На недавнем совещании в Сарове Президент Медведев сформулировал программу развития ядерной энергетики в стране: в ближайшее время – оптимизировать водно-водяной энергетический реактор, в среднесрочной перспективе – сформировать энергетику на основе замкнутого цикла с реакторами на быстрых нейтронах, в долгосрочной перспективе – практическое освоение управляемого термоядерного синтеза как основы энергетики будущего. Последний пункт комментирует Дмитрий Дьяконов, доктор физ.-мат. наук, заместитель руководителя отделения Петербургского института ядерной физики РАН.
Извлечение ядерной энергии основано на том фундаментальном факте, что ядра химических элементов из середины таблицы Менделеева упакованы плотно, а по краям таблицы, т.е. самые легкие и самые тяжелые ядра, – менее плотно. Наиболее плотно упакованы ядра железа и его соседи по периодической системе. Поэтому мы выигрываем энергию в двух случаях: когда мы делим тяжелые ядра на более мелкие осколки и когда мы склеиваем легкие ядра в более крупные.
Соответственно, энергию можно извлекать двумя способами: в ядерных реакциях деления тяжелых элементов – урана, плутония, тория – или в ядерных реакциях синтеза (слипания) легких элементов – водорода, лития, бериллия, и их изотопов. В природе, в естественных условиях, реализуются оба типа реакций. Реакции синтеза идут во всех звездах, включая Cолнце, и являются практически единственным исходным источником энергии на Земле – если не непосредственно через солнечный свет, то опосредованно – через нефть, уголь, газ, воду и ветер. Природная реакция деления имела место на Земле около двух миллиардов лет назад на территории нынешнего Габона в Африке: там случайно скопилось много урана в одном месте и в течение 100 миллионов лет работал природный ядерный реактор! Потом концентрация урана уменьшилась, и природный реактор заглох.
В середине XX в. человечество приступило к искусственному освоению гигантской энергии, заключенной в ядрах. Атомная бомба (урановая, плутониевая) «работает» на реакции деления, водородная бомба (которая вовсе не из водорода, но называется так) – на реакции синтеза. В бомбе реакции идут одно мгновение и носят взрывной характер. Можно уменьшить интенсивность ядерных реакций, растянуть их во времени и использовать их разумно в качестве управляемого источника энергии. В мире построены многие сотни ядерных реакторов разного типа, где идут реакции деления и «сжигаются» тяжелые элементы – уран, торий или плутоний. Возникла также задача сделать управляемой реакцию синтеза, чтобы и она служила источником энергии.
На осуществление управляемой реакции деления человечеству потребовалось лишь несколько лет. Однако управляемая реакция синтеза оказалась намного более трудной задачей, с которой до конца еще не справились. Дело в том, что для того, чтобы два легких ядра, например дейтерия и трития, могли слиться, им надо преодолеть большой потенциальный барьер. Наиболее прямолинейный способ добиться этого – разогнать два легких ядра до высокой энергии, так, чтобы они сами проскочили барьер. Это подразумевает, что смесь дейтерия и трития должна быть разогрета до очень высокой температуры – порядка 100 млн градусов! При такой температуре смесь, разумеется, ионизована, т.е. представляет собой плазму. Плазму удерживают в сосуде в форме бублика, магнитным полем сложной конфигурации и разогревают. Эта установка, изобретение И.Е.Тамма, А.Д.Сахарова, Л.А.Арцимовича и др., называется «токамак». Главная проблема здесь – добиться стабильности очень горячей плазмы, чтобы она не «высадилась на стенки» сосуда. Это требует больших размеров установки и соответственно очень сильных магнитных полей в большом объеме. Принципиальных трудностей здесь почти нет, но есть множество технических проблем, которые пока не решены.
Недавно начали строить международную установку ИТЭР в районе Экс-ан-Прованса во Франции. В проекте активно участвует и Россия, внося 1/11 финансирования. К 2018 г. международный токамак должен заработать и продемонстрировать принципиальную возможность генерации энергии за счет термоядерной реакции синтеза гелия из смеси дейтерия и трития. Эта энергия в пересчете на массу топлива в десятки миллионов раз больше той, которая выделяется при химических реакциях, например при горении органического топлива.
Здесь «топливом», как мы видим, служит смесь дейтерия и трития. Дейтерий («тяжелая вода») содержится в виде малой примеси в любой воде, и технически выделить его несложно. Запасы его, действительно, не ограничены. Тритий же в природе не встречается, так как он радиоактивен и распадается за 12 лет. Стандартный способ получения трития – из лития, путем бомбардировки его нейтронами. Предполагается, что в ИТЭРе будет нужна только малая «затравка» трития для запуска реакции, а дальше он будет нарабатываться сам собой за счет бомбардировки нейтронами, образующимися в ходе реакции литиевого «бланкета», т.е. «одеяла», оболочки тока-мака. Поэтому фактически топливом служит литий. В земной коре его тоже много, но нельзя сказать, что лития неограниченное количество: если бы вся энергия в мире производилась таким способом, разведанных месторождений необходимого для этого лития хватило бы на 1000 лет. Примерно на столько же лет хватит разведанного урана и тория, если производить энергию в обычных ядерных котлах [1].
Так или иначе, самоподдерживающуюся термоядерную реакцию «горения» изотопов водорода на современном уровне науки и техники реализовать, по-видимому, можно, и есть надежда, что это будет успешно продемонстрировано лет через десять, на установке ИТЭР. Это очень интересный проект и в научном, и в технологическом плане, и хорошо, что наша страна участвует в нем. Тем более, что это тот не слишком частый случай, когда Россия не только находится на мировом уровне, но во многом этот мировой уровень задает.
Вопрос в другом: может ли «термояд» служить основой для промышленного получения «чистой» и «неограниченной» энергии, как утверждают энтузиасты проекта. Ответ, по-видимому, отрицательный, и вот почему.
Дело в том, что нейтроны, образующиеся при синтезе, сами по себе гораздо ценнее, чем та энергия, которая при этом выделяется.
Действительно, если обложить поверхность токамака толстым «бланкетом» из самого обыкновенного природного урана-238, то под действием быстрого нейтрона из реакции синтеза ядро урана расщепляется с выделением дополнительной энергии около 200 МэВ. Обратим внимание на числа:
– реакция синтеза (1) дает энергию 17,6 МэВ в токамаке плюс нейтрон;
– последующая реакция деления в урановом бланкете дает около 200 МэВ.
Таким образом, если уж мы построили сложную термоядерную установку, то сравнительно простая добавка к нему в виде уранового бланкета позволяет увеличить производство энергии в 12 раз!
Примечательно, что уран-238 в бланкете не обязан быть очень чистым или обогащенным; наоборот, годится и обедненный уран, которого остается много в отвалах после обогащения, и даже отработанное ядерное топливо из обычных тепловых атомных станций. Вместо того, чтобы хоронить отработанное топливо, можно с большой пользой употребить его в урановом бланкете.
На самом деле, эффективность увеличивается еще больше, если учесть, что быстрый нейтрон, попадая в урановый бланкет, вызывает много разнообразных реакций, в результате которых помимо выделения 200 МэВ энергии образуется еще несколько ядер плутония. Таким образом, урановый бланкет служит еще и мощным производителем нового ядерного топлива. Плутоний можно потом «сжечь» на обычной тепловой атомной станции с эффективным выделением еще примерно 340 МэВ на каждое ядро плутония.
Даже с учетом того, что один из дополнительных нейтронов надо использовать на воспроизводство топливного трития, добавление к токамаку уранового бланкета и нескольких обычных атомных станций, которые «питаются» плутонием из этого бланкета, позволяет увеличить энергоэффективность токамака по меньшей мере раз в двадцать пять [2], а по некоторым оценкам – в пятьдесят раз! Это все – сравнительно простая и отработанная технология. Ясно, что ни один здравомыслящий человек, ни одно правительство, ни одна коммерческая организация не упустит такой возможности многократно повысить эффективность производства энергии.
Если дело дойдет до промышленного производства, то термоядерный синтез на токомаке будет по существу всего лишь «затравкой», всего лишь источником
драгоценных нейтронов, а 96% энергии все равно будет производиться в реакциях деления, и основным топливом соответственно будет уран-238. «Чистого» термояда, таким образом, не будет никогда.
Более того, если наиболее сложная, дорогостоящая и наименее отработанная часть этой цепочки – термоядерный синтез – производит менее 4% от окончательной мощности, то возникает естественный вопрос: а нужно ли вообще это звено? Может быть, существуют более дешевые и эффективные источники нейтронов?
Возможно, что в недалеком будущем будет придумано что-то совсем новое, но уже сейчас имеются наработки, как вместо термояда использовать другие источники нейтронов, чтобы беспрепятственно «сжигать» природный уран-238 или торий. Имеются в виду:
– реакторы-размножители (бридеры) на быстрых нейтронах (2-й пункт недавней саровской программы);
– электроядерный бридинг;
– ядерный синтез при невысокой температуре с помощью мюонного катализа.
Каждый метод имеет свои сложности и свои достоинства, и каждый достоин отдельного рассказа. Отдельного разговора заслуживает также ядерный цикл, основанный на тории, что особенно актуально для нас, поскольку в России тория больше, чем урана. Индия, где похожая ситуация, уже выбрала торий как основу своей будущей энергетики. Многие люди и в нашей стране склоняются к тому, что ториевый цикл – наиболее экономичный и безопасный метод производства энергии практически в неограниченном количестве.
Сейчас Россия стоит на распутье: надо выбрать стратегию развития энергетики на много десятилетий вперед. Для выбора оптимальной стратегии необходимо открытое и критическое обсуждение научным и инженерным сообществом всех аспектов программы.
* * *
Эта статья посвящается памяти Юрия Викторовича Петрова (1928-2007), замечательного ученого и человека, доктора физ.-мат. наук, заведующего сектором Петербургского института ядерной физики РАН, который научил автора тому, что здесь написано.
[1] Ю.В.Петров, Гибридные ядерные реакторы и мюонный катализ, в сборнике «Ядерная и термоядерная энергетика будущего», М., Энергоатомиздат (1987), с. 172.
[2] С.С.Герштейн, Ю.В.Петров и Л.И.Пономарев, Мюонный катализ и ядерный бридинг, Успехи физических наук, т. 160, с. 3 (1990).
Статья впервые опубликована в приложении «Научные среды» к газете «Гатчинская правда» от 01.09.2009.