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.

Тяжелые ионы, воздействуя  друг на друга своим электрическим  полем, сместятся к периферии емкости. Крайние прижмутся к ее внутренней поверхности и создадут пространственный концентрационный электрический потенциал. При этом результирующая центробежная сила, действующая на прижатые к аноду ионы (анионы) разрушит их гидратные оболочки, как наиболее слабые. Легкие ионы менее отзывчивы к гравитации и окружены более прочными оболочками, поэтому не могут отдать тяжелым ионам свои молекулы гидратной воды. В силу этих обстоятельств они сосредоточатся над тяжелыми ионами и в области оси вращения (у катода), образуя электрический потенциал противоположного знака. Свободные электроны в аноде под действием пространственного (объемного) заряда анионов переместятся на катод (свойство цилиндра Фарадея).

При достижении необходимой  минимальной (пороговой) частоты вращения емкости с данным электролитом и принятыми конструктивными параметрами устройства т.е. критической величины электрических потенциалов на электродах, равновесие зарядов нарушится.

Электроны выйдут из катода и ионизируют молекулы гидратных  оболочек, а те передадут заряды катионам. Иначе. говоря, как бы произойдет пробой своеобразного электролитического конденсатора и начнется разряд ионов с образованием на катоде свободного водорода, а на аноде кислорода и анодных газов (осадка). Напряжение электрического тока будет зависеть от разности скоростей химических реакций на катоде и аноде.

Таким образом, вследствие действия физического принципа обратимости  энергии гравитационное поле породит энергетически адекватное ему электрическое поле, которое преодолеет энергию гидратации и осуществит электролиз. Этот процесс протекает с поглощением раствором через теплообменник теплоты и требует постоянного разбавления его водой до начальной концентрации. Его принципиальная энергетическая схема во многом схожа со схемой традиционного электролиза, но в ней не применяется внешний дорогостоящий электрический ток, а используется более дешевая теплота окружающей среды или иных источников.

Здесь следует отметить четыре весьма существенные особенности гравитационного электролиза.

Во-первых, работа механического  инерционного поля, затрачиваемая им на осаждение молекул воды, легки х и особенно тяжелых ионов, практически полностью восполняется кинетической энергией всплывающих к оси емкости водорода, кислорода и анодных газов, поскольку их плотность меньше, чем плотность раствора. В результате сумма моментов количества движения начальных и конечных продуктов электролиза становится близкой нулю, т.е. механическая работа в растворе почти не производится. Она в ЭВГ затрачивается в основном только на его приводе против сил трения. Анодный осадок и всплывшие газы вступают во вторичные химические реакции с водой и кислородом, образуя исходный состав раствора.

Во-вторых, интенсивное самоохлаждение раствора обеспечивает условия для поглощения им тепла из окружающей среды или от других источников на компенсацию эндотермического эффекта реакции разложения воды, т.е. работу в режиме высокоэффективного теплового насоса.

В-третьих, он способен вырабатывать постоянный электрический ток на внешней нагрузке в том случае, если частота вращения емкости будет больше минимально необходимой (пороговой). Тогда ЭВГ проявляет свойства электрогенератора с вольт-амперной характеристикой конденсаторного типа (напряжение на зажимах прямо пропорционально внешней нагрузке).

В-четвертых, ЭВГ одновременно в одном аппарате совмещает и  выполняет функции сразу двух устройств - электрогенератора постоянного тока и электролизера.

Все эти особенности обеспечивают гравитационному электролизу несравненно более высокую эффективность преобразования теплоты в химическую энергию восстановленных из воды водорода и кислорода, а, следовательно, большую экономичность.

Заключение

Несмотря на распространённый оптимизм (с начала первых исследований 1950-х годов), существенные препятствия  между сегодняшним пониманием процессов  ядерного синтеза, технологическими возможностями  и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены. Неясным является даже насколько  может быть экономически выгодно  производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой  является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, которая, как оценивается, должна быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах. Тяжесть проблемы усугубляется тем что сечение  взаимодействия нейтронов с ядрами, с ростом энергии перестаёт зависить от числа протонов и нейтронов  и стремится к сечению атомного ядра — и для нейтронов энергии 14 МэВ просто не существует изотопа  с достаточно малым сечением взаимодействия. Это обуславливает необходимость  очень частой замены конструкций D-T и D-D реактора и ухудшает его рентабельность настолько, что стоимость конструкций  реакторов из современных материалов для этих двух типов будет больше стоимости произведённой на них  энергии. Решения возможны трёх типов.

Отказ от чистого ядерного синтеза и употребление его в  качестве источника нейтронов для  деления урана или тория.

Отказ от D-T и D-D синтеза в  пользу других реакций синтеза (например D-He).

Резкое удешевление конструкционных  материалов или разработка процессов  их восстановления после облучения. Требует гигантских вложений в материаловедение, перспективы неопределённые.

Побочные реакции D-D (3 %) при  синтезе D-He осложняют изготовление рентабельных конструкций для реактора, но не запрещают на современном технологическом  уровне.

Список используемой литературы

1 Тамм И. Е., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958

2 Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2

3 Е.П. Велихов; С.В. Мирнов Управляемый термоядерный синтез выходит на финишную прямую

4 «Управляемый термоядерный синтез в установках с плотной плазмой», Будкер Г.И., «Природа», № 5, 1974 г., стр. 14 – 21

5 Попов Ю.П. «Выход термоядерных нейтронов из плазмы, сжимаемой

оболочкой».