РОЗДІЛ 15. Термоядерна енергія

Одним з перспективних джерел енергії, на думку більшості фахівців, є термоядерна енергія. Однак здійснити цю реакцію досить непросто: вона почнеться лише в тому випадку, якщо ядра атомів зблизяться настільки, що виникнуть сили ядерного притягання (так званого сильної взаємодії). Ця відстань на п'ять порядків менше розмірів атома, і, поки електрони залишаються на своїх орбітах, вони не дозволять ядрам атомів зблизитися. Та й самі ядра до початку сильної взаємодії розштовхуються кулонівськими силами.

У результаті ядерної реакції змінюється будова атомного ядра. Тому при розпаді важких ядер (у реакції розподілу) або, навпаки, при злитті легких ядер (у реакціях синтезу), коли утворюються ядра елементів середньої маси, виділяється величезна кількість енергії.

Термоядерні реакції синтезу є джерелом енергії зірок. Найближча до нас зірка - Сонце - це природній термоядерний реактор, який уже багато мільярдів років постачає енергією життя на Землі. Зі штучно створених людиною ядерних реакторів можна відзначити, створений в 1997 році - Європейський токамак, на якому було близько 16 МВт термоядерної потужності.

У перших термоядерних реакторах, які поки перебувають у стадії відпрацьовування й досліджень, передбачається використання реакції синтезу дейтерію із тритієм D + Т = Не + n, у результаті якої утворюється ядро гелію, Не, і нейтрон. Необхідна умова для того, щоб така реакція пішла: це досягнення високої температури суміші (приблизно сто мільйонів градусів). Тільки в цьому випадку реагуючі частки можуть подолати електростатичне відштовхування й при зіткненні можуть на короткий час, наблизитися друг до друга на відстань, при якому можлива ядерна реакція. При такій температурі суміш ізотопів водню повністю іонізується й перетворюється в плазму – суміш електронів і іонів. Крім високої температури, для позитивного виходу енергії потрібно, щоб час життя плазми t, помножене на щільність реагуючих іонів n, було досить велике. Основна фізична проблема, з якої зіштовхнулися дослідники на перших кроках на шляху до термоядерного синтезу - це різні плазмові нестійкості, що приводять до її турбулентності. Саме вони скорочували час життя в перших установках до величини на багато порядків менше очікуваної й не дозволяли досягти необхідної величини виходу корисної енергії. Сьогодні існують два принципові підходи до створення термоядерних реакторів, і поки не ясно, який підхід виявиться найбільш вигідним.

У так званому інерційному термоядерному синтезі трохи міліграм дейтериєво-тритиевої суміші стискуються оболонкою, що прискорюється за рахунок реактивних сил, що виникають при випарі оболонки за допомогою потужного лазерного або рентгенівського випромінювання. Енергія виділяється у вигляді мікровибуху, коли в процесі стиску в суміші дейтерію із тритієм досягаються необхідні умови для термоядерного горіння. Обмеження на ступінь стиску пов'язані з невеликою, але завжди існуючою неоднорідністю падаючого на оболонку випромінювання й з несиметрією самої мішені, яка ще й наростає в процесі стиску через розвиток нестійкостей. У результаті з'являється якась критична маса мішені й, отже, критична енергія, яку потрібно вкласти оболонку для її розгону й одержання позитивного виходу енергії. Відповідно до сучасних теорій, у мішень із масою палива близько 5 міліграм і радіусом 1-2 міліметра, потрібно вкласти близько 2 МДж за час 510-4 -510-7 с. При цьому енергія мікровибуху буде на рівні всього 54108 Дж (еквівалентно близько 100 кг звичайної вибухівки) і може бути легко утримана досить міцною камерою. Передбачається, що майбутній термоядерний реактор буде працювати в режимі послідовних мікровибухів із частотою в трохи герц, а виділювана в камері енергія буде зніматися теплоносієм і використовуватися для одержання електроенергії. Інший напрямок у керованому термоядерному синтезі - це термоядерні реактори, що використовують магнітне втриманні плазми. Магнітне поле використовується для ізоляції гарячої дейтериево-тритиєвої плазми від контакту зі стінкою. На відміну від інерційних реакторів магнітні термоядерні реактори - це стаціонарні пристрої з відносно низьким об'ємним виділенням енергії й відносно більшими розмірами. За 40 років термоядерних досліджень були запропоновані різні системи для магнітного втримання, серед яких зараз лідируюче положення займає реактор, що одержав назва - "Токомак". Спрощена схема пристрою цього реактора показано на Рис. 15.1. На цьому Рис.: 1 - витки; 2 - плазма; 3 - тороїдальні котушки; 4 - індуктор.

Рис. 15.1. Пристрій термоядерного реактора "Токомак"

В основі реактора цього типу перебуває тороїдальна камера, надягнута на сердечник трансформатора, ця камера є вторинною обмоткою трансформатору. Камери заповнюється сумішшю газів, що містять ті атоми, які будуть брати участь у синтезі. Потім по первинній обмотці трансформатора пропускають імпульс струму, достатній для того, щоб у вторинній "обмотці" (тобто в камері з газом) відбувся електричний пробій і почав протікати струм. Струм, що тече по плазмі; створює своє магнітне поле, яке стискає плазму, збільшуючи її температуру. Але цього ще недостатньо для досягнення необхідного нагрівання, оскільки з ростом температури опір плазми й виділення тепла зменшуються. Тому плазму треба нагрівати додатково. Це додаткове нагрівання може досягатися електромагнітним випромінюванням частотою від 10 МГц до 10 ГТц, або потоком нейтральних атомів з високою енергією - близько 0,1 МЕВ або стиском зовнішнім змінним магнітним полем.

У токамаці гаряча плазма має форму тора й утримується від контакту зі стінкою робочої камери, за допомогою магнітного поля створюваного як зовнішніми магнітними котушками, так і струмом, що протікають по самій плазмі. Для запобігання енергетичних витрат на підтримку магнітного поля, воно створюється в реакторі надпровідними магнітами. Така технологія вже є - один з найбільших експериментальних токамаків, T-1S, побудований кілька років назад у Росії, використовує надпровідні магніти для створення магнітних полів.

Передбачається, що в робочому режимі реактор буде працювати в режимі само підгримуючого термоядерного горіння, при якому висока температура плазми забезпечується за рахунок нагрівання плазми зарядженими продуктами реакції альфа-частинками (іонами Не). Для цього, потрібно мати час утримання енергії в плазмі не менше 5 с. Великий час життя плазми в токамаках і інших стаціонарних системах досягається за рахунок їх розмірів, і тому існує якийсь критичний розмір реактора. Оцінки показують, що само підтримуюча реакція і токамаці можлива в тому випадку, якщо великий радіус плазмового тора буде 7- 9 м. Відповідно, токамак-реактор буде мати повну теплову потужність на рівні 1 ГВт.

До переваг цього типу реакторів ставиться наступне. Токамак не виділяє ніяких шкідливих речовин - ні хімічних, ні радіоактивних. У випадку аварії токамака він менш небезпечний, ніж атомний реактор, і не набагато більш небезпечний, ніж станція на куті.

Однієї з важливих проблем токамаку є забезпечення чистоти плазми, тому що домішки, що попадають у плазму, припиняють реакцію. Попадають вони в плазму зі стінок камери, тому що робочі речовини, що запускаються в обсяг, можна очистити, а стінка камери працює в таких умовах, що виникає проблема - із чого зробити. Усе, що виходить із плазми (нейтрони, протони, іони й електромагнітне випромінювання в діапазоні від інфрачервоного до гамма-променів), руйнує стінку, продукти руйнування попадають у плазму. Деякий час більший надії покладали на вуглецеві матеріали й композити на основі карбідів, боридів і нітридів. Розглядалися пористі й профільовані (з ребрами або голками) стінки. І взагалі, важко сказати, що не розглядалося, але в підсумку в якості матеріалу стінок зараз обраний бериллій.

Незважаючи на більші успіхи, досягнуті в цьому напрямку, термоядерним реакторам має бути ще пройти великий шлях перш, ніж буде побудований перший комерційний термоядерний реактор.