторое конструктивное решение советский физик Лаврентьев О. А.

Управляемый термоядерный синтез – новый источник энергии

Управляемый термоядерный синтез использует ядерную энергию выделяющуюся при слиянии легких ядер, таких  как ядра водорода или его изотопов дейтерия и трития. Ядерные реакции  синтеза широко распространены в  природе, будучи источником энергии  звезд. Ближайшая к нам звезда - Солнце – это естественный термоядерный реактор, который уже многие миллиарды  лет снабжает энергией жизнь на Земле. Ядерный синтез уже освоен человеком  в земных условиях, но пока не для  производства мирной энергии, а для  производства оружия он используется в водородных бомбах. Начиная с 50 годов, в нашей стране и параллельно  во многих других странах проводятся исследования по созданию управляемого термоядерного реактора. 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. 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 ж 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, разработать большие сверхпроводящие  магниты, мощные лазеры и источники  рентгеновского излучения, разработать  инжекторы способные создавать  мощные пучки нейтральных атомов, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

Первое поколение термоядерных реакторов, которые пока находятся  в стадии разработки и исследований, по-видимому будет использовать реакцию синтеза  дейтерия с тритием

D + T = He + n,

в результате которой образуется ядро гелия, Не, и нейтрон. Необходимое условие для того, чтобы такая реакция пошла - это достижение высокой температуры смеси (сто миллионов градусов). Только в этом случае реагирующие частицы могут преодолеть электростатическое отталкивание и при столкновении, хотя бы на короткое время, приблизиться друг к другу на расстояние, при котором возможна ядерная реакция. При такой температуре смесь изотопов водорода полностью ионизируется и превращается в плазму - смесь электронов и ионов. Кроме высокой температуры, для положительного выхода энергии нужно, чтобы время жизни плазмы, t, помноженное на плотность реагирующих ионов, n, было достаточно велико nt > 5*1 000 000 000 000 000 c/см3. Последнее условие называется критерием Лоусона. Основная физическая проблема, с которой столкнулись исследователи на первых шагах на пути к термоядерному синтезу - это многочисленные плазменные неустойчивости, приводящие к плазменной турбулентности. Именно они сокращали время жизни в первых установках до величины на много порядков меньше ожидаемой и не позволяли достигнуть выполнения критерия Лоусона. За 40 лет исследований удалось найти способы борьбы с плазменными неустойчивостями и построить установки способные удерживать турбулентную плазму.

Существуют два принципиально  различных подхода к созданию термоядерных реакторов, и пока не ясно, какой подход окажется наиболее выгодным.

В так называемом инерционном  термоядерном синтезе несколько  миллиграмм дейтериево-тритиевой смеси сжимаются оболочкой, ускоряемой за счет реактивных сил, возникающих при испарении оболочки с помощью мощного лазерного или рентгеновского излучения. Энергия выделяется в виде микровзрыва, когда в процессе сжатия в смеси дейтерия с тритием достигаются необходимые условия для термоядерного горения. Время жизни такой плазмы определяется инерционным разлетом смеси и поэтому критерий Лоусона для инерционного удержания принято записывать в терминах произведения rr, где r - плотность реагирующей смеси и r - радиус сжатой мишени. Для того, чтобы за время разлета смесь успела выгореть, нужно, чтобы rr 3 Г/см2. Отсюда сразу следует, что критическая масса топлива, М, будет уменьшаться с ростом плотности смеси, М ~ rr3 ~ 1/r2 , а следовательно и энергия микровзрыва будет тем меньше, чем большей плотности смеси удастся достичь при сжатии.

Ограничения на степень сжатия связаны с небольшой, но всегда существующей неоднородностью падающего на оболочку излучения и с несимметрией самой мишени, которая еще и нарастает в процессе сжатия из-за развития неустойчивостей. В результате появляется некая критическая масса мишени и, следовательно, критическая энергия, которую нужно вложить оболочку для ее разгона и получения положительного выхода энергии. По современным оценкам, в мишень с массой топлива около 5 миллиграмм и радиусом 1-2 миллиметра нужно вложить около 2 МДж за время 5-10Ч10-9 с. При этом энергия микровзрыва будет на уровне всего 5Ч108 Дж (эквивалентно около 100 кг обычной взрывчатки) и может быть легко удержана достаточно прочной камерой.

Предполагается, что будущий  термоядерный реактор будет работать в режиме последовательных микровзрывов с частотой в несколько герц, а выделяемая в камере энергия будет сниматься теплоносителем и использоваться для получения электроэнергии.

За прошедшие годы достигнут  большой прогресс в понимании  физических процессов происходящих при сжатии мишени и взаимодействии лазерного и рентгеновского излучения с мишенью. Более того, современные многослойные мишени уже были проверены с помощью подземных ядерных взрывов, которые позволяют обеспечить требуемую мощность излучения . Было получены зажигание и большой положительный выход термоядерной энергии, и поэтому нет сомнений, что этот способ в принципе может привести к успеху. Основная техническая проблема, с которой сталкиваются исследователи, работающие в этой области - создание эффективного импульсного драйвера для ускорения оболочки.

Требуемые мощности можно  получить, используя лазеры (что  и делается в современных экспериментальных установках ), но к.п.д лазеров слишком мал для того, чтобы можно было рассчитывать на положительный выход энергии. В настоящее время разрабатываются и другие драйверы для инерционного синтеза основанные на использовании ионных и электронных пучков, и на создании рентгеновского излучения с помощью Z пинчей. За последнее время здесь также достигнут существенный прогресс . В настоящее время в США ведется строительство большой лазерной установки, NIF, рассчитанной на получение зажигания.

Другое направление в  управляемом термоядерном синтезе - это термоядерные реакторы, основанные на магнитном удержании. Магнитное поле используется для изоляции горячей дейтериево-тритиевой плазмы от контакта со стенкой. В отличие от инерционных реакторов магнитные термоядерные реакторы – это стационарные устройства с относительно низким объемным выделением энергии и относительно большими размерами. За 40 лет термоядерных исследований были предложены различные системы для магнитного удержания, среди которых токамак занимает сейчас лидирующее положение. Другая система для магнитного удержания плазмы - это стелларатор. Крупные стеллараторы строятся в настоящее время в Японии и Германии.

В токамаке горячая плазма имеет форму тора и удержива ется от контакта со стенкой с помощью магнитного поля создаваемого как внешними магнитными катушками, так и током протекающим по самой плазме. Характерная плотность плазмы в токамаке 100 000 000 000 000 частиц в см3 , температура Т = 10-20 кеВ (1 еВ ¦ 12000¦C) и давление 2-3 атм. Для того, чтобы удержать это давление требуется магнитное поле с индукцией В ¦ 1 Т. Однако плазменные неустойчивости ограничивают допустимое давление плазмы на уровне нескольких процентов от магнитного давления и поэтому требуемое магнитное поле оказывается в несколько раз выше, чем то, которое нужно для равновесия плазмы. Для избежания энергетических расходов на поддержание магнитного поля, оно будет создаваться в реакторе сверхпроводящими магнитами.

Токамак реактор будет  работать в режиме самоподдерживающегося  термоядерного горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет нагрева плазмы заряженными продуктами реакции (3) - альфа-частицами (ионами Не). Для этого, как видно из условия Лоусона, нужно иметь время удержания энергии в плазме не меньше 5 с. Большое время жизни плазмы в токамаках и других стационарных системах достигается за счет их размеров, и поэтому существует некий критический размер реактора. Оценки показывают, что самоподдерживающаяся реакция в токамаке возможна в том случае, если большой радиус плазменного тора будет 7-9 м. Соответственно, токамак-реактор будет иметь полную тепловую мощность на уровне 1 ГВт. Удивительно, что эта цифра примерно совпадает с мощностью минимального инерционного термоядерного реактора.

За прошедшие годы достигнут  впечатляющий прогресс в понимании  физических явлений, ответственных за удержание и устойчивость плазмы в токамаках. Разработаны эффективные методы нагрева и диагностики плазмы, позволившие изучить в нынешних экспериментальных токамаках те плазменные режимы, которые будут использоваться в реакторах. Нынешние крупные экспериментальные машины - JET (Европа), JT60-U (Япония), Т-15 (Россия) и TFTR (США) - были построены в начале 80 годов для изучения удержания плазмы с термоядерными параметрами и получения условий, при которых нагрев плазмы сравним в полным выходом термоядерной мощности. Два токамака, TFTR и JET использовали DT смесь и достигли соответственно 10 и 16 МВт термоядерной мощности. В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на модельной DD смеси достиг Q = 1.06. Это поколение токамаков практически выполнило свои задачи и создало все необходимые условия для следующего шага - строительство установок нацеленных на исследование зажигания, Q Ё 5, и уже обладающих всеми чертами будущего реактора.

Существуют огромные запасы топлива для термоядерной энергетики. Дейтерий - это широко распространенный в природе изотоп, который может добываться из морской воды. Тритий будет производится в самом реакторе из лития. Запасы дейтерия и лития достаточны для производства энергии в течении многих тысяч лет и это топливо, как и продукт реакций синтеза - гелий - не радиоактивны. Радиоактивность возникает в термоядерном реакторе из-за активации материалов первой стенки реактора нейтронами. Известны низко активирующиеся конструкционные материалы для первой стенки и других компонент реактора, которые за 30-50 лет теряют свою активность до полностью безопасного уровня. Можно представить, что реактор, проработавший 30 лет и выработавший свой ресурс, будет законсервирован на следующие 30-50 лет, а затем конструкционные материалы будут переработаны и вновь использованы в новом термоядерном реакторе. Кроме дейтерий- тритиевой реакции, которая имеет высокое сечение при относительно низкой температуре, и следовательно легче всего осуществима, можно использовать и другие реакции.

Несмотря на большие успехи достигнутые в этом направлении, термоядерным реакторам предстоит еще пройти большой путь прежде, чем будет построен первый коммерческий термоядерный реактор. Развитие термоядерной энергетики требует больших затрат на развитие специальных технологий и материалов и на физические исследования. При нынешнем уровне финансирования термоядерная энергетика не будет готова раньше, чем 2020-2040 г.

          Электроводордный генератор простое высокопроизводительное устройство для разложения воды и производства из нее беспрецедентно дешевого водорода методом гравитационного электролиза раствора электролита, получившее название “электроводородный генератор (ЭВГ)”. Он приводится в действие механическим приводом и работает при обычной температуре в режиме теплового насоса, поглощая через свой теплообменник необходимое при этом тепло из окружающей среды или утилизируя теплопотери промышленных или транспортных энергоустановок. В процессе разложения воды подведенная к приводу ЭВГ избыточная механическая энергия  может быть на 80 % преобразована в электроэнергию, которая затем используется любым потребителем на нужды полезной внешней нагрузки. При этом на каждую единицу затраченный мощности привода генератором в зависимости от заданного режима работы поглощается от 20 до 88 энергетических единиц низкопотенциального тепла, что собственно и компенсирует отрицательный термический эффект химической реакции разложения воды. Один кубический метр условного рабочего объема генератора, работающего в оптимальном режиме с КПД 86-98 %, способен за секунду произвести 3,5 м 3 водорода и одновременно около 2,2 МДж постоянного электрического тока. Единичная тепловая мощность ЭВГ в зависимости от решаемой технической задачи может варьироваться от нескольких десятков ватт до 1000 МВт. Расчетный удельный расход энергии на производство газообразного водорода составляет 14,42 МДж?м-3. Стоимость его производства (0,0038 $/ м3) становится в 1,5-2 раза ниже суммарной стоимости добычи и транспортировки природного газа. Широкий диапазон регулирования и неординарные удельные показатели процесса позволяют с гарантированным успехом применить изобретение в большой и малой энергетике, на всех видах транспорта, в сельском и коммунальном хозяйствах, в химической, цементной, целюлозно-бумажной, холодильной, атомной и космической промышленности, цветной и черной металлургии, при опреснении морской воды, проведении сварочных работ и т. д..

Физическая сущность рабочего процесса ЭВГ весьма проста и является логическим развитием известных физических опытов Толмена и Стюарта, осуществленных ими в 1916 году. Известно, что электролит при растворении диссоциирует на ионы, которые гидратируются молекулами воды. В результате вокруг них образуются гидратные оболочки различной прочности. Энергия взаимодействия гидратированных разноименных ионов друг с другом резко уменьшается и становится близкой энергии броуновского движения молекул воды. Если концентрированный раствор диссоциированного электролита, имеющего значительную разницу масс аниона и катиона, поместить в сильное искусственное гравитационное (инерционное) поле, например, вращать его в емкости ЭВГ (расчетная частота вращения для различных электролитов и параметров устройства 1500-25000 об/мин), то ионы будут отчасти сепарироваться.