Термоядерные реакторы. Физические принципы, состояние разработок и перспективы.

Известно, что у легких ядер удельная энергия связи растет с ростом массового числа. Поэтому процесс слияния энергетически выгоден и должен сопровождаться выделением энергии. Условием для процесса синтеза является достаточно большая кинетическая энергия взаимодействующих ядер, необходимая для преодоления кулоновского барьера. Эту энергию можно получить в виде энергии теплового движения при очень сильном нагревании.

Так как процесс синтеза сопровождается большим энерговыделением, то при достаточно большой концентрации взаимодействующих ядер в принципе становится возможной самоподдерживающаяся термоядерная реакция, при которой тепловое движение реагирующих ядер поддерживается за счет энергии реакции, а реакция – за счет теплового движения.

Необходимая температура зависит от размеров реагирующей системы и концентрации ядер. Так, на Солнце термоядерная реакция идет при температуре около 1,4*10^{7 0}С. Примерно при такой же температуре может быть получена в земных условиях термоядерная реакция взрывного характера (водородная бомба).

Для получения управляемой цепной реакции необходима значительно более высокая температура (10⁸-10^{9 0}С). При столь высоких температурах вещество находится в состоянии горячей, полностью ионизированной плазмы, состоящей из исключительно заряженных частиц. Проблема осуществления управляемой термоядерной реакции очень сложна из-за необходимости получения, плотной, горячей и долгоживущей плазмы, подвешенной внутри вакуумизированного реактора ограниченного объема без контакта с его стенками. Реактор такого типа был реализован в виде тороидальной магнитной ловушки с комбинированными магнитными полями. В дальнейшем установки такого типа получили название токомаков (тороидальная камера со стабилизирующим магнитным полем)

Оценка показывает, что термоядерная реакция в дейтерий-тритиевой плазме, нагретой до Т=10^{8 0}С, будет давать выигрыш в энергии при выполнении условия nτ≥(2-3)10¹⁴ см^-3с, где n – число ядер в 1 см³, а τ – время удержания плазмы в секундах. Для чисто дейтериевой плазмы Т=10⁹, а nτ≥10¹⁶ см^-3с. В 1976 году на установке «Токомак-10» с объемом плазмы 5 м³ получены следующие параметры плазмы: Т=1,3*10⁷, nτ=5*10¹² см^-3с.

Близкие параметры плазмы вскоре были получены и на других установках типа токомака, построенных как в СССР, так и за рубежом. Главным итогом исследований, проведенных на этих установках, является заключение и приближении параметров плазмы к требуемым с ростом размеров установки. Современные установки (например, «Токомак-15» построенный в СССР) имеют объем плазмы около 25 м³, а токомаки следующего поколения будут иметь объем плазмы в несколько сотен кубических метров и станут действующими моделями термоядерных электростанций. В 1981 году совместными усилиями советских и западных специалистов был разработан реактор «ИНТОР».

Основные параметры ИНТОРа таковы: объем плазменного тора 200 м³, большой радиус тора 5,2, малый радиус – 1,2 м, разогревающий ток 6,2 10⁶ А, время разогрева 4-5 с, удерживающее магнитное поле 5,5 Тл, тепловая мощность реакции 620 МВт, ожидаемое время горения зажженной термоядерной реакции 200 с. Процесс в ИНТОРе будет идти циклически с промежутками в 30 с (необходимыми для очистки камеры с продуктами взаимодействия плазмы с ее стенками). Теплосъем будет осуществляться при помощи бланкетов – толстых поглотителей нейтронов, преобразующих их кинетическую энергию в тепло. Для передачи тепла из бланкета в теплообменник может использоваться вода, циркулирующая в бланкете под давлением, или расплавленный литий. В этом случае бланкет будет выполнять функцию регенератора трития. Предполагается, что ИНТОР будет последней экспериментальной установкой перед созданием экспериментальной термоядерной электростанции. Поэтому кроме доказательства возможности осуществления самоподдерживающейся реакции синтеза, на нем будет нарабатываться тритий: ⁶Li+n->⁴He+³H.

Второй возможный путь высвобождения энергии заключается в сверхбыстром (около 10^-9 с) всестороннем нагревании твердых миниатюрных мишеней из смеси дейтерия с тритием лазерным лучом, ионным или электронным пучком очень большой мощности.

Третий путь – гибридный термоядерно-атомный реактор.

Четвертый путь – гибридный μ-каталистический реактор.

В настоящее время все основные надежды возлагаются на первый путь.

В настоящее время контролируемая термоядерная реакция осуществляется путем синтеза дейтерия ²H и трития ³H с выделением гелия-4 ⁴He 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 почти не производит радиоактивных продуктов:

, где p — протон

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

Сторонники коммерческого использования термоядерных реакторов для производства электроэнергии приводят следующие аргументы в их пользу(список аргументов основан на анализе материалов, ссылки на которые указаны в разделе "Ссылки"):

• 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 исключаются случаи саботажа и терроризма
• По сравнению с ядерными реакторами, вырабатывается незначительное количество радиоактивных отходов с коротким периодом полураспада.
• С помощью вычислений можно провести оценку, 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 распада, 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 CO₂ (один из основных газов, которые могут считаться причиной глобального потепления) на жителя США в день (эти данные были озвучены в телевизионных новостях)
• В отличии от электростанций на возобновляемых источниках энергии термоядерные реакторы можно устанавливать где угодно (в том числе на транспорте: корабли, суда, самолёты и даже автомобили), в каких угодно количествах и без серьёзного вреда для окружающей среды (затопления водохранилищ, поражение птиц лопастями ветровых электростанций...).
• В космосе же они вовсе незаменимы тк. дальше пояса астероидов и тем более на ночных сторонах планет солнечные батареи малоэффективны, химические виды топлива имеют слишком большой объём и главное массу, традиционное ядерное топливо есть далеко не везде, а вот водород в изобилии.