Наука и жизнь №1, 1976 год. Скан статьи акад. А.Б. Кадомцева.

Термоядерные реакции - реакции синтеза атомных ядер из более легких ядер, т.е. слияния легких ядер в более тяжелые. Примером может служить реакция соединения ядер дейтерия D и трития T при которой рождаются ядро гелия и нейтрон. Общая энергия выделяемая в этой реакци - 17.6 МэВ (чтобы представлять сколько это примерно: 7.6Е-19 кВтч, в 1 г. водорода: 0.45 МВтч). Основная часть этой энергии (14.1 МэВ) получает нейтрон.

Плазма - состояние вещества, при котором атомы распались на свои составляющие части электроны и ядра. Плазма - хороший проводник электричества.

Параметр удержания. В термоядерных реакторах реагирующее вещество должно быть нагрето до высокой температуры. Это состояние должно просуществовать некоторое время (тау), необходимое для того, чтобы успела прореагировать заметная доля ядер. Скорость реакции растет с плотностью (числом ядер в объеме).

Критерий Лоусона. Для того, чтобы мощность, выделенная в плазме при термоядерных реакциях, покрыла потребляемую реактором, необохдимо получить определенный параметр удержания при определенной рабочей температуре. Это условие называют критерием Лоусона. Реакция дейтерия с тритием может сама поддерживать себя при ПУ > 3Е14 сек. см-3 и рабочей температуре около 100 млн. градусов. «Зажигание» чистого дейтерия наступает при ПУ 1Е16 сек. см-3 и рабочей температуре 500 млн. градусов.

Магнитная термоизоляция — отделение высокотемпературной плазмы от стенок камеры с помощью магнитного поля.

Лазерный термоядерный синтез. С помощью лазеров можно осуществить быстрый нагрев небольших мишеней до термоядерных температур. За время разлета такой мишени могут успеть произойти термоядерные реакции.

Релятивистские электронные пучки — пучки электронов, которые имеют скорость, близкую к скорости света и соответственно большую энергию. Такие пучки получают в короткоимпульсных мощных ускорителях. Релятивистские электронные пучки предполагается использовать для получения управляемых термоядерных реакций в виде серии небольших взрывов.

Двухкомпонентная плазма. В последнее время развивается метод дополнительного нагрева плазмы с помощью инжекции быстрых (ускоренных) атомов водорода. Каждый такой атом в плазме ионизируется, и образовавшийся при этом ион постепенно замедляется, отдает энергию электронам и ионам плазмы. В горячей плазме быстрые ионы образуют еще более горячую компоненту. В такой двухкомпонентной плазме ядерные реакции идут более интенсивно, так что требование на время удержания плазмы заметно снижается. В частности, для дейтериево-тритиевой смеси параметр удержания снижается до 1Е13 сек. см-3.

Бланкет. Энергия термоядерных реакций в дейтериево-тритиевой плазме в основном передается быстрым нейтронам. Чтобы преобразовать эту энергию в тепловую, плазменное кольцо нужно окружить специальной оболочкой толщиной около метра(бланкет, в переводе с английского - одеяло). В бланкете нейтроны будут замедляться и отдавать энергию теплоносителю. В качестве теплоносителя можно использовать литий в этом случае за счет ядерных реакций нейтроны будут производить из лития тритий, который нужен для самого реактора.

Гибридный реактор. Если в бланкете поместить уран природный или даже обедненный легко делящимся изотопом U(235) то получится так называемый, гибридный реактор. Быстрые нейтроны вызовут в уране-238 реакции деления, которые идут только под действием таких нейтронов. Это позволит увеличить общую тепловую энергию реактора в несколько раз - по сравнению с чисто термоядерным реактором. Кроме энергии, гибридные системы могут производить ядерное топливо {например, плутоний)для обычных атомных реакторов.

Среди стационарных систем в последние годы на первое место вышли так называемые токамаки. Токамак, по сути дела, представляет собой трансформатор, у которого вторичная обмотка имеет один виток. Виток этот не что иное как замкнутая кольцевая камера, имеющая форму тора (бублика). Кольцевая камера заполняется тяжелым водородом (дейтерием) при низком давлении. При пропускании тока по первичной обмотке в камере происходит пробой в газе, газ ионизируется, и протекающий по нему ток нагревает его до высокой температуры. Само магнитное поле этого тока удерживает проводящий газ (плазму) от соприкосновения со стенками. Для стабилизации плазмы используется дополнительное магнитное поле, которое создается с помощью катушек, расположенных вдоль тора. Слово «токамак» и составлено из первых слогов слов — основных элементов установки (ток, камера, магнитные катушки). Слово «токамак» родилось в нашей стране и, как в свое время «спутник», вошло во многие иностранные языки в своем первозданном виде.

Проведенные в последние годы под руководством академика Л. А. Арцимовича и его учеников исследования на токамаках в значительной мере прояснили физику протекающих в плазме процессов и позволили достигнуть очень хороших параметров плазмы — плотности, температуры и времени удержания энергии.
Но, пожалуй, самым важным результатом этих исследований был вывод о том, что плазма удерживается тем лучше, чем больше ее поперечное сечение. Этот вывод позволил наметить основные этапы продвижения к термоядерному реактору, предусматривающие последовательный переход ко все более крупным установкам. Хотя время удержания плазмы в новых токамаках (речь о Т-10 1975 года, S-F) еще очень мало, однако известно, как двигаться к параметру удержания, который необходим в реакторе: все существующие эксперименты показывают, что время удержания пропорционально площади -поперечного сечения плазмы, так что нужно просто увеличивать размеры плазменной «баранки».



К настоящему времени (речь о середине 70х S-F) подготовлено четыре эскиза проектов крупных термоядерных установок типа токамак, отвечающих требованиям испытательного или демонстрационного реактора. Это американская установка TFTR (Испытательный термоядерный реактор токамак), использующая
достоинства двухкомпонентной плазмы, установка JЕТ (Объединенный европейский токамак), советский демонстрационный термоядерный реактор токамак Т-20 и японский токамак JT-6О. Все эти установки гораздо крупнее своих предшественников. Резче всего эта разница чувствуется, если сравнивать объемы плазмы в различных установках: в ныне действующем самом крупном токамаке — советском Т-10 объем плазмы около 5 м3, в американском TFTR и японском JТ-60 объем плазмы будет более 60 м3, в европейском JЕТ — около 200 м3, а в нашем токамаке Т-20 — около 400 м3.

Все четыре проекта демонстрационных реакторов имеют примерно одну и ту же общую цель — вступить в область термоядерных параметров плазмы или как минимум вплотную приблизиться к ним. Однако пути продвижения к этой цели в упомянутых установках будут несколько различаться, что создает удачную ситуацию взаимной дополнительности различных экспериментов.

На японской установке центр тяжести перенесен на чисто физические эксперименты с плазмой, параметры которой такие же, как и при термоядерной реакции. Однако на этой установке получение самой реакции синтеза ядер не планируется — работа будет производиться с обычным водородом, не вступающим в термоядерную реакцию.

В американской установке TFTR будет прежде всего разрабатываться идея двухкомпонентной плазмы, то есть плазменной мишени (первая компонента) и движущегося в ней пучка еще более горячих быстрых ионов (вторая компонента). В этих экспериментах достаточно иметь меньшее значение параметра удержания —около 1E13 вместо 1E14 и, необходимого для синтеза гелия из дейтерия и трития. В этой установке уже можно будет получить выигрыш в энергии за счет реакции синтеза ядер дейтерия и трития, то есть энергия, выделенная
в реакции, будет больше энергии, вкладываемой в пучок нейтральных атомов. Соответственно в этой установке главная цель — получение высокой температуры плазменной мишени (более 50 миллионов градусов), а время удержания плазмы может быть не очень большим.

В европейской установке физики стремятся получить и высокую температуру и длительное время удержания, планируют приблизиться к параметру удержания 1E14. Расчет ведется на то, чтобы и температура и параметр удержания были как можно больше при заданной стоимости установки. Этот критерий оптимизации привел, в частности, к выбору некруглого сечения плазменного шнура, как это хорошо видно на рисунке.



Советская установка Т-20 предназначена для длительной работы с реагирующей дейтериево-тритиевой плазмой. Установка будет снабжена достаточно надежной защитой от радиации (на установках TFTR, JЕТ такая защита практически отсутствует, так как их длительная эксплуатация, ремонт и замена важных элементов при работе с тритием не предусмотрены). Установка Т-20 должна позволить провести не только физические исследования плазмы, но и первые технологические исследования, и прежде всего изучение поведения стенок камеры в условиях мощного излучения нейтронов, быстрых ионов и рентгеновского излучения.


Демонстрационные реакторы — токамаки — планируется ввести в строй в ближайшие несколько лет: японскую установку — в 1979 году, европейскую и американскую— в 1980-м, а советскую, более крупную и более продвинутую по своим возможностям и практическим задачам,— несколько позднее.

Термоядерный реактор еще не построен, не преодолены еще трудности на пути к этому реактору, но мысль исследователя забегает далеко вперед и задается такими вопросами, которые на первый взгляд могут показаться чуть ли не праздными, оторванными от реальной жизни. Например, нужна ли вообще, а если нужна, то когда потребуется человеку термоядерная энергетика в промышленных масштабах? В каких материалах возникнут наиболее острые затруднения, если полностью перейти на термоядерную энергетику? Каковы преимущества и недостатки термоядерных электростанций по сравнению с ядерными?

Интересно, что все эти вопросы были поставлены не физиками-исследователями, а инженерами, которые с большим интересом начали просмотр перспектив развития исследований по управляемым термоядерным
реакциям и включились в изучение широкого круга инженерных и технологических проблем управляемого термоядерного синтеза.

Инженеры начали с того, что постарались сначала крупными мазками нарисовать общую картину термоядерной электростанции будущего. Такой общий схематический проект носит название концепционного. Сейчас разрабатывается несколько концепционных проектов термоядерной электростанции(один из них, в частности, разрабатывается в Соединенных Штатах в Висконсинском университете и носит название UWМАК). При создании этого проекта была принята концепция использования только существующих в настоящее время технологийи материалов с облегченными требованиями в части радиационных повреждений и по возможности без использования дорогих материалов. Электрическая мощность станции была выбрана в 2 млн. кВт (5 млн. кВт тепловой мощности), что соответствует типичным прогнозируемым тепловым электростанциям конца XX века. Эти начальные условия привели к установке поистине циклопических размеров. При таких огромных размерах и очень малой тепловой (и радиационной) нагрузке на материалы (большой запас тепловой и радиационной устойчивости) электростанция оказалась довольно дорогой. Примерно к таким же выводам пришли и другие инженеры-исследователи, независимо разрабатывавшие концепционные проекты термоядерных электростанций на оcнове токамака.



Сейчас наступил период «второго захода» в этих исследованиях. Инженеры пришли к выводу, что реактор электростанции должен иметь меньшие размеры, примерно такие, как у Т-20, или в крайнем случае раза
в полтора больше. Но при этом нагрузка на материалы должна быть существенно выше, и для выбора этих материалов требуется провести дополнительные обширныe технологические исследования. Повышение тепловой нагрузки и снижение веса реактора должны уменьшить стоимость киловатта мощности, сделать термоядерную электростанцию экономически выгодной.

Значительно более благоприятные перспективы просматриваются на пути создания гибридных систем с использованием урана. На гибридных электростанциях «сжигается» уран-238, запасы которого очень велики. Примерно 75—80 процентов мощности такой станции будут давать реакции деления урана, а термоядерные реакции, хотя и обеспечат какую-ю часть общей мощности, будут в основном играть роль «запала» для уранового реактора, своего рода керосина для дров. Эти системы, представляющие и самостоятельный интерес, кажутся удобным промежуточным шагом к чистым термоядерным реакторам. В гибридных системах в первый раз в полном масштабе можно вступить в соприкосновение со всеми трудностями термоядерной энергетики, но при этом в существенно облегченном варианте.

Работы в области импульсных систем, в частности лазерных, и установок, использующих пучки релятивистских электронов, находятся пока на более ранних стадиях исследования и разработки. Однако уже сейчас видно, что импульсные системы при переходе к инженерной стадии исследований могут открыть обширные горизонты новых приложений. Для творческой инженерной мысли с богатой фантазией здесь, как, впрочем, и на других путях к термоядерной энергетике, открывается широчайшее поле деятельности.