Со времен советского детства я усвоила, что энергетические проблемы человечества решит управляемый термоядерный синтез. Термоядерная энергетика будет дешевой и экологически чистой, нужно только преодолеть ряд технических проблем. Преодоление, однако, затянулось более чем на полвека, а воз и ныне там. Попутно выяснилось, что управляемый термояд — не самая эффективная технология по производству энергии [1]. Вряд ли она станет рентабельной. Разве что стоимость других источников энергии будет зашкаливать.
Всё же ученым важно на практике показать, что термоядерный реактор может производить энергии больше, чем затрачивать. Вот почему международное сообщество в 2006 году решило построить самый большой исследовательский реактор ITER на юге Франции, в Кадараше. Это очень дорогой многолетний проект. Его бюджет составляет около 20 млрд долл., а первую плазму получат в 2025 году. Сейчас идет изготовление и монтаж частей токамака, готова вакуумная камера. А ученые всё еще ищут решения проблем, без которых проект полностью не состоится. Их обсуждали на 43-й конференции по физике плазмы, прошедшей в июле в Бельгии под эгидой Европейского физического общества [2].
Срыв плазмы
ITER представляет собой большую тороидальную камеру, куда поступает газообразное топливо — смесь дейтерия с тритием. Газовым разрядом топливо нагревают до температуры ионизации, и оно превращается в плазму. Затем плазму нагревают до высокой температуры, и начинается термоядерная реакция. Образующиеся в результате реакции быстрые нейтроны свободно покидают плазму и попадают в расположенные на стенках камеры специальные модули (бланкеты), в которых циркулирует вода. В толстом слое воды нейтроны тормозятся и нагревают ее. Эта горячая вода и служит источником энергии. Так же работают ТЭЦ и АЭС — они тоже нагревают воду.
Проблема токамаков заключается в том, что плазменные процессы еще не до конца управляемы. Опаснее всего, когда плазма внезапно охлаждается и касается стенки реактора. Это так называемый срыв. Срыв плазмы грозит остановкой реактора на несколько месяцев и большими финансовыми расходами.
В токамаке плазму будут нагревать до 100 млн °C. Это в несколько раз больше, чем температура на Солнце. А чем выше температура, тем выше скорость частиц в плазме. Причем всегда есть частицы, которые движутся со скоростями на порядок выше средней скорости. Столкновения этих быстрых частиц с прочими из-за их скорости длятся очень недолго, и энергия передается малоэффективно. Во время срыва, то есть резкого охлаждения плазмы, падает ее проводимость, и кольцевой ток плазмы тоже стремится уменьшиться, но из-за большого количества железа вокруг возникают наведенные токи в разных частях установки. Они индуцируют вихревое электрическое поле, препятствуя снижению тока плазмы. Это вихревое поле гораздо мощней, чем постоянное электрическое поле самóй плазмы. Благодаря вихревому полю быстрые электроны разгоняются до субсветовых скоростей и могут переносить бóльшую часть тока плазмы. Их так и называют — убегающие электроны. Если они попадут на стенку реактора, то мгновенно ее прожгут. Кроме того, переносимая ими часть тока плазмы спадет слишком быстро, что вызовет механические перегрузки в элементах токамака, способные его разрушить. А ремонт бланкета и камеры —дело долгое и дорогое.
В принципе, физики могут предсказывать срывы плазмы и принимать какие-то меры, но что делать с убегающими электронами, пока неясно. Предотвратить их появление, видимо, невозможно. А можно ли не допустить их контакт со стенкой? Одно из предложений заключается в том, чтобы воспользоваться обмотками реактора, чтобы удерживать ток убегающих электронов, пока он сам не затухнет. Но, согласно оценкам, возможностей обмоток для этого может не хватить. Другой вариант — напустить в камеру инертный газ, аргон или неон, чтобы затормозить убегающие электроны. Однако газ, встречаясь с плазмой, плохо проникает в нее и может не достать до убегающих электронов. В любом случае проблему срыва плазмы предстоит решать по ходу строительства ITER.
Проблемный тритий
Другая проблема — где брать тритий для топлива. Сейчас его нарабатывают в обычных ядерных реакторах или реакторах-размножителях. В год производят всего несколько килограммов трития в мире. Из-за малого периода полураспада хранение трития затруднено — запасы быстро уменьшаются естественным путем.
На первых этапах ITER будет работать без трития и термоядерной реакции. Эксперименты начнут с водородом, потом перейдут на дейтерий, а через несколько лет, если не будет нештатных ситуаций, добавят тритий. Он и позволит производить термоядерную реакцию и получать больше энергии, чем тратится на нагрев плазмы.
Нарабатывать и хранить тритий невыгодно. Ученые обдумывают способ получения его внутри реактора. Тритий образуется в реакциях при участии изотопа лития. Если разместить литий на первой стенке камеры, то летящие из плазмы протоны и нейтроны будут реагировать с ним и производить нужное количество трития. Для запуска ITER понадобится около 3 кг трития.
Наработать литий гораздо легче, поскольку его основной источник — это морская вода. Можно поставить установки на берегу океана и производить литий там. Опять-таки из морской воды можно извлекать и дейтерий. Вопрос в данном случае заключается в цене такой технологии.
Допустим, проблему с тритием решили. Далее в термоядерной реакции дейтериево-тритиевое топливо выгорает с образованием гелия. Гелий скапливается в центре плазмы. В ITER разряд для поджига плазмы будет длиться всего 300 секунд. Можно грубо сравнить работу установки с чайником, который вскипятил воду и выключился. То есть, пока токамак не перешел на работу в стационарном режиме, скопление гелия в плазме не представляет проблемы. В противном случае гелий придется выводить из плазмы.
Заряд гелия равен двум, значит, он излучает сильнее, чем водород, то есть дополнительно охлаждает плазму. Кроме того, из-за гелия растет давление плазмы, следовательно, придется ограничивать подачу топлива. В конце концов гелий полностью вытеснит топливо из камеры, тогда термоядерная реакция затухнет. Чтобы этого не допустить, ученые придумали специальные уловители гелия и примесей других частиц — диверторы. Их разместят на стенке реактора, чтобы туда влетали выбитые из стенки частицы до того, как попасть в плазму, а также ядра гелия из самой плазмы.
Из-за трития возникает еще одна проблема — наведенная радиоактивность стенки реактора. Тритий хорошо захватывается твердым веществом. Он будет забиваться в стенку камеры, ухудшая также ее прочность и теплопроводность, переосаждаться в щелях и зазорах. Радиоактивность будет нарастать, и во время остановки токамака человек уже не сможет зайти внутрь камеры, чтобы что-то отремонтировать. Нужно будет либо применять роботы-манипуляторы, либо придумывать способ выбивать тритий из стенки — этот процесс называют кондиционированием. Например, зажечь тлеющий разряд рядом со стенкой, который бы раскалял ее и выпускал тритий. А вакуумный насос откачивал бы его у стенки.
Радиоактивность в токамаке будут наводить и нейтроны во время сжигания топлива. Они вступают в реакцию с ядрами элементов, составляющих стенку бланкета, в результате чего образуются радиоактивные изотопы. Радиоактивность в токамаке, конечно, будет не сравнима с той, что существует в активной зоне АЭС, но все-таки существенна для обслуживающего персонала. В любом случае, если мы хотим, чтобы ITER работал с тритием, нужно решить проблему его синтеза и кондиционирования.
А там, глядишь, подойдет время строить промышленный токамак DEMO, работающий на непрерывном разряде. Его реализация отнесена на 2040-е годы [3].
Татьяна Пичугина
1. . «Чистой» термоядерной энергетики не будет // ТрВ-Наука, № 38 от 29 сентября 2009 года.
2. https://kuleuvencongres.be/eps2016
3. http://scientificrussia.ru/articles/megaproekt-veka-eto-tolko-nachalo
Интересно еще, что же за детище вынашивают Скунсы из ЛокхидМартин, то что они делают — тоже многие называют термоядерным реактором, само по себе интересно уже то что он будет размером с большую автоцистерну, и температура будет меньше чем планируемая в том же DEMO.
Тритий хорошо захватывается твердым веществом. Он будет забиваться в стенку камеры, ухудшая также ее прочность и теплопроводность, переосаждаться в щелях и зазорах.
В идеале, щелей и зазоров просто не должно быть, а форма должна быть такой, что бы частицы свободно истекали под воздействием полей. В дебри пока никто не лезет, мечта уже получить больше чем будет потрачено на магниты и поддержание плазмы.
Беда еще в том, что слишком большие интервалы между экспериментами, так строить можно вечно, понтяно, что они изучают результаты и последствия вдоль и поперек и готовят следующий пуск, но тратить на это год и более времени… сложно сказать насколько это оправдано.
С Локхид (холодный синтез), похоже надувательство. Типа радиоизотопного генгератора, выдываемого за термоядерный. Но об этом знаю лишь понаслышке
Проблема с тритием очень серьезная — наведенная радиоактивность стенки реактора, необходим надежный способ выбивания трития из стенки (кондиционирование).
Первый раз слышу, чтобы дивертор был на стенке реактора. Он в нижней части вакуумной камеры.
Да и тритий «переосаждаться» в щелях не может. А вот пыли и пленки, содержащие тритий — запросто.
Из-за малого периода полураспада хранение трития затруднено — запасы быстро уменьшаются естественным путем.