Физика управляемого термоядерного синтеза и перспективы энергетики

Управляемый термоядерный синтез представляет собой один из самых перспективных путей решения глобальной энергетической проблемы. В основе данного процесса лежит реакция объединения легких атомных ядер, протекающая при крайне высоких температурах. К экзотермическим реакциям синтеза ядер с минимальными электрическими зарядами Z = 1 или Z = 2 (минимальное кулоновское отталкивание) относятся следующие ключевые взаимодействия:

²H + ²H → ³He + n + 3,27 МэВ,

²H + ²H → ³H + p + 4,03 МэВ; (1.1.10)

²H + ³H → ⁴He + n + 17,6 МэВ, (1.1.11)

²H + ³He → ⁴He + p + 18,4 МэВ. (1.1.12)

Энергетический выход реакции Efus реализуется в кинетической энергии ее продуктов, распределяемой между ними обратно пропорционально их массам. Заряженные продукты реакции теряют свою энергию при столкновениях с электронами и ионами реагирующей среды, разогревая ее. Нейтроны обычно вылетают из этой среды без столкновений, и их энергия и они сами утилизируются в окружающем реакционную камеру бланкете.

Способы преодоления кулоновского барьера. Известно два способа преодоления кулоновского отталкивания между ядрами для осуществления их синтеза.

1. Мюонный катализ. При облучении пучком протонов высоких энергий (Ep ≈ 1 ГэВ) в легкой мишени генерируются μ⁻-мезоны, которые направляются в «синтезатор», содержащий достаточно плотную и чистую от примесей смесь ²H и ³H.

За время своей жизни (10⁻⁶ с) μ⁻-мезон успевает более 100 раз образовать мезомолекулу (²H, ³H, μ⁻, e⁻), в которой ²H и ³H сближаются и быстро вступают в реакцию (1.1.11). Расчеты указывают на принципиальную возможность μ⁻-каталитической схемы с энергетическим выходом реакций синтеза, превышающим затраты энергии на ускорение протонов. Но энергетический выигрыш оказывается небольшим, и способы его технической реализации для экономически оправданного производства энергии пока не ясны.

2. Термоядерный синтез. Термоядерный синтез требует энергий реагирующих ядер около 10 кэВ (т.е. температур примерно 100 млн К) для реакции ²H – ³H и нескольких десятков кэВ для реакций ²H – ²H и ²H – ³He.

Реакции синтеза при таких температурах инициируются во взрывах ядерных зарядов деления, но их использование для энергетических целей едва ли приемлемо. Разогрев водородных или водородогелиевых смесей до указанных температур возможен и с использованием пучков ускоренных частиц, источников высокочастотных электромагнитных излучений, лазерного света. Но при этом возникает проблема удержания необходимых температур и плотности возникающей плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакций синтеза с энергетическим выходом, значительно превышающим энергию, затраченную на разогрев.

Условием длительного протекания самоподдерживающейся реакции (1.1.11) является:

nτ_e > 2·10¹⁴ с·см⁻³, (1.1.13)

где n — концентрация реагирующих ионов, τ_e — время удержания энергии. Для других реакций синтеза необходимы большие величины nτe.

Стационарная реакция синтеза может быть получена при удержании плазмы сильным магнитным полем различной конфигурации (токамаки, стеллараторы, открытые ловушки и др.). Другой способ осуществления (1.1.13) состоит в импульсном сжатии и разогреве содержащих топливо небольших мишеней пучками заряженных частиц или лазерного света (инерционное удержание).

Преимущества и топливный цикл термоядерной энергетики. Важнейшими преимуществами ядерного синтеза перед делением, стимулирующими работу над реакторами синтеза, являются:

- Исключение производства радиоактивных продуктов деления и актиноидов, снижение радиационной опасности и упрощение проблемы обращения с радиоактивными отходами;
- Отсутствие физического механизма быстрого неконтролируемого разгона термоядерного реактора;
- Исключение использования и образования делящихся веществ, которые могут быть применены для изготовления ядерного оружия.

Гибридные реакторы и воспроизводство трития. Рассматриваются и гибридные реакторы синтеза-деления, в которых реакционная камера окружена бланкетом, содержащим сырьевые (²³⁸U, ²³²Th), возможно, и делящиеся нуклиды. Нейтроны реакции синтеза вызывают в таком бланкете реакции деления, что позволяет получить дополнительные мощность и нейтроны. Избыточные нейтроны могут быть использованы для производства в бланкете Pu или ²³³U для реакторов деления.

Наиболее проста для реализации реакция (1.1.11), требующая меньших температур и плотностей плазмы. Поскольку тритий (³H) имеет период полураспада T1/2 = 12,3 года, он отсутствует в природе, и осуществление реакции (1.1.11) нуждается в воспроизводстве трития, которое может быть осуществлено путем поглощения возникающего в реакции нейтрона в расположенном в бланкете литии:

⁶Li + n → ³H + ⁴He + 4,8 МэВ. (1.1.14)

С учетом неизбежных потерь нейтронов необходимо некоторое их размножение в бланкете с использованием реакции деления (гибридный реактор), реакции (n, 2n) на Pb, других тяжелых ядрах или ⁹Be или дополнительное производство трития в эндотермической реакции:

⁷Li + n → ³H + ⁴He + n', (1.1.15)

идущей лишь на нейтронах с энергией En ≥ 5 МэВ.

Безнаутронная энергетика и гелий-3. Реакция (1.1.10) использует лишь природное топливо (дейтерий) и не нуждается в воспроизводящем бланкете.

В реакциях (1.1.10), (1.1.11) используются или возникают радиоактивные вещества — тритий и продукты активации конструкции реактора нейтронами, так что в этих случаях радиационная опасность не исключается полностью, но снижается по сравнению с делением. Исключение (или, точнее, значительное снижение) радиационной опасности возможно при использовании безнейтронных и бестритиевых реакций, примером чему служит реакция (1.1.12), если принять меры к подавлению сопутствующей ей реакции (1.1.10). Однако ³He на Земле находится в очень малых количествах, основной его источник сейчас — радиоактивный распад трития, содержащегося в термоядерном оружии:

³H → ³He + e⁺ + 18 кэВ. (1.1.16)

Существуют, однако, надежды на возможность в будущем экономичной добычи ³He на Луне, на поверхности которой обнаружено достаточно много ³He, заносимого туда «солнечным ветром».

До настоящего времени управляемые реакции синтеза осуществлялись лишь в экспериментах на физических установках. В последние годы разрабатывается международный проект опытного реактора — токамака (см. гл. 2.13).

Сведения об авторах и источниках:

Авторы: Е. О. Адамов, Ю. Г. Драгунов, В. В. Орлов, Л. П. Абагян, В. Я. Абрамов и др.

Источник: Машиностроение ядерной техники

Данные публикации будут полезны студентам и специалистам в области ядерной физики и атомной энергетики, инженерам-конструкторам и технологам промышленных предприятий, а также всем, кто интересуется устройством ядерных реакторов и современными ядерными технологиями.