Управляемая ядерная реакция. Ядерные технологии. Как запускают ядерный реактор

Атом - это строительный элемент Вселенной. Существует всего около сотни атомов различных типов. Большинство элементов стабильны (например, кислород и азот атмосферы; углерод, кислород и водород - основные составляющие нашего тела и всех других живых организмов). Другие элементы, главным образом очень тяжелые, нестабильны, и это означает, что они спонтанно распадаются, порождая другие элементы. Это преобразование называется ядерной реакцией.

Ядерные реакции - превращения атомных ядер при взаимодействии с элементарными частицами, г-квантами или друг с другом.

Ядерные реакции разделяют на два вида: ядерное деление и термоядерный синтез.

Ядерная реакция деления -- процесс расщепления атомного ядра на два (реже три) ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном, альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным.

Самопроизвольное (спонтанное) - это деление ядер, в процессе которого некоторые достаточно тяжелые ядра распадаются на два осколка с примерно равными массами.

Самопроизвольное деление впервые было обнаружено для природного урана. Как и любой другой вид радиоактивного распада, спонтанное деление характеризуется периодом полураспада (периодом деления). Период полураспада для спонтанного деления меняется для разных ядер в очень широких пределах (от 1018 лет для 93Np237 до нескольких десятых долей секунды для трансурановых элементов).

Вынужденное деление ядер может быть вызвано любыми частицами: фотонами, нейтронами, протонами, дейтронами, б-частицами и т.д., если энергия, которую они вносят в ядро, достаточна для преодоления барьера деления. Для атомной энергетики большее значение играет деление, вызванное нейтронами. Реакция деления тяжелых ядер осуществлена впервые на уране U235. Чтобы ядро урана распалось на два осколка, ему сообщается энергия активации. Эту энергию ядро урана получает, захватывая нейтрон. Ядро приходит в возбужденное состояние, деформируется, возникает "перемычка" между частями ядра и под действием кулоновских сил отталкивания происходит деление ядра на два осколка неравной массы. Оба осколка радиоактивны и испускают 2 или 3 вторичных нейтрона.

Рис. 4

Вторичные нейтроны поглощаются соседними ядрами урана, что вызывает их деление. При соответствующих условиях может возникнуть саморазвивающийся процесс массового деления ядер, называемый цепной ядерной реакцией. Такая реакция сопровождается выделением колоссальной энергии. Например, при полном сгорании 1 г урана выделяется 8.28·1010 Дж энергии. Ядерная реакция характеризуется тепловым эффектом, который представляет собой разность масс покоя вступающих в ядерную реакцию и образующихся в результате реакции ядер, т.е. энергетический эффект ядерной реакции определяется в основном разницей масс конечных и исходных ядер. На основании эквивалентности энергии и массы можно вычислить энергию, выделяющуюся или затраченную при протекании ядерной реакции, если точно знать массу всех ядер и частиц, участвующих в реакции. Согласно закону Эйнштейна:

• ?Е=?mс2
• ?E = (mA + mx - mB - my)c2

где mА и mх - массы соответственно ядра мишени и бомбардирующего ядра(частицы);

mB и my - массы и образующихся в результате реакции ядер.

Чем больше энергии выделяется при образовании ядра, тем оно прочнее. Энергией связи ядра называют количество энергии, требуемой для разложения ядра атома на составные части - нуклоны (протоны и нейтроны).

Примером неуправляемой цепной реакции деления может послужить взрыв атомной бомбы, управляемая ядерная реакция осуществляется в ядерных реакторах.

Термоядерный синтез - это реакция, обратная делению атомов, реакция слияния легких атомных ядер в более тяжелые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. Осуществление управляемого термоядерного синтеза даст человечеству новый экологически чистый и практически неисчерпаемый источник энергии, который основан на столкновении ядер изотопов водорода, а водород - самое распространенное вещество во Вселенной.

Процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера. С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием 2H и тритием 3H) с образованием сильно связанных ядер гелия.

2D + 3T > 4He (3,5 МэВ) + 1n (14,1 МэВ)

Эти реакции представляют наибольший интерес для проблемы управляемого термоядерного синтеза. Дейтерий содержится в морской воде. Его запасы общедоступны и очень велики: на долю дейтерия приходится около 0,016% общего числа атомов водорода, входящих в состав воды, в то время как мировой океан покрывает 71% площади поверхности Земли. Реакция с участием трития является более привлекательной, т. к. сопровождается большим выделением энергии и протекает со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития.

Реакция c так называемым лунным изотопом 3Не имеет ряд преимуществ по сравнению с наиболее достижимой в земных условиях дейтериево-тритиевой реакцией.

2D + 3He > 4He (3,7 МэВ) + 1p (14,7 МэВ)

Преимущества:

• 1. 3He не радиоактивен.
• 2. В десятки раз более низкий поток нейтронов из зоны реакции, что резко уменьшает наведённую радиоактивность и деградацию конструкционных материалов реактора;
• 3. Получаемые протоны, в отличие от нейтронов, легко улавливаются и могут быть использованы для дополнительной генерации электроэнергии.

Природная изотопная распространённость в атмосфере 3He составляет 0,000137 %. Большая часть 3He на Земле сохранилась со времён её образования. Он растворён в мантии и постепенно поступает в атмосферу. На Земле его добывают в очень небольших количествах, исчисляемых несколькими десятками граммов за год.

Гелий-3 является побочным продуктом реакций, протекающих на Солнце. В результате, на Луне, у которой нет атмосферы, этого ценного вещества находится до 10 миллионов тонн (по минимальным оценкам -- 500 тысяч тонн). При термоядерном синтезе, когда в реакцию вступает 1 тонна гелия-3 с 0,67 тоннами дейтерия, высвобождается энергия, эквивалентная сгоранию 15 миллионов тонн нефти (однако на настоящий момент не изучена техническая возможность осуществления данной реакции). Следовательно, населению нашей планеты лунного ресурса гелия-3 должно хватить как минимум на ближайшее тысячелетие. Основной проблемой остаётся реальность добычи гелия из лунного грунта. Содержание гелия-3 в реголите составляет ~1 г на 100 т. Поэтому для добычи тонны этого изотопа следует переработать не менее 100 миллионов тонн грунта. Температура, при которой возможно осуществление реакции термоядерного синтеза достигает величины порядка 108 - 109 К. При этой температуре вещество находится в полностью ионизированном состоянии, которое называется плазмой. Таким образом, сооружение реактора предполагает: получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов; сохранение плазменной конфигурации в течение времени, для протекания ядерных реакций.

Термоядерная энергетика имеет важные преимущества перед атомными станциями: в ней используется абсолютно нерадиоактивные дейтерий и изотоп гелия-3 и радиоактивный тритий, но в объемах в тысячи раз меньших, чем в атомной энергетике. А в возможных аварийных ситуациях радиоактивный фон вблизи термоядерной электростанции не превысит природных показателей. При этом на единицу веса термоядерного топлива получается примерно в 10 млн. раз больше энергии, чем при сгорании органического топлива, и примерно в 100 раз больше, чем при расщеплении ядер урана. В природных условиях термоядерные реакции протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет.

Все химические элементы нашей планеты и Вселенной в целом образовались в результате термоядерных реакций, которые происходят в ядрах звезд. Термоядерные реакции в звездах приводят к постепенному изменению химического состава звездного вещества, что вызывает перестройку звезды и ее продвижение по эволюционному пути. Первый этап эволюции заканчивается истощением водорода в центральных областях звезды. Затем после повышения температуры, вызванного сжатием центральных слоев звезды, лишенных источников энергии, становятся эффективными термоядерные реакции горения гелия, которые сменяются горением C, O, Si и последующих элементов - вплоть до Fe и Ni. Каждому этапу звездной эволюции соответствуют определенные термоядерные реакции. Первыми в цепи таких ядерных реакций стоят водородные термоядерные реакции. Они протекают двумя путями в зависимости от начальной температуры в центре звезды. Первый путь - водородный цикл, второй путь - CNO-цикл.

Водородный цикл:

• 1H + 1H = 2D + e+ + v +1,44 МэВ
• 2D + 1H = 3He + г +5,49 МэВ

I: 3He + 3He = 4He + 21H + 12,86 МэВ

или 3He + 4He = 7Be + г + 1,59 МэВ

7Be + e- = 7Li + v + 0,862 МэВ или 7Be + 1H = 8B + г +0,137 МэВ

II: 7Li + 1H = 2 4He + 17,348 МэВ 8B = 8Be* + e+ + v + 15,08МэВ

III. 8Be* = 2 4He + 2,99 МэВ

Водородный цикл начинается реакцией столкновения двух протонов (1H, или р) с образованием ядра дейтерия (2D). Дейтерий реагирует с протоном, образуя лёгкий (лунный) изотоп гелия 3Не с испусканием гамма-фотона (г). Лунный изотоп 3Не может реагировать двумя различными путями: два ядра 3Не при столкновении образуют 4Не с отщеплением двух протонов либо 3Не соединяется с 4Не и даёт 7Ве. Последний в свою очередь захватывает либо электрон (е-), либо протон и возникает ещё одно разветвление протон - протонной цепочки реакций. В результате водородный цикл может заканчиваться тремя различными путями I, II и III. Для реализации ветви I первые две реакции В. ц. должны осуществиться дважды, поскольку в этом случае исчезают сразу два ядра 3Не. В ветви III испускаются особенно энергичные нейтрино при распаде ядра бора 8В с образованием неустойчивого ядра бериллия в возбуждённом состоянии (8Ве*), который почти мгновенно распадается на два ядра 4Не. CNO-цикл -- это совокупность трёх сцепленных друг с другом или, точнее, частично перекрывающихся циклов: CN, NO I, NO II. Синтез гелия из водорода в реакциях этого цикла протекает при участии катализаторов, роль которых играют малые примеси изотопов C, N и O в звездном веществе.

Основной путь реакции CN-цикла:

• 12C + p = 13N + г +1,95 МэВ
• 13N = 13C + e+ + н +1,37 МэВ
• 13C + p = 14N + г +7,54 МэВ (2,7·106 лет)
• 14N + p = 15O + г +7,29 МэВ (3,2·108 лет)
• 15O = 15N + e+ + н +2,76 МэВ (82 секунды)
• 15N + p = 12C + 4He +4,96 МэВ (1,12·105 лет)

Суть этого цикла состоит в непрямом синтезе б-частицы из четырёх протонов при их последовательных захватах ядрами, начиная с 12C.

В реакции с захватом протона ядром 15N возможен ещё один исход -- образование ядра 16О и рождается новый цикл NO I-цикл.

Он имеет в точности ту же структуру, что и CN-цикл:

• 14N + 1H = 15O + г +7,29 МэВ
• 15O = 15N + e+ + н +2,76 МэВ
• 15N + 1H = 16O + г +12.13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 14N + 4He +1,19 МэВ

NO I-цикл повышает темп энерговыделения в CN-цикле, увеличивая число ядер-катализаторов CN-цикла.

Последняя реакция этого цикла также может иметь другой исход, порождая ещё один NO II-цикл:

• 15N + 1H = 16O + г +12.13 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г +0,60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н +2,76 МэВ
• 17O + 1H = 18F + г +5,61 МэВ
• 18O + 1H = 15N + 4He +3, 98 МэВ

Таким образом, циклы CN, NO I и NO II образуют тройной CNO-цикл.

Имеется ещё один очень медленный четвёртый цикл, OF-цикл, но его роль в выработке энергии ничтожно мала. Однако этот цикл является весьма важным, при объяснении происхождения 19F.

• 17O + 1H = 18F + г + 5.61 МэВ
• 18F = 18O + e+ + н + 1.656 МэВ
• 18O + 1H = 19F + г + 7.994 МэВ
• 19F + 1H = 16O + 4He + 8.114 МэВ
• 16O + 1H = 17F + г + 0.60 МэВ
• 17F = 17O + e+ + н + 2.76 МэВ

При взрывном горении водорода в поверхностных слоях звёзд, например, при вспышках сверхновых, могут развиваться очень высокие температуры, и характер CNO-цикла резко меняется. Он превращается в так называемый горячий CNO-цикл, в котором реакции идут очень быстро и запутанно.

Химические элементы тяжелее 4He начинают синтезироваться лишь после полного выгорания водорода в центральной области звезды:

4He + 4He + 4He > 12C + г + 7,367 МэВ

Реакции горения углерода:

• 12C + 12C = 20Ne + 4He +4,617 МэВ
• 12C + 12C = 23Na + 1H -2,241 МэВ
• 12C + 12C = 23Mg + 1n +2,599 МэВ
• 23Mg = 23Na + e+ + н + 8, 51 МэВ
• 12C + 12C = 24Mg + г +13,933 МэВ
• 12C + 12C = 16O + 24He -0,113 МэВ
• 24Mg + 1H = 25Al + г

При достижении температуры 5·109 K в звездах в условиях термодинамического равновесия протекает большое количество разнообразных реакций, в результате чего образуются атомные ядра вплоть до Fe и Ni.

Реакция синтеза заключается в следующем: берутся два или больше атомных ядра и с применением некоторой силы сближаются настолько, что силы, действующие на таких расстояниях, преобладают над силами кулоновского отталкивания между одинаково заряженными ядрами, в результате чего формируется новое ядро. Оно будет иметь несколько меньшую массу, чем сумма масс исходных ядер, а разница становится энергией которая и выделяется в процессе реакции. Количество выделяемой энергии описывает известная формула E=mc². Более легкие атомные ядра проще свести на нужное расстояние, поэтому водород - самый распространенный элемент во Вселенной - является наилучшим горючим для реакции синтеза.

Установлено, что смесь двух изотопов водорода, дейтерия и трития, требует менее всего энергии для реакции синтеза по сравнению с энергией, выделяемой во время реакции. Однако, хотя смесь дейтерия и трития (D-T) является предметом большинства исследований синтеза, она в любом случае не является единственным видом потенциального горючего. Другие смеси могут быть проще в производстве; их реакция может надежнее контролироваться, или, что более важно, продуцировать меньше нейтронов. Особенную заинтересованность вызывают, так называемые «Безнейтронные» реакции, поскольку успешное промышленное использование такого горючего будет означать отсутствие долговременного радиоактивного загрязнения материалов и конструкции реактора, что, в свою очередь, могло бы положительно повлиять на общественное мнение и на общую стоимость эксплуатации реактора, существенно уменьшив затраты на его декомиссию. Проблемой остается то, что реакцию синтеза с использованием альтернативных видов горючего намного сложнее поддерживать, потому D-T реакция считается только необходимым первым шагом.

Схема реакции дейтерий-тритий

Управляемый термоядерный синтез может использовать различные виды термоядерных реакций в зависимости от вида применяемого топлива.

Реакция дейтерий + тритий (Топливо D-T)

Самая легко осуществимая реакция - дейтерий + тритий :

2 H + 3 H = 4 He + n при энергетическом выходе 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт)

Такая реакция наиболее легко осуществима с точки зрения современных технологий, даёт значительный выход энергии, топливные компоненты дешевы. Недостаток её- выход нежелательной нейтронной радиации.

Два ядра : дейтерия и трития сливаются, с образованием ядра гелия (альфа-частица) и высокоэнергетического нейтрона .

²H + ³He = 4 He + . при энергетическом выходе 18,4 МэВ

Условия её достижения значительно сложнее. Гелий-3,кроме того, является редким и чрезвычайно дорогим изотопом. В промышленных масштабах на настоящее время не производится. Однако может быть получен из трития, получаемого в свою очередь на атомных электростанциях.

Сложность проведения термоядерной реакции можно характеризовать тройным произведением nTt (плотность на температуру на время удержания). По этому параметру реакция D-3He примерно в 100 раз сложнее, чем D-T.

Реакция между ядрами дейтерия (D-D, монотопливо)

Так же возможны реакции между ядрами дейтерия , они идут немного труднее реакции с участием гелия-3 :

В результате в дополнение к основной реакции в ДД-плазмы так же происходят:

Эти реакции медленно протекают параллельно с реакцией дейтерий + гелий-3 , а образовавшиеся в ходе них тритий и гелий-3 с большой вероятностью немедленно реагируют с дейтерием .

Другие типы реакций

Возможны и некоторые другие типы реакций. Выбор топлива зависит от многих факторов - его доступность и дешевизна, энергетический выход, лёгкость достижения требующихся для реакции термоядерного синтеза условий (в первую очередь, температуры), необходимых конструктивных характеристик реактора и проч.

«Безнейтронные» реакции

Наиболее перспективны т. н. «безнейтронные» реакции, так как порождаемый термоядерным синтезом нейтронный поток (например, в реакции дейтерий-тритий) уносит значительную часть мощности и порождает наведенную радиоактивность в конструкции реактора. Реакция дейтерий- гелий-3 является перспективной в том числе и по причине отсутствия нейтронного выхода.

Условия

Ядерная реакция лития-6 с дейтерием 6 Li(d,α)α

УТС возможен при одновременном выполнении двух критериев:

• Температура плазмы:

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/101/ea2cc6cfd93c3d519e815764da74047a.png" border="0">

• Соблюдение критерия Лоусона :

style="max-width: 98%; height: auto; width: auto;" src="/pictures/wiki/files/102/fe017490a33596f30c6fb2ea304c2e15.png" border="0"> (для реакции D-T)

где - плотность высокотемпературной плазмы, - время удержания плазмы в системе.

Именно от значения этих двух критериев в основном зависит скорость протекания той или иной термоядерной реакции.

В настоящее время управляемый термоядерный синтез ещё не осуществлён в промышленных масштабах. Строительство международного исследовательского реактора ITER находится в начальной стадии.

Термоядерная энергетика и гелий-3

Запасы гелия-3 на Земле составляют от 500 кг до 1 тонны, однако на Луне он находится в значительном количестве: до 10 млн тонн (по минимальным оценкам - 500 тысяч тонн). В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия ²H и трития ³H с выделением гелия-4 4 He и «быстрого» нейтрона n :

Однако при этом большая часть (более 80%) выделяемой кинетической энергии приходится именно на нейтрон. В результате столкновений осколков с другими атомами эта энергия преобразуется в тепловую . Помимо этого, быстрые нейтроны создают значительное количество радиоактивных отходов . В отличие от этого синтез дейтерия и гелия-3 ³He не производит (почти) радиоактивных продуктов:

Где p - протон

Это позволяет использовать более простые и эффективные системы преобразования кинетической реакции синтеза, такие, как магнитогидродинамический генератор .

Конструкции реакторов

Рассматриваются две принципиальные схемы осуществления управляемого термоядерного синтеза.

Исследования первого вида термоядерных реакторов существенно более развиты, чем второго. В ядерной физике , при исследованиях термоядерного синтеза , для удержания плазмы в некотором объёме используется магнитная ловушка. Магнитная ловушка призвана удерживать плазму от контакта с элементами термоядерного реактора , т.е. используется в первую очередь как теплоизолятор. Принцип удержания основан на взаимодействии заряженных частиц с магнитным полем, а именно на вращении заряженных частиц вокруг силовых линий магнитного поля. К сожалению, замагниченная плазма очень не стабильна и стремится покинуть магнитное поле. Поэтому для создания эффективной магнитной ловушки используются самые сверхмощныме электромагниты , потребляющее огромное количество энергии.

Можно уменьшить размер термоядерного реактора, если в нем использовать одновременно три способа создания термоядерной реакции.

A. Инерционный синтез. Облучать крошечные капсулы дейтериево-тритиевого топлива лазером мощностью 500 триллионов ватт:5. 10^14 Вт. Этот гигантский, очень кратковременный лазерный импульс 10^-8 c приводит к взрыву топливных капсул, в результате чего на доли секунды рождается мини-звезда. Но термоядерной реакции на нем не достигнуть.

B. Одновременно использовать Z-machine с Токамаком.

Z-Машина действует иначе чем лазер. Она пропускает через паутину тончайших проводов, окружающих топливную капсулу, заряд мощностью в полтриллиона ватт 5. 10^11 Вт.

Далее происходит примерно то же самое, что и с лазером: в результате Z-удара получается звезда. В ходе испытаний на Z-Машине уже удалось запустить реакцию синтеза. http://www.sandia.gov/media/z290.htmКапсулы покрыть серебром и соединить нитью из серебра или графита. Процесс поджига выглядит так: Выстрелить нитью (прикрепленных к группе шариков из серебра, внутри которых смесь дейтериия и трития) в вакуумную камеру. Образовать при пробое (разряде) канал молнии по ним, подавать ток по плазме. Одновременно облучить капсулы и плазму лазерным излучением. И одновременно или раньше включить Токамак. использовать три процесса нагрева плазмы одновременно. То есть поместить Z-машину и лазерный нагрев вместе внутри Токамака. Может быть можно создать и колебательный контур из катушек Токамака и организовать резонанс. Тогда он работал бы в экономном колебательном режиме.

Цикл топлива

Реакторы первого поколения будут, вероятнее всего, работать на смеси дейтерия и трития. Нейтроны , которые появляются в процессе реакции, поглотятся защитой реактора, а выделяющееся тепло будет использоваться для нагревания теплоносителяя в теплообменнике , и эта энергия, в свою очередь, будет использоваться для вращения генератора .

. .

Реакция с Li6 является экзотермической , обеспечивая получение небольшой энергии для реактора. Реакция с Li7 является эндотермической - но не потребляет нейтронов. По крайней мере некоторые реакции Li7 необходимы для замены нейтронов потерянных в реакции с другими элементами. Большинство конструкций реактора используют естественные смеси изотопов лития.

Это горючее имеет ряд недостатков:

Реакция продуцирует значительное количество нейтронов , которые активируют (радиоактивно заражают) реактор и теплообменник . Также требуются мероприятия для защиты от возможного истока радиоактивного трития.

Только около 20 % энергии синтеза есть в форме заряженных частиц (остальные нейтроны), что ограничивает возможность прямого превращения энергии синтеза в электроэнергию . Использование D-T реакции зависит от имеющихся запасов лития, которые значительно меньше чем запасы дейтерия. Нейтронное облучение во время D-T реакции настолько значительное, что после первой серии тестов на JET, наибольшем реакторе на сегодняшний день что использует это топливо, реактор стал настолько радиоактивным, что для завершения годового цикла тестов пришлось прибавить роботизованую систему дистанционного обслуживания.

Существуют, в теории, альтернативные виды горючего, которые лишены указанных недостатков. Но их использованию препятствует фундаментальное физическое ограничение. Чтобы получить достаточное количество энергии из реакции синтеза, необходимо удерживать достаточно плотную плазму при температуре синтеза (10 8 K) на протяжении определенного времени. Этот фундаментальный аспект синтеза описывается произведением густоты плазмы, n, на время содержания нагретой плазмы τ, что требуется для достижения точки равновесия. Произведение, nτ, зависит от типа горючего и является функцией температуры плазмы. Из всех видов горючего дейтерий-тритиевая смесь требует самого низкого значения nτ по меньшей мере на порядок, и самую низкую температуру реакции, по меньшей мере в 5 раз. Таким образом, D-T реакция является необходимым первым шагом, однако использование других видов горючего остается важной целью исследований.

Реакция синтеза в качестве промышленного источника электроэнергии

Энергия синтеза рассматривается многими исследователями в качестве «естественного» источника энергии в долгосрочной перспективе. Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу:

• Практически неисчерпаемые запасы топлива (водород)
• Топливо можно добывать из морской воды на любом побережье мира, что делает невозможным монополизацию горючего одной или группой стран
• Невозможность неуправляемой реакции синтеза
• Отсутствие продуктов сгорания
• Нет необходимости использовать материалы которые могут быть использованы для производства ядерного оружия, таким образом исключается случаи саботажа и терроризма
• По сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада .
• Оценивают, что наперсток , наполненный дейтерием, производит энергию, эквивалентную 20 тоннам угля. Озеро среднего размера в состоянии обеспечить любую страну энергией на сотни лет. Однако следует заметить, что существующие исследовательские реакторы спроектированы для достижения прямой дейтериево-тритиевой (DT) реакции, цикл топлива которой требует использования лития для производства трития, тогда как заявления о неисчерпаемости энергии касаются использования дейтериево-дейтериевой (DD) реакции во втором поколении реакторов.
• Так же, как и реакция деления, реакция синтеза не производит атмосферных выбросов углекислоты, что является главным вкладом в глобальное потепление . Это является значительным преимуществом, поскольку использование горючих ископаемых для производства электроэнергии имеет своим следствием то, что, например в США производится 29 кг CO 2 (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день.

Стоимость электроэнергии в сравнении с традиционными источниками

Критики указывают, что вопрос о экономической целесообразности использования ядерного синтеза для производства электроэнергии остается открытым. В том же исследовании по заказу Офиса в Справах Науки и Техники Британского Парламента указывается, что себестоимость производства электроэнергии с использованием термоядерного реактора будет, вероятно, в верхней части спектра стоимости традиционных источников энергии. Много будет зависеть от будущей технологии, структуры и регулирования рынка. Стоимость электроэнергии напрямую зависит от эффективности использования, продолжительности эксплуатирования и стоимости декомиссии реактора . Критики коммерческого использования энергии ядерного синтеза отрицают, что углеводородное топливо в значительной мере субсидируется правительством, как прямо так и косвенно, например использованием вооруженных сил для обеспечения их бесперебойного снабжения, война в Ираке часто приводится как неоднозначный пример такого способа субсидирования . Учет таких косвенных субсидий является очень сложным, и делает точное сравнение себестоимости практически невозможным.

Отдельно стоит вопрос стоимости исследований. Страны Европейского Сообщества тратят около 200 млн € ежегодно на исследования, и прогнозируется, что нужно еще несколько десятилетий пока промышленное использование ядерного синтеза станет возможным. Сторонники альтернативных источников электроэнергии считают, что было бы целесообразнее направить эти средства на внедрение возобновляемых источников электроэнергии.

Доступность коммерческой энергии ядерного синтеза

К сожалению, невзирая на распространенный оптимизм (распространенный начиная с 1950-х годов, когда первые исследования начались), существенные препятствия между сегодняшним пониманием процессов ядерного синтеза, технологическими возможностями и практическим использованием ядерного синтеза до сих пор не преодолены, неясным является даже насколько может быть экономически выгодно производство электроэнергии с использованием термоядерного синтеза. Хотя прогресс в исследованиях является постоянным, исследователи то и дело сталкиваются с новыми проблемами. Например, проблемой является разработка материала, способного выдержать нейтронную бомбардировку, что, как оценивается, должно быть в 100 раз интенсивнее чем в традиционных ядерных реакторах.

Различают следующие этапы в исследованиях:

1.Равновесие или режим «перевала» (Break-even): когда общая энергия что выделяется в процессе синтеза равняется общей энергии тратящей на запуск и поддержку реакции. Это соотношение помечают символом Q. Равновесие реакции было продемонстрировано на JET (Joint European Torus) в Великобритании в 1997 году . (Затратив на его разогрев 52 МВт электроэнергии, на выходе ученые получили мощность на 0,2 МВт выше затраченной.)

2.Пылающая плазма (Burning Plasma): промежуточный этап, на котором реакция будет поддерживаться главным образом альфа-частицами, что продуцируются в процессе реакции, а не внешним подогревом. Q ≈ 5. До сих пор не достигнутый.

3. Воспламенение (Ignition): стабильная реакция что поддерживает саму себя. Должна достигаться при больших значениях Q. До сих пор не достигнуто.

Следующим шагом в исследованиях должен стать ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), Международный Термоядерный Экспериментальный Реактор. На этом реакторе планируется провести исследование поведения высокотемпературной плазмы (пылающая плазма с Q ~ 30) и конструктивных материалов для промышленного реактора. Окончательной фазой исследований станет DEMO: прототип промышленного реактора , на котором будет достигнуто воспламенение, и продемонстрирована практическая пригодность новых материалов. Самые оптимистичные прогнозы завершения фазы DEMO: 30 лет. Учитывая ориентировочное время на построение и введение в эксплуатацию промышленного реактора, нас отделяет ~40 лет от промышленного использования термоядерной энергии.

Существующие токамаки

Всего в мире было построено около 300 токамаков. Ниже перечислены наиболее крупные из них.

• СССР и Россия
  • Т-3 - первый функциональный аппарат.
  • Т-4 - увеличенный вариант Т-3
  • Т-7 - уникальная установка, в которой впервые в мире реализована относительно крупная магнитная система со сверхпроводящим соленоидом на базе ниобата олова , охлаждаемого жидким гелием . Главная задача Т-7 была выполнена: подготовлена перспектива для следующего поколения сверхпроводящих соленоидов термоядерной энергетики.
  • Т-10 и PLT - следующий шаг в мировых термоядерных исследованиях, они почти одинакового размера, равной мощности, с одинаковым фактором удержания. И полученные результаты идентичны: на обоих реакторах достигнута заветная температура термоядерного синтеза, а отставание по критерию Лоусона - всего в двести раз.
  • Т-15 - реактор сегодняшнего дня со сверхпроводящим соленоидом, дающим поле напряжённостью 3,6 Тл.
• Ливия
  • ТМ-4А
• Европа и Великобритания
  • JET (англ.) (Joint Europeus Tor) - самый крупный в мире токамак, созданный организацией Евратом в Великобритании . В нём использован комбинированный нагрев: 20 МВт - нейтральная инжекция, 32 МВт - ионно-циклотронный резонанс. В итоге критерий Лоусона лишь в 4-5 раз ниже уровня зажигания.
  • Tore Supra (фр.) (англ.) - токамак со сверхпроводящими катушками, один из крупнейших в мире. Находится в исследовательском центре Кадараш (Франция).
• США
  • TFTR (англ.) (Test Fusion Tokamak Reactor) - крупнейший токамак США (в Принстонском университете) с дополнительным нагревом быстрыми нейтральными частицами. Достигнут высокий результат: критерий Лоусона при истинно термоядерной температуре всего в 5,5 раза ниже порога зажигания. Закрыт в 1997 г.
  • NSTX (англ.) (National Spherical Torus Experiment) - сферический токамак (сферомак) работающий в настоящее время в Принстонском университете. Первая плазма в реакторе получена в 1999 году, через два года после закрытия TFTR.

1. Ядерная энергетика - это область науки и промышленной технологии, в которой разрабатываются и используются на практике методы и средства преобразования ядерной энергии в тепловую и электрическую. Основы ядерной энергетики составляют атомные электростанции(АЭС). Источником энергии на АЭС служат ядерные реакторы, в которых протекает управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в основном U-235 и Рu-239.

Ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакто­ры на быстрых нейтронах. Большинство АЭС в мире построены на основе реакторов на медленных нейтронах. Первые реакторы, построенные в США (1942г.), в СССР (1946г.) и в других развитых странах, предназначались для наработки оружейного плутония Рu-239. Вы­деляющееся в них тепло представляло собой побочный продукт. Это тепло отводилось из реактора с помощью системы охлаждения и просто сбрасывалось в окружающую среду.

Мехаиизм выделения тепла в реакторе состоит в следующем. Возникающие при деле­нии ядра урана два осколка уносят огромную кинетическую энергию около 200 МэВ. Их на­чальная скорость достигает 5000 км/с. Двигаясь среди урана, замедлителя или элементов конструкции, эти осколки, сталкиваясь с атомами, передают им свою энергию и постепенно замедляются до тепловых скоростей. Активная зона реактора разогревается. Увеличивая ин­тенсивность ядерной реакции, можно достигнуть больших тепловых мощностей.

Тепло, выделяющееся в реакторе, выносится с помощью жидкого или газообразного теплоносителя. В целом реактор с теплоносителем напоминает паротрубный котел (вода протекает по трубам внутри топки и нагревается). Поэтому наряду с понятием «ядерный ре­актор» часто используют синоним «ядерный котел».

На рис. 144 показана схема АЭС, в реакторе 1. Плот­ность потока нейтронов внутри работающего реактора достигает 10 14 частиц через 1 см 2 в секунду.

Различают тепловую и электрическую мощ­ность реактора. Электрическая мощность составляет не более 30 % от тепловой. Первая в мире АЭС была построена в 1954 г. в СССР в г. Обнинске. Её тепловая мощ­ность 30 МВт, электрическая 5 МВт. Активная зона уран-графитового реактора на медлен­ных нейтронах имеет форму цилиндра диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м. Теплоноситель -вода. Температура воды на входе в реактор + 190°С, на выходе + 280°С, давление 100 атм.

Загрузка реактора составляет 550 кг обогащенного до 5 % урана. Продолжительность работы на номинальной мощности 100 суток. Проектная глубина выгорания U-235 - 15%. Реактор содержит 128 тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). Обнинская АЭС была по­строена с целью отработки технологических решений ядерной энергетики. В более поздних серийных АЭС загрузка и мощность реакторов увеличиваются в сотни раз.

2. Ядерный реактор на медленных нейтронах. Как уже говорилось в §21, основная задача при разработке ядерных реакторов заключалась в том, чтобы реактор мог работать на природном уране, т.е. добываемом химическим способом из руд и содержащем естественную смесь изотопов: U-238 (99,282%), U-235 (0,712%), U-234 (0,006%), или на сравнительно де­шевом низкообогощенпом уране, в котором содержание изотопа U-235 или Рu-239 увеличено до 2-5 %.

Для этого надо выполнить три условия: во-первых, масса делящегося вещества в реак­торе (U-235 или Рu-239) должна быть при данной его конфигурации не меньше критической. Это значит, что в среднем один нейтрон из числа получающихся в каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт деления. Во-вторых, нейтроны нужно замедлять до тепло­вых скоростей, и делать это так, чтобы свести к минимуму их потери на радиационный за­хват ядрами неделящихся материалов. В-третьих, разработать принципы и создать средства управления цепной ядерной реакцией. Хотя все эти условия взаимосвязаны, по каждому из них можно выделить основные пути их реализации.

а. Достижение критической массы делящегося вещества возможно двумя путями: простым увеличением массы урана и обогащением урана. Из-за низкой концентрации деля­щегося вещества его критическая масса в реакторе много больше, чем в атомной бомбе. На­пример, в Обнинской АЭС /m кр U-235 составляет около 25 кг. В более современных мощных реакторах m кр достигает нескольких тонн. Для сокращения потерь на утечку нейтронов из реактора его активная зона окружается отражателем нейтронов. Это вещество с лёгкими ядрами, слабо поглощающие нейтроны (графит, бериллий).

б. Замедление нейтронов . На рис.145 покачан энергетический спектр нейтронов, ис­пускаемых делящимися ядрами U-235. По оси абсцисс отложена кинетическая энергия Е нейтронов, по оси ординат - относительная частота ΔN/N повторения такой энергии в услов­ных единицах. Кривая имеет максимум при Е= 0,645 МэВ. Из рисунка видно, что при деле­нии ядер U-235 образуются преимущественно быстрые нейтроны с энергией Е > 1 МэВ.

Как уже говорилось ранее, эффективное се­чение захвата нейтронов ядрами U-235 максимально для тепловых нейтронов, когда их энергия Е< 1 Мэв. Поэтому для наиболее эффективного ис­пользования нейтронов их надо замедлять до тепло­вых скоростей. Казалось бы, это можно сделать про­стым наращиванием массы естественного урана. В этом случае нейтроны, последовательно сталкиваясь с ядрами урана, должны постепенно уменьшать свою энергию и приходить к тепловому равновесию с массой урана. Но в естественном уране на 1 ядро U-235 приходиться 140 ядер U-238. Сечение радиа­ционного захвата быстрых нейтронов ядрами U-238 невелико (σ=0,3 барна), и этот путь был бы возмо­жен, если бы не резонансная область (см. рис.139), где σ возрастает в тысячи раз. Например, при энергии нейтронов E=7эВ σ достигает 5000 барн. Нейтроны этот диапазон энергий в уране не пройдут. Они почти все будут захвачены ядрами U-238

Чтобы такого поглощения не произошло, нейтроны должны выводиться из массы урана, замедляться в слабопоглощающем нейтроны замедлителе (графит, тяжелая вода, бе­риллий) и возвращаться обратно в массу урана (диффундировать) Это достигается тем, что уран загружается в тонкие трубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов). А ТВЭЛы по­гружаются в.каналы замедлителя.

Обычно ТВЭЛы представляют собой тонкостенные трубки диаметром 15-20 мм из циркониевого сплава. Внутри ТВЭЛов закладывается ядерное топливо в виде таблеток, спрессованных из оксида урана U0 2 . Оксид не спекается при высокой температуре и легко извлекается при перезарядке ТВЭЛов. В зависимости от размеров активной зоны реактора длина ТВЭЛов может достигать 7-8 м. Монтируют ТВЭЛы по несколько штук в контейнеры, представляющие собой трубы диаметром 10-20 см или призмы. При перезарядке реакторов заменяются эти контейнеры, а их разборка и замена ТВЭЛов производится на заводе.

Сам реактор представляет собой чаще всего цилиндр, через верхнее основание кото­рого в шахматном порядке проделаны вертикальные каналы. В этих каналах размещаются контейнеры с ТВЭЛами и регулирующие стержни поглотителя.

в. Управление цепной ядерной реакцией осуществляется с помощью стержней из ма­териалов, сильно поглощающих нейтроны - кадмия 48 113 Cd и бора 5 10 В. Последний часто в ви­де карбида В 4 С (Температура плавления у кадмия 321°С, у бора 2075°С). Их сечения погло­щения, соответственно σ = 20000 и 4000 барн. Параметры поглощающих стержней рассчи­тывают так, чтобы при полностью вставленных стержнях ядерная реакция в реакторе заве­домо не шла. При постепенном вынимании стержней коэффициент размножения К в актив­ной зоне растет и при некотором положении стержня доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент К постепенно уменьшается за счёт загрязнения реактора осколками деления. Это уменьшение К компенсируется выдвига­нием стержней. На случай внезапного роста интенсивности реакции есть дополнительные стержни. Их быстрый сброс в активную зону немедленно прекращает реакцию.

Управление реактором облегчается благодаря наличию запаздывающих нейтронов. Их доля у разных изотопов колеблется от 0,6 до 0,8 %, у U-235 приблизительно 0,64 %. Средний период полураспада осколков деления, рождающих запаздывающие нейтроны, Т= 9 с, среднее время жизни одного поколения запаздывающих нейтронов τ= Т/ln2 = 13 с.

При стационарной работе реактора коэффициент размножения быстрых нейтронов K б = 1. Полный коэффициент К = К б + К, отличается от единицы на долю запаздывающих нейтронов и может достигать К = 1 + 0,006. Во втором поколении через 13 секунд число ней­тронов N = N 0 K 2 = N 0 (1,006)2= 1,012МN 0 . В десятом поколении через 130с их число составит N 0 K 10 = 1.062МN 0 , что еще далеко от аварийной ситуации. Поэтому автоматическая система управления, основанная на контроле за плотностью потока нейтронов в активной зоне, впол­не успевает отслеживать малейшие нюансы в работе реактора и отвечать на них перемеще­нием регулирующих стержней.

3. Отравление реактора - это накопление в нем радиоактивных продуктов. Накопление в нем стабильных продуктов называют зашлаковыванием реактора. В обоих случаях на­капливаются ядра, интенсивно поглощающие нейтроны. Сечение захвата у наиболее сильно­го отравителя ксенона-135 достигает 2,6*10 6 барн.

Механизм образования Хе-135 следующий. При делении U-235 или Рu-239 медлен­ными нейтронами с вероятностью 6 % получается осколок - ядро теллура 52 135 Тe. С периодом 0,5 мин Тe-135 испытывает β - -распад, превращаясь в ядро изотопа йода I. Этот изотоп тоже β - активен с периодом 6,7 часов. Продуктом распада I-135 и является изотоп ксенона 54 135 Хе. С периодом T= 9,2 ч Хе-135 испытывает β - распад, превращаясь в практически стабильный изотоп цезия 55 135 Сz. (/T= 3*10 6 лет).

В результате других схем распада образуются другие вредные ядра, например сама­рий 62 139 Sm . Особенно быстро отравление идет в начальный период работы реактора. С тече­нием времени устанавливается радиоактивное равновесие между продуктами распада. С это­го момента начинается рост зашлаковывания реактора.

Реактор, в котором делящееся вещество (уран), замедлитель (графит) и поглотитель (кадмий) представляют собой отдельные фазы и имеют границы раздела, называется гетеро­генным. Еели все эти элементы в жидком или газообразном состоянии представляют собой одну общую фазу, реактор называется гомогенным. Для энергетических цепей строят исклю­чительно гетерогенные реакторы.

5. Реакторы на быстрых нейтронах. Ядра U-235, Рu-239 и U-233 делятся на всех нейтронах. Поэтому если увеличить обогащение урана, например, изотопом U-235, то из-за увеличения концентрации делящихся ядер всё большая часть нейтронов будет делить ядра U-235, не выходя из массы урана. При некоторой концентрации делящихся ядер и при доста­точной массе урана в активной зоне коэффициент размножения нейтронов достигает едини­цы и без их замедления. Реактор будет работать на быстрых нейтронах (Сокращенно - бы­страя реакция).

Преимущество быстрой реакции перед медленной (то есть перед реакцией на медлен­ных нейтронах) в том, что более эффективно используются нейтроны. В результате увеличивается воспроизводство ядерного горючего. В медленной реакции из 2,5 нейтронов также 1 идёт в ядро U-235, поддерживая реак­цию, примерно 1 - в ядро U-238, образуя затем Рu-239 (ядерное горючее), и 0,5 нейтрона те­ряется. Па одно ядро "сгоревшего" U-235 получается примерно 1 ядро Рu-239. В быстрой реакции из 2,5 нейтронов также 1 идет на поддержание реакции. Но теря­ется нейтронов меньше 0,5. Поэтому в ядра U-238 попадает больше нейтронов. В результате на одно ядро «сгоревшего» U-235 образуется больше 1ядра Рu-239. Происходит расширен­ное воспроизводство ядерного горючего. Создание и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах сложнее, чем на медлен­ных. Во-первых, резко уменьшается объем активной зоны. Это увеличивает плотность энер­говыделения, что приводит к росту температуры и ужесточает требования к конструкцион­ным материалам и теплоносителю. Во-вторых, повышаются требования к системе управле­ния реакторами, то есть к скорости выполнения операций управляющей системой.

6. Перспективы ядерной энергетики. На сегодняшний день нормально работающие АЭС являются экологически самыми чистыми из всех энергетических источников. Они не выделяют С0 2 и S0 2 , как тепловые станции, и потому не усугубляют парниковый эффект и не заливают водой пахотные земли, как ГЭС. С учетом возможности переработки U-238 в Рu-239 и Th-232 в U-233, запасов легко доступного ядерного горючего хватит на сотни лет. Использование АЭС позволит сохранит нефть, газ и уголь для химической промышленности. Трудностей с расширением парка АЭС две. Одна объективная, суть её в том, что не до конца решены проблемы, связанные с утилизацией и захоронением отходов ядерного горю­чего и элементов конструкции, отработавших ресурс реакторов.

Вторая трудность носит субъективный характер. По сравнению с тепловыми и гидро­станциями обслуживание АЭС требует более высокой технической культуры и накладывает на человека огромную ответственность. Малейшее отступления от технологической дисцип­лины может обернуться трагедией для тысяч людей.

7. Термоядерный синтез . Из кривой распределения удельной энергии связи следует, что слияние легких ядер в одно ядро, как и деление тяжелых ядер, должно сопровождаться выделением огромного количества энергии. Все ядра несут одноимённый положительный заряд. Чтобы их сблизить на расстоя­ние, на котором начинается синтез, два взаимодействующих ядра нужно разогнать навстречу друг другу. Это можно сделать двумя путями. Во-первых, с помощью ускорителей. Этот путь громоздок и малоэффективен. Во-вторых, просто нагревая газ до необходимой темпера­туры. Поэтому реакции слияния легких ядер, инициированные нагреванием газа, называют термоядерными реакциями. Оценим температуру дейтериевого газа, при которой начинается термоядерный син­тез дейтерий + дейтерий. 1 2 Н+ 1 2 Н→ 2 3 Не + 0 1 n + 3,27 МэВ.

Для слияния ядер их нужно сблизить на расстояние r = 2*10 -15 м. Потенциальная энер­гия при таком сближении должна быть равной кинетической энергии обоих ядер в системе

центра масс. (1/4πε 0)*(e 2 /r) = 2*(mυ 2 /2) = 2*(3/2)* кТ. Температура газа Т=(1/3K)*(1/4πε 0)*(e 2 /r)=3*10 9 K. Распределение частиц по энергиям близко к максвеловскому. Поэтому всегда есть бо­лее "горячие" частицы, а также благодаря туннельному эффекту, реакция синтеза начинается при меньших температурах Т ≈ 10 7 К.

Кроме реакции особый интерес представляют ещё две: дейтерий + дейтерий и дейтерий + тритий. 2 1 Н + 1 2 Н+ 1 2 p + 4,03 МэВ. (22.3) и 1 2 Н + 1 3 Н → 2 4 Не + 0 1 n +17,59 МэВ. (22.4)

В последней реакции на единицу массы выделяется примерно в 5 раз больше энергии, чем при делении U-235. Эта энергия представляет собой кинетическую энергию движения нейтронов и образующихся ядер гелия. В земных условиях удалось реализовать реакцию ядерного синтеза в виде неуправляемого взрыва термоядерной водородной бомбы.

8. Водородная бомба представляет собой обычную атомную бомбу, ядерный заряд которой (U-235 или Ри-239) окружен бланкетом из вещества, содержащего легкие атомы. Например, дейтерида лития LiD. Возникающая при подрыве атомного заряда высокая темпе­ратура инициирует термоядерный синтез легких атомов. Благодаря этому выделяется допол­нительная энергия, увеличивающая мощность бомбы. Помимо реакций (22.1) и (22.3) в бомбе с бланкетом из дейтерида лития может идти ещё одна. 3 6 Li+ 1 1 р→ 2 4 Нe + 2 3 Не + 4МэВ. (22.5). (22.4). Но тритий – β - - активный элемент. С периодом 12 лет он превращает­ся в Не-3. Поэтому водородные заряды с тритием имеют ограниченный срок хранения и должны регулярно испытываться. Из веществ, участвующих в термоядерном синтезе, не образуется радиоактивных продуктов. Но благодаря интенсивному нейтронному потоку радиоактивность наводится в ядрах конструкционных материалов и окружающих тел. Поэтому реализовать "чистую" ре­акцию синтеза без радиоактивных отходов нельзя.

9. Проблема управляемого термоядерного синтеза (У ГС) не решена до сих пор. Ее решение очень перспективно для энергетики. В воде морей и океанов содержится примерно 0,015% дейтерия (по числу атомов). Воды на земле около 10 20 кг. Если извлечь из этой воды дейтерий, то энергия, которую можно из неё получить, эквивалентна 6*10 18 К)" тонн каменного угля, это гигантская величина (примерно 0,001 массы Земли), Поэтому дейтерий морей и океанов представляет собой практически неисчерпаемый источник энергии.

Проблема УТС сводится к двум задачам, Во-первых, нужно научиться создавать в ог­раниченном объеме высокую температуру Т>10 7 К. Во-вторых, удерживать объём разоде­той до этой температуры плазмы в течение времени, достаточного для протекания реакции синтеза ядер. Обе эти задачи далеки от решения.

10. Термоядерные реакции в звездах. По современным представлениям, звезда рож­дается из протяженных газопылевых облаков, состоящих в основном из водорода. В результате гравитационного сжатия облако уплотняется и начинает разодеваться, превращаясь в протозвезду. Когда температура в центре протозвезды достигает 10 7 К, в ней возбуждаются термоядерные реакции синтеза легких элементов, в основном, водорода Гравитационное сжатие приостанавливается возросшим газокинетическим и оптическим давлением. Протозвезда превращается в звезду. Возможны два цикла превращения водорода в гелий. Ниже перечислены основные реакции, составляющие каждый цикл. В скобках рядом с уравнениями реакций указано среднее время реакции τ, вычисленное но эффективному сечению реакции для тех давлений и температур, которые есть внутри звезды.

Вторая половина XX века была периодом бурного развития ядерной физики. Стало ясно, что ядерные реакции можно использовать для получения огромной энергии из мизерного количества топлива. От взрыва первой ядерной бомбы до первой АЭС прошло всего девять лет, и когда в 1952 году была испытана водородная бомба, появились прогнозы, что уже в 1960-х вступят в строй термоядерные электростанции. Увы, эти надежды не оправдались.

Термоядерные реакции Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты – тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях

Игорь Егоров

Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.

Из всех термоядерных реакций в ближайшей перспективе интересны лишь четыре: дейтерий+дейтерий (продукты — тритий и протон, выделяемая энергия 4,0 МэВ), дейтерий+дейтерий (гелий-3 и нейтрон, 3,3 МэВ), дейтерий+тритий (гелий-4 и нейтрон, 17,6 МэВ) и дейтерий+гелий-3 (гелий-4 и протон, 18,2 МэВ). Первая и вторая реакции идут параллельно с равной вероятностью. Образующиеся тритий и гелий-3 «сгорают» в третьей и четвертой реакциях.

От деления к синтезу

Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.

Критерий Лоусона

Чтобы термоядерная реакция была энергетически выгодной, нужно обеспечить достаточно высокую температуру термоядерного топлива, достаточно высокую его плотность и достаточно малые потери энергии. Последние численно характеризуются так называемым «временем удержания», которое равно отношению запасённой в плазме тепловой энергии к мощности потерь энергии (многие ошибочно полагают, что «время удержания» — это время, в течение которого в установке поддерживается горячая плазма, но это не так). При температуре смеси дейтерия и трития, равной 10 кэВ (примерно 110 000 000 градусов), нам нужно получить произведение числа частиц топлива в 1 см 3 (т.е. концентрации плазмы) на время удержания (в секундах) не менее 10 14 . При этом неважно, будет ли у нас плазма с концентрацией 1014 см -3 и временем удержания 1 с, или плазма с концентрацией 10 23 и время удержания 1 нс. Это критерий называется «критерием Лоусона».
Кроме критерия Лоусона, отвечающего за получение энергетически выгодной реакции, существует ещё критерий зажигания плазмы, который для дейтерий-тритиевой реакции примерно втрое больше критерия Лоусона. «Зажигание» означает, что той доли термоядерной энергии, что остаётся в плазме, будет хватать для поддержания необходимой температуры, и дополнительный нагрев плазмы больше не потребуется.

Z-пинч

Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.

Принцип работы Z-пинча прост: электрический ток порождает кольцевое магнитное поле, которое взаимодействует с этим же током и сжимает его. В результате плотность и температура плазмы, через которую течёт ток, возрастают.

Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.

Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.

Чем меньше отношение большого радиуса тора токамака (расстояния от центра всего тора до центра поперечного сечения его трубы) к малому (радиусу сечения трубы), тем больше может быть давление плазмы при том же магнитном поле. Уменьшая это отношение, учёные перешли от круглого сечения плазмы и вакуумной камеры к D-образному (в этом случае роль малого радиуса выполняет половина высоты сечения). У всех современных токамаков форма сечения именно такая. Предельным случаем стал так называемый «сферический токамак». В таких токамаках вакуумная камера и плазма имеют почти сферическую форму, за исключением узкого канала, соединяющего полюса сферы. В канале проходят проводники магнитных катушек. Первый сферический токамак, START, появился лишь в 1991-м году, так что это достаточно молодое направление, но оно уже показало возможность получить то же давление плазмы при втрое меньшем магнитном поле.

Пробкотрон, стелларатор, токамак

Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.

Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.

Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.

Эти фантастически переплетенные трубы не арт-проект, а камера стелларатора, изогнутая в виде сложной трехмерной кривой.

В руках инерции

Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.

Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.

Есть ряд современных конфигураций стеллараторов, и все они близки к тору. Одна из наиболее распространённых конфигураций предполагает использование катушек, аналогичных катушкам полоидального поля токамаков, и четырёх-шести скрученных винтом вокруг вакуумной камеры проводников с разнонаправленным током. Создаваемое при этом сложное магнитное поле позволяет надёжно удерживать плазму, не требуя протекания через неё кольцевого электрического тока. Кроме того, в стеллараторах могут быть использованы и катушки тороидального поля, как у токамаков. А винтовые проводники могут отсутствовать, но тогда катушки «тороидального» поля устанавливаются вдоль сложной трёхмерной кривой. Последние разработки в области стеллараторов предполагают использование магнитных катушек и вакуумной камеры очень сложной формы (сильно «мятый» тор), просчитанной на компьютере.

Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.

Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.

Магнитные перспективы

Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.

Принципиально иной подход к синтезу предлагает концепция мюонного катализа. Мюон — это нестабильная элементарная частица, имеющая такой же заряд, как и электрон, но в 207 раз большую массу. Мюон может замещать электрон в атоме водорода, при этом размер атома уменьшается в 207 раз. Это позволяет одному ядру водорода приближаться к другому, не затрачивая на это энергию. Но на получение одного мюона тратится порядка 10 ГэВ энергии, что означает необходимость произвести нескольких тысяч реакций синтеза на один мюон для получения энергетической выгодны. Из-за возможности «прилипания» мюона к образующемуся в реакции гелию пока не удалось достичь более нескольких сотен реакций. На фото — сборка стелларатора Wendelstein z-x института физики плазмы Макса Планка.

Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.

Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.

Выбор реакции

На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура — тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения — миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака — это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев — это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.

Инерциальные надежды

Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.

Проблемы токамаков

Несмотря на прогресс установок иных типов, токамаки на данный момент все равно остаются вне конкуренции: если на двух токамаках (TFTR и JET) еще в 1990-х реально было получено выделение термоядерной энергии, приблизительно равное затратам энергии на нагрев плазмы (пусть такой режим и длился лишь около секунды), то на установках других типов ничего подобного добиться не удалось. Даже простое увеличение размеров токамаков приведет к осуществимости в них энергетически выгодного синтеза. Сейчас во Франции строится международный реактор ITER, который должен будет продемонстрировать это на практике.

Однако проблем хватает и у токамаков. ITER стоит миллиарды долларов, что неприемлемо для будущих коммерческих реакторов. Ни один реактор не работал непрерывно в течение даже нескольких часов, не говоря уж о неделях и месяцах, что опять же необходимо для промышленного применения. Пока нет уверенности, что материалы внутренней стенки вакуумной камеры смогут выдержать длительное воздействие плазмы.

Сделать проект менее затратным сможет концепция токамака с сильным полем. За счет увеличения поля в два-три раза планируется получить нужные параметры плазмы в относительно небольшой установке. На такой концепции, в частности, основан реактор Ignitor, который совместно с итальянскими коллегами сейчас начинают строить в подмосковном ТРИНИТИ (Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований). Если расчеты инженеров оправдаются, то при многократно меньшей по сравнению с ITER цене в этом реакторе удастся получить зажигание плазмы.

Вперед, к звездам!

Продукты термоядерной реакции разлетаются в разные стороны со скоростями, составляющими тысячи километров в секунду. Это делает возможным создание сверхэффективных ракетных двигателей. Удельный импульс у них будет выше, чем у лучших электрореактивных двигателей, а потребление энергии при этом может быть даже отрицательным (теоретически возможна выработка, а не потребление энергии). Более того, есть все основания полагать, что сделать термоядерный ракетный двигатель будет даже проще, чем наземный реактор: нет проблемы с созданием вакуума, с теплоизоляцией сверхпроводящих магнитов, нет ограничений по габаритам и т. д. Кроме того, выработка двигателем электроэнергии желательна, но вовсе не обязательна, достаточно, чтобы он не слишком много ее потреблял.

Электростатическое удержание

Концепцию электростатического удержания ионов легче всего понять на примере установки, называемой «фузором». Её основу составляет сферический сетчатый электрод, на который подаётся отрицательный потенциал. Ускоренные в отдельном ускорителе или полем самого центрального электрода ионы попадают внутрь его и удерживаются там электростатическим полем: если ион стремится вылететь наружу, поле электрода разворачивает его назад. Увы, вероятность столкновения иона с сеткой на много порядков выше, чем вероятность вступить в реакцию синтеза, что делает энергетически выгодную реакцию невозможной. Подобные установки нашли применение лишь в качестве источников нейтронов.
Стремясь совершить сенсационное открытие, многие учёные стремятся видеть синтез везде, где только можно. В прессе многократно возникали сообщения по поводу различных вариантов так называемого «холодного синтеза». Синтез обнаруживали в «пропитанных» дейтерием металлах при протекании через них электрического тока, при электролизе насыщенных дейтерием жидкостей, во время образования в них кавитационных пузырьков, а также в других случаях. Однако большинство из этих экспериментов не имели удовлетворительной воспроизводимости в других лабораториях, а их результаты практически всегда можно объяснить без использования синтеза.
Продолжая «славную традицию», начавшуюся с «философского камня», а затем превратившуюся в «вечный двигатель», многие современные мошенники предлагают уже сейчас купить у них «генератор холодного синтеза», «кавитационный реактор» и прочие «бестопливные генераторы»: про философский камень все уже забыли, в вечный двигатель не верят, а вот ядерный синтез сейчас звучит вполне убедительно. Но, увы, на самом деле таких источников энергии пока не существует (а когда их удастся создать, это будет во всех выпусках новостей). Так что знайте: если вам предлагают купить устройство, вырабатывающее энергию за счёт холодного ядерного синтеза, то вас пытаются просто «надуть»!

По предварительным оценкам, даже при современном уровне техники возможно создание термоядерного ракетного двигателя для полета к планетам Солнечной системы (при соответствующем финансировании). Освоение технологии таких двигателей в десятки раз повысит скорость пилотируемых полетов и даст возможность иметь на борту большие резервные запасы топлива, что позволит сделать полет на Марс не более сложным занятием, чем сейчас работа на МКС. Для автоматических станций потенциально станет доступной скорость в 10% от скорости света, что означает возможность отправки исследовательских зондов к ближайшим звездам и получение научных данных еще при жизни их создателей.

Наиболее проработанной в настоящее время считается концепция термоядерного ракетного двигателя на основе инерциального синтеза. При этом отличие двигателя от реактора заключается в магнитном поле, которое направляет заряженные продукты реакции в одну сторону. Второй вариант предполагает использование открытой ловушки, у которой одна из пробок намеренно ослаблена. Истекающая из нее плазма будет создавать реактивную силу.

Термоядерное будущее

Освоение термоядерного синтеза оказалось на много порядков сложнее, чем это казалось вначале. И хотя множество проблем уже решено, оставшихся хватит на несколько ближайших десятилетий напряженного труда тысяч ученых и инженеров. Но перспективы, которые открывают перед нами превращения изотопов водорода и гелия, столь велики, а проделанный путь уже столь значителен, что останавливаться на полпути не имеет смысла. Что бы ни говорили многочисленные скептики, будущее, безусловно, за синтезом.

Из четырёх основных источников ядерной энергии в настоящее время удалось довести до промышленной реализации только два: энергия радиоактивного распада утилизируется в источниках тока, а цепная реакция деления - в атомных реакторах. Третий источник ядерной энергии - аннигиляция элементарных частиц пока не вышел из области фантастики. Четвертый же источник - управляемый термоядерный синтез, УТС, находится на повестке дня. Этот источник по своему потенциалу хотя и меньше третьего, но существенно превышает второй.

Термоядерный синтез в лабораторных условиях осуществить достаточно просто, но добиться воспроизводства энергии до сих пор не удалось. Однако работы в этом направлении ведутся, отрабатываются и радиохимические методики, в первую очередь - технологии получения тритиевого топлива для установок УТС.

В данной главе рассмотрены некоторые радиохимические аспекты термоядерного синтеза и обсуждены перспективы использования установок для УТС в атомной энергетике.

Управляемый термоядерный синтез - реакция слияния лёгких атомных ядер в более тяжёлые ядра, происходящая при сверхвысокой температуре и сопровождающаяся выделением огромных количеств энергии. В отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в водородной бомбе) носит управляемый характер. В основных ядерных реакциях, которые планируется использовать в целях осуществления управляемого термоядерного синтеза, будут применяться -Н и 3 Н, а в более отдалённой перспективе 3 Не и “В.

Надежды на управляемый термоядерный синтез связаны с двумя обстоятельствами: i) полагают, что звезды существует за счёт стационарной термоядерной реакции, и 2) неконтролируемый термоядерный процесс удалось довольно просто реализовать во взрыве водородной бомбы. Кажется, нет никаких принципиальных препятствий для поддержания управляемой реакции ядерного синтеза. Однако интенсивные попытки реализовать в лабораторных условиях УТС с получением энергетического выигрыша окончились полным провалом.

Тем не менее, сейчас УТС рассматривается как важное технологическое решение, направленное на замену ископаемого топлива в производстве энергии. Всемирная потребность в энергии требующая увеличения производства электроэнергии и исчерпаемость невобновляемого сырья стимулирует поиск новых решений.

В термоядерных реакторах используется энергия, выделяющаяся при слиянии лёгких атомных ядео. Напоимео:

Реакция слияния ядер трития и дейтерия является перспективной для осуществления управляемого термоядерного синтеза, так как ее сечение даже при низких энергиях достаточно велико. Эта реакция обеспечивает удельную теплотворную способность 3,5-ю 11 Дж/г. Основная реакция D+T=n+a имеет наибольшее сечение о т ах =5 барн в резонансе при энергии дейтронов Е пШ х= 0,108 МэВ, по сравнению с реакциями D+D=n+3He a,„ a *=0,i05 барн; Е тах = 1,9 МэВ, D+D=p+T о тах = 0,09 барн; Е тах = 2,0 Мэв, а также с реакцией 3He+D=p+a a m ах=0,7 барн; Еотах= 0,4 МэВ. В последней реакции выделяется 18,4 МэВ. В реакции (3) сумма энергий п+а равна 17,6 МэВ, энергия образующихся нейтронов?„=14,1 МэВ; а энергия возникших а-частиц 3,5 МэВ. Если в реакциях T(d,n)a и:} He(d,p)a резонансы довольно узкие, то в реакциях D(d,n)3He и D(d,p)T имеют место очень широкие резонансы с большими значениями сечений в области от 1 до ю МэВ и линейным ростом от 0,1 МэВ до 1 МэВ.

Замечание. Проблемы легко зажигаемого DT топлива заключаются в том, что тритий не встречается в природе и его надо получать из лития в бридерном бланкете термоядерного реактора; тритий радиоактивен (Ti/ 2 =12,6 лет), в системе DT - реактора содержится от ю до юо кг трития; 8о% энергии в реакции DT выделяется с 14-МэВ-ными нейтронами, которые наводят искусственную радиоактивность в конструкциях реактора и производят радиационные разрушения.

На рис. 1 представлены энергетические зависимости сечений реакций (1 - з). Графики для сечений реакций (1) и (2) практически одинаковые - при росте энергии сечение возрастает и при больших энергиях вероятность реакции стремится к постоянному значению. Сечение реакции (3) сначала возрастает, достигает максимума ю барн при энергиях порядка 90 МэВ, а затем с ростом энергии уменьшается.

Рис. 1. Сечения некоторых термоядерных реакций как функция энергии частиц в системе центра масс: 1 - ядерная реакция (3); 2 - реакции (1) и (2).

Вследствие большого сечения рассеяния при бомбардировке ядер трития ускоренными дейтронами энергетический баланс процесса термоядерного синтеза по D - Т реакции может быть отрицательным, т.к. на ускорение дейтронов затрачивается больше энергии, чем выделяется при синтезе. Положительный энергетический баланс возможен, если бомбардирующие частицы после упругого столкновения будут способны вновь участвовать в реакции. Для преодоления электрического отталкивания ядра должны обладать большой кинетической энергией. Эти условия могут быть созданы в высокотемпературной плазме, в которой атомы или молекулы находятся в полностью ионизированном состоянии. Например, D-T - реакция начинает протекать только при температурах выше ю 8 К. Лишь при таких температурах выделяется больше энергии на единицу объёма и в единицу" времени, чем затрачивается. Поскольку на одну реакцию синтеза D-Т приходится ~Ю5 обычных столкновений ядер, проблема УТС состоит в решении двух задач: нагрева вещества до необходимых температур и его удержания на время, достаточное для «сжигания» заметной части термоядерного топлива.

Считается, что управляемый термоядерный синтез может быть реализован при выполнении критерия Лоусона (лт>10‘4 с см-з, где п - плотность высокотемпературной плазмы, т - время удержания её в системе).

При выполнении этого критерия энергия, выделяющаяся при УТС, превышает энергию, вводимую в систему.

Плазму необходимо удерживать внутри заданного объёма, т. к. в свободном пространстве плазма моментально расширяется. Вследствие высоких температур плазму нельзя поместить в резервуар из какого-либо

материала. Для удержания плазмы приходится использовать магнитное поле высокой напряженности, которое создают с помощью сверхпроводящих магнитов.

Рис. 2. Принципиальная схема токамака.

Если не ставить целью получения энергетического выигрыша, то в лабораторных условиях УТС осуществить достаточно просто. Для этого достаточно опустить в канал любого медленного реактора, работающего на реакции деления урана, ампулу с дейтеридом лития (можно использовать литий с природным изотопным составом (7% 6 Li), но лучше, если он обогащён стабильным изотопом 6 Li). Под действием тепловых нейтронов идёт следующая ядерная реакция:

В результате этой реакции, возникают «горячие» атомы трития. Энергии атома отдачи трития (~з МэВ) достаточно для протекания реакции взаимодействия трития с находящимся в LiD дейтерием:

Для энергетических целей этот метод не годится: затраты энергии на процесс превышают выделяющуюся энергию. Поэтому" приходится искать друтие варианты осуществления УТС, варианты, обеспечивающие большой энергетический выигрыш.

УТС с энергетическим выигрышем пытаются реализовать или в квазистационарных (т>1 с, тг >юи см "О, или в импульсных системах (t*io -8 с, п>ю 22 см*з). В первых (токамак, стелларатор, зеркальная ловутпка и т.п.) удержание и термоизоляция плазмы осуществляются в магнитных полях различной конфигурации. В импульсных системах плазма создаётся при облучении твёрдой мишени (крупинки смеси дейтерия и трития) сфокусированным излучением мощного лазера или электронными пучками: при попадании в фокус пучка малых твёрдотельных мишеней происходит последовательная серия термоядерных микровзрывов.

Среди различных камер для удержания плазмы перспективной является камера с тороидальной конфигурацией. При этом плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. В токамаке ток, индуцированный в плазме, является как бы вторичной обмоткой трансформатора. Магнитное поле, удерживая плазму, создаётся как за счёт тока, протекающего через обмотку вокруг камеры, так и за счёт тока, индуцированного в плазме. Для получения устойчивой плазмы используется внешнее продольное магнитное поле.

Термоядерный реактор - устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких температурах (>ю 8 К). Основное требование, которому должен удовлетворять термоядерный реактор, заключается в том, чтобы энерговыделение в результате

термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внешних источников на поддержание реакции.

Рис. з. Основные компоненты реактора для управляемого термоядерного синтеза.

Термоядерный реактор типа ТО- КАМАК (Тороидальная Камера с Магнитными Катушками) состоит из вакуумной камеры, образующей канал, где циркулирует плазма, магнитов, создающих поле и систем нагрева плазмы. К этому прилагаются вакуумные насосы, постоянно откачивающие газы из канала, система доставки топлива по мере его выгорания и дивертор - система, через которую полученная в результате термоядерной реакции энергия выводится из реактора. Тороидальная плазма находится в вакуумной оболочке. а-Частицы, образующиеся в плазме в результате термоядерного синтеза и находящиеся в ней, повышают её температуру. Нейтроны через стенку вакуумной камеры проникают в зону бланкета, содержащего жидкий литий, или соединение лития, обогащённое по 6 Li. При взаимодействии с литием кинетическая энергия нейтронов превращается в тепло, одновременно генерируется тритий. Бланкет помещён в специальную оболочку, которая защищает магнит от вылетающих нейтронов, у- излучения и потоков тепла.

В установках типа токамак плазму создают внутри тороидальной камеры с помощью безэлектродного кольцевого разряда. С этой целью в плазменном сгустке создают электрический ток, и при этом у него появляется собственное магнитное поле - сгусток плазмы сам становится магнитом. Теперь с помощью внешнего магнитного поля определенной конфигурации можно подвесить плазменное облако в центре камеры, не позволяя ему соприкасаться со стенками.

Дивертор - совокупность устройств (специальные полоидальные магнитные катушки; контактирующие с плазмой панели - нейтрализаторы плазмы), с помощью которых область непосредственного контакта стенки с плазмой максимально удалена от основной горячей плазмы. Служит для отвода тепла из плазмы в виде потока заряженных частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. Очищает плазму от загрязняющих примесей, мешающих протеканию реакции синтеза.

Термоядерный реактор характеризуется коэффициентом усиления мощности, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается:

• - из мощности, выделяемой при термоядерной реакции в плазме;
• - из мощности, которая вводится в плазму для поддержания температуры горения термоядерной реакции или стационарного тока в плазме;
• - из мощности, выделяющейся в бланкете - оболочке, окружающей плазму, в которой утилизуется энергия термоядерных нейтронов и которая служит защитой магнитных катушек от радиационных воздествий. Бланкет термоядерного реактора - одна из основных частей термоядерного реактора, специальная оболочка, окружающая плазму, в которой происходят термоядерные реакции и которая служит для утилизации энергии термоядерных нейтронов.

Бланкет со всех сторон охватывает кольцо плазмы, и родившиеся при D-Т синтезе основные носители энергии - 14-МэВ-ные нейтроны - отдают её бланкет}", нагревая его. В бланкете находятся теплообменники, по которым пропускают воду. При работе токамака в составе электростанции пар вращает паровую турбину, а она - ротор генератора.

Основная задача бланкета - съём энергии, трансформация её в тепло и передача его на электрогенераторные системы, а также защита операторов и окружающей среды от ионизирующего излучения, создаваемого термоядерным реактором. За бланкетом в термоядерном реакторе располагается слой радиационной защиты, функции которого заключаются в дальнейшем ослаблении потока нейтронов и образующихся при реакциях с веществом у-квантов для обеспечения работоспособности электромагнитной системы. Затем следует биологическая защита, за которой может работать персонал станции.

«Активный» бланкет - бридер, предназначен для наработки одного из компонентов термоядерного топлива. В реакторах, расходующих тритий, в бланкет включают бридерные материалы (соединения лития), призванные обеспечить эффективную наработку трития.

При работе термоядерного реактора на дейтерий-тритиевом топливе необходимо пополнять количество топлива (D+T) в реакторе и удалять 4Не из плазмы. В результате реакций в плазме происходит выгорание трития, а основная часть энергии синтеза передаётся нейтронам, для которых плазма прозрачна. Это приводит к необходимости размещения между плазмой и электромагнитной системой специальной зоны, в которой воспроизводится выгорающий тритий и происходит поглощение основной части энергий нейтронов. Такая зона и называется бридерным бланкетом. В нём воспроизводится сгоревший в плазме тритий.

Тритий в бланкете можно нарабатывать, облучая литий потоками нейтронов по ядерным реакциям: 6 Li(n,a)T+4,8 МэВ и 7 Li(n,n’a) - 2,4 МэВ.

При наработке трития из лития следует учитывать, что природный литий состоит из двух изотопов: 6 Li (7,52%) и 7 Li (92,48%). Сечение поглощения тепловых нейтронов чистым 6 Li 0=945 барн, а сечение активации по реакции (п,р) - 0,028 барн. У природного лития сечение выведения нейтронов, образующихся при делении урана, равно 1,01 барн, а сечение поглощения тепловых нейтронов о а =70,4 барн.

Спектры энергии у-излучения при радиационном захвате тепловых нейтронов 6 Li характеризуются величинами: средняя энергия у-квантов, испускаемых на один поглощённый нейтрон, в диапазоне энергий 6^-7 МэВ =0,51 МэВ, в диапазоне энергий 7-г8 МэВ - 0,94 МэВ. Полная энергия

В термоядерном реакторе, работающем на D-Т топливе, в результате реакции:

у-излучения на один захват нейтрона равна 1,45 МэВ. У 7 Li сечение поглощения равно 0,047 барн, а сечение активации - 0,033 барна (при энергиях нейтронов выше 2,8 МэВ). Сечение выведения нейтронов деления LiH природного состава =1,34 барн, металлического Li - 1,57 барн, LiF - 2,43 барна.

образуются термоядерные нейтроны, которые, покидая объём плазмы, попадают в область бланкета, содержащую литий и бериллий, где протекают следующие реакции:

Таким образом, термоядерный реактор будет сжигать дейтерий и литий, а в результате реакций будет образовываться инертный газ гелий.

При D-Т реакции в плазме происходит выгорание трития и образуется нейтрон с энергией 14,1 МэВ. В бланкете необходимо, чтобы этот нейтрон породил не менее одного атома трития для покрытия его потерь в плазме. Коэффициент воспроизводства трития к ("количество образующегося в бланкете трития в расчёте на один падающий термоядерный нейтрон) зависит от спектра нейтронов в бланкете, величины поглощения и утечки нейтронов. При юо% покрытии плазмы бланкетом необходимо значение к> 1,05.

Рис. 4. Зависимости сечения ядерных реакций образования трития от энергии нейтронов: 1 - реакция 6 Li(n,t)‘»He, 2 - реакция 7 Li(n,n’,0 4 He.

У ядра 6 Li сечение поглощения тепловых нейтронов с образованием трития очень велико (953 барн при 0,025 эВ). При низких энергиях сечение поглощения нейтронов в Li идёт по закону (l/u) и в случае природного лития достигает значения 71 барн для тепловых нейтронов. У 7 Li сечение взаимодействия с нейтронами равно всего 0,045 барн. Поэтому для повышения производительности бридера природный литий следует обогащать по изотопу 6 Li. Однако увеличение содержания 6 Li в смеси изотопов мало влияет на коэффициент воспроизводства трития: имеет место возрастание на 5% при увеличении обогащения изотопом 6 Li до 50% в смеси. В реакции 6 Li(n, Т)»Не поглотятся все замедлившиеся нейтроны. Кроме сильного поглощения в тепловой области небольшое поглощение (

Зависимость сечения реакции 6 Li(n,T) 4 He от энергии нейтронов приведена на рис. 7. Как это характерно для многих других ядерных реакций, сечение реакции 6 Li(n,f) 4 He уменьшается по мере увеличения энергии нейтронов (за исключением резонанса при энергии 0,25 МэВ).

Реакция с образованием трития на изотопе?Li идёт на быстрых нейтронах при энергии?„>2.8 МэВ. В этой реакции

производится тритий и нет потери нейтрона.

Ядерная реакция на 6 Li не может дать расширенного воспроизводства трития и только компенсирует выгоревший тритий

Реакция на?1л приводит к появлению одного ядра трития на каждый поглощённый нейтрон и регенерации этого нейтрона, который затем поглощается при замедлении и даёт ещё одно ядро трития.

Замечание. В природном Li коэффициент воспроизводства трития к «2. Для Li, LiFBeF 2 , Li 2 0, LiF, У^РЬвз k= 2,0; 0,95; 1,1; 1,05 и i,6, соответственно. Расплавленная соль LiF (66%) + BeF 2 (34%) носит название флайб (FLiBe ), её использование предпочтительно по условиям безопасности и уменьшения потерь трития.

Поскольку не каждый нейтрон D-T-реакции участвует в образовании атома трития, необходимо размножить первичные нейтроны (14,1 МэВ) с помощью (п, 2н) или (п, зп)-реакции, на элементах, имеющих достаточно большое сечение при взаимодействии быстрых нейтронов, например, на у Ве, Pb, Mo, Nb и многих других материалах с Z> 25. Для бериллия порог (п, 2п) реакции 2,5 МэВ; при 14 МэВ 0=0,45 барн. В результате, в вариантах бланкета с жидким или керамическим литием (LiA10 2) возможно достижение к* 1.1+1.2. В случае окружения камеры реактора урановым бланкетом размножение нейтронов может быть существенно увеличено за счёт реакций деления и (п,2п), (п,зл) реакций.

Замечание 1. Наведённая активность лития при облучении нейтронами практически отсутствует, так как образующийся радиоактивный изотоп 8 Li (cr-излучение с энергией 12,7 МэВ и /?-излучение с энергией ~6 МэВ) обладает весьма малым периодом полураспада - 0,875 с. Низкая активация лития и короткий период полураспада облегчают биологическую защиту установки.

Замечание 2. Активность трития, содержащегося в бланкете термоядерного DT- реактора ~*ю 6 Ки, поэтому использование DT-топлива не исключает теоретической возможности аварии масштаба нескольких процентов от Чернобыльской (выброс составил 510 7 Ки). Выброс трития с образованием Т 2 0 может приводить к радиоактивным осадкам, попаданию трития в грунтовые воды, водоёмы, живые организмы, растения с накоплением, в конечном счёте, в продуктах питания.

Выбор материала и агрегатного состояния бридера представляет собой серьёзную проблему. Материал бридера должен обеспечить высокий процент превращения лития в тритий и лёгкое извлечение последнего для последующей передачи в систему подготовки топлива.

К основные функциям бридерного бланкета относятся: формирование плазменной камеры; производство трития с коэффициентом k>i; превращение кинетической энергии нейтрона в тепло; утилизация тепла, образующегося в бланкете в процессе работы термоядерного реактора; радиационная защита электромагнитной системы; биологическая защита от радиации.

Термоядерный реактор на D-T-топливе в зависимости от материала бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» термоядерного реактора содержит Li, в нём под действием нейтронов получается тритий и происходит усиление термоядерной реакции с 17,6 МэВ до 22,4

МэВ. В бланкете гибридного («активного») термоядерного реактора не только производится тритий, но и имеются зоны, в которые помещается отвальный 2 з 8 и для получения 2 39Ри. При этом в бланкете выделяется энергия равная 140 МэВ на один нейтрон. Энергетическая эффективность гибридного термоядерного реактора в шесть раз выше, чем чистого. Одновременно достигается лучшее поглощение термоядерных нейтронов, что повышает безопасность установки. Однако наличие делящихся радиоактивных веществ создаёт радиационную обстановку, аналогичную существующей в ядерных реакторах деления.

Рис. 5.

Существуют две концепции чистого бридерного бланкета, основанные на применении жидких тритий-воспроизводящих материалов, или на применении твёрдых литий содержащих материалов. Варианты конструкций бланкетов связаны с типом выбранных теплоносителей (жидкометаллические, жидкосолевые, газовые, органические, вода) и классом возможных конструкционных материалов.

В жидкостном варианте бланкета литий является теплоносителем, а тритий - воспроизводящим материалом. Секция бланкета состоит из первой стенки, бридерной зоны (расплавленная соль лития, рефлектора (сталь или вольфрам) и лёгкой компоненты защиты (например, гидрид титана). Основная особенность литиевого самоохлаждаемого бланкета - отсутствие дополнительного замедлителя и размножителя нейтронов. В бланкете с жидким бридером можно использовать следующие соли: Li 2 BeF 4 (Т пл = 459°), LiBeF 3 {T wx . =380°), FLiNaBe (7^=305-320°). Среди приведённых солей Li 2 BeF 4 обладает наименьшей вязкостью, но наибольшей T wl . Перспек- тина эвтектика Pb-Li и расплав FLiNaBe, который выступает ещё и в качестве самоохладителя. Размножителями нейтронов в таком бридере служат сферические гранулы Be диаметром 2 мм.

В бланкете с твёрдым бридером в качестве бридерного материала используется литийсодержащая керамика, а размножителем нейтронов служит бериллий. В состав такого бланкета входят такие элементы, как первая стенка с коллекторами теплоносителя; зона размножения нейтронов; зона воспроизводства трития; каналы охлаждения зон размножения и воспроизводства трития; железоводная защита; элементы крепления бланкета; магистрали подвода и отвода теплоносителя и газа-носителя трития. Конструкционные материалы - ванадиевые сплавы и сталь ферритного или ферритно-мартенситного класса. Радиационная защита изготовлена из стальных листов. В качестве теплоносителя используется газообразный гелий под давлением юМПа с температурой входа 300 0 , выходная температура теплоносителя 650 0 .

Радиохимическая задача заключается в выделении, очистке и возвращении в топливный цикл трития. При этом важным является выбор функциональных материалов для систем регенерации компонентов топлива (бридерных материалов). Материал размножителя (бридера) должен обеспечить съём энергии термоядерного синтеза, генерацию трития и эффективное его извлечение для последующей очистки и трансформации в реакторное топливо. Для этой цели требуется материал с высокой температурной, радиационной и механической стойкостью. Не менее важны и диффузионные характеристики материала, обеспечивающие высокую подвижность трития и, как следствие, хорошую эффективность извлечения трития из бридерного материала при сравнительно низких температурах.

Рабочими веществами бланкета могут служить: керамика Li 4 Si0 4 (или Li 2 Ti0 3) - воспроизводящий материал и бериллий - размножитель нейтронов. И бридер и бериллий используются в форме слоя монодисперс- ных пэбблов (гранул с формой, близкой к сферической). Диаметры гранул Li 4 Si0 4 и Li 2 Ti0 3 варьируются в диапазонах 0.2-Ю.6 мм и о.8-м мм, соответственно, а гранулы бериллия имеют диаметр 1 мм. Доля эффективного объёма слоя гранул - 63%. Для воспроизводства трития, керамический бридер обогащают изотопом 6 Li. Типичный уровень обогащения по 6 Li: 40% для Li 4 Si0 4 и 70% для Li 2 Ti0 3 .

В настоящее время наиболее перспективным считается метатитанат лития 1л 2 ТЮ 3 из-за сравнительно большой скорости высвобождения трития при сравнительно низких температурах (от 200 до 400 0), радиационной и химической стойкости. Было продемонстрировано, что гранулы из тита- ната лития, обогащённого до 96% 6 Li в условиях интенсивного нейтронного облучения и термических воздействий, позволяют в течение двух лет генерировать литий практически с постоянной скоростью. Извлечение трития из облучённой нейтронами керамики проводят программированным нагревом бридерного материала в режиме непрерывной откачки.

Предполагается, что в ядерной индустрии установки термоядерного синтеза могут быть использованы по трём направлениям:

• - гибридные реакторы, в которых бланкет содержит делящиеся нуклиды (уран, плутоний), деление которых управляется мощным потоком высокоэнергетических (14 МэВ) нейтронов;
• - инициаторы горения в электроядерных подкритических реакторах;
• - трансмутация долгоживущих экологически опасных радионуклидов с целью обезвреживания РАО.

Высокая энергия термоядерных нейтронов предоставляет большие возможности выделения энергетических групп нейтронов для сжигания конкретного радионуклида в резонансной области сечений.