Жизненный цикл ядерного топлива на основе урана или плутония начинается на добывающих предприятиях, химических комбинатах, в газовых центрифугах, и не заканчивается в момент выгрузки тепловыделяющей сборки из реактора, поскольку каждой ТВС предстоит пройти долгий путь утилизации, а затем и переработки.
Добыча сырья для ядерного топлива
Уран - самый тяжёлый металл на земле. Около 99,4% земного урана приходится на уран-238, и всего 0,6% - на уран-235. В докладе Международного агентства по атомной энергии под названием «Красная книга» содержатся данные о росте объёмов добычи и спроса на уран, несмотря на аварию на АЭС «Фукусима-1», которая заставила многих задуматься о перспективах ядерной энергетики. Только за последние несколько лет разведанные запасы урана выросли на 7%, что связано с открытием новых месторождений. Самыми крупными производителями остаются Казахстан, Канада и Австралия, они добывают до 63% мирового урана. Кроме этого запасы металла имеются в Австралии, Бразилии, Китае, Малави, России, Нигере, США, Украине, КНР и других странах. Ранее Пронедра писали, что за 2016 год в РФ было добыто 7,9 тысячи тонн урана.
В наши дни уран добывают тремя разными способами. Не теряет своей актуальности открытый метод. Он используется в тех случаях, когда залежи находятся близко к поверхности земли. При открытом способе бульдозеры создают карьер, затем руда с примесями грузится в самосвалы для транспортировки на перерабатывающие комплексы.
Часто рудное тело залегает на большой глубине, в таком случае используется подземный способ добычи. Вырывается шахта глубиной до двух километров, породу, путём сверления, добывают в горизонтальных штреках, перевозят наверх в грузовых лифтах.
Смесь, которая таким образом вывозится наверх, имеет множество составляющих. Породу необходимо измельчить, разбавить водой и удалить лишнее. Далее в смесь добавляют серную кислоту для проведения процесса выщелачивания. В ходе этой реакции химики получают осадок солей урана жёлтого цвета. Наконец, уран с примесями очищается на аффинажном производстве. Только после этого получается закись-окись урана, которой и торгуют на бирже.
Есть гораздо более безопасный, экологически чистый и экономически выгодный способ, который называют скважинным подземным выщелачиванием (СПВ).
При этом методе разработки месторождений территория остаётся безопасной для персонала, а радиационный фон соответствует фону в крупных городах. Чтобы добыть уран с помощью выщелачивания, необходимо пробурить 6 скважин по углам шестиугольника. Через эти скважины в залежи урана закачивают серную кислоту, она смешивается с его солями. Этот раствор добывают, а именно выкачивают через скважину в центре шестиугольника. Чтобы добиться нужной концентрации солей урана, смесь по нескольку раз пропускают через сорбционные колонны.
Производство ядерного топлива
Производство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана.
В это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие.
Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские - с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 - с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов.
Например, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана. Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана.
Затраты на производственные процессы в %
Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием.
Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС.
Особенности транспортировки ТВЭЛов
Природный уран характеризуются низким уровнем радиоактивности, однако перед производством ТВС металл проходит процедуру обогащения. Содержание урана-235 в природной руде не превышает 0,7%, а радиоактивность составляет 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана.
В урановых таблетках, которые помещаются в ТВС, находится уран с концентрацией урана-235 5%. Готовые ТВС с ядерным топливом перевозятся в специальных металлических контейнерах высокой прочности. Для транспортировки используется железнодорожный, автомобильный, морской и даже воздушный транспорт. В каждом контейнере размещают по две сборки. Перевозка не облучённого (свежего) топлива не представляет радиационной опасности, поскольку излучение не выходит за пределы циркониевых трубок, в которые помещаются прессованные таблетки из урана.
Для партии топлива разрабатывается специальный маршрут, груз перевозится в сопровождении охранного персонала производителя или заказчика (чаще), что связано прежде всего с дороговизной оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зафиксировано ни одной транспортной аварии с участием ТВС, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к жертвам.
Топливо в активной зоне реактора
Единица ядерного топлива - ТВЭЛ - способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично.
Полностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего.
ТВС после атомной станции
Уран, который отработал в ядерном реакторе, называется облучённым или выгоревшим. А такие ТВС - отработавшим ядерным топливом. ОЯТ позиционируется отдельно от радиоактивных отходов, поскольку имеет как минимум 2 полезных компонента - это невыгоревший уран (глубина выгорания металла никогда не достигает 100%) и трансурановые радионуклиды.
В последнее время физики стали использовать в промышленности и медицине радиоактивные изотопы, накапливающиеся в ОЯТ. После того как топливо отработает свою кампанию (время нахождения сборки в активной зоне реактора в условиях работы на номинальной мощности), его отправляют в бассейн выдержки, затем в хранилище непосредственно в реакторном отделении, а после этого - на переработку или захоронение. Бассейн выдержки предназначен для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения, поскольку ТВС после извлечения из реактора остаётся опасной.
В США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляют на повторную переработку. Другие страны, среди них и Россия, работают над замкнутым топливным циклом. Он позволяет существенно сократить расходы на производство ядерного топлива, поскольку повторно используется часть ОЯТ.
Топливные стержни растворяются в кислоте, после чего исследователи выделяют из отходов плутоний и неиспользованный уран. Около 3% сырья эксплуатировать повторно невозможно, это высокоактивные отходы, которые проходят процедуры битумирования или остекловывания.
Из отработавшего ядерного топлива можно получить 1% плутония. Этот металл не требуется обогащать, Россия использует его в процессе производства инновационного MOX-топлива. Замкнутый топливный цикл позволяет сделать одну ТВС дешевле приблизительно на 3%, однако такая технология требует больших инвестиций на строительство промышленных узлов, поэтому пока не получила широкого распространения в мире. Тем не менее, топливная компания «Росатома» не прекращает исследования в этом направлении. Недавно Пронедра писали, что в Российской Федерации работают над топливом, способным в активной зоне реактора утилизировать изотопы америция, кюрия и нептуния, которые входят в те самые 3% высокорадиоактивных отходов.
Производители ядерного топлива: рейтинг
- Французская компания Areva до недавнего времени обеспечивала 31% мирового рынка тепловыделяющих сборок. Фирма занимается производством ядерного топлива и сборкой комплектующих для АЭС. В 2017 году Areva пережила качественное обновление, в компанию пришли новые инвесторы, а колоссальный убыток 2015 года удалось сократить в 3 раза.
- Westinghouse - американское подразделение японской компании Toshiba. Активно развивает рынок в восточной Европе, поставляет тепловыделяющие сборки на украинские АЭС. Вместе с Toshiba обеспечивает 26% мирового рынка производства ядерного топлива.
- Топливная компания ТВЭЛ госкорпорации «Росатом» (Россия) расположилась на третьем месте. ТВЭЛ обеспечивает 17% мирового рынка, имеет десятилетний портфель контрактов на 30 млрд долларов и поставляет топливо на более чем 70 реакторов. ТВЭЛ разрабатывает ТВС для реакторов ВВЭР, а также выходит на рынок ядерных установок западного дизайна.
- Japan Nuclear Fuel Limited , по последним данным, обеспечивает 16% мирового рынка, поставляет ТВС на большую часть ядерных реакторов в самой Японии.
- Mitsubishi Heavy Industries - японский гигант, который производит турбины, танкеры, кондиционеры, а с недавних пор и ядерное топливо для реакторов западного образца. Mitsubishi Heavy Industries (подразделение головной компании) занимается строительством ядерных реакторов APWR, исследовательской деятельностью вместе с Areva. Именно эта компания выбрана японским правительством для разработки новых реакторов.
Исследователи из Массачусетского технологического института (MIT) совместно с коллегами из США и Брюсселя разработали новый тип термоядерного топлива. С его помощью можно получить в десять раз больше энергии, чем из всех существующих образцов. Новое топливо содержит три вида ионов — частиц, заряд которых изменяется в зависимости от потери или приобретения электрона. Для изучения топлива используется токамак — тороидальная камера для магнитного удержания плазмы, создающая условия для управляемого термоядерного синтеза . Эксперименты с новинкой проводятся на базе токамака Alcator C-Mod , принадлежащего MIT, который обеспечивает наивысшее напряжение магнитного поля и давление плазмы во время испытаний.
Секрет нового топлива
Alcator C-Mod последний раз был запущен еще в сентябре 2016 года, но данные, полученные в результате проведенных экспериментов, были расшифрованы лишь недавно. Именно благодаря им ученым и удалось разработать новый, уникальный тип термоядерного топлива, значительно увеличивающего энергию ионов в плазме. Результаты были настолько обнадеживающими, что исследователи, работающие на Объединенном европейском торе (JET , еще один современный токамак) в Оксфордшире, США, провели собственный эксперимент и достигли такого же увеличения выработки энергии. Исследование, в котором подробно изложены результаты работы, было недавно опубликовано в Nature Physics .
Ключом к повышению эффективности ядерного топлива было добавление незначительного количества гелия-3 — стабильного изотопа гелия, который вместо двух нейтронов обладает лишь одним. Ядерное топливо, используемое в Alcator C-Mod, ранее содержало только два типа ионов, ионы дейтерия и водорода. Дейтерий, стабильный изотоп водорода с одним нейтроном ядре (у обычного водорода нейтронов нет совсем), занимает порядка 95% от общего состава топлива.
Исследователи из Центра плазмы и синтеза MIT (PSFC) использовали радиочастотный нагрев для того, чтобы воспламенить топливо, удерживаемое в форме суспензии промышленными магнитами. Этот метод основан на использовании антенн вне токамака, которые воздействуют на топливо с помощью радиоволн определенных частот. Они калибруются так, чтобы поражать лишь материал, количество которого в суспензии меньше всех прочих (в данном случае это водород). Водород обладает лишь малой долей от общей плотности топлива, а потому фокусировка радиочастотного нагрева на его ионах позволяет достичь экстремально высоких температур. Возбужденные ионы водорода затем взаимодействуют с ионами дейтерия, и полученные в результате из взаимодействия частицы бомбардируют наружную оболочку реактора, выделяя огромное количество тепла и электроэнергии.
А что же гелий-3 ? В новом топливе его меньше 1%, но именно его ионы играют решающую роль. Сфокусировав радиочастотный нагрев на столь незначительном количестве вещества, исследователи подняли энергию эонов до уровня мегаэлектроноволь (МэВ). Электроновольт — это количество энергии, полученное\потерянное в результате перехода электрона от одной точки электрического потенциала на уровень в 1 вольт выше. До сих пор мегаэлектронвольты в экспериментах с термоядерным топливом были лишь пределом мечтаний ученых — это на порядок больше, чем энергия всех образцов, полученных до сих пор.
Токамак: исследование термоядерных реакций
Alcatre C-Mod и JET представляют собой экспериментальные камеры термоядерного синтеза с возможностью достижения тех же плазменных давлений и температур, которые потребуются в полномасштабном реакторе синтеза. Стоит отметить, впрочем, что они меньше по размерам и не дают того, что исследователи называют «активированным синтезом» — синтеза, энергия которого напрямую преобразуется в энергию, которую можно использовать для других нужд. Тонкая настройка состава топлива, частоты радиоволн, магнитных полей и других переменных в этих экспериментах позволяют исследователям тщательно выбрать наиболее эффективный процесс синтеза, который потом можно будет воспроизвести в промышленном масштабе.
Как уже было сказано, американским ученым, работающим на JET, удалось не просто достичь тех же результатов, но и сравнить их с работой западных коллег, в результате чего научное сообщество получило уникальные данные измерений различных свойств невероятно сложных реакций, происходящих в перегретой плазме. В MIT исследователи использовали метод получения изображений реакции с помощью фазово-контрастной микроскопии , благодаря которому фазы электромагнитных волн трансформируются в контраст интенсивности. В свою очередь, ученые JET обладали возможностью более точно измерять энергию полученных частиц, и в результате картина того, что происходит во время реакций синтеза, получилась наиболее полной.
Ядерный синтез: революция в энергетике
Что это значит для нас с вами? Как минимум значительный прорыв в технологической сфере. Ядерный синтез, поставленный на нужды промышленности, может произвести революцию в производстве энергии. Его энергетический потенциал невероятно высок, а топливо состоит из самых распространенных элементов в Солнечной системе — водорода и гелия. К тому же, после сгорания термоядерного топлива не образуется опасных для экологии и человека отходов.
Как отмечает Nature , результаты этих экспериментов также помогут астрономам лучше понять роль гелия-3 в солнечной активности — ведь солнечные вспышки, несущие угрозу для земной энергетики и околоземных спутников, есть ни что иное, как результат протекания термоядерной реакции с колоссальным тепловым и электромагнитным излучением.
Принцип работы и устройство ТЯРД
В настоящее время предложены 2 варианта конструкции ТЯРД:
ТЯРД на основе термоядерного реактора с магнитным удержанием плазмы
В первом случае принцип действия и устройство ТЯРД выглядят следующим образом: основной частью двигателя является реактор, в котором происходит управляемая реакция термоядерного синтеза. Реактор представляет собой полую «камеру» цилиндрической формы, открытую с одной стороны, т. н. установку термоядерного синтеза схемы «открытая ловушка» (также именуемую «магнитная бутылка» или пробкотрон). «Камера» реактора вовсе не обязательно (и даже нежелательно) должна быть цельно-герметичной, скорее всего она будет представлять собой легкую размеростабильную ферму, несущую катушки магнитной системы. В настоящее время наиболее перспективной считается схема т. н. «амбиполярного удержания» или «магнитных зеркал» (англ. tandem mirrors ), хотя возможны и другие схемы удержания: газодинамические ловушки, центробежное удержание, обращенное магнитное поле (FRC). По современным оценкам, длина реакционной «камеры» составит от 100 до 300 м при диаметре 1-3 м. В камере реактора создаются условия, достаточные для начала термоядерного слияния компонентов выбранной топливной пары (температуры порядка сотен миллионов градусов, факторы критерия Лоусона). Термоядерное топливо - предварительно нагретая плазма из смеси топливных компонентов - подаётся в камеру реактора, где и происходит постоянная реакция синтеза. Генераторы магнитных полей (магнитные катушки той или иной конструкции), окружающие активную зону, создают в камере реактора поля большой напряжённости и сложной конфигурации, которые удерживают высокотемпературную термоядерную плазму от соприкосновения с конструкцией реактора и стабилизируют происходящие в ней процессы. Зона термоядерного «горения» (плазменный факел) формируется по продольной оси реактора. Полученная плазма, направляемая магнитными управляющими системами, истекает из реактора через сопло, создавая реактивную тягу.
Следует отметить возможность «многорежимной» работы ТЯРД. Путем впрыска в струю плазменного факела относительно холодного вещества можно резко повысить общую тягу двигателя (за счет снижения удельного импульса), что позволит кораблю с ТЯРД эффективно маневрировать в гравитационных полях массивных небесных тел, например больших планет, где зачастую требуется большая общая тяга двигателя. По общим оценкам, ТЯРД такой схемы может развивать тягу от нескольких килограммов вплоть до десятков тонн при удельном импульсе от 10 000сек до 4 млн.сек. Для сравнения, показатель удельного импульса наиболее совершенных химических ракетных двигателей - порядка 450 сек.
ТЯРД на основе систем инерционного синтеза (импульсный термоядерный реактор)
Двигатель второго типа - инерциальный импульсный термоядерный двигатель. В таком реакторе управляемая термоядерная реакция проходит в импульсном режиме (доли мкс с частотой 1-10Гц), при периодическом обжатии и разогреве микромишеней, содержащих термоядерное топливо. Первоначально предполагалось использовать лазерно-термоядерный двигатель (ЛТЯРД). Такой ЛТЯРД предлагался, в частности, для межзвёздного автоматического зонда в проекте «Дедал» . Главной его частью является реактор, работающий в импульсном режиме. В сферическую камеру реактора подаётся термоядерное топливо (например, дейтерий и тритий) в виде мишеней - сложной конструкции сфер из смеси замороженных топливных компонентов в оболочке диаметром несколько миллиметров. На внешней части камеры находятся мощные - порядка сотен тераватт - лазеры , наносекундный импульс излучения которых через оптически прозрачные окна в стенах камеры попадает на мишень. При этом на поверхности мишени мгновенно создается температура более 100 млн градусов при давлении порядка миллиона атмосфер - условия, достаточные для начала термоядерной реакции. Происходит термоядерный микровзрыв мощностью в несколько сотен килограммов в тротиловом эквиваленте. Частота таких взрывов в камере в проекте «Дедал» - порядка 250 в секунду, что требовало подачи топливных мишеней со скоростью более 10 км/с при помощи ЭМ-пушки. Расширяющаяся плазма вытекает из открытой части камеры реактора через сопло соответствующей конструкции, создавая реактивную тягу. В настоящее время уже теоретически и практически доказано, что лазерный метод обжатия/разогрева микромишеней является тупиковым - в том числе практически невозможно построить лазеры такой мощности с достаточным ресурсом. Поэтому в настоящее время для инерциального синтеза рассматривается вариант с ионно-пучковым обжатием/нагревом микромишеней, как более эффективный, компактный и с гораздо большим ресурсом.
И тем не менее, есть мнение, что ТЯРД на инерциально-импульсном принципе слишком громоздок из-за очень больших циркулирующих в нём мощностей, при худшем, чем у ТЯРД с магнитным удержанием, удельном импульсе и тяге, что вызвано импульсно-периодическим типом его действия. Идеологически к ТЯРД на инерциально-импульсном принципе примыкают взрыволеты на термоядерных зарядах типа проекта «Орион» .
Типы реакций и термоядерное топливо
ТЯРД может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива. В частности, на настоящее время принципиально осуществимы следующие типы реакций:
Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)
2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ
Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты относительно дёшевы. Недостаток её - весьма большой выход нежелательной (и бесполезной для прямого создания тяги) нейтронной радиации, уносящей большую часть мощности реакции и резко снижающей КПД двигателя. Тритий радиоактивен, период его полураспада - около 12 лет, то есть его долговременное хранение невозможно. В то же время, возможно окружить дейтериево-тритиевый реактор оболочкой, содержащий литий: последний, облучаясь нейтронным потоком, превращается в тритий, что в известной степени замыкает топливный цикл, поскольку реактор работает в режиме размножителя (бридера). Таким образом, топливом для D-T- реактора фактически служат дейтерий и литий.
Реакция дейтерий + гелий-3
2 H + 3 He = 4 He + p. при энергетическом выходе 18,3 МэВ
Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3, кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Хотя энергетический выход реакции D-T выше, реакция D- 3 He имеет следующие преимущества:
Сниженный нейтронный поток, реакцию можно отнести к «безнейтронным»,
Меньшая масса радиационной защиты,
Меньшая масса магнитных катушек реактора.
При реакции D- 3 He в форме нейтронов выделяется всего около 5 % мощности (против 80 % для реакции D-T).Около 20 % выделяется в форме рентгеновского излучения. Вся остальная энергия может быть непосредственно использована для создания реактивной тяги. Таким образом, реакция D-3He намного более перспективна для применения в реакторе ТЯРД.
Другие виды реакций
Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо) D + D -> 3 He + n при энергетическом выходе 3,3 МэВ, и
D + D -> T + p+ при энергетическом выходе 4 МэВ. Нейтронный выход в этой реакции весьма значителен.
Возможны и некоторые другие типы реакций:
P + 6 Li → 4 He (1.7 MeV) + 3 He (2.3 MeV) 3 He + 6 Li → 2 4 He + p + 16.9 MeV p + 11 B → 3 4 He + 8.7 MeV
Нейтронный выход в указанных выше реакциях отсутствует.
Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения потребных для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч. Наиболее перспективны для осуществления ТЯРД т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и не может быть использован для создания тяги. Кроме того, нейтронная радиация порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора и корабля, создавая опасность для экипажа. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода. В настоящее время предложена ещё одна концепция ТЯРД - с использованием малых количеств антиматерии в качестве катализатора термоядерной реакции.
История, современное состояние и перспективы разработок ТЯРД
Идея создания ТЯРД появилась практически сразу после осуществления первых термоядерных реакций (испытаний термоядерных зарядов). Одной из первых публикаций по теме разработки ТЯРД явилась изданная в 1958 году статья Дж. Росса. В настоящее время ведутся теоретические разработки таких видов двигателей (в частности, на основе лазерного термоядерного синтеза) и в целом - широкие практические исследования в области управляемого термоядерного синтеза. Существуют твёрдые теоретические и инженерные предпосылки для осуществления такого типа двигателя в обозримом будущем. Исходя из расчетных характеристик ТЯРД, такие двигатели смогут обеспечить создание скоростного и эффективного межпланетного транспорта для освоения Солнечной системы. Однако реальные образцы ТЯРД на настоящий момент (2012) ещё не созданы.
См. также
Ссылки
- Космонавтика XXI века: термоядерные двигатели // газета «За науку», 2003
- New Scientist Space (23.01.2003): Nuclear fusion could power NASA spacecraft (англ.)
- Физическая энциклопедия, т.4, статья «термоядерные реакции», на стр. 102, Москва, «Большая Российская энциклопедия», 1994 г, 704 c.
| |||||||||||||||||
Согласно современным астрофизическим представлениям, основным источником энергии Солнца и других звезд является происходящий в их недрах термоядерный синтез. В земных условиях он осуществляется при взрыве водородной бомбы. Термоядерный синтез сопровождается колоссальным энерговыделением на единицу массы реагирующих веществ (примерно в 10 миллионов раз большим, чем в химических реакциях). Поэтому представляет большой интерес овладеть этим процессом и на его основе создать дешевый и экологически чистый источник энергии. Однако несмотря на то, что исследованиями управляемого термоядерного синтеза (УТС) заняты большие научно-технические коллективы во многих развитых странах, предстоит решить еще немало сложных проблем, прежде чем промышленное производство термоядерной энергии станет реальностью.
Современные атомные станции, использующие процесс деления, лишь отчасти удовлетворяют мировые потребности в электроэнергии. Топливом для них служат естественные радиоактивные элементы уран и торий, распространенность и запасы которых в природе весьма ограничены; поэтому для многих стран возникает проблема их импорта. Главным компонентом термоядерного топлива является изотоп водорода дейтерий, который содержится в морской воде. Запасы его общедоступны и очень велики (мировой океан покрывает ~71% площади поверхности Земли, а на долю дейтерия приходится ок. 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды). Помимо доступности топлива, термоядерные источники энергии имеют следующие важные преимущества перед атомными станциями: 1) реактор УТС содержит гораздо меньше радиоактивных материалов, чем атомный реактор деления, и поэтому последствия случайного выброса радиоактивных продуктов менее опасны; 2) при термоядерных реакциях образуется меньше долгоживущих радиоактивных отходов; 3) УТС допускает прямое получение электроэнергии.
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОГО СИНТЕЗА
Успешное осуществление реакции синтеза зависит от свойств используемых атомных ядер и возможности получения плотной высокотемпературной плазмы, которая необходима для инициирования реакции.
Ядерные силы и реакции.
Энерговыделение при ядерном синтезе обусловлено действующими внутри ядра чрезвычайно интенсивными силами притяжения; эти силы удерживают вместе входящие в состав ядра протоны и нейтроны. Они очень интенсивны на расстояниях ~10 –13 см и чрезвычайно быстро ослабевают с увеличением расстояния. Помимо этих сил, положительно заряженные протоны создают электростатические силы отталкивания. Радиус действия электростатических сил гораздо больше, чем у ядерных, поэтому они начинают преобладать, когда ядра удалены друг от друга.
Как показал Г.Гамов, вероятность реакции между двумя сближающимися легкими ядрами пропорциональна , где e – основание натуральных логарифмов, Z 1 и Z 2 – числа протонов во взаимодействующих ядрах, W – энергия их относительного сближения, а K – постоянный множитель. Энергия, необходимая для осуществления реакции, зависит от числа протонов в каждом ядре. Если оно больше трех, то эта энергия слишком велика и реакция практически неосуществима. Таким образом, с возрастанием Z 1 и Z 2 вероятность реакции уменьшается.
Вероятность того, что два ядра вступят во взаимодействие, характеризуется «сечением реакции», измеряемом в барнах (1 б = 10 –24 см 2). Сечение реакции – это площадь эффективного поперечного сечения ядра, в которое должно «попасть» другое ядро, чтобы произошло их взаимодействие. Сечение реакции дейтерия с тритием достигает максимальной величины (~5 б), когда взаимодействующие частицы имеют энергию относительного сближения порядка 200 кэВ. При энергии 20 кэВ сечение становится меньше 0,1 б.
Из миллиона попадающих на мишень ускоренных частиц не более одной вступает в ядерное взаимодействие. Остальные рассеивают свою энергию на электронах атомов мишени и замедляются до скоростей, при которых реакция становится невозможной. Следовательно, способ бомбардировки твердой мишени ускоренными ядрами (как это было в эксперименте Кокрофта – Уолтона) для УТС непригоден, так как получаемая при этом энергия намного меньше затраченной.
Термоядерные топлива.
Реакции с участием p , играющие основную роль в процессах ядерного синтеза на Солнце и других гомогенных звездах, в земных условиях не представляют практического интереса, поскольку имеют слишком малое сечение. Для осуществления термоядерного синтеза на земле более подходящим видом топлива, как упоминалось выше, является дейтерий.
Но наиболее вероятная реакция реализуется в равнокомпонентной смеси дейтерия и трития (DT-смесь). К сожалению, тритий радиоактивен и, ввиду короткого периода полураспада (T 1/2 ~ 12,3 года) в природе практически не встречается. Его получают искусственным путем в реакторах деления, а также как побочный продукт в реакциях с дейтерием. Однако отсутствие в природе трития не является препятствием для использования DT – реакции синтеза, т.к. тритий можно производить, облучая изотоп 6 Li образующимися при синтезе нейтронами: n + 6 Li ® 4 He + t .
Если окружить термоядерную камеру слоем 6 Li (в природном литии его содержится 7%), то можно осуществить полное воспроизводство расходуемого трития. И хотя на практике часть нейтронов неизбежно теряется, их потерю легко восполнить, вводя в оболочку такой элемент, как бериллий, ядро которого, при попадании в него одного быстрого нейтрона, испускает два.
Принцип действия термоядерного реактора.
Реакция слияния легких ядер, цель которой – получение полезной энергии – называется управляемым термоядерным синтезом. Осуществляется он при температурах порядка сотен миллионов кельвинов. Такой процесс реализован пока только в лабораториях.
Временне и температурные условия.
Получение полезной термоядерной энергии возможно лишь при выполнении двух условий. Во-первых, предназначенная для синтеза смесь должна быть нагрета до температуры, при которой кинетическая энергия ядер обеспечивает высокую вероятность их слияния при столкновении. Во-вторых, реагирующая смесь должна быть очень хорошо термоизолирована (т.е. высокая температура должна поддерживаться достаточно долго, чтобы произошло необходимое число реакций и выделившаяся за счет этого энергия превышала энергию, затраченную на нагрев топлива).
В количественной форме это условие выражается следующим образом. Чтобы нагреть термоядерную смесь, одному кубическому сантиметру ее объема надо сообщить энергию P 1 = knT , где k – численный коэффициент, n – плотность смеси (количество ядер в 1 см 3), T – требуемая температура. Для поддержания реакции сообщенная термоядерной смеси энергия должна сохраняться в течение времени t. Чтобы реактор был энергетически выгоден, нужно, чтобы за это время в нем выделилось термоядерной энергии больше, чем было потрачено на нагрев. Выделившаяся энергия (также на 1 см 3) выражается следующим образом:
где f (T ) – коэффициент, зависящий от температуры смеси и ее состава, R – энергия, выделяющаяся в одном элементарном акте синтеза. Тогда условие энергетической рентабельности P 2 > P 1 примет вид
Последнее неравенство, известное под названием критерия Лоусона, представляет собой количественное выражение требований к совершенству термоизоляции. Правая часть – «число Лоусона» – зависит только от температуры и состава смеси, и чем оно больше, тем жестче требования к термоизоляции, т.е. тем труднее создать реактор. В области приемлемых температур число Лоусона для чистого дейтерия составляет 10 16 с/см 3 , а для равнокомпонентной DT-смеси – 2Ч10 14 с/см 3 . Таким образом, DT-смесь является более предпочтительным термоядерным топливом.
В соответствии с критерием Лоусона, определяющим энергетически выгодную величину произведения плотности на время удержания, в термоядерном реакторе следует использовать по возможности большие n либо t . Поэтому исследования УТС разошлись по двум разным направлениям: в первом исследователи пытались с помощью магнитного поля в течение достаточно длительного времени удерживать относительно разреженную плазму; во втором – с помощью лазеров на короткое время создать плазму с очень высокой плотностью. Первому подходу было посвящено гораздо больше работ, чем второму.
Магнитное удержание плазмы.
Во время реакции синтеза плотность горячего реагента должна оставаться на уровне, который обеспечивал бы достаточно высокий выход полезной энергии на единицу объема при давлении, которое в состоянии выдержать камера с плазмой. Например, для смеси дейтерий – тритий при температуре 10 8 К выход определяется выражением
Если принять P равным 100 Вт/см 3 (что примерно соответствует энергии, выделяемой топливными элементами в ядерных реакторах деления), то плотность n должна составлять ок. 10 15 ядер/см 3 , а соответствующее давление nT – примерно 3 МПа. Время удержания при этом, согласно критерию Лоусона, должно быть не менее 0,1 с. Для дейтерий-дейтериевой плазмы при температуре 10 9 К
В этом случае при P = 100 Вт/см 3 , n » 3Ч10 15 ядер/см 3 и давлении примерно 100 МПа требуемое время удержания составит более 1 с. Заметим, что указанные плотности составляют лишь 0,0001 от плотности атмосферного воздуха, так что камера реактора должна откачиваться до высокого вакуума.
Приведенные выше оценки времени удержания, температуры и плотности являются типичными минимальными параметрами, необходимыми для работы термоядерного реактора, причем легче они достигаются в случае дейтерий-тритиевой смеси. Что касается термоядерных реакций, протекающих при взрыве водородной бомбы и в недрах звезд, то следует иметь в виду, что в силу совершенно иных условий в первом случае они протекают очень быстро, а во втором – крайне медленно по сравнению с процессами в термоядерном реакторе.
Плазма.
При сильном нагреве газа его атомы частично или полностью теряют электроны, в результате чего образуются положительно заряженные частицы, называемые ионами, и свободные электроны. При температурах более миллиона градусов газ, состоящий из легких элементов, полностью ионизуется, т.е. каждый его атом утрачивает все свои электроны. Газ в ионизованном состоянии называется плазмой (термин введен И.Ленгмюром). Свойства плазмы существенно отличаются от свойств нейтрального газа. Поскольку в плазме присутствуют свободные электроны, плазма очень хорошо проводит электрический ток, причем ее проводимость пропорциональна T 3/2 . Плазму можно нагревать, пропуская через нее электрический ток. Проводимость водородной плазмы при 10 8 К такая же, как у меди при комнатной температуре. Очень велика и теплопроводность плазмы.
Чтобы удержать плазму, например, при температуре 10 8 К, ее нужно надежно термоизолировать. В принципе изолировать плазму от стенок камеры можно, поместив ее в сильное магнитное поле. Это обеспечивается силами, которые возникают при взаимодействии токов с магнитным полем в плазме.
Под действием магнитного поля ионы и электроны движутся по спиралям вдоль его силовых линий. Переход с одной силовой линии на другую возможен при столкновениях частиц и при наложении поперечного электрического поля. В отсутствие электрических полей высокотемпературная разреженная плазма, в которой столкновения происходят редко, будет лишь медленно диффундировать поперек магнитных силовых линий. Если силовые линии магнитного поля замкнуть, придав им форму петли, то частицы плазмы будут двигаться вдоль этих линий, удерживаясь в области петли. Кроме такой замкнутой магнитной конфигурации для удержания плазмы были предложены и открытые системы (с силовыми линиями поля, выходящими из торцов камеры наружу), в которых частицы остаются внутри камеры благодаря ограничивающим движение частиц магнитным «пробкам». Магнитные пробки создаются у торцов камеры, где в результате постепенного увеличения напряженности поля образуется сужающийся пучок силовых линий.
На практике осуществить магнитное удержание плазмы достаточно большой плотности оказалось далеко не просто: в ней часто возникают магнитогидродинамические и кинетические неустойчивости.
Магнитогидродинамические неустойчивости связаны с изгибами и изломами магнитных силовых линий. В этом случае плазма может начать перемещаться поперек магнитного поля в виде сгустков, за несколько миллионных долей секунды уйдет из зоны удержания и отдаст тепло стенкам камеры. Такие неустойчивости можно подавить, придав магнитному полю определенную конфигурацию.
Кинетические неустойчивости очень многообразны и изучены они менее детально. Среди них есть такие, которые срывают упорядоченные процессы, как, например, протекание через плазму постоянного электрического тока или потока частиц. Другие кинетические неустойчивости вызывают более высокую скорость поперечной диффузии плазмы в магнитном поле, чем предсказываемая теорией столкновений для спокойной плазмы.
Системы с замкнутой магнитной конфигурацией.
Если к ионизованному проводящему газу приложить сильное электрическое поле, то в нем возникнет разрядный ток, одновременно с которым появится окружающее его магнитное поле. Взаимодействие магнитного поля с током приведет к появлению действующих на заряженные частицы газа сжимающих сил. Если ток протекает вдоль оси проводящего плазменного шнура, то возникающие радиальные силы подобно резиновым жгутам сжимают шнур, отодвигая границу плазмы от стенок содержащей ее камеры. Это явление, теоретически предсказанное У.Беннеттом в 1934 и впервые экспериментально продемонстрированное А.Уэром в 1951, названо пинч-эффектом. Метод пинча применяется для удержания плазмы; примечательной его особенностью является то, что газ нагревается до высоких температур самим электрическим током (омический нагрев). Принципиальная простота метода обусловила его использование в первых же попытках удержания горячей плазмы, а изучение простого пинч-эффекта, несмотря на то, что впоследствии он был вытеснен более совершенными методами, позволило лучше понять проблемы, с которыми экспериментаторы сталкиваются и сегодня.
Помимо диффузии плазмы в радиальном направлении, наблюдается еще продольный дрейф и выход ее через торцы плазменного шнура. Потери через торцы можно устранить, если придать камере с плазмой форму бублика (тора). В этом случае получается тороидальный пинч.
Для описанного выше простого пинча серьезной проблемой являются присущие ему магнитогидродинамические неустойчивости. Если у плазменного шнура возникает небольшой изгиб, то плотность силовых линий магнитного поля с внутренней стороны изгиба увеличивается (рис. 1). Магнитные силовые линии, которые ведут себя подобно сопротивляющимся сжатию жгутам, начнут быстро «выпучиваться», так что изгиб будет увеличиваться вплоть до разрушения всей структуры плазменного шнура. В результате плазма вступит в контакт со стенками камеры и охладится. Чтобы исключить это губительное явление, до пропускания основного аксиального тока в камере создают продольное магнитное поле, которое вместе с приложенным позднее круговым полем «выпрямляет» зарождающийся изгиб плазменного шнура (рис. 2). Принцип стабилизации плазменного шнура аксиальным полем положен в основу двух перспективных проектов термоядерных реакторов – токамака и пинча с обращенным магнитным полем.
Открытые магнитные конфигурации.
Инерциальное удержание.
Теоретические расчеты показывают, что термоядерный синтез возможен и без применения магнитных ловушек. Для этого осуществляется быстрое сжатие специально приготовленной мишени (шарика из дейтерия радиусом ок. 1 мм) до столь высоких плотностей, что термоядерная реакция успевает завершиться прежде, чем произойдет испарение топливной мишени. Сжатие и нагрев до термоядерных температур можно производить сверхмощными лазерными импульсами, со всех сторон равномерно и одновременно облучающими топливный шарик (рис. 4). При мгновенном испарении его поверхностных слоев вылетающие частицы приобретают очень высокие скорости, и шарик оказывается под действием больших сжимающих сил. Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 10 11 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10 –12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.
Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (10 6 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии. В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
УСТАНОВКИ С МАГНИТНЫМ УДЕРЖАНИЕМ
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.
Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля B j необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается «скручиванием» силовых линий магнитного поля (т.н. «вращательным преобразованием»). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока B q Ј –B q вместе с B j создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если B j B q , то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения «ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками»). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При B j ~ B q получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.
Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.
Токамак.
Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является «запас устойчивости» q , равный rB j /RB q , где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. B j B q) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.
Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования.
Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать «отражения» их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. «магнитным дивертором».
Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. также ТОКАМАК .
Пинч с обращенным полем (ПОП).
Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней B q ~ B j , но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q
Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.
Стелларатор.
В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.
Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать «диверторное» действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.
Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе «Вендельштейн VII» в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч10 6 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.
Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.
При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
Реакторная технология.
Перспективы термоядерных исследований.
Эксперименты, выполненные на установках типа токамак, показали, что эта система весьма перспективна в качестве возможной основы реактора УТС. На токамаках получены лучшие на сегодня результаты, и есть надежда, что при соответствующем увеличении масштабов установок на них удастся осуществить промышленный УТС. Однако токамак недостаточно экономичен. Для устранения этого недостатка необходимо, чтобы он работал не в импульсном, как сейчас, а в непрерывном режиме. Но физические аспекты этой проблемы пока еще мало исследованы. Необходимо также разработать технические средства, которые позволили бы улучшить параметры плазмы и устранить ее неустойчивости. Учитывая все это, не следует забывать и о других возможных, хотя и менее проработанных вариантах термоядерного реактора, например о стеллараторе или пинче с обращенным полем. Состояние исследований в этой области достигло этапа, когда имеются концептуальные реакторные проекты для большинства систем с магнитным удержанием высокотемпературной плазмы и для некоторых систем с инерциальным удержанием. Примером промышленной разработки токамака может служить проект «Ариес» (США).
Европейские и американские ученые совместно разработали новый тип термоядерного топлива, на порядок превосходящего все существующие аналоги по энергетической эффективности. Исследования проводились на базе ультрасовременных токамаков Alcator C-Mod и JET.
Исследователи из Массачусетского технологического института (MIT) совместно с коллегами из США и Брюсселя разработали новый тип термоядерного топлива. С его помощью можно получить в десять раз больше энергии, чем из всех существующих образцов. Новое топливо содержит три вида ионов - частиц, заряд которых изменяется в зависимости от потери или приобретения электрона. Для изучения топлива используется токамак - тороидальная камера для магнитного удержания плазмы, создающая условия для управляемого термоядерного синтеза. Эксперименты с новинкой проводятся на базе токамака Alcator C-Mod, принадлежащего MIT, который обеспечивает наивысшее напряжение магнитного поля и давление плазмы во время испытаний.
Секрет нового топлива
Alcator C-Mod последний раз был запущен еще в сентябре 2016 года, но данные, полученные в результате проведенных экспериментов, были расшифрованы лишь недавно. Именно благодаря им ученым и удалось разработать новый, уникальный тип термоядерного топлива, значительно увеличивающего энергию ионов в плазме. Результаты были настолько обнадеживающими, что исследователи, работающие на Объединенном европейском торе (JET, еще один современный токамак) в Оксфордшире, США, провели собственный эксперимент и достигли такого же увеличения выработки энергии. Исследование, в котором подробно изложены результаты работы, было недавно опубликовано в Nature Physics.
Ключом к повышению эффективности ядерного топлива было добавление незначительного количества гелия-3 - стабильного изотопа гелия, который вместо двух нейтронов обладает лишь одним. Ядерное топливо, используемое в Alcator C-Mod, ранее содержало только два типа ионов, ионы дейтерия и водорода. Дейтерий, стабильный изотоп водорода с одним нейтроном ядре (у обычного водорода нейтронов нет совсем), занимает порядка 95% от общего состава топлива.
Исследователи из Центра плазмы и синтеза MIT (PSFC) использовали радиочастотный нагрев для того, чтобы воспламенить топливо, удерживаемое в форме суспензии промышленными магнитами. Этот метод основан на использовании антенн вне токамака, которые воздействуют на топливо с помощью радиоволн определенных частот. Они калибруются так, чтобы поражать лишь материал, количество которого в суспензии меньше всех прочих (в данном случае это водород). Водород обладает лишь малой долей от общей плотности топлива, а потому фокусировка радиочастотного нагрева на его ионах позволяет достичь экстремально высоких температур. Возбужденные ионы водорода затем взаимодействуют с ионами дейтерия, и полученные в результате из взаимодействия частицы бомбардируют наружную оболочку реактора, выделяя огромное количество тепла и электроэнергии.
А что же гелий-3? В новом топливе его меньше 1%, но именно его ионы играют решающую роль. Сфокусировав радиочастотный нагрев на столь незначительном количестве вещества, исследователи подняли энергию эонов до уровня мегаэлектроноволь (МэВ). Электроновольт - это количество энергии, полученное\потерянное в результате перехода электрона от одной точки электрического потенциала на уровень в 1 вольт выше. До сих пор мегаэлектронвольты в экспериментах с термоядерным топливом были лишь пределом мечтаний ученых - это на порядок больше, чем энергия всех образцов, полученных до сих пор.
Токамак: исследование термоядерных реакций
Alcatre C-Mod и JET представляют собой экспериментальные камеры термоядерного синтеза с возможностью достижения тех же плазменных давлений и температур, которые потребуются в полномасштабном реакторе синтеза. Стоит отметить, впрочем, что они меньше по размерам и не дают того, что исследователи называют «активированным синтезом» - синтеза, энергия которого напрямую преобразуется в энергию, которую можно использовать для других нужд. Тонкая настройка состава топлива, частоты радиоволн, магнитных полей и других переменных в этих экспериментах позволяют исследователям тщательно выбрать наиболее эффективный процесс синтеза, который потом можно будет воспроизвести в промышленном масштабе.
Как уже было сказано, американским ученым, работающим на JET, удалось не просто достичь тех же результатов, но и сравнить их с работой западных коллег, в результате чего научное сообщество получило уникальные данные измерений различных свойств невероятно сложных реакций, происходящих в перегретой плазме. В MIT исследователи использовали метод получения изображений реакции с помощью фазово-контрастной микроскопии, благодаря которому фазы электромагнитных волн трансформируются в контраст интенсивности. В свою очередь, ученые JET обладали возможностью более точно измерять энергию полученных частиц, и в результате картина того, что происходит во время реакций синтеза, получилась наиболее
Ядерный синтез: революция в энергетике
Что это значит для нас с вами? Как минимум значительный прорыв в технологической сфере. Ядерный синтез, поставленный на нужды промышленности, может произвести революцию в производстве энергии. Его энергетический потенциал невероятно высок, а топливо состоит из самых распространенных элементов в Солнечной системе - водорода и гелия. К тому же, после сгорания термоядерного топлива не образуется опасных для экологии и человека отходов.
Как отмечает Nature, результаты этих экспериментов также помогут астрономам лучше понять роль гелия-3 в солнечной активности - ведь солнечные вспышки, несущие угрозу для земной энергетики и околоземных спутников, есть ни что иное, как результат протекания термоядерной реакции с колоссальным тепловым и электромагнитным излучением.
