Они аналогичны движущим ракету реактивным силам, с той лишь разницей, что здесь эти силы направлены внутрь, к центру мишени. Этим методом можно создать давления порядка 1011 МПа и плотности, в 10 000 раз превышающие плотность воды. При такой плотности почти вся термоядерная энергия высвободится в виде небольшого взрыва за время ~10–12 с. Происходящие микровзрывы, каждый из которых эквивалентен 1–2 кг тротила, не вызовут повреждения реактора, а осуществление последовательности таких микровзрывов через короткие промежутки времени позволило бы реализовать практически непрерывное получение полезной энергии. Для инерциального удержания очень важно устройство топливной мишени. Мишень в виде концентрических сфер из тяжелого и легкого материалов позволит добиться максимально эффективного испарения частиц и, следовательно, наибольшего сжатия.
Рис. 4. В ЛАЗЕРНОМ РЕАКТОРЕ УТС маленький шарик, содержащий дейтерий и тритий, облучается со всех сторон несколькими лазерными пучками одновременно.
За счет бурного испарения частиц с его поверхности шарик сжимается, в результате чего температура и плотность внутри него повышаются до уровня, необходимого для термоядерной реакции.
Расчеты показывают, что при энергии лазерного излучения порядка мегаджоуля (106 Дж) и кпд лазера не менее 10% производимая термоядерная энергия должна превышать энергию, израсходованную на накачку лазера. Термоядерные лазерные установки имеются в исследовательских лабораториях России, США, Западной Европы и Японии.
В настоящее время изучается возможность использования вместо лазерного луча пучка тяжелых ионов или сочетания такого пучка со световым лучом. Благодаря современной технике такой способ инициирования реакции имеет преимущество перед лазерным, поскольку позволяет получить больше полезной энергии. Недостаток заключается в трудности фокусировки пучка на мишени.
7 .Установка с магнитным удержанием
Магнитные методы удержания плазмы исследуются в России, США, Японии и ряде европейских стран. Главное внимание уделяется установкам тороидального типа, таким, как токамак и пинч с обращенным магнитным полем, появившимся в результате развития более простых пинчей со стабилизирующим продольным магнитным полем.
Для удержания плазмы при помощи тороидального магнитного поля Bj необходимо создать условия, при которых плазма не смещалась бы к стенкам тора. Это достигается "скручиванием" силовых линий магнитного поля (т.н. "вращательным преобразованием"). Такое скручивание осуществляется двумя способами. В первом способе через плазму пропускается ток, приводящий к конфигурации уже рассмотренного устойчивого пинча. Магнитное поле тока Bq Ј –Bq вместе с Bj создает суммарное поле с необходимым закручиванием. Если Bj Bq, то получается конфигурация, известная под названием токамак (аббревиатура выражения "ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками"). Токамак (рис. 5) был разработан под руководством Л.А.Арцимовича в Институте атомной энергии им. И.В.Курчатова в Москве. При Bj ~ Bq получается конфигурация пинча с обращенным магнитным полем.
Рис. 5. ТОРОИДАЛЬНОЕ ПОЛЕ стелларатора или токамака. Частицы, многократно обегая пространство внутри тора вдоль магнитной силовой линии, описывают тороидальную поверхность и тем самым не позволяют скапливаться электрическим зарядам. Типичная траектория частицы – ADCBA.
Во втором способе для обеспечения равновесия удерживаемой плазмы применяются специальные винтовые обмотки вокруг тороидальной плазменной камеры. Токи в этих обмотках создают сложное магнитное поле, приводящее к закручиванию силовых линий суммарного поля внутри тора. Такая установка, называемая стелларатором, была разработана в Принстонском университете (США) Л.Спитцером с сотрудниками.
Токамак. Важным параметром, от которого зависит удержание тороидальной плазмы, является "запас устойчивости" q, равный rBj/RBq, где r и R – соответственно малый и большой радиусы тороидальной плазмы. При малом q может развиваться винтовая неустойчивость – аналог неустойчивости изгиба прямого пинча. Ученые в Москве экспериментально показали, что при q > 1 (т.е. Bj Bq) возможность возникновения винтовой неустойчивости сильно уменьшается. Это позволяет эффективно использовать выделяемое током тепло для нагревания плазмы. В результате многолетних исследований характеристики токамаков существенно улучшились, в частности за счет повышения однородности поля и эффективной очистки вакуумной камеры.
Полученные в России обнадеживающие результаты стимулировали создание токамаков во многих лабораториях мира, а их конфигурация стала предметом интенсивного исследования. Омический нагрев плазмы в токамаке недостаточен для осуществления реакции термоядерного синтеза. Это связано с тем, что при нагреве плазмы сильно уменьшается ее электрическое сопротивление, и в результате резко снижается выделение тепла при прохождении тока. Увеличивать ток в токамаке выше некоторого предела нельзя, поскольку плазменный шнур может потерять устойчивость и переброситься на стенки камеры. Поэтому для нагрева плазмы используют различные дополнительные методы. Наиболее эффективные из них – инжекция пучков нейтральных атомов с высокой энергией и микроволновое облучение. В первом случае ускоренные до энергий 50–200 кэВ ионы нейтрализуются (чтобы избежать "отражения" их назад магнитным полем при введении в камеру) и инжектируются в плазму. Здесь они снова ионизуются и в процессе столкновений отдают плазме свою энергию. Во втором случае используется микроволновое излучение, частота которого равна ионной циклотронной частоте (частота вращения ионов в магнитном поле). На этой частоте плотная плазма ведет себя как абсолютно черное тело, т.е. полностью поглощает падающую энергию. На токамаке JET стран Европейского союза методом инжекции нейтральных частиц была получена плазма с ионной температурой 280 млн. кельвинов и временем удержания 0,85 с. На дейтериево-тритиевой плазме получена термоядерная мощность, достигающая 2 МВт. Длительность поддержания реакции ограничивается появлением примесей вследствие распыления стенок камеры: примеси проникают в плазму и, ионизуясь, существенно увеличивают энергетические потери за счет излучения. Сейчас работы по программе JET сосредоточены на исследованиях возможности контроля примесей и их удаления т.н. "магнитным дивертором".
Большие токамаки созданы также в США – TFTR, в России – T15 и в Японии – JT60. Исследования, выполненные на этих и других установках, заложили основу для дальнейшего этапа работ в области управляемого термоядерного синтеза: на 2010 намечается запуск большого реактора для технических испытаний. Предполагается, что это будет совместная работа США, России, стран Европейского союза и Японии. См. такжеТОКАМАК.
Пинч с обращенным полем (ПОП). Конфигурация ПОП отличается от токамака тем, что в ней Bq ~ Bj, но при этом направление тороидального поля вне плазмы противоположно его направлению внутри плазменного шнура. Дж.Тейлор показал, что такая система находится в состоянии с минимальной энергией и, несмотря на q < 1, хорошо защищена от наиболее грубых крупноразмерных магнитогидродинамических неустойчивостей. От более мелких, локальных неустойчивостей ее в значительной мере защищает т.н. "магнитный шир" – изменение направления силовых линий суммарного магнитного поля при движении по радиусу шнура. Эксперименты на установке "Зета" в Англии показали, что в плазме может спонтанно возникать обращенная конфигурация поля, и когда это происходит, плазма сильнее нагревается и проявляет повышенную устойчивость.
Достоинством конфигурации ПОП является то, что в ней отношение объемных плотностей энергии плазмы и магнитного поля (величина b) больше, чем в токамаке. Принципиально важно, чтобы b было как можно больше, поскольку это позволит уменьшить тороидальное поле, а следовательно, снизит стоимость создающих его катушек и всей несущей конструкции. Слабая сторона ПОП состоит в том, что термоизоляция у этих систем хуже, чем у токамаков, и не решена проблема поддержания обращенного поля.
Стелларатор. В стеллараторе на замкнутое тороидальное магнитное поле налагается поле, создаваемое специальной винтовой обмоткой, навитой на корпус камеры. Суммарное магнитное поле предотвращает дрейф плазмы в направлении от центра и подавляет отдельные виды магнитогидродинамических нестабильностей. Сама плазма может создаваться и нагреваться любым из способов, применяемых в токамаке.
Главным преимуществом стелларатора является то, что примененный в нем способ удержания не связан с наличием тока в плазме (как в токамаках или в установках на основе пинч-эффекта), и потому стелларатор может работать в стационарном режиме. Кроме того, винтовая обмотка может оказывать "диверторное" действие, т.е. очищать плазму от примесей и удалять продукты реакции.
Удержание плазмы в стеллараторах всесторонне исследуется на установках Европейского союза, России, Японии и США. На стеллараторе "Вендельштейн VII" в Германии удалось поддерживать не несущую тока плазму с температурой более 5Ч106 кельвинов, нагревая ее путем инжекции высокоэнергетичного атомарного пучка.
Последние теоретические и экспериментальные исследования показали, что в большинстве описанных установок, и особенно в замкнутых тороидальных системах, время удержания плазмы можно увеличить, увеличивая ее радиальные размеры и удерживающее магнитное поле. Например, для токамака подсчитано, что критерий Лоусона будет выполняться (и даже с некоторым запасом) при напряженности магнитного поля ~50 ё 100 кГс и малом радиусе тороидальной камеры ок. 2 м. Таковы параметры установки на 1000 МВт электроэнергии.
При создании столь крупных установок с магнитным удержанием плазмы возникают совершенно новые технологические проблемы. Чтобы создать магнитное поле порядка 50 кГс в объеме нескольких кубических метров с помощью охлаждаемых водой медных катушек, потребуется источник электроэнергии мощностью в несколько сотен мегаватт. Поэтому очевидно, что обмотки катушек необходимо делать из сверхпроводящих материалов, таких, как сплавы ниобия с титаном или с оловом. Сопротивление этих материалов электрическому току в сверхпроводящем состоянии равно нулю, и, следовательно, на поддержание магнитного поля будет расходоваться минимальное количество электроэнергии.
8. Сверхбыстродействующие системы. Управляемый термоядерный синтез с инерциальным удержанием
Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, полезная энергия при таком способе сжигания может быть получена лишь при очень высокой плотности рабочего вещества. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего, исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диаметром 1–2 мм), приготовленных из смеси дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема здесь заключается в подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. В настоящая время (1976) решение этой проблемы возлагается на применение лазерных лучей или интенсивных электронных пучков. Исследования в области Управляемый термоядерный синтез с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование электронных пучков находится на более ранней стадии изучения – здесь выполнены пока сравнительно немногочисленные эксперименты. Оценки показывают, что выражение для энергии W, которую необходимо подводить к установке для обеспечения работы реактора, имеет вид:
дж
Здесь h – выражение общего вида для кпд устройства и a – коэффициент сжатия мишени. Как показывает написанное равенство, даже при самых оптимистических допущениях относительно возможного значения h величина W при a = 1 получается несоразмерно большой. Поэтому только в сочетании с резким увеличением плотности мишени (примерно в 104 раз) по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t) мишени можно подойти к приемлемым значениям W. Быстрое нагревание мишени сопровождается испарением её поверхностных слоев и реактивным сжатием внутренних зон. Если подводимая мощность определённым образом программирована во времени, то, как показывают вычисления, можно рассчитывать на достижение указанных коэффициентов сжатия. Другая возможность состоит в программировании радиального распределения плотности мишени. В обоих случаях необходимая энергия снижается до 106 дж, что лежит в пределах технической осуществимости, учитывая стремительный прогресс лазерных устройств.
9. Трудности и перспективы
Исследования в области Управляемый термоядерный синтез сталкиваются с большими трудностями как чисто физического, так и технического характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Правда, применение сильных магнитных полей специальной конфигурации подавляет потоки частиц, покидающих зону реакции, и позволяет получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазменные образования. Электромагнитное излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетические потери определяются только тормозным излучением электронов и в случая (d, t) реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при температурах выше 4·107 К. Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, которые при рассматриваемых температурах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к резкому увеличению интенсивности сплошного спектра, к появлению линейчатого спектра и возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых металлов в качестве материала диафрагм, применение специальных устройств для улавливания чужеродных атомов и т.д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня. Точнее – "летальная" концентрация, исключающая возможность протекания термоядерных реакций, например для примеси вольфрама или молибдена, составляет десятые доли процента.
Огромное значение, которое придаётся исследованиям в области Управляемый термоядерный синтез, объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды настоятельно требует перевода промышленного производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Но подобная реконструкция промышленности неизбежно связана с резким возрастанием энергопотребления. Между тем ресурсы минерального топлива ограничены и при сохранении существующих темпов развития энергетики будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетий (уголь). Конечно, наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения сильно затрудняет радикальное решение этой проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромных радиоактивных отходов (альтернатива: выброс радиоактивных отходов в космос). По имеющимся оценкам, радиоактивная опасность установок на Управляемый термоядерный синтез должна оказаться на три порядка величины ниже, чем у реакторов деления. Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум следует искать в сочетании солнечной энергетики и Управляемый термоядерный синтез.
Список литературы
1. #"#">#"#">#"#" title=Magnesium>магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958
5. Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2
