Укрощение плазмы

Энергия, заставляющая светиться Солнце и звезды, выделяется в термоядерных реакциях, которые протекают в их недрах. Возможность использовать эту энергию на Земле первое время казалась фантастикой — ведь для ее получения требуется температура во многие миллионы градусов.

Все изменилось с появлением водородной бомбы. Встал вопрос: можно ли применить столь могучий источник энергии в мирных целях? Это оказалось очень нелегко — больше полувека понадобилось физикам, чтобы начать строительство первого в мире термоядерного реактора с положительным выходом энергии. Если все пойдет успешно, то к середине века в наши дома придет наконец чистая «звездная» энергия.

Реакции термоядерного синтеза были открыты более 70 лет назад. В 1934 году Георгий Гамов высказал мысль, что протекающие при высокой температуре ядерные реакции могут быть источником энергии, способным в течение миллиардов лет поддерживать звезды в горячем состоянии. Детальную теорию ядерных реакций в звездах развил Ханс Бете в 1938 году. В этих реакциях из ядер водорода синтезируются более сложные ядра других элементов — гелия, лития, бора, углерода. А поскольку их образование происходит при высокой температуре, эти реакции называют термоядерным синтезом.

В центре Солнца из ядер обычного водорода сначала образуется его тяжелый изотоп дейтерий, из которого в ходе серии дальнейших реакций рождается гелий. Масса ядра гелия на 0,7% меньше массы ядер водорода, из которых оно образовалось. По формуле Эйнштейна Е = mc² эта разница в массе превращается в энергию. Вот эту энергию мы и получаем от Солнца в виде света и тепла.

Но процесс синтеза идет очень медленно. Особенно первый его этап, когда два ядра водорода сливаются в ядро дейтерия. Характерное время этой реакции исчисляется миллиардами лет. Поэтому удельная мощность термоядерных реакций в центре Солнца, как ни странно, совсем невелика — около 200 Вт/м³. Примерно в таком же темпе выделяется энергия в теле человека. Лишь за счет гигантских размеров солнечный термоядерный реактор производит поток энергии, достаточный для поддержания жизни на нашей планете.

Для земной энергетики мощности 200 Вт/м³, конечно, абсолютно недостаточно. К счастью, можно обойтись без самой медленной реакции — синтеза дейтерия, поскольку он существует на Земле в готовом виде. По одному его ядру приходится на 6700 ядер водорода. В каждом кубометре воды содержится 110 кг водорода и 33 г дейтерия. Казалось бы, немного, но если этот дейтерий сжечь в термоядерных реакциях, выделится столько же энергии, как при сгорании 200 т бензина. Так что запасы термоядерного топлива на Земле легко доступны и неисчерпаемы.

Условия синтеза

Для получения энергии на основе управляемого термоядерного синтеза нужно выполнить три условия. Во-первых, требуется чрезвычайно высокая температура. В центре Солнца она составляет около 15 миллионов градусов. На Земле, чтобы увеличить мощность термоядерных реакций до практически полезного уровня — хотя бы до 1000 Вт/м³ — температуру нужно поднять до сотен миллионов градусов. Это и есть первое и главное условие управляемого термоядерного синтеза.

Во-вторых, в реакции должно участвовать достаточно много частиц — выход энергии растет как квадрат плотности топлива. Но вместе с температурой и плотностью увеличивается давление, и удерживать горячую плазму от расширения становится все труднее. Отсюда третье основное условие: время ее удержания должно быть достаточным, чтобы выделившаяся в ходе реакции энергия превысила затраты на нагрев и удержание плазмы.

Из всех термоядерных процессов самые скромные требования к температуре у реакции дейтерия (D) с тритием (T) — «всего лишь» 100 миллионов градусов. На языке ядерной физики эта реакция записывается так:

D + T −> ⁴ He + n.

Продукты реакции — ядро гелия-4 (⁴ He) и нейтрон (n) — приобретают энергию соответственно 3,5 и 14,1 миллиона электрон-вольт (1 эВ = 1,6.10^–19 Дж). Для сравнения: при температуре в 100 миллионов градусов ядра, вступающие в реакцию, имеют энергию, эквивалентную всего лишь 10 000 электрон-вольт. Так что энергетический выигрыш получается огромный.

Итак, нам нужны дейтерий и тритий. Дейтерий можно добывать из воды, а вот с тритием проблема — он неустойчив, и период его полураспада составляет всего лишь 12 лет. Поэтому на Земле трития практически нет, и его придется создавать искусственно, облучая нейтронами литий. Это можно делать прямо в стенках реактора за счет нейтронов, выделяющихся в процессе термоядерного синтеза. Разведанных запасов лития на суше около 11 миллионов тонн — достаточно, чтобы 3000 лет поддерживать современный уровень производства энергии на Земле. Конечно, литий нужен и для других целей, но при необходимости его можно извлекать из морской воды — там его запасы в 20 000 раз больше. Так что проблем с обеспечением термоядерной энергетики топливом в обозримой перспективе не будет.

Проблема с нейтронами

Однако, помогая получать тритий, нейтроны одновременно создают ряд технических проблем. Во-первых, они вызывают в стенках реактора наведенную радиоактивность. И хотя она в сотни раз меньше, чем в продуктах деления урана на обычных АЭС, требуется тщательно подбирать состав материалов для камеры реактора и контролировать содержание в них примесей, чтобы избежать рождения опасных медленно распадающихся радиоактивных ядер.

Кроме того, нейтронное облучение снижает прочность конструкционных материалов. Энергичные нейтроны выбивают атомы из кристаллической решетки и образуют в твердом теле множество микроскопических каналов. Материал становится рыхлым. Прочность его резко падает. Так что стенки реактора, подверженные облучению нейтронами, придется периодически заменять. Делать это должны специально сконструированные роботы.

Избавиться от нейтронов и связанных с ними проблем позволяют другие термоядерные реакции. Например, если вместо трития использовать легкий изотоп гелия (³ He) то ни среди исходных веществ, ни среди продуктов реакции не будет ничего радиоактивного:

D + ³ He −> ⁴ He + H.

Правда, небольшое число нейтронов будет все-таки рождаться при взаимодействии между ядрами дейтерия. Возможно, в будущем именно эта реакция станет

основой термоядерной энергетики. Но для нее нужна почти в 10 раз более высокая температура, которой пока еще никто не достиг. К тому же гелия-3 на Земле практически нет — считанные килограммы в год выделяются из природного газа некоторых месторождений. Добывать его можно на Луне, куда он попадает в составе солнечного ветра и накапливается в верхних слоях грунта. Завоз на Луну горнодобывающей техники, строительство поселка для рабочих, производство ракет для доставки гелия на Землю — все это окупается стоимостью электроэнергии! Так что проект вполне реалистичен. Но первый реактор и первые термоядерные электростанции будут все-таки использовать реакцию дейтерия с тритием.

Ну и в совсем уж далекой перспективе можно думать об использовании идеально чистой реакции бора с водородом:

¹¹ B + ¹ Н−> 3 ⁴ He.

Но для этого нужно уметь получать еще более высокую температуру.

Горение или взрыв?

Из трех ключевых параметров термоядерного синтеза — температуры, плотности и времени удержания плазмы — один, температура, фактически задается выбранной реакцией. А вот соотношение двух других можно варьировать. Соответственно есть два основных пути: либо выбрать относительно низкую плотность топлива и продолжительное время удержания, либо, наоборот, максимально возможную плотность при очень небольшой продолжительности реакции.

На первом пути наибольших успехов удалось добиться, изолируя горячую плазму от контакта с холодными стенками реактора с помощью магнитного поля. Это технология магнитного удержания. Она основана на способности магнитного поля оказывать давление на плазму и снижать ее теплопроводность.

Современные сверхпроводящие электромагниты могут поддерживать в большом объеме магнитное поле напряженностью 5—6 тесла, создающее давление около 100 атмосфер. Опыт показывает, что для надежного удержания давление плазмы не должно превышать нескольких процентов от этой величины. При температуре в 100 миллионов градусов это соответствует концентрации около 1020 частиц на кубометр. Это примерно в 200 000 раз меньше плотности воздуха — по существу высокий вакуум.

Для получения положительного выхода энергии такую плазму нужно удерживать несколько секунд. В проекте строящегося сейчас первого термоядерного реактора ИТЭР заложены как раз такие параметры: давление магнитного поля 120 атмосфер, давление плазмы — около 3 атмосфер, время удержания — 3—4 секунды. За это время, характеризующее скорость потери частиц и тепла, прореагирует большая часть содержащегося в камере топлива. Если непрерывно компенсировать эти потери и одновременно удалять продукт реакции — гелий, разряд можно поддерживать значительно дольше. В ИТЭР поначалу он будет длиться несколько минут, а позднее его попробуют приблизить к часу.

Второй подход реализован пока только в термоядерной бомбе. Топливо здесь имеет плотность твердого тела, а то и еще выше — за счет сжатия при срабатывании запала в виде атомной бомбы. Давление такой плазмы составляет миллионы атмосфер, и противостоять ему, конечно, невозможно. Но выиграть какое-то время позволяют силы инерции — даже при огромном давлении расширение вещества не может произойти мгновенно.

Такой способ удержания называют инерционным, поскольку кроме инерции плазму ничто не удерживает. Она разлетается со скоростью звука, которая при температуре 100 миллионов градусов составляет около 600 км/с. За 5 миллиардных долей секунды плазма расширится на 3 миллиметра. Как раз такого размера термоядерные заряды можно безопасно взрывать в камере реактора в виде прочной сферы диаметром метров 10. Энергия подобного «микровзрыва» составит около миллиарда джоулей, или 250 килограммов тротила. Если взрывы повторять 5 раз в секунду, то с учетом КПД преобразования энергии электрическая мощность реактора получится около 1 миллиона киловатт.

Лазерное зажигание

Однако чтобы микровзрыв произошел, надо успеть за миллиардные доли секунды нагреть топливный шарик до термоядерной температуры. Сделать это можно с помощью мощных лазеров. Такие эксперименты проводятся уже около 30 лет. В лабораториях России, Франции, Японии, США построены лазеры с энергией до 20 000 джоулей. А в 2009 году в США должна заработать самая мощная лазерная установка NIF с энергией импульса до 1,8 миллиона джоулей.

Лазерные лучи со всех сторон направляют на мишень, содержащую термоядерное топливо. Это смесь дейтерия с тритием, охлажденная ниже температуры плавления водорода, то есть примерно до 10 градусов Кельвина (–263 °C). Под действием светового давления и реактивной силы от испаряющегося с поверхности вещества происходит одновременно сильное сжатие и нагрев мишени. Расчеты показывают, что если достичь плотности в 1000 раз выше плотности твердого водорода, то одного миллиона джоулей будет достаточно для поджига термоядерной реакции. Но пока в экспериментальных установках плотность возрастает лишь в 30—40 раз. Основное препятствие — недостаточная равномерность освещения мишени. Даже небольшие (в несколько процентов) различия скорости сжатия по разным направлениям приводят к деформации мишени, и плазма буквально просачивается между лазерными пучками.

Для более равномерного сжатия в последнее время стали применять схему непрямого облучения мишени. Твердый дейтерийтритиевый шарик помещают в оболочку из материала с большим зарядом ядра, например урана или золота. Лазерные лучи вводят в нее через два окна так, чтобы, не задев мишень, осветить внутреннюю поверхность оболочки. Она сразу превращается в слой горячей плазмы, испускающий мощное рентгеновское излучение, которое намного равномернее освещает мишень, вызывая ее сжатие.

Ожидается, что таким способом удастся достичь сжатия мишени в 4000 раз и получить в 100—200 раз больше термоядерной энергии, чем содержалось в лазерном импульсе. Впрочем, и этого мало: КПД лазера составляет около 2%, а значит, чистый выигрыш в энергии будет всего несколько раз. Возможно, ситуация улучшится, если разделить задачи сжатия и нагрева вещества: в качестве спички для поджига мишени, предварительно сжатой обычными лазерами, можно использовать появившиеся в последнее время лазеры с очень коротким импульсом — 10–11 секунды.

Еще одна проблема инерционного термоядерного синтеза — необходимость взрывать заряды несколько раз в секунду. Пока столь мощные лазеры дают по одному импульсу в несколько часов. Есть идея заменить их ускорителями ионов: у них значительно выше КПД, и они могут работать с высокой частотой. Но из-за электрического отталкивания ионов пучок трудно сфокусировать до нужного диаметра.

В целом положение с инерционным синтезом выглядит пока не слишком обнадеживающим. Но исследования продолжаются.

Тороидальные ловушки

Использование магнитного удержания плазмы выглядит более перспективным подходом к термоядерному синтезу. Главным препятствием на этом пути были различные неустойчивости. Плазма легко перетекает из области с сильным магнитным полем туда, где оно слабее. Ее давление в этом месте возрастает, вдобавок в ней возбуждается электрический ток, способный временно ослабить магнитное поле. В результате плазма может неожиданно вырваться из области удержания.

Наиболее успешным способом удержания оказались тороидальные магнитные ловушки. Если плазму замкнуть в кольцо, придав ей форму бублика (тора), и наложить вдоль тора магнитное поле, оно будет препятствовать движению плазмы поперек силовых линий. Вдоль силовых линий частицы плазмы могут перемещаться свободно, но при этом они все время остаются внутри ловушки, не сталкиваясь со стенками.

Правда, и тут все оказалось непросто. Магнитному полю в тороидальной ловушке надо придавать сложную винтообразную конфигурацию. Решая эту проблему, американские и советские ученые пошли разными путями. Лайман Спитцер в США предложил использовать специальные винтовые обмотки. Спитцер назвал свое изобретение стелларатором — что-то вроде «звездного тора».

В СССР для создания винтового поля в тороидальной камере решили пустить электрический ток прямо по плазме — она проводит электричество ничуть не хуже меди. Идея оказалась настолько успешной, что название установки токамак, образованное от слов «ток», «камера» и «магнитное поле», теперь известно всему миру.

С тех пор идет непрерывное соревнование токамаков и стеллараторов. Вначале успешнее развивались исследования на стеллараторах. Были изобретены и опробованы различные способы нагрева плазмы — током, текущим по плазме, магнитной накачкой, радиоволнами, придумано очень эффективное устройство очистки плазмы от примесей — дивертор. Температуру плазмы удалось довести до 1 миллиона градусов, но вот со временем удержания дела обстояли неважно — оно составляло лишь тысячные доли секунды, а с ростом температуры еще более сокращалось.

Успехи токамаков

На токамаках в это время основной проблемой был радиационный барьер. Прорываясь сквозь магнитное поле, плазма касалась фарфоровой стенки камеры и загрязнялась атомами кремния, углерода, кислорода. Они ярко светились, и вся вкладываемая в плазму энергия уходила с этим излучением. Температура не поднималась выше 100—300 тысяч градусов.

Преодолеть радиационный барьер удалось в результате долгой и кропотливой работы по совершенствованию конструкции. Фарфор заменили нержавеющей сталью: при прогреве до 300 °С из нее уходит вода, а с ней и кислород. Введение безмасляной откачки с помощью титановых и турбомолекулярных насосов значительно снизило поступление в плазму углерода. Удалось также подавить самые грубые колебания плазмы и получить почти «спокойную» плазму. Все это позволило к 1968 году достичь в токамаке Т-3 температуры 10 миллионов градусов — на порядок выше, чем в стеллараторах.

Американским ученым очень не хотелось в это верить, и они подвергли сомнению методику измерений столь высокой температуры. Тогда академик Лев Арцимович пригласил английских ученых приехать в Москву со своими приборами и самим измерить температуру плазмы. Она оказалась даже еще выше — около 12 миллионов градусов. Была также измерена и мощность термоядерной реакции. При этой температуре она составила 0,005 ватта. После этого в США прокатилась волна оргвыводов: все работы по стеллараторам были прекращены, а на месте самого большого из них был построен токамак — точная копия советского. Началось триумфальное шествие токамаков.

За прошедшие 40 лет объединенными усилиями ученых всего мира проделана гигантская работа по исследованию удержания плазмы в токамаках. Изучены основные закономерности и механизмы переноса тепла и частиц, разработаны методы измерения плотности и температуры плазмы, электрических и магнитных полей. Созданы национальные и международные базы данных, где собираются результаты исследования поведения плазмы в различных условиях.

К настоящему времени необходимая для термоядерного реактора температура в 100 миллионов градусов достигнута и даже превзойдена, правда, при меньшей чем надо плотности плазмы. На самом большом токамаке JET, построенном Европейским Союзом в Великобритании, мощность термоядерной реакции достигает уже 16 000 киловатт, возвращая около 40% от вложенной в плазму энергии.

Осталось сделать еще один шаг — получить от плазмы больше энергии, чем в нее вложено. Именно эта цель стоит перед международным реактором-токамаком ИТЭР.

А что же стеллараторы?

После закрытия американской стеллараторной программы исследования на них продолжались в СССР, Англии, Германии, Франции, а потом и в Японии. Были найдены причины неудачи американских экспериментов. Главная из них — недооценка точности, с которой должны изготавливаться обмотки магнитов. Она лежит на пределе возможностей современного машиностроения. К тому же детали магнитной системы стелларатора имеют крайне сложную форму и сделаны из очень неудобных материалов — меди или сверхпроводящих сплавов.

Ошибки масштаба 1:10 000 в размерах или форме магнитных обмоток приводят к заметным нарушениям структуры магнитного поля. Ловушка становится «дырявой» и время удержания плазмы резко падает. Поэтому построить стелларатор намного сложнее, чем такого же размера токамак.

В то же время стелларатор в качестве основы будущего термоядерного реактора имеет важные преимущества. Магнитное поле в нем можно не выключать годами. То есть в принципе он может работать в постоянном режиме, что и требуется для термоядерного реактора. В токамаке же для поддержания тока в плазме требуется импульсное магнитное поле, так что время существования плазмы в нем ограничено. Удастся ли добиться стационарного режима в реакторе-токамаке, пока никто не знает.

Другое важное преимущество стеллараторов — отсутствие самой опасной из неустойчивостей плазмы, так называемых больших срывов. В токамаке винтовое магнитное поле создается током, который течет прямо по плазме и подвержен колебаниям и движениям вместе с ней.

Иногда в результате этих колебаний структура удерживающего магнитного поля меняется так неудачно, что плазма буквально вылетает на стенку камеры. Это и есть большой срыв. В таком крупном реакторе, как ИТЭР, где запас энергии плазмы эквивалентен 250 килограммам тротила, это может привести даже к разрушению стенки реактора. Вот почему в проект заложено требование: большой срыв может случаться не чаще раза в год. Зато в стеллараторах, где структура магнитного поля не зависит от движения плазмы, такой проблемы просто нет.

Исследования на стеллараторах прошли тот же длинный путь, что и на токамаках. Но по объему выполненных научных работ стеллараторы отстают от токамаков на целое поколение — лет на 10. Это и понятно — в мире работает около 200 токамаков и всего несколько стеллараторов. И все же отставание постепенно сокращается. Время удержания плазмы в современных стеллараторах составляет уже десятые доли секунды, а ее параметры в самых крупных моделях — немецком Wendelstein и японском LHD — не уступают лучшим достижениям токамаков и приближаются к реакторным. Мощность термоядерных реакций достигает уже 80% от вложенной в плазму. При обсуждении долговременных планов развития термоядерной энергетики часто высказывается мысль, что первые реакторы, конечно, должны быть токамаками, а вот первая термоядерная электростанция, возможно, будет построена на основе стелларатора.

Даешь термояд к середине века!

Строительство реактора ИТЭР займет 8 лет и первая плазма в реакторе должна появиться в 2015 году. Сначала в экспериментах будет использоваться обыкновенный водород, без дейтерия и трития, чтобы научиться выводить параметры разряда на расчетный режим. Затем пройдут эксперименты с дейтериевой плазмой, и только потом будет добавлен тритий. Делается это для того, чтобы не расходовать ресурс по наведенной радиоактивности, пока решаются задачи, прямо не связанные с осуществлением термоядерной реакции. Одновременно в Японии сооружается Стенд для испытания материалов (СИМ). На нем будут изучаться последствия нейтронного облучения специальных марок стали и других материалов, использующихся для сооружения реактора.

Следующий шаг — создание Демонстрационного реактора ДЕМО. Его проектирование начнется после 2015 года, а запуск ожидается в 2030–2035 годах. В нем уже должен быть реализован полный цикл переработки термоядерной энергии с выдачей электричества во внешнюю сеть, чтобы продемонстрировать не только принципиальную осуществимость, но и коммерческую привлекательность термоядерного реактора. И, наконец, около 2045 года может начаться строительство коммерческой термоядерной электростанции (ТЯЭС).

В этом плане каждый шаг начинается еще до завершения предыдущего. Получаемые в результате испытаний данные сразу же учитываются и используются в ходе создания следующей установки. Это позволит сэкономить около 20 лет. И все равно энергия от термоядерных электростанций придет в дома не раньше 2050 года.