Термоядерная реакция - это реакция синтеза легких ядер в более тяжелые.

Для ее осуществления необходимо, чтобы исходные нуклоны или легкие ядра сблизились до расстояний, равных или меньших радиуса сферы действия ядерных сил притяжения (т.е. до расстояний 10 -15 м). Такому взаимному сближению ядер препятствуют кулоновские силы отталкивания, действующие между положительно заряженными ядрами. Для возникновения реакции синтеза необходимо нагреть вещество большой плотности до сверхвысоких температур (порядка сотен миллионов Кельвин), чтобы кинетическая энергия теплового движения ядер оказалась достаточной для преодоления кулоновских сил отталкивания. При таких температурах вещество существует в виде плазмы. Поскольку синтез может происходить только при очень высоких температурах, ядерные реакции синтеза и получили название термоядерных реакций (от греч. therme "тепло, жар").

В термоядерных реакциях выделяется огромная энергия. Например, в реакции синтеза дейтерия с образованием гелия

\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_2He + \ ^1_0n\)

выделяется 3,2 МэВ энергии. В реакции синтеза дейтерия с образованием трития

\(~^2_1D + \ ^2_1D \to \ ^3_1T + \ ^1_1p\)

выделяется 4,0 МэВ энергии, а в реакции

\(~^2_1D + \ ^3_1T \to \ ^4_2He + \ ^1_0n\)

выделяется 17,6 МэВ энергии.

Рис. 1. Схема реакции дейтерий-тритий

В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия \(~^2H\) и трития \(~^3H\). Запасов дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легко добываемого лития (для получения трития) вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет.

Однако при этой реакции большая часть (более 80 %) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую. Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов.

Поэтому наиболее перспективны «безнейтронные» реакции, например, дейтерий + гелий-3.

\(~D + \ ^3He \to \ ^4He + p\)

У этой реакции отсутствует нейтронный выход, который уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Кроме того, запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн). В то же время его можно легко получать и на Земле из широко распространённого в природе лития-6 на существующих ядерных реакторах деления.

Термоядерное оружие

На Земле первая термоядерная реакция была осуществлена при взрыве водородной бомбы 12 августа 1953 года на Семипалатинском полигоне. «Ее отцом» стал академик Андрей Дмитриевич Сахаров, трижды удостоенный звания Героя Социалистического Труда за разработку термоядерного оружия. Высокую температуру, необходимую для начала термоядерной реакции, в водородной бомбе получали в результате взрыва входящей в ее состав атомной бомбы, играющей роль детонатора. Термоядерные реакции, происходящие при взрывах водородных бомб, являются неуправляемыми.

Рис. 2. Водородная бомба

См. также

Управляемые термоядерные реакции

Если бы в земных условиях была возможность осуществлять легко управляемые термоядерные реакции, человечество получило бы практически неисчерпаемый источник энергии, так как запасы водорода на Земле огромны. Однако на пути осуществления энергетически выгодных управляемых термоядерных реакций стоят большие технические трудности. Прежде всего необходимо создавать температуры порядка 10 8 К. Такие сверхвысокие температуры могут быть получены путем создания в плазме электрических разрядов большой мощности.

Токамак

Этот метод используют в установках типа "Токамак" (ТОриодальная КАмера с МАгнитными Катушками), впервые созданных в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова. В таких установках плазму создают в тороидальной камере, являющейся вторичной обмоткой мощного импульсного трансформатора. Его первичная обмотка подключена к батарее конденсаторов очень большой емкости. Камеру заполняют дейтерием. При разряде батареи конденсаторов через первичную обмотку в тороидальной камере возбуждается вихревое электрическое поле, вызывающее ионизацию дейтерия и появление в нем мощного импульса электрического тока, что приводит к сильному нагреванию газа и образованию высокотемпературной плазмы, в которой может возникнуть термоядерная реакция.

Рис. 3. Принципиальная схема работы реактора

Главная трудность заключается в том, чтобы удержать плазму внутри камеры в течение 0,1-1 с без ее контакта со стенками камеры, поскольку не существует материалов, способных выдерживать столь высокие температуры. Эту трудность удается частично преодолеть с помощью тороидального магнитного поля, в котором находится камера. Под действием магнитных сил плазма скручивается в шнур и как бы "висит" на линиях индукции магнитного поля, не касаясь стенок камеры.

Началом современной эпохи в изучении возможностей термоядерного синтеза следует считать 1969 год, когда на российской установке Токамак Т3 в плазме объемом около 1 м 3 была достигнута температура 3 M°C. После этого ученые во всем мире признали конструкцию токамака наиболее перспективной для магнитного удержания плазмы. Уже через несколько лет было принято смелое решение о создании установки JET (Joint European Torus) со значительно большим объемом плазмы (100 м 3). Рабочий цикл установки составляет примерно 1 минуту, так как ее тороидальные катушки изготовлены из меди и быстро нагреваются. Эта установка начала работать в 1983 году и остается пока крупнейшим в мире токамаком, обеспечивающим нагрев плазмы до температуры 150 M°C.

Рис. 4. Конструкция реактора JET

В 2006 представители России, Южной Кореи, Китая, Японии, Индии, Евросоюза и США подписали в Париже соглашение о начале работ по строительству первого Международного термоядерного экспериментального реактора (International Tokamak Experimental Reactor - ITER). Магнитные катушки реактора ITER будут созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут.

Рис. 5. Конструкция реактора ITER.

Реактор будет построен в районе города Кадараш (Cadarache), расположенного в 60 километрах от Марселя на юге Франции. Работы по подготовке стройплощадки начнутся весной будущего года. Возведение самого реактора планируется начать в 2009 году.

Строительство продлится десять лет, работы на реакторе предполагается проводить в течение двадцати лет. Общая стоимость проекта составляет примерно 10 миллиардов долларов. Сорок процентов расходов будет нести Евросоюз, шестьдесят процентов придутся в равных долях на остальных участников проекта.

См. также

1. Международный экспериментальный термоядерный реактор
2. Новая установка для запуска термоядерного синтеза: 25.01.2010

Лазерный термоядерный синтез (УЛС)

Другим путем достижения этой цели является лазерный термоядерный синтез. Сущность такого метода состоит в следующем. Замороженную смесь дейтерия и трития, приготовленную в виде шариков диаметром менее 1 мм, равномерно облучают со всех сторон мощным лазерным излучением. Это приводит к нагреванию и испарению вещества с поверхности шариков. При этом давление внутри шариков возрастает до величин порядка 10 15 Па. Под действием такого давления происходят увеличение плотности и сильное нагревание вещества в центральной части шариков и начинается термоядерная реакция.

В отличие от магнитного удержания плазмы, в лазерном время удержания (т. е. время существования плазмы с высокой плотностью и температурой, определяющее длительность термоядерных реакций) составляет 10 –10 - 10 –11 с, поэтому ЛТС может осуществляться только в импульсном режиме. Предложение использовать лазеры для термоядерного синтеза впервые было высказано в Физическом институте им. П. Н. Лебедева АН СССР в 1961 Н. Г. Басовым и О. Н. Крохиным.

В Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса в Калифорнии закончено (май 2009) строительство самого мощного в мире лазерного комплекса. Он получил название «Национальная зажигательная установка» (US National Ignition Facility, NIF). Строительство продолжалось 12 лет. На лазерный комплекс было потрачено 3,5 млрд. долл.

Рис. 7. Принципиальная схема УЛС

В основе NIF – 192 мощных лазера, которые будут одновременно направляться на миллиметровую сферическую мишень (около 150 микрограммов термоядерного топлива – смесь дейтерия и трития; в дальнейшем радиоактивный тритий можно будет заменить легким изотопом гелия-3). Температура мишени достигнет в результате 100 млн. градусов, при этом давление внутри шарика в 100 млрд. раз превысит давление земной атмосферы.

См. также

1. Управляемый термоядерный синтез: ТОКАМАКИ против лазерного термояда 16.05.2009

Преимущества синтеза

Сторонники использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• практически неисчерпаемые запасы топлива (водород). Например, количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 ГВт составляет 10000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 килограмма смеси D + T . Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Это делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран;
• отсутствие продуктов сгорания;
• нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма;
• по сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада;
• реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление.

Почему создание термоядерных установок столь затянулось?

1. Долгое время считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений и действий, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не волновали общественность. На основании оценок Геологической службы США (2009) рост мировой добычи нефти будет продолжаться не более 20 ближайших лет (другие специалисты предсказывают, что пик добычи будет достигнут уже через 5–10 лет), после чего объем добываемой нефти начнет уменьшаться со скоростью около 3 % в год. Перспективы добычи природного газа выглядят ненамного лучше. Обычно говорят, что каменного угля нам хватит еще на 200 лет, но этот прогноз основан на сохранении существующего уровня добычи и расхода. Между тем, потребление угля сейчас возрастает на 4,5 % в год, что сразу сокращает упомянутый период в 200 лет всего до 50 лет! Из сказанного ясно, что уже сейчас мы должны готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего . 2. Термоядерную установку нельзя создать и продемонстрировать в малых размерах. Научно-технические возможности и преимущества термоядерных установок могут быть проверены и продемонстрированы лишь на достаточно крупных станциях, типа упоминавшегося реактора ITER. Общество просто не было готово к финансированию столь крупных проектов, пока не было достаточной уверенности в успехе.

Возможен ли управляемый термоядерный синтез в условиях Земли?

Идея использования термоядерного синтеза для промышленных целей была высказана 60 лет тому назад в 1950 году. Идея казалась простой. Четыре атома водорода сливаются в один атом гелия, при этом выделяется колоссальное количество энергии и никакой радиации. Водорода на земле много, значит, можно будет иметь много чистой энергии. Вскоре эта идея осуществилась, только не для промышленных, а для военных целей - была создана водородная бомба. Казалось, осталось доработать немногое - замедлить процесс так, чтобы он стал не взрывным, а протекающим с управляемой скоростью. Проблема казалась разрешимой. О грядущем энергетическом изобилии писали в школьных учебниках, рассказывали в средствах массовой информации, снимали популярные фильмы.

Началось со строительства токомаков - тороидальных установок для магнитного удержания плазмы с целью достижения условий, необходимых для протекания управляемого термоядерного синтеза (рис. 1, http://ru.wikipedia.org/wiki/%D2%EE%EA%E0%EC%E0%EA).

Всего в мире было построено около 300 токамаков (по самым скромным подсчётам это обошлось в $150 млрд.). Но и по сей день ни один из построенных токамаков не пригоден для промышленных целей. Главная проблема заключается в том, что кольцевой плазменный шнур с параметрами, достаточными для протекания термоядерных реакций, является короткоживущим. Недавно в Интернете появилось очередное "обнадёживающее" сообщение (http://science.compulenta.ru/268602) : "Японские учёные установили новый рекорд в физике плазмы - они смогли удерживать плазму в токамаке JT-60 на протяжении 28,6 секунд. Эта цифра практически в два раза превышает рекорд 2004 года, который составляет 16,5 секунд". Такое "обнадёживающее" сообщение, когда речь идёт об использовании термоядерного синтеза для промышленных целей, может восприниматься только как насмешка. "Учёные приходят на работу, включают реактор, реакция быстро происходит, вроде бы, выключают, и сидят и думают. В чём же причина? Что делать дальше? И так десятилетиями, безрезультатно… Пройден большой путь и сделано много, для достижения конечной цели. Но, к сожалению, результат отрицательный. Управляемый термоядерный реактор не создан. Ещё лет 30...40 и обещания учёных будут выполнены. А будут ли? 60 лет нет результата. Почему он должен получиться через 30...40 лет, а не через три года?" (http://n-t.ru/tp/ie/ts.htm). В настоящее время на слуху ITER - проект международного экспериментального термоядерного реактора. Проектирование реактора закончено, выбрано место для его строительства - на юге Франции. В проект строительства ITER входят Китай, Япония, Южная Корея, Россия, США, страны ЕС и Индия. Стоимость проекта первоначально оценивалась в 12 млрд долларов. В июле 2010 году из-за изменения проекта и удорожания материалов стоимость строительства международного термоядерного реактора ITER была скорректирована и увеличилась до 15 млрд евро. Планируемый срок сдачи реактора 2015 год. Что можно ожидать от очередного токамака, пусть и очень большого? Но ведь на Солнце непрерывно осуществляется невзрывная термоядерная реакция!

Мне история с токамаками напоминает историю с вечными двигателями. Каждый очередной изобретатель вечного двигателя ждёт, что он вот-вот заработает. А он не работает. Но изобретатели вечных двигателей не знают одного из основных законов физики - закона сохранения энергии. Возможно создатели токамаков тоже чего-то не знают? Да, вероятно, это так и есть. Они не знают свойств не так давно открытой структуры вакуума Космоса (http://www.worldspace.nm.ru/ru/articles/pdf/vivvd-1.pdf). Впрочем, лучше предоставить слово самому автору открытия А.В. Рыкову:

"Астрофизики подтвердили после 1998 года, что Вселенная обладает скрытыми (без излучения) "тёмными" энергией и материей. Открытие структуры вакуума дает возможность понимания указанных "тёмных" сущностей Вселенной. Основанием для такого утверждения является неразрывная связь гравитации и антигравитации, ответственной за "тёмную" энергию. Структура вакуума имеет электромагнитный характер и образована кристаллической решёткой с элементарными зарядами в её узлах величиной (+.-)1,602176462е -19 кулон и потоками магнитной индукции, связанными с зарядами, величиной Ф=4,8032042е -18 Вебер. Решётка с размером элемента 1,3987631е -15 м выполняет функцию "тёмной" энергии, поток магнитной индукции выполняет функцию "тёмной" материи.

Шаг структуры вакуума в 37832 меньше радиуса атома водорода, что объясняет невозможность экранирования гравитации и других подобных действий (снятия электрической напряжённости с зарядов структуры). Она неподвижна и жёстко связана с вакуумом Вселенной, в которой распространяется свет согласно Максвеллу. Малость структуры обеспечивает её присутствие и проникновение в любые объекты и устройства, выполненные людьми. Это проникновение есть и в опытные установки типа Токамак. В современных установках с магнитными ловушками плазмы дейтерия или трития всепроникающая структура вакуума разрушает магнитную изоляцию и освобождает из неё плазму. Это есть причина неудач попыток получения термоядерной энергии на Земле. На Солнце все термоядерные реакции ограничены в пространстве гравитацией с ускорениями силы тяготения 273 м/сек 2 , что невозможно выполнить на Земле."

От себя могу только добавить, что температура в центре Солнца порядка 15 млн. градусов, а давление и плотность тоже несопоставимы с тем, что можно обеспечить на Земле.

Упорное стремление овладеть термоядерной энергией обусловлено гигантскими потребностями в энергии промышленности, да и всей инфраструктуры нашей цивилизации. А между тем, давно уже назрел момент, когда можно и нужно было переходить от старых энергопожирающих технологий к новым технологиям, основанным на идеях бионики. И если бы, пусть не 60 лет тому назад, а хотя бы 20-30 лет тому назад, средства, вложенные за это время в создание токамаков, были направлены на развитие энергосберегающих технологий, наша планета не стояла бы перед проблемами энергетического голода и экологической катастрофы.

1. Подготовлено проектом "Астрогалактика" 2. Публикация проекта, 5 октября 2011 года 3. Автор статьи Л.М. Топтунова для проекта "Астрогалактика"

Осенью 1981 года крупнейшие учёные из 27 стран мира приехали в Москву на Европейскую конференцию по управляемому термоядерному синтезу и физике плазмы. Главный итог работы конференции - единодушный вывод о том, что наука сегодня близка к окончательному решению "проблемы века" - управляемого термоядерного синтеза (УТС). На основе бесед с ведущими учёными подготовлен этот рассказ.

Многие специалисты и сегодня задаются вопросом могла бы уже работать термоядерная электростанция, если бы долгое время исследования по термояду не держались в секрете? Если бы у ученых и инженеров разных стран с самого начала была возможность объединить свои усилия? И хотя никто не может с полной уверенностью утвердительно ответить на этот вопрос, всем ясно, что путь к "энергетическому Эльдорадо" оказался бы намного короче.

Почему же всё сложилось не так, как того требовали нужды людей? Этот вопрос прямо не обсуждался на последней научной конференции по термояду. Однако подспудно он владел многими. Потому что честный ответ на него может помочь избежать многих ошибок в будущем.

Обратимся ненадолго к истории - всего к нескольким датам и фактам. В конце 30-х годов была открыта цепная реакция деления ядер, при которой выделяется огромное количество энергии. Увы, воспользовались ею в первую очередь вовсе не для нужд энергетики. В августе 1945 года США сбросили атомные бомбы на японские города Хиросиму и Нагасаки. Советский Союз был вынужден создать своё атомное оружие. Его испытали в 1949 году. Но уже в 1954 году в нашей стране вступила в строй первая в мире атомная электростанция, открывшая эру мирного использования ядерной энергии... Похожая история и с термоядом. Возможность получения энергии при слиянии ядер теоретически была доказана в конце 30-х годов (кстати, при синтезе выделяется энергии примерно в сотни раз больше, чем при делении!). И опять-таки вначале было создано термоядерное оружие. Работа над термоядерным оружием не только отвлекала от мирных исследований термояда, она словно глухой стеной разъединила учёных разных стран: никакого обмена информацией, результатами исследований, идеями. Кто-то должен был сделать первым шаг навстречу. И в 1956 году по инициативе Советского правительства докладом академика И. В. Курчатова, который он прочитал в английском городе Харуэлле, было положено начало регулярному обмену научной информацией, чтобы совместными усилиями ученых разных стран прокладывать пути к мирному использованию термоядерной энергии. Ещё через год советские учёные поделились с зарубежными коллегами идеей, которая определила генеральное направление штурма УТС. Название установок, в основу которых положена эта идея, "Токамак" ныне вошло во все научные словари мира так же, как, скажем, слово "спутник".

Главным образом об этих установках - сегодняшних лидерах в решении проблемы УТС, о проектах новых "Токамаков" шла речь и на последнем, московском, форуме учёных разных стран.

Сама по себе идея термоядерного синтеза кажется простой. Нужно заставить ядра сойтись на расстояние примерно в 10 миллиардных миллиметра и слиться, синтезироваться в одно ядро. В процессе слияния выделяется избыток энергии. В принципе, синтезироваться способны все элементы начала таблицы Менделеева. Однако легче всего (точнее, относительно легко) реакции синтеза могут идти между ядрами изотопов водорода - дейтерия и трития. Но для этого нужно ни много ни мало нагреть смесь этих ядер до 100 млн. градусов Цельсия. А для реакции синтеза на чистом дейтерии и того больше - до миллиарда!

В этом-то и состоит главная трудность. Нагреть вещество до таких температур - задача сама по себе фантастическая! Даже в недрах солнца "прохладней" - не более 20 млн. градусов. Уже при нескольких тысячах градусов вещество становится плазмой - хаосом из электронов и ядер, которые с огромными скоростями мечутся и сталкиваются внутри камеры. И хаос этот становится активнее с ростом температуры. Какой уздой можно удержать его при десятках миллионов градусов? На Солнце это гигантская сила гравитации. А на Земле, в искусственной установке?.. Коварство плазмы ещё и в том, что благодаря высокой теплопроводности она мгновенно отдает свою энергию стенкам камеры и остывает. Как метко заметил известный советский физик профессор Д. Франк-Каменский, нагреть в замкнутом сосуде плазму до миллионов градусов - это тоже самое, что вскипятить воду в стакане... изо льда!

Итак, главная задача - нагреть плазму до нужной температуры и не давать ей коснуться стенок столько времени, сколько нужно для того, чтобы успело прореагировать достаточное количество ядер дейтерия и трития и произошла реакция с выделением огромной энергии.

Решению этой задачи и служит идея, которая наилучшим образом работает в установках "Токамак". (Это слово образовано из первых слогов названия установки "ТОроидальная КАмера с МАгнитным полем") Из школьной физики известно, что заряженная частица не может двигаться поперёк магнитной силовой линии. В однородном магнитном поле частицы движутся вдоль силовых линий, закручиваясь вокруг них. Поэтому, если создать систему замкнутых магнитных силовых линий, то в принципе сих помощью можно удерживать плазму в некотором ограниченном объёме. Образно говоря, незримы "ладони" магнитных полей способны удержать сверхсолнечный жар! "Токамак" и должен был стать надежной уздой для частиц, "взбесившихся" от невероятного, фантастического жара.

Что же представляет собой "Токамак" конструктивно? Внешне он похож на большой трансформатор с железным замкнутым сердечником и обмоткой, по которой пропускают очень сильный ток. Вместо вторичной обмотки трансформатора пустотелая тороидальная камера, напоминающая большой бублик. Внутри этой камеры добиваются перехода вещества в плазменное состояние. До необходимой температуры плазму разогревают сильным электрическим разрядом, мощными токами сверхвысокой частоты и другими способами. А сильное магнитное поле сжимает плазму в плотный кольцевой шнур.

Когда знакомишься с принципиальной схемой "Токамака", поражаешься её простоте - кажется, даже в школьном учебнике приводят схемы посложнее. Грубо говоря, так оно и есть, если забыть на время о реальном устройстве, о конструкции, требующей уникальных материалов; забыть о том невообразимо горячем веществе, что укрощается в "бублике". Так уже в самых первых экспериментах выяснилось, что плазма никак не желает признавать магнитных стенок. Непонятным образом она успевает просачиваться раньше, чем её удается нагреть до нужно температуры. Физики искали средство подавления неустойчивости плазмы, переделывали установку, повышали температуру, и... снова плазма находила новый способ вырваться из магнитного плена! Это подобно путешествию в горах: взята очередная трудная вершина, но с её высоты взору открываются новые перевалы, ущелья, пропасти, которые надо преодолеть на пути к цели...

За три десятилетия пройдена большая часть трудного пути. Каждый его этап - это не дни или месяцы, а годы упорных, сложнейших экспериментов, расчётов, это десятки разочаровывающих неудач и блестящих успехов. И к каждой задаче, которую надо было решать, можно было применить слово "впервые".

Например, впервые предстояло научиться создавать сверхсильное магнитное поле в довольно больших камерах. Причём поле в высшей степени симметричное. При отклонении симметрии уже в доли миллиметра плазма норовила прорваться к стенкам камеры и охладиться.

Был и такой период, когда плазма, надёжно удерживаемая магнитным полем, никак не хотела нагреваться выше всего лишь нескольких миллионов градусов. В конце концов выяснилось: виноваты во всём ничтожно малые примеси тяжёлых элементов в плазме. Но как же они попадали в камеру? Возникло предположение - они испаряются с поверхности металла. из которого сделаны стенки камеры. В итоге электроны плазмы тормозятся в электрическом поле этих элементов, теряют свою энергию, что и приводит к понижению температуры... Понадобились многие годы, чтобы понять и, главное, устранить эту причину.

А проблема так называемой первой стенки реактора? Представьте, в камере за этой стенкой миллионы градусов! Она не испаряется мгновенно потому, что, как мы знаем, плазма "обернута" невидимым магнитным полем. Но изнутри на стенку обрушиваются мощные потоки нейтронов! Материал стенки должен быть предельно стойким, чтобы не разрушаться под действием высоких температур и нейтронов, в тоже время быть максимально "прозрачным" по отношению к тем же самым нейтронам! Ведь именно они выносят из камеры ту самую энергию термоядерного синтеза, которую мы намереваемся дальше превращать в тепло и электричество. не будет стенка "прозрачной", желанная энергия так и останется внутри "бублика". Вот каким парадоксальным требованиям должен отвечать материал первой стенки реактора. Это всё равно как если бы сделать кирпичную стенку, прозрачную для артиллерийских снарядов. Мы метко расстреляли её миллионом снарядов, а она целёхонька - ни единой пробоины.

На создание мощных магнитных полей уходит львиная доля энергии, потребляемой "Токамаком", и пока он больше берёт, чем отдает. Как уменьшить энергетические аппетиты?

Одно из решений проблемы - сверхпроводимость. Известно, что при температурах, близких к абсолютному нулю, электрическое сопротивление некоторых проводников становится бесконечно малым. Ток, однажды запущенный в кольцо такого проводника, может циркулировать в нём как угодно долго почти без потерь. Чтобы практически изучить возможность использования сверхпроводимости в "Токамаках", ученые из института атомной энергии имени И. В. Курчатова построили установку "Токамак-7", магнитные катушки которой выполнены из сверхпроводящих материалов. Это был уникальный опыт в первую очередь для инженеров, материаловедов. Дело в том, что сильнейшие магнитные поля в "Токамаке" становятся врагами сверхпроводимости, уничтожают её. Здесь понадобилось создать и испытать совершенно особые магнитостойкие сверхпроводящие сплавы. По сравнению с обычной магнитной системой сверхпроводящие обмотки Т-7 позволили уменьшить потребляемую из сети мощность примерно в 100 раз!

В 1975 году в Институте атомной энергии была пущена установка "Токамак-10". На этой установке удалось получить плазму с рекордной для того времени температурой - 15 миллионов градусов Цельсия! Здесь впервые появились надёжные признаки того, что в камере "зажигается", пусть ещё первыми искорками, термоядерная реакция. Да, искра может зажечь костёр. Однако и сотня отдельных искр это ещё не костёр. Термоядерные искры гасли. Но уже своим появлением они убедили физиков всего мира в правильности выбранного пути.

Сейчас новая установка - "Токамак-15" - строится в Институте атомной энергии. Объём плазменного "бублика" в нём будет примерно в пять раз больше, чем в Т-10. Зачем это нужно? Дело в том, что при увеличении объема камеры возрастает и число частиц, а следовательно, вероятность их столкновений, которые вызывают реакцию. Плазма в Т-15 будет нагреваться до 70-80 млн. градусов - это уже очень близко к тому, что требуется. Обмотки магнитных катушек у Т-15 будут сверхпроводящими. Это позволит значительно снизить потребление энергии.

Эксперименты на Т-15 и других "Токамаках", как надеются учёные, должны окончательно подтвердить осуществимость самоподдерживающейся реакции синтеза. Если всё пройдет удачно, то останется сделать последний шаг на пути к термоядерным электростанциям. На этом последнем этапе должен быть получен ответ на вопрос: что и как нужно сделать, чтобы собрать тепловую энергию нейтронов и, преобразовав её в электричество, направить на заводы.ю в города, сёла.

Освоить энергию ядерного синтеза, овладеть поистине неисчерпаемым источником энергии - это грандиозная задача. От успеха её решения зависит прогресс всего человечества. Стало быть, и решать эту задачу лучше сообща, силами всех стран, которые располагают необходимыми для этого научными и техническими возможностями. Особенно важно объединить усилия становится на нынешнем этапе исследований - этапе самом ответственном и, пожалуй, самом сложном, требующем огромных материальных затрат.

В 1978 году в Вене на заседании Международного агентства по атомной энергии выступил руководитель советской термоядерной программы академик Е. П. Велихов и от имени Советского правительства предложил специалистам ведущих стран вместе спроектировать и построить большой демонстрационный реактор-токамак. Значение этого выступления, как и выступления И. В. курчатова в 1956 году, трудно переоценить. Это шаг к новому этапу мирного сотрудничества в области термояда. Предложение было принято, и в состав участников строительства первого в истории международного термоядерного реактора вошли СССР, США, Япония и десять наиболее развитых стран западной европы. ИНТОР - такое название получил будущий реактор по первым буквам английского названия - International Tokamak Reactor.

Как же будет выглядеть ИНТОР?

Внешне он будет походить на своих предшественников из семейства "Токамаков" - Т-10, Т-15 и их зарубежных собратьев, отличаясь от них большими размерами. Объём плазмы в ИНТОРе будет примерно в 5 раз больше, чем в "Токамаках" нынешнего поколения, а, как мы уже знаем, это увеличивает вероятность зажигания термоядерной реакции. За 5-6 секунд плазму нагреют до температуры выше 100 млн. градусов. В течение 100 секунд в камере будет идти термоядерная реакция, выделяя энергию, равную той, что дают сегодня атомные реакторы средней мощности, - около 600 МВт. (Для сравнения напомню, что мощность первой АЭС составляла 5 МВт.) затем реакцию прервут, чтобы удалить из камеры продукты сгорания (в основном ядра гелия), которые загрязняют камеру. Потом снова впрыснут порцию термоядерного горючего, и цикл повторится.

Главная, пожалуй, особенность ИНТОРа состоит в том. что здесь впервые пройдут серьёзные испытания и элементы систем, позволяющих практически использовать энергию термоядерного синтеза. Такого рода системы называют "бланкетами" (от английского слова blanket - одеяло.) В простейшем случае бланкет представляет собой пустотелую оболочку, окружающую реактор, внутри которой циркулирует жидкость - скажем, та же вода. Нейтроны, рождающиеся в ходе реакции и несущие энергию термоядерного синтеза, будут поглощаться жидкостью и отдавать ей свою энергию, нагревая её. А дальше по привычной схеме, как в тепловых или атомных электростанциях: вода, нагреваясь превращается в пар, который приводи в движение турбину с электрогенератором.

Бланкет ИНТОРа должен помочь решить ещё одну важную задачу.

Мы уже говорили о том, что поначалу термоядерные реакторы будут работать на смеси дейтерия с тритием - для такой смеси температура зажигания требуется меньшая, чем для чистого дейтерия. Возникает вопрос: как же обстоит дело с ресурсами этого топлива? Что касается дейтерия. то он в изобилии имеется в морской воде, целый океан, не на один век хватит. А где взять тритий? В природе. как известно, его крайне мало.

Ядерная физика и здесь подсказала выход. Можно получить тритий искусственно от другого химического элемента, которого на земле вполне достаточно, - лития, облучая его нейтронами. И это очень важно, делать это можно в том же термоядерном реакторе. В этом-то и состоит вторая важная функция бланкета: помещённый в него литий будет перерабатываться в тритий.

Так что, по идее, реактор должен не только вырабатывать энергию, но и сам себя обеспечивать топливом, как это сейчас и происходит, кстати, в атомных электростанциях на быстрых нейтронах.

Штурм проблемы управляемого ядерного синтеза идёт сегодня широким фронтом. В последние годы получены обнадёживающие результаты и на других направлениях исследований. Можно назвать, в частности, такие варианты, как "лазерный термояд", когда термоядерное горючее нагревается со всех сторон мощными лазерными лучами. Или "электронный термояд". где вместо лучей лазера работают мощные пучки электронов.

Сейчас ещё рано говорить о том, как практически будут воплощены в жизнь эти идеи. "Токамаки" ближе всех подвели учёных к решению проблемы УТС. И именно на этом направлении концентрируются сегодня основные усилия и средства, которые приближают к овладению практически неисчерпаемым источником энергии.

Будущего. Ученые еще 60-70 лет назад искали способы боле дешевой энергии. Способ известен уже давно, но управлять энергией такой мощи и в наши дни остается невозможным. Речь идет о термоядерном синтезе. Управляемый термоядерный синтез - это синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения огромной энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородных бомбах), носит полностью управляемый характер.

Управляемый термоядерный синтез отличается от традиционной тем, что в последней используется реакция распада в ходе которой из тяжёлых ядер можно получить более лёгкие ядра. Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора (атомный реактор) в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико, это делает его экологически почти чистым.

Энергия, которая может выделиться в результате какой-то аварии, тоже сравнительно малая и не может привести к разрушению реактора. При этом в конструкции реактора есть несколько естественных препятствий, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка ктиостата должны быть полностью герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании большое внимание уделялось радиационной безопасности как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Термоядерный синтез, реакция изотопов водорода, в отличии от атомной реакции, термоядерная реакция - это реакция синтеза, в конечном итоге образуется гелий, а гелий образуется с выбросом колоссальной тепловой энергии. Термоядерный синтез возможно получить только в специальном устройстве которое называется токамаком (тороидальная камера с магнитными катушками), советский аналог - синхрофазотрон. Опыты по в области термоядерной энергетики начали проводится в советском союзе еще в 30-е годы прошлого века, но вопрос до сих пор не полностью решен.

Огромная тепловая энергия не управляемая, и используется только в термоядерном оружие. Проект первого в мире термоядерного реактора уже как 10 лет запущен, строительство началось во франции и по словам ученых первый управляемый термоядерный синтез мир увидит в 2026-ом году. Если удастся осуществить синтез, то скорее всего цены на электрическую энергию резко спадут, ведь для термоядерного синтеза нужна только вода...

Для сравнения скажем, что если 1 стакан воды подвергнуть термоядерному синтезу, то можно снабжать электроэнергией небольшой город в течении 1 дня! Вот какой мощью обладает вода! (точнее водород). Но кроме термоядерного синтеза есть еще несколько видов альтернативных способов получения электрической, но об этом вы можете узнать в этого обзора, спасибо за внимание - А. Касьян.

Обсудить статью УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Рис. 2. Принципиальная схема токамака.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

производится тритий и нет потери нейтрона.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Рис. 5.

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

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

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

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

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

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

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

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

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