Запасы ископаемого топлива (нефти, газа, угля) неуклонно истощаются, новые месторождения открываются с трудом, время их безудержной эксплуатации определенно уходит. Нефть и газ закончат свою карьеру уже в этом веке. А между тем доля ископаемых источников в мировой энергетике сейчас больше 80%. Что придет на смену тепловым электростанциям (ТЭС)? Атомная энергия, производство которой в индустриальных странах многократно выросло, а в некоторых из них (Франция, Япония) покрывает значительную часть энергетического бюджета (50–70%), могла бы решить дело. Электроэнергия, производимая АЭС, самая дешевая. Эти станции не сжигают атмосферный кислород, как ТЭС, не загрязняют атмосферу гигантскими выбросами вредных газов и пыли. Однако в современном виде они несут угрозу радиационного загрязнения среды – при непредвиденных авариях и возможных атаках террористов. Хранение радиоактивных отходов отработанного топлива – другая серьезная трудность. Успешно решая энергетическую задачу сегодня, атомная энергетика создает будущим поколениям еще более сложную экологическую проблему.
Возобновляемые источники энергии – вода рек, излучение Солнца, морские приливы, ветер – не могут пока внести заметный вклад в энергетику по причине малой мощности и высокой себестоимости электроэнергии, хотя их заметный прогресс (особенно солнечной энергетики) вселяет уверенность в широком применении уже в этом веке. Основные надежды возлагаются на развитие в ближайшие десятилетия (пока окончательно не истощатся сырьевые запасы ископаемого топлива) термоядерного метода получения энергии, пионерские работы по развитию которого сделаны в нашей стране.
Управляемый термоядерный синтез
Идея неисчерпаемого энергетического источника, основанного на реакции синтеза легких ядер, была подсказана звездами. Решая проблему «за счет чего светят звезды», астрофизик А.Эддингтон предположил, что в их центральной зоне, где температура достигает миллионов градусов, происходят ядерные реакции, в которых масса ядер уменьшается на величину Dm и, в соответствии с формулой А.Эйнштейна, выделяется энергия Е=Dm c2, где c – скорость света. Плеяда физиков ХХ в., среди которых был и наш Г.Гамов, развила идею Эддингтона в законченную теорию термоядерного (ТЯ) горения, блестяще подтвержденную экспериментами с солнечными нейтрино, поток которых образуется в ТЯ-реакциях.
Первым практическим применением рукотворного ТЯ-источника стала водородная бомба, в которой была осуществлена неуправляемая реакция синтеза тяжелых изотопов водорода – дейтерия 2Н (D) и трития 3Н (T) – с образованием гелия (4Не) и нейтрона (n):
D + T Ю 4Не + n. (1)
В каждой реакции выделяется энергия Q = (mD + mT – – mHe – mn) с2 = 17,6 МэВ. Впервые о возможности создания сверхмощного оружия на основе реакции (1) заявили Ю.Б.Харитон и профессора МИФИ И.И.Гуревич, Я.Б.Зельдович и И.Я.Померанчук в докладной записке, направленной в 1946 г. правительству СССР («Успехи физических наук», 1991, т. 161, с. 171).
Быстрая реализация водородной бомбы в начале 50-х гг. создала иллюзию столь же быстрого успеха управляемого термоядерного синтеза (УТС) с целью получения энергии – практически неисчерпаемого, экологически чистого источника. Чтобы не доводить дело до взрыва, реакция (1) должна протекать в малых дозах – в разреженной и очень нагретой дейтерий-тритиевой плазме. Высокая температура (в десять раз выше температуры центра Солнца) нужна для того, чтобы ядра дейтерия и трития сближались на расстояние действия ядерных сил (приблизительно 10–13см), преодолевая кулоновское отталкивание. Плотность плазмы порядка 1014 атом/cм3 (10–5 от плотности газа при нормальном давлении) ограничена возможностью ее удержания магнитным полем, препятствующим тепловому разлету. Генеральным направлением УТС стало предложение И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова (1952 г.) о магнитном удержании плазмы. Плазма – сгусток заряженных частиц (ядер и электронов) – должна быть заключена в магнитную ловушку, где она может нагреваться до нужной температуры, будучи изолированной от стенок реактора. Еще одно условие УТС – сохранение высокой температуры дейтерия и трития достаточно долго (не меньше 1 с), чтобы энерговыделение за счет реакций синтеза превысило затраты энергии на создание и разогрев плазмы. На этом пути были разработаны десятки экспериментальных установок, получивших название токамак (токовая камера с магнитными катушками).
Условия оказались технически сложными и энергетически «затратными»: температура – не ниже 100 млн градусов, напряженность удерживающего магнитного поля – десятки тысяч эрстед, требуемый объем горячей плазмы – сотни кубических метров. Столь высокие требования и непредсказуемость поведения плазмы привели к тому, что «прямой путь» затянулся на полстолетия и только сейчас привел исследователей к возможности создания реактора с положительным выходом энергии (рис. 1).
Рис. 1. На пути к реактору-токамаку с положительным выходом энергии (1965–1998 гг.). QDT – отношение ТЯ-энергии к энергии разогрева плазмы
Длительная затяжка УТС вызвала, с одной стороны, серьезные сомнения в практической возможности создания термоядерных электростанций, с другой, – появление альтернативных путей ядерного синтеза. Столбовой тракт к желаемому энергетическому изобилию разделился на много дорог и троп, ведущих в общем нужном направлении, с заранее неизвестными трудностями. Какие из них окажутся непроходимыми, а какие, преодолев преграды, выведут к заветной цели?
Проект ITER
Самым «продвинутым», доведенным до инженерного решения, является крупный проект ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), уже более 10 лет разрабатываемый «большой четверкой» (США, Европой, Россией и Японией) и практически рассчитанный «до последнего болта». ITER – это очередной гигантский шаг в развитии метода токамака и весьма сложное, дорогое предприятие. Даже в новом, «урезанном» варианте его стоимость составляет 4 млрд долларов!
Все физические задачи, связанные с поведением плазмы в магнитном поле (ее разогрев, подавление неустойчивостей, приводящих к охлаждению), – считаются решенными на предыдущих установках, но множество инженерно-технических вопросов (радиационная стойкость материалов, выбор оптимальных режимов, переход к непрерывному горению) еще ждут своего решения. Размеры установки, ее уникальное приборное оснащение так велики, а ожидаемые результаты настолько ответственны, что до сих пор не принято окончательного решения о создании ITER. Не достигнуто согласия о сроках и месте строительства, о составе консорциума. Американская сторона, несколько лет назад вышедшая из числа участников проекта, сейчас, убедившись в отсутствии реальных альтернатив, вновь готова принять участие на этапе строительства. Ряд новых стран (Индия, Китай) хотят присоединиться к проекту. Наиболее заинтересованы страны, лишенные природных источников (Англия, Франция, Германия, Япония) и чувствующие сильнее других угрозу энергетического кризиса. Россия, родоначальница исследований по УТС, где они велись широким фронтом, принимает участие в основном своими разработками токамаков и огромным накопленным опытом. Координатор работ – научный центр «Курчатовский институт».
На рис. 2 показана схема ITER. Его главные параметры: мощность 500 МВт, отношение энергии ТЯ-синтеза к энергии дополнительного нагрева не менее 10, время горения плазмы 400 с (с переходом на непрерывный режим), большой и малый радиусы тора 6,2 м и 2 м соответственно, объем плазмы 840 м3, ток плазмы 15 МА. Грандиозная установка, великолепные, превышающие критические значения параметры плазмы.
Если строительство начнется в ближайший год, специалисты прогнозируют к 2030 г. создание первой ТЯЭС и начало коммерческой эксплуатации «искусственного солнца». Здесь еще неизбежно встретятся преграды и «непредвиденные обстоятельства». Как видно, ожидать быстрого включения ТЯ-синтеза в мировую энергетическую упряжку вряд ли следует.
Рис. 2. Общий вид проектируемого реактора ITER-FEAT, в котором будет получен энергетически выгодный термоядерный синтез
В настоящее время самые высокие параметры плазмы получены на крупных установках «Токамак-15» (Россия), TFTR (США), JET (Европа), JT-60 (Япония), которые были чисто исследовательскими и не использовали дейтерий-тритиевую смесь (по причине радиоактивности трития). Их цель – проверка теории, описывающей поведение высокотемпературной плазмы, на основе которой делаются расчеты более крупных промышленных установок. Можно считать, что плазма сейчас ведет себя вполне предсказуемым образом и исследования уже достигли границы энергетически выгодного УТС (Q = 1 на рис. 1). В некоторых случаях эта граница по отдельным параметрам даже пройдена: получена температура 400 млн град., в 4 раза больше минимально необходимой (JT-60), энергетический выход Q = 1,25(JT-60U), мощность реактора в течение
1 с составляла 10 MВт (TFTR) и 16 MВт (JET).
ITER-FEAT – еще более крупная экспериментальная установка, по-видимому, последняя перед созданием демонстрационного промышленного ТЯ-реактора. Главное направление ее исследований:
– оптимизация работы всех действующих агрегатов реактора;
– повышение мощности в 50 раз и достижение уровня крупных современных ТЭС;
– увеличение времени жизни горячей плазмы до минут с последующим переходом на непрерывное (часы, дни) горение (достижение «границы горения» на рис. 1);
– решение вопроса регенерации трития (работа дивертора);
– решение ряда важнейших технических задач по надежности и эффективности эксплуатации промышленного реактора.
Инерциальный термоядерный синтез
Необходимые критерии УТС можно получить, как показал А.Д.Сахаров в 1960 г., и не удерживая плазму магнитным полем. Без какого-либо капкана – позволяя нагретой d–t-плазме, в которой протекают реакции синтеза, свободно разлетаться во все стороны. Разлету плазмы препятствует инерция ее частиц, обладающих массой. Даже очень нагретая плазма, созданная быстрым внешним облучением, будет «инерциально» удерживаться в течение наносекунд (f 10–9 с). Столь короткое время, предоставленное для ТЯ-реакций, должно быть скомпенсировано высокой плотностью плазмы, которая, согласно расчетам, должна в 100 раз превосходить плотность твердого тела. Вместо очень разреженной, но долго удерживаемой магнитным полем плазмы предлагается противоположное ее состояние – очень плотная и короткоживущая. А результат тот же – превышение энергии, выделяемой в реакциях синтеза, над энергетическими затратами. «Инерциальный термояд» – это путь отдельных микровзрывов d–t-мишеней (размером около 1 мм), следующих с определенной частотой, наподобие вспышек бензина в цилиндрах ДВС.
Конкретный путь реализации был указан Н.Г.Басовым и О.Н.Крохиным в 1964 г. – обжимать и нагревать d–t-мишени мощными лазерными пучками, самой природой предназначенными для быстрого ввода в малый объем огромной порции энергии. Это направление получило название лазерного термояда. За прошедшие 40 лет лазерный метод проделал большой путь. Были созданы многопучковые установки, которые позволяли синхронно сбрасывать импульсы лазерного излучения на сферические мишени, добиваясь их равномерного сжатия и разогрева (рис. 3). Были разработаны сверхкороткие импульсные лазеры (10–15 с), наиболее пригодные для УТС, и многослойные мишени, сжимаемые равномерно без потери формы. Плотность в фокусе лазерного луча достигла 1018 вт/cм2.
И все же лазерный вариант отстает от магнитного. Главный недостаток – слабое поглощение лазерного излучения горячей плазмой: чем выше ее температура, тем меньше она «замечает» лазерный луч, проходящий через нее. Велики потери на отражение от холодной короны, образованной вокруг мишени. Низок КПД мощных лазеров. «Лазерный термояд» еще не исчерпал своих потенциальных возможностей, он нуждается в новых подходах, чтобы стать более эффективным. И на этом пути нет надежды на быстрое решение проблемы УТС.
Рис. 3. Временная последовательность сжатия и взрыва дейтерий-тритиевой мишени в реакторе ENEA/Frascati-1 (инерциальный термояд)
Пучковый термоядерный синтез
Если не годится лазерный пучок, почему бы не использовать пучки заряженных частиц, которые более покладисто будут взаимодействовать с мишенью? Так возникло несколько групп пучкового термояда – электронного, протонного, ионного, в последнее время – пучков тяжелых ионов. Тут выбор достаточно большой – в дело пойдут потоки любых частиц, получаемые на ускорителях (главное назначение которых – фундаментальные исследования). Рано или поздно достижения чистой науки находят применение в технике.
Плюсы пучкового термояда – высокий КПД (особенно для электронных пучков), сильное взаимодействие с мишенью (для протонов и ионов), огромная концентрация энергии при сбросе на мишень тяжелых ионов, хорошо изученная методика разводки пучков. Недостатки – электростатическое отталкивание одноименно заряженных частиц, трудность фокусировки пучка, сложность одновременного сброса на мишень многих пучков. Пока пучковый термояд, развитие которого началось с запозданием, отстает от лазерного. Не найдена золотая середина из многих предлагаемых вариантов, продолжаются поисковые эксперименты.
Рентгеновский термоядерный синтез
Недавно «сказала свое слово» новая установка Национальной лаборатории Сандиа (США), в которой вместо лазерного пучка используется рентгеновский. При сдавливании электрическим разрядом (Z-пинч) вольфрамовых проволок, окружающих дейтериевую мишень, проволоки испаряются, создавая мощный рентгеновский импульс, который сжимает и нагревает мишень. Достигнута, по-видимому, рекордно высокая температура, свидетельство чему – большой выход нейтронов (1010 на один Z-пинч)* из дейтериевой плазмы, где проходит менее выгодная по сравнению с (1) реакция:
D + D Ю 3He + n. (2)
Все предыдущие методы ориентировались на d–t-синтез. Если сообщение Сандиа (апрель этого года) подтвердится, это будет означать, что произошел действительно резкий прорыв по всему фронту УТС! Использование рентгеновской установки вместо дорогого лазера приведет к удешевлению ТЯ-энергии, повысив ее конкурентную способность. Отказ от d–t-топлива снимет сложную проблему наработки трития. А это не только экономическая выгода, но и важный экологический стимул. Дейтерий – стабильный элемент, в достаточном количестве встречающийся в воде (один атом дейтерия на 6000 атомов легкого водорода). Земные запасы дейтерия неисчерпаемы. Тритий радиоактивен (период полураспада 12 лет), и его «в готовом виде» на Земле нет. Тритий получают в реакции
n + 6Li Ю 4He + T, (3)
и, следовательно, его потенциальный запас определяется земным обилием лития, которого, к счастью, достаточно много, но все же не так, как водорода в земной гидросфере. Переход на чисто дейтериевое топливо означает практическую неисчерпаемость ТЯ-источника. Термоядерное D–D-горючее – экологически чистое, в то время как d–t-топливо радиоактивно и в случае утечки грозит опасным заражением водоемов.
В проекте ITER тритий должен нарабатываться внутри реактора, в специальном блоке – диверторе, где литий облучается нейтронами, образуемыми в реакции (1). Работа дивертора – один из трудных технических вопросов, который пока не решен.
Первый успех установки Сандиа дал импульс для разработки конкурирующей с ITER силовой станции «Z-pinch fusion power plant». Возможно, в конкурентной борьбе этих направлений будет получено желаемое ускорение УТС. Однако могут вмешаться и другие сценарии развития ядерного синтеза.
Взрывная дейтериевая энергетика
С середины 90-х гг. в Российском федеральном ядерном центре ВНИИТФ (г. Снежинск) разрабатывается метод получения ТЯ-энергии путем взрывов атомных зарядов, инициирующих d–d-реакцию. Попросту говоря, предлагается производить в камере КВС (котел вспышечного сгорания) термоядерные взрывы большой мощности (а не микровзрывы, как в инерциальном термояде) с целью получения энергии.
Группа ученых-практиков под руководством д.ф.-м.н. Г.А.Иванова давно занимается экспериментальными взрывами. Надежность КВС, судя по многолетнему опыту работы, обеспечена. Энергетическая выгода заключается в том, что выделяемая в реакции (2)** энергия идет на производство электричества, а нейтроны регенерируют плутоний-239 из урана-238, как это делается сейчас в реакторах на быстрых нейтронах (возможен ториевый цикл – получение из ядер тория-232 нового топлива, ядер урана-233). Как и в Сандиа, используется только дейтериевое топливо – благодаря высокой температуре, получаемой при взрыве атомного запала. Предлагаемая мощность зарядов – 10 килотонн в тротиловом эквиваленте, что в 105 раз больше мощности микровзрывов лазерных мишеней!
Такой взрыв может выдержать КВС очень большого размера – диаметр 120 м, высота 250 м, камера из железобетона со стенками толщиной 25 м, наполненная разреженным аргоном (рис. 4). Для смягчения ударной волны за секунды до взрыва перед стенками создается защитный занавес из жидкого натрия, одновременно используемого как теплоноситель первого контура и как аккумулятор наработанного ядерного топлива. Установка размещается под землей в скальном грунте. По размерам и техническим параметрам КВС – это монстр, по сравнению с которым ITER выглядит жалким лилипутом.
Дополнительное преимущество предлагаемого метода в том, что решается проблема оружейного плутония, запасы которого, согласно международным договорам по ядерному разоружению, некуда девать. Авторы утверждают, что накопленного плутония хватит для обеспечения мировой энергетики на тысячу лет. Именно этот «задел» позволит «взрывной энергетике» быстро заменить традиционные электростанции. Все необходимые элементы рабочего реактора известны, процессы досконально изучены. Необходимо признание научного сообщества и волевое решение директивных органов. Другие методы УТС ввиду незавершенности многих технических задач будут решаться в цейтноте и, по мнению авторов взрывной дейтериевой энергетики, обречены на неудачу.
Как отнестись к столь радикальной энергетике? Огромная мощность взрывов, грандиозность КВС, высокая радиоактивность продуктов, постоянная опасность ужасных катастроф. Где обещанная УТС экологическая чистота и забота об окружающей среде? Как известно, все атомные взрывы, даже подземные, запрещены. Никогда в прошлом энергетика не была такой угрожающе боевой. Даже звезды (за исключением вспыхивающих новых и сверхновых) выбирают мирный, стационарный, контролируемый ТЯ-синтез. В целом метод крайне «тревожный», на который не так просто решиться даже под угрозой энергетического голода.
Рис. 4. Схема реактора КВС (взрывная
дейтериевая энергетика)
Холодный термоядерный синтез
Особняком стоит метод УТС, в котором не нужны горячая плазма, микро- и макровзрывы, вообще какой-либо разогрев. Это направление, получившее название холодного термояда, или, более правильно, мюонного катализа, было предложено А.Д.Сахаровым и Я.Б.Зельдовичем в 1957 г. Суть его заключается в использовании нестабильной частицы – отрицательно заряженного мюона, масса которого в 200 раз больше массы электрона. Мюон по своим свойствам очень похож на электрон (его называют тяжелым электроном), в частности, он может замещать электрон в атоме, но, по закону квантования, радиус мюонной орбиты в 200 раз меньше, чем электронной. Атомы дейтерия и трития, в которых место электрона занял мюон, могут объединяться в молекулы, где ядра дейтерия и трития (по той же причине) сближены в 200 раз, до расстояния около 10–11 см, что все еще намного больше радиуса ядерных сил (10–13 см). В горячей плазме при таком сближении ядерная реакция не пойдет, т.к. встреча ядер длится мгновение, после чего они разлетаются. Но в мезомолекуле дейтерий и тритий постоянно находятся на таком расстоянии и могут, «почувствовав» друг друга, с заметной вероятностью осуществить «туннельный переход», вступив в реакцию (1). Образуются ядро гелия и нейтрон, выделится энергия синтеза, а мюон, ставший вновь свободным, может сесть на орбиту соседнего атома, заменив в нем электрон. Все повторится – произойдет новое сближение ядер и новая реакция синтеза. Отрицательный мюон выступает здесь в роли активного посредника, ядерного Фигаро, сводящего вместе дейтерий и тритий. Он – ядерный катализатор. Оказывается, за время своей короткой жизни (f 2 мкс) мюон успевает осуществить до ста d–t-реакций.
До чего красивая физика! Не нужны сверхвысокие температуры, нет надобности в капризной плазме, отпадают сильные магнитные поля и мощные пучки частиц. Но простота не дается даром – нужны интенсивные потоки мюонов, получаемые на ускорителях во взаимодействии энергичных протонов с ядрами, и, как в любом методе, необходимо условие положительного выхода энергии. Сейчас идет борьба за энергетическую «цену» одного мюона, и если она окажется меньше суммарного выхода реакций синтеза, мю-катализ будет включен в реестр конкурирующих путей УТС.
Тупиковые пути ядерного синтеза
Не все предложения оказались плодотворными. Не обошлось без дутых сенсаций и смелых надежд, оказавшихся несостоятельными. В науке, к счастью, иллюзии распознаются быстро из-за их открытого обсуждения и проверки.
В конце 80-х гг. появилось сообщение американских химиков о холодном синтезе при электролизе тяжелой воды. Секрет якобы состоял в выборе материала электродов (лучшим оказался палладий), адсорбирующего водород. Ионы дейтерия скапливались в электроде, где из-за большого давления мог происходить «туннельный эффект», как при мю-катализе. Никакие теоретические оценки не подтверждали такой возможности. Тщательная проверка, проведенная в других лабораториях, показала ошибочность первых экспериментов. И все же, отвергнув этот метод, исследователи получили положительный результат: оказалось, что при некоторых условиях ядерный синтез возможен без высокой температуры за счет скрытого ускорения частиц в субатомных электрических полях. Получить на этой основе энергетически выгодный УТС невозможно.
Другая сенсация пока еще жива, но, похоже, и она скоро заглохнет. Речь идет о пузырьковом термояде, предложенном 10 лет назад академиком Р.Нигматулиным (Уфимский научный центр) и подтвержденном группой американских исследователей во главе с проф. Р.Лэхи. Это тоже вариант холодного синтеза, но с более серьезным обоснованием. В дейтерированном ацетоне создавались условия роста микропузырьков газа, а затем внешним акустическим воздействием проводилось их сжатие (кавитация), что резко повышало температуру (до нескольких миллионов градусов) и могло инициировать реакции d–d-синтеза. Регистрировались нейтроны и активность трития – индикаторы реакции (2). Несомненно, ядерный синтез происходил, но совершенно не очевидно, что будет получен энергетически выгодный термояд. Критические замечания, появившиеся в печати, показывают, что исследователи переоценили полученные результаты, а теоретические расчеты российского ученого слишком неопределенны, чтобы на их основе делать заключение о перспективности метода.
Камо грядеши?
Путей УТС много. Некоторые из них, как метод токамака, эволюционировали и сейчас подошли к моменту реализации в промышленном масштабе, хотя понадобится еще несколько десятков лет для создания ТЯЭС. Другие, появившиеся позднее (варианты «инерциального термояда»), заметно отстают, но продолжают совершенствоваться. Новые, в особенности рентгеновский термояд установки Сандиа и взрывная дейтериевая энергетика, претендуют на лидерство благодаря простоте и экономичности. Были и ложные тропы, и заманчивые миражи. И все же, зная, что ТЯ-источник неизбежно должен заменить тепловые станции уже через 30–40 лет, все направления нужно исследовать. Ни один путь (за исключением явно тупиковых) не должен остаться без внимания. Слишком велика ставка цивилизации на термоядерный источник. Слишком серьезна угроза энергетического кризиса.
Многолетний руководитель программы «Токамак» академик Л.А.Арцимович, при котором встретились первые серьезные трудности с плазмой и были достигнуты первые успехи ее укрощения, на вопрос «Когда же будет построен работающий термоядерный реактор?» отвечал: «Тогда, когда это будет нужно человечеству». Кажется, это время уже наступило.
* Еще больший выход нейтронов получен на установке «Ангара-5-1» (ТРИНИТИ, г. Троицк, Россия)
** Полный цикл ядерных реакций дейтериевого горения:
D + D Ю t + p + 4 МэВ.
D + T Ю 4He + n + 17,6 МэВ.
D + D Ю 3He + n + 3,3 МэВ.
D + 3He Ю 4He + p + 18,3 МэВ.
Итог: 6D Ю 2 4He + 2p + 2n + 43,2 МэВ.
