УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ

(УТС), процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии, при высоких темп-рах в регулируемых, управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на расстояние порядка 10-11 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счёт туннельного эффекта. Для преодоления потенц. барьера сталкивающимся протонам должна быть сообщена энергия =10 кэВ, что соответствует темп-ре =108 К. С увеличением заряда ядер (порядкового номера Z) их кулоновское отталкивание усиливается и величина необходимой для реакции энергии возрастает. Эфф. сечения (р,р)- реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями, очень малы. Реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействием и имеют сечение на 22—23 порядка выше (см. ТЕРМОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ). Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития оно составляет 17,6 МэВ. Высокое энерговыделение и большая скорость этих реакций делают равнокомпонентную смесь дейтерия и трития наиболее перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность его воспроизводства. С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в к-ром будет идти реакция:

6Li+n ®3Н+4Не+4,8МэВ.

Эфф. сечение термоядерных реакций быстро возрастает с темп-рой, но даже в оптим. условиях остаётся несравненно меньше эфф. сечения атомных столкновений. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой темп-ры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

Удельная мощность ядерного энерговыделения реактора равна произведению числа актов ядерных реакции, происходящих ежесекундно в ед. объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

Применение законов сохранения энергии и числа ч-ц позволяет выяснить нек-рые общие требования, предъявляемые к термоядерному реактору, не зависящие в первом приближении от к.-л. особенностей технологич. или конструктивного характера. На рис. 1 изображена принципиальная схема работы реактора. Установка содержит чистую водородную плазму с плотностью n при темп-ре Т. В реактор вводится «топливо», напр. равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой темп-ры. Внутри реактора инжектируемые ч-цы сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие с выделением энергии. Параллельно с этим, однако, часть энергии теряется за счёт электромагн. излучения плазмы и ухода нек-рой доли высокоэнергичных ч-ц, не успевших провзаимодействовать. Пусть t— ср. время удержания ч-ц в реакторе; смысл величины т таков: за 1 с из 1 см3 плазмы в среднем уходит n/t ч-ц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число ч-ц (в расчёте на ед. объёма). А для покрытия энергетич. потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих ч-ц на величину потерь, обусловленных электромагн. излучением плазмы. Эта дополнит. энергия может быть получена за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэфф. преобразования в электрич. энергию энергии, выделяющейся в ядерных реакциях, энергии эл.-магн. излучения и тепловой энергии ч-ц одинаков и равен т). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

h(P0+Pr+Pt)=Pr+Pt,

где Р0 — мощность ядерного энерговыделения, Pr — мощность потока излучения и Pt — энергетич. мощность потока ускользающих ч-ц. Когда левая часть написанного равенства становится больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. Величины Р0, Рr и Pt известным образом зависят от темп-ры плазмы Т, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение nt=f(T), где f(T) для заданного значения кпд h и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция темп-ры. На рис. 2 приведены графики f(T) для двух значений h и для обеих ядерных реакций (d, d) и (d, t). Если величины nt, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f(T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При h=1/3 энергетически выгодная работа реактора в оптим. режиме (минимум на кривых, рис. 2) отвечает условию

(т. н. Лоусона критерий):

для реакции (d, d):

ht?1015 см-3•с; T=109К;

для реакции (d, t): ht?0,5•1014см-3•с; Т= 2•108 К. Т. о., даже в оптим. условиях для реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистич. предположениях относительно величины кпд необходимо достижение темп-р =2•108К. При этом для плазмы с плотностью =1014 см-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких темп-рах, но за это придётся «расплачиваться» увеличенными значениями ht. Т. о., сооружение реактора предполагает:

1) получение плазмы, нагретой до темп-р =108 К;

2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций.

Исследования по проблеме УТС ведутся в двух направлениях: разработка квазистационарных систем и предельно быстродействующих систем с инерц. удержанием плазмы.

УТС с магнитной термоизоляцией. Энергетический выход на уровне 105 кВт/м3 достигается для (d, t)-peакций при плотности плазмы n=1015 см-3 и темп-ре =108 К. Это означает, что размеры рабочей зоны реактора на 106—107 кВт (таковы типичные мощности совр. больших электростанций) должны составлять 10—100 м3. Основной вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки ч-ц и теплоты при указанных значениях га и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, высказанная в 1950 в Сов. Союзе и США, состоит в использовании принципа магнитной термоизоляции плазмы. Заряж. ч-цы, образующие плазму, находясь в магн. поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно к силовым линиям поля. Коэфф. диффузии и теплопроводности поперёк магн. поля в случае устойчивой плазмы изменяются обратно пропорционально квадрату напряжённости поля и, напр., в полях =105 Гс уменьшаются на 14—15 порядков величины по сравнению со своими значениями для незамагнич. плазмы той же плотности и темп-ры. Т. о., применение достаточно сильного магн. поля в принципе открывает дорогу для проектирования термоядерного реактора.

Исследования в области УТС с магн. термоизоляцией делятся на три осн. направления:

1) открытие (или зеркальные) магн. ловушки;

2) замкнутые магн, системы;

3) установки импульсного действия.

В открытых ловушках уход ч-ц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён, он происходит либо в ходе процесса замагнич. диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на ч-цах остаточного газа (см. ПЕРЕЗАРЯДКА ИОНОВ). Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен благодаря наличию областей усиленного магн. поля (т. н. «магнитных зеркал» или «магнитных пробок»), размещённых на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или пучков ч-ц, обладающих большой энергией (подробнее (см. МАГНИТНЫЕ ЛОВУШКИ)).

В системах замкнутого типа (токамак, стелларатор) уход ч-ц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магн. поля также затруднён и происходит за счёт замагнич. диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на начальных стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения темп-ры джоулев нагрев становится менее эффективным, т. к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом темп-ры. Для нагревания плазмы свыше 107 К применяются методы высокочастотного нагрева или ввод энергии в плазму с помощью потоков быстрых нейтральных частиц.

В установках импульсного действия (Z-пинч и q-пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковременными токами, протекающими через плазму. При нарастании тока и одновременном нарастании магнитного давления плазма отжимается от стенок сосуда, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение темп-ры происходит за счёт джоулева нагрева, за счёт адиабатич. сжатия плазм, шнура и, по-видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивости плазмы (подробнее (см. ПИНЧ-ЭФФЕКТ, ПЛАЗМЕННЫЙ ФОКУС).

Самостоятельное направление образуют исследования горячей плазмы в ВЧ полях. Как показали опыты П. Л. Капицы, в водороде и гелии при достаточно высоком давлении удаётся получить в ВЧ полях свободно парящий плазменный шнур с высокой электронной темп-рой. Система допускает замыкание шнура в кольцо и наложение дополнит. продольного магн. поля.

Успешная работа любой из перечисл. установок возможна только при условии, что исходная плазм. структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции. Кроме того, в плазме должны быть подавлены микроскопич. неустойчивости, при возникновении и развитии к-рых распределение ч-ц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки ч-ц и тепла поперёк силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретич. значением. Именно в направлении стабилизации плазм. конфигураций развивались осн. исследования магн. систем начиная с 1952, и эта работа всё ещё не может считаться полностью завершённой.

Сверхбыстродействующие системы УТС с инерционным удержанием. Трудности, связанные с магн. удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если «сжигать» ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое в-во не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, полезная энергия при таком способе сжигания может быть получена лишь при очень высокой плотности рабочего в-ва. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего, исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диам. =5 мм), приготовленных из смеси дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема здесь заключается в быстром подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. К 1982 решение этой проблемы возлагается на применение лазерного излучения или интенсивных сфокусированных пучков быстрых заряж. ч-ц. Исследования в области УТС с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование релятивистских электронных пучков и в особенности ионных пучков находится на ещё более ранней стадии изучения.

Энергия W, к-рую необходимо подводить к сверхбыстродействующей установке для обеспечения её работы в реакторном режиме, как следует из простого расчёта, обратно пропорциональна квадрату плотности дейтерий-тритиевого топлива. Оценки показывают, что к приемлемым значениям W можно подойти только в случае резкого, в 103—104 раз, увеличения плотности в-ва по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t) мишени. Столь высокие степени сжатия оказываются достижимыми при испарении поверхностных слоев облучаемой мишени и реактивном сжатии её внутр. зон. Для этого подводимая мощность должна быть определённым образом программирована во времени. Др. возможность состоит в программировании радиального распределения плотности, т. е. в переходе к многооболочечным мишеням. Необходимая энергия оценивается в =106 Дж, что лежит в пределах технич. осуществимости, учитывая стремительный прогресс лазерной техники. К цифрам такого же масштаба приводит анализ систем с пучками заряж. ч-ц.

Трудности и перспективы. Исследования в области УТС сталкиваются с большими трудностями как чисто физ., так и технич. характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещённой в магнитную ловушку. Применение сильных магн. полей спец. конфигурации позволяет уменьшить потоки ч-ц, покидающих зону реакции, и получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазм. образования; однако развитие кинетич. неустойчивостей, и прежде всего образование пучков быстрых эл-нов, оторванных от осн. массы эл-нов плазмы, пока не преодолено. В замкнутых магн. ловушках это явление приводит к т. н. «неустойчивостям срыва», к-рые сопровождаются прерыванием тока, текущего через плазму, и попаданием плазменного шнура на стенки камеры. В сверхбыстродействующих системах также наблюдается образование группы быстрых эл-нов в плазменной короне, окружающей мишень. Эти эл-ны успевают преждевременно нагреть центр. зоны мишени, препятствуя достижению необходимой степени сжатия и последующего запрограммированного протекания ядерных реакций.

Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Эл.-магн. излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетич. потери, определяемые в основном тормозным излучением эл-нов, в случае (d, t)-реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при темп-рах выше 4•107 К. Однако даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, к-рые при рассматриваемых темп-рах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к возрастанию энергетич. потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых в-в, таких, как, напр., графита, вольфрама, молибдена, в качестве материала диафрагм, применение устройств для улавливания атомов примесей и т. д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня ?0,1%).

Рис. 3. Параметры, достигнутые на разл. установках для изучения проблемы управляемого термоядерного синтеза к нач. 1981. Т-10 — установка токамак Ин-та атомной энергии им. И. В. Курчатова, СССР; PLT — установка токамак Принстонской лаборатории, США; Алкатор — установка токамак Массачусетского технологического института, США; TFR — установка токамак в Фонтене-о-Роз, Франция; 2x11IB — открытая ловушка Ливерморской лаборатории, США; лазер «Шива», Ливерморская лаборатория, США; стелларатор «Ливень», ФИАН, СССР: стелларатор «Вендельштейн VII», Гархинг, ФРГ.

На рис. 3 указаны параметры, достигнутые на разл. установках к 1981. В сер. 80-х гг. вступает в строй след. поколение установок с магн. удержанием. Это—токамаки TFTR (США), JET (Зап. Европа), T-15. (СССР), JT-60 (Япония), открытая ловушка MFTF (США). Сооружается также лазерная установка «Шива-Нова» (США). Параметры этих систем должны подойти к пороговым значениям, и анализ их работы, вероятно, позволит сделать вывод о типе термоядерного реактора будущего.

Огромное значение, к-рое придаётся исследованиям в области УТС, объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды требует перевода пром. производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Подобная реконструкция пром-сти связана с резким возрастанием энергопотребления. Но ресурсы минерального топлива ограничены, и при сохранении существующих темпов развития энергетики они будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетия (уголь). Наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения затрудняет радикальное решение проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромного количества радиоактивных отходов. По имеющимся оценкам, радиоактивная опасность установок на УТС должна оказаться существенно ниже, чем у реакторов деления. Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум, вероятно, следует искать в сочетании солнечной энергетики и УТС. О возможностях, связанных с исключительно интересными, но ещё более отдалёнными перспективами применения процесса мюонного катализа для осуществления УТС, (см. МЮОННЫЙ КАТАЛИЗ).