1 стр. из 1

Чем больше человечество привыкает к тому, что оно живет в III тысячелетии, тем меньше задумываются люди о том, что же ждет цивилизацию в недалеком будущем. Оно и понятно — гипноз круглых дат действует не только на голливудских кинодеятелей, выпустивших на переломе веков целый мешок всяких «Армагеддонов» и «Последних дней». Достаточно вспомнить шумиху, связанную с пресловутой проблемой 2000 года или прогнозы Римского клуба, предрекавшие полный коллапс техногенной цивилизации. Оказалось, что все не так страшно — компьютеры успешно работают, а агентства экономической информации рапортуют: «Мировая экономика вышла из кризиса и успешно развивается».

И все же в предсказаниях Римского клуба есть много положений, отбросить которые невозможно при всем желании. Самые насущные экологические проблемы связаны с использованием в качестве топлива углеводородов, запасы которых не бесконечны. Катастрофически сокращаются лесные массивы, которые в основном и производят кислород, необходимый для жизни на планете. Только один автомобиль за час работы сжигает столько кислорода, сколько нужно человеку для дыхания на целый месяц! За тот же месяц обычные «жигули» уничтожают кислород, выработанный целым гектаром леса! А один реактивный самолет только на старте «съедает» 120 млн. л кислорода — столько, сколько вырабатывает за год небольшая роща. Взамен в атмосферу выбрасывается целый «букет» ядовитых продуктов горения — от углекислого газа до канцерогенных смол.

Совершенно ясно, что при нынешних темпах роста экономики никакие альтернативные источники энергии, несмотря на их экологическую чистоту, не способны заменить традиционную энергетику, краеугольным камнем которой остается сжигание органического топлива — нефти, угля и газа. По мере роста населения Земли нагрузка на биосферу планеты будет только возрастать, все ближе подходя к опасному пределу. О трудностях на пути разумного решения экологических проблем свидетельствуют хотя бы перипетии, связанные с ратификацией Киотского протокола, документа половинчатого и явно недостаточного.

В середине прошлого века, когда о подобных проблемах мало кто задумывался, с появлением атомных электростанций казалось, что проблема энергетического дефицита решена если не окончательно, то в большей мере. Ряд техногенных катастроф показал, что атомная энергетика порождает гораздо больше проблем, чем решает их. В первую очередь — это радиационное загрязнение окружающей среды (в случае Чернобыля — катастрофическое) и отсутствие приемлемых технологий переработки радиоактивных отходов. Тем не менее, в структуре современной энергетики АЭС играют достаточно серьезную роль, и отказаться от их использования сегодня невозможно. Но гораздо больше возможностей сулит овладение термоядерным синтезом, совершенно отличным от ранее применяемых способов получения энергии. На принципиальную возможность этого указывал «отец» советской водородной бомбы академик А.Д.Сахаров, основываясь на принципе вложенных магнитных поверхностей для удержания плазмы.

Работы по термоядерному синтезу велись в СССР весьма интенсивно. Непосредственное руководство группами Л.А.Арцимовича и М.А.Леонтовича осуществлял академик И.В.Курчатов, заявивший в марте 1958 г. на сессии Верховного Совета СССР: «С этой высокой трибуны мы, советские ученые, обращаемся к ученым всего мира с призывом направить и объединить усилия для того, чтобы в кратчайший срок осуществить управляемую термоядерную реакцию и превратить энергию синтеза ядер водорода из оружия разрушения в могучий, живительный источник энергии, несущий благосостояние и радость всем людям на Земле!». Как оказалось, этот оптимизм оказался преждевременным.

Что такое термоядерная реакция?

Реакция синтеза легких элементов (в первую очередь водорода и гелия) — фундаментальный механизм работы Солнца. Водород — самый распространенный элемент во Вселенной, поэтому никаких проблем с топливом звезды не испытывают. От недостатка водорода не будет страдать и энергетика будущего.

Для практического использования ядерной энергии интерес представляют реакция синтеза гелия из дейтрона и трития (изотопов водорода с атомной массой 2 и 3 соответственно), с выделением нейтрона и тепловой энергии (соответствующей температуре порядка 12000°). Для запуска этой реакции (как, впрочем, и для других) необходимы очень высокая температура, около 100000000° (!) и большая плотность рабочего тела, в данном случае смеси дейтерия и трития. При таких температурах рабочая смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительных ионов, взаимодействующих за счет коллективных электромагнитных полей.

В результате реакции синтеза гелия из дейтерия и трития высвобождается огромное количество энергии. Сегодня эта реакция представляется наиболее перспективной для воплощения в термоядерном реакторе.

Кроме высокой температуры, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго, и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют каналы потери энергии из плазмы, мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. Эти потери энергии можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы (определяемой как мощность потерь из единицы плазменного объема). Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы, и импульсные системы. В первом случае плотность плазмы невелика и эффективность работы достигается за счет большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, 1020 м-3 (это примерно в 105 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре). В импульсных системах необходимые условия достигаются за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача в этом направлении управляемого термоядерного синтеза заключается в снижении полной энергии взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор. Оба типа систем уже вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энергии, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов.

Топливный цикл термоядерного реактора

Первый из двух компонентов, участвующих в DT-реакции, дейтерий, стабильный, широко распространенный изотоп водорода. Например, в обычной воде содержится примерно 0.015% тяжелой воды D2O. В отличие от дейтерия, тритий не существует в природе. Поэтому тритий будет нарабатываться в самом реакторе из изотопов лития, Li6 и Li7, широко распространенных в природе. Термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться «зола» — инертный газ гелий. Он будет потреблять очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор мощностью 1 ГВт будет сжигать около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить половину будущих потребностей электроэнергии, то общее годовое потребление дейтерия и лития составит всего 1500 и 4500 т. При таком потреблении содержащегося в воде дейтерия хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией миллионы лет. Разведанные рудные запасы лития составляют 8–10*106 т. Только этих запасов хватит на многие сотни лет. Кроме того, литий содержится в морской воде общим количеством, превышающим примерно в тысячу раз разведанные рудные запасы. Оценки показывают, что затраты на производство топлива для термоядерной энергетики дают малый вклад в стоимость производимой энергии.

Таким образом, будущие термоядерные реакторы имеют достаточные запасы топлива для обеспечения потребностей человечества в энергии в течение многих сотен лет, а в случае некоторых реакций — и многих десятков тысяч лет. Термоядерная энергетика будет потреблять очень небольшое количество исходных материалов и не потребует развития широкомасштабного производства топлив. Сам топливный цикл будет использовать лишь малую часть производимой энергии и соответственно топливная составляющая в цене электроэнергии будет незначительна. Как исходные составляющие рабочей смеси, так и конечные продукты реакций не являются радиоактивными веществами и не требуют долговременного хранения. Эти обстоятельства выгодно отличают термоядерную энергетику как от обычных ядерных реакторов деления, так и электростанций, сжигающих органические топлива. Основная проблема осуществления управляемого термоядерного синтеза заключается в создании практичного устройства.

Системы для удержания плазмы. Магнитное удержание

Принцип магнитного удержания заключается в использовании сильного магнитного поля для изоляции горячей смеси от первой стенки реактора. При тех температурах, которые нужны для термоядерных реакций, реагирующая смесь полностью ионизована и состоит из заряженных частиц ионов и электронов, которые движутся независимо друг от друга с относительно редкими столкновениями между собой. Сила Лоренца, действующая на заряженную частицу в магнитном поле, заставляет ее вращаться по так называемой ларморовской окружности. Вдоль постоянного магнитного поля частица может двигаться свободно, и поэтому ее траектория в магнитном поле представляет собой спираль, навивающуюся на магнитную силовую линию. Увеличивая магнитное поле, можно уменьшить ларморовский радиус частицы и сделать его существенно меньшим размеров системы и, таким образом, воспрепятствовать разлету плазмы поперек магнитного поля. Для того, чтобы избежать продольных к магнитному полю потерь, можно либо замкнуть силовые линии, либо поставить на концах силовой линии специальные магнитные или электростатические «пробки» для заряженных частиц.

Вместе с частицами плазмы магнитное поле будет удерживать в ловушке и заряженные продукты реакций. В случае DT-реакций это альфа-частицы. Охлаждаясь при столкновениях с частицами основной плазмы, быстрые заряженные частицы будут передавать свою энергию плазме. Это открывает возможность получать режимы с самоподдерживающимся термоядерным горением, при котором потери энергии из ловушки компенсируются термоядерным нагревом плазмы. За прошедшие годы было изобретено и проверено в эксперименте большое количество различных устройств для удержания горячей плазмы. Некоторые системы показали себя неработоспособными с самых первых экспериментов. Многие из систем потребовали многих лет исследований, прежде чем стало ясно, что они проигрывают своим более успешным конкурентам. Среди «выживших» систем для магнитного удержания плазмы в настоящее время лидируют ТОКАМАКи.

ТОКАМАК

Слово «ТОКАМАК» — сокращение слов ТОроидальная, КАмера, МАгнитные Катушки, которые описывают основные элементы этой магнитной ловушки, изобретенной А.Д.Сахаровым в 1950 г. Основное магнитное поле в тороидальной камере, содержащей горячую плазму, создается тороидальными магнитными катушками. Силовые линии магнитного поля образуют в ТОКАМАКе замкнутые, вложенные друг в друга тороидальные магнитные поверхности. Ток в плазме поддерживается вихревым электрическим полем, создаваемым первичной обмоткой индуктора. При этом плазменный виток играет роль вторичной обмотки. Очевидно, что индукционное поддержание тока в ТОКАМАКе ограничено запасом потока магнитного поля в первичной обмотке и возможно лишь в течение конечного времени. Кроме тороидальных катушек и первичной обмотки индуктора, в ТОКАМАКе должны быть полоидальные обмотки, которые нужны для поддержания равновесия плазмы и контроля ее положения в камере. Токи, текущие в полоидальных катушках, создают электромагнитные силы, действующие на плазменный ток и регулирующие положение в камере и форму сечения плазменного шнура.

Первый ТОКАМАК был построен в России в Институте атомной энергии им.И.В.Курчатова в 1956 г. Десять лет напряженных исследований и усовершенствований этого устройства привели к существенному прогрессу в плазменных параметрах ТОКАМАКов. В семидесятые года были построены ТОКАМАКи следующего поколения, на которых были разработаны методы дополнительного нагрева плазмы и разработаны системы управления плазмой.

В начале 80-х гг. в строй вошло третье поколение ТОКАМАКов — машин с большим радиусом тора 2–3 м и плазменным током в несколько МА. Были построены пять таких машин: JET и TORUS-SUPRA в Европе,JT60-U в Японии, TFTR — в США и Т-15 в СССР, имеющие сверхпроводящие магнитные катушки, подобные тем, которые будут нужны в ТОКАМАКе-реакторе. Основная физическая задача машин этого поколения заключалась в исследовании удержания плазмы с термоядерными параметрами, уточнении предельных плазменных параметров, получении опыта работы с дивертором и др. Технологические задачи включали в себя: разработку сверхпроводящих магнитных систем, способных создавать поле с индукцией до 5 Тл в больших объемах, разработку систем для работы с тритием, приобретение опыта снятия высоких потоков тепла, разработку систем для дистанционной сборки и разборки внутренних узлов установки, совершенствование плазменных диагностик и др.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага — первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

ИТЭР

ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус — 7–8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1–1,5 ГВт. В 1998 г. был закончен инженерный проект ТОКАМАК-реактора ИТЭР. Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАК-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием.

Схематический разрез ИТЭР

ИТЭР будет обладать уже всеми основными чертами ТОКАМАК-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены такие потоки нейтронов, которые позволят провести ядерно-технологические испытания материалов.

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

Безопасность термоядерных реакторов

В отличие от реактора деления, поддержание положительного баланса энергии в термоядерном реакторе требует постоянного и деликатного управления плазмой и точно синхронизированной работы всех основных систем реактора. Например, в реакторе-ТОКАМАКе отказ почти любой из его систем приводит либо к потере устойчивости плазмы, либо загрязнению ее примесями с последующим ее охлаждением, либо к потере равновесия плазмы и ее срыву. Как следствие, будет нарушен баланс энергии в плазме и термоядерное горение прекратится. Трудность осуществимости управляемой термоядерной реакции играет положительную роль с точки зрения безопасности реактора. В любом из известных устройств для управляемого термоядерного синтеза термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности без последующего срыва плазмы и прекращения реакций. Таким образом, термоядерным реакторам присуща внутренняя безопасность. Тем не менее, в процессе работы реактора в нем накапливаются радиоактивные элементы, которые могут представлять известную радиационную опасность для персонала, населения и окружающей среды. Термоядерное топливо (D, Li), как и конечный продукт реакций (He), не радиоактивны. Радиоактивными являются промежуточные продукты реакций. В реакторе, использующем DT-реакции, существуют два принципиальных источника радиоактивности. Во-первых, это тритий, который участвует в топливном цикле реактора (период полураспада — 12,3 года). Тритий, хотя и не создает проблем с точки зрения долговременного захоронения радиоактивных отходов, представляет радиационную опасность для персонала и населения в случае аварии и утечки трития. Энергия электронов, испускаемых тритием, довольно мала, и поверхность кожи хорошо защищает организм, однако тритий может попасть в организм человека, проникнув через кожу, в результате вдыхания или с водой (отметим, что обмен веществ вынесет его через десять-двадцать дней, и поэтому тело будет получать дозу в течение ограниченного времени).

Неприятной особенностью трития является его мобильность. Он быстро распространяется в атмосфере с потоками воздуха или, попав в воду, с потоками воды. По этой причине для удержания трития принимаются специальные меры. Чтобы не допустить выброса трития в атмосферу, здания реактора и других цехов, содержащий тритий, проектируются таким образом, что они не допускают утечки трития даже в случае его потерь из реактора и топливных циклов. Энергия, содержащаяся в самом термоядерном реакторе, мала и не может привести к разрушению здания в случае аварии реактора.

Второй источник радиоактивности — это активация нейтронами конструкционных материалов. В результате облучения первой стенки нейтронами в ней могут образовываться и накапливаться радиоактивные продукты реакций. Уменьшение активации стенки может быть достигнуто за счет выбора подходящих материалов и устранения из них примесей, которые могут давать долгоживущие радиоактивные изотопы.

Подробный анализ возможных выбросов трития и радиоактивных материалов первой стенки в процессе работы термоядерного реактора был выполнен для проекта экспериментального реактора ИТЭР. Ожидается, что работа установки при незначительных поломках оборудования будет сопровождаться суммарной утечкой трития на уровне 1 г трития и 0,5 г продуктов активации первой стенки в год. Максимально возможный выброс зависит от масштаба аварии.

Таким образом, термоядерный реактор должен иметь надежный барьер для удержания хотя и относительно небольшой, но присущей ему радиоактивности. Сравнение безопасности термоядерного реактора с безопасностью реактора деления той же мощности показывает, что в случае термоядерного реактора этот барьер должен гарантировать снижение уровня радиоактивности за барьером только на один порядок величины. В случае реактора деления той же мощности барьеры должны гарантировать снижение на шесть-семь порядков. Или, иными словами, термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 ГВт с точки зрения радиационной опасности эквивалентна реактору деления мощностью 1 КВт (мощность типичного университетского исследовательского реактора).

Термоядерный реактор к 2010 году?

Термоядерная энергетика — это потенциальный кандидат для базовой энергетики будущего. Термояд имеет практически неограниченные запасы топлива и других материалов, используемых при производстве энергии. Существует принципиальная возможность создания низкоактивируемых конструкционных материалов, которые будут «остывать» за время нескольких десятков лет и затем смогут быть переработаны и использованы вновь. Безопасность термоядерного реактора на много порядков превосходит безопасность ядерных электростанций деления.

Основным недостатком термоядерных реакторов является технологическая сложность осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции. Системы с магнитным удержанием требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек, глубокого вакуума и чистоты стенок реактора, умения утилизировать высокие тепловые и нейтронные потоки, дистанционного обслуживания реактора. Импульсные же системы требуют развития эффективных драйверов-облучателей, способных сконцентрировать мощности свыше 1014Вт/см² и равномерно облучать миллиметровые мишени, изготовленные с большой точностью.

Почти во всех направлениях происходит непрерывный и уверенный прогресс. ТОКАМАКи уже показали принципиальную возможность стать прототипом магнитного термоядерного реактора. Не вызывает сомнений, что установка следующего поколения достигнет условий зажигания и будет производить термоядерную мощность на уровне 1 ГВт. Проект международного реактора-ТОКАМАКа ИТЭР показал, что такая машина может быть построена при современном уровне развития технологии и будет способна провести физические и ядерно-технологические испытания, необходимые для создания первой опытной термоядерной электростанции. Ожидается, что ИТЭР начнет работу в 2010–2011гг. и закончит свою программу к 2030–2031 гг. К этому времени может быть построена и первая опытная термоядерная электростанция на основе ТОКАМАКа.

Именно к этому времени возникнет необходимость замены нынешнего энергетического носителя — органических топлив. К середине следующего века ожидается появление серьезных покупателей ядерной, и в том числе термоядерной энергетики. Пока же термоядерная программа развивается за счет государственного финансирования, которое составляет в сумме по всем странам около $1,2–1,3 млрд. в год.

Полная или частичная перепечатка материалов - только разрешения администрации!