Термоядерный реактор что это
Термоядерный синтез все реальнее: MAST, EAST и ITER, дейтерий-тритиевые эксперименты и другие достижения
Термоядерные реакторы существуют десятки лет, но управляемая термоядерная реакция все это время оставалась недостижимой. Она постоянно находилась в ближайшем будущем, ученые говорили: «Через 10 лет, скорее всего, мы достигнем успеха». Но проходило десять лет, и ничего не менялось — по-прежнему публиковались научно-популярные статьи, где говорилось все о том же сроке в 10 лет.
Сейчас, насколько можно судить, мнiогое изменилось — разработчики термоядерных установок достигли действительно заметных успехов. Речь идет как о новых реакторах, так и об уже существующих. В целом, вероятность того, что управляемый термоядерный синтез станет реальностью в течение ближайших нескольких лет, достаточно высокая. Давайте оценим успехи ученых последних лет и посмотрим, что там планируется.
Модернизированный сферический токамак MAST возобновил работу
В конце мая снова начал работу сферический токамак MAST (Mega Ampere Spherical Tokamak). Камера у этой установки не очень большая — диаметр 4 метра. Последние несколько месяцев систему модифицировали, включая оптимизацию систему охлаждения плазмы до ее сброса. Возможно, этот реактор послужит прототипом для небольших, но эффективных систем будущего.
К слову, сам токамак из Британии совсем не нов — его сборка стартовала в 1997 году, а работать он начал два года спустя. Проблемой стал небольшой размер камеры — из-за этого разогретая свыше сотни млн кельвинов плазма разрушала вольфрамовые плитки.
В 2013 году команда поняла, что установку нужно модернизировать. Правительство выделило деньги, около 55 млн фунтов, и началась реконструкция. Завершена она была лишь в октябре 2020 года, после чего последовал период тестирования. Токамак подвергся многочисленным проверкам, и лишь в 2021 году его приняли в эксплуатацию.
В итоге проблемы разрушения плиток удалось избежать. А плазма теперь при сбросе понижает температуру с сотни млн °C до всего 300 °C.
В прошлом году британские физики начали работу над еще одним проектом — токамаком STEP (Spherical Tokamak for Energy Production).
Проект ITER продвигается к завершению
В прошлом году в исследовательском центре Кадараш во Франции стартовало строительство экспериментальной термоядерной установки ITER, реактор начали собирать из подготовленных ранее компонентов. Это масштабный проект, в котором принимают участие специалисты из самых разных стран, включая ЕС, Индию, Китай, Южную Корею, Россию, США и Японию.
Реактор представляет собой цилиндр диаметром 28 метров, высотой 29 метров и весом 23 000 тонн. Размещается система в железобетонном объекте с длиной 120 метров, шириной 80 метров и высотой 80 метров.
Несмотря на некоторые проблемы, проект постепенно продвигается к завершению. Через четыре года разработчики планируют получить первую плазму. В течение десяти лет ученые будут проводить эксперименты, подводя работу к главному результату — получению управляемой термоядерной реакции.
Если все пройдет хорошо, то где-то в 2035 году появятся первые коммерческие реакторы DEMO.
Этим летом (т.е. 2021 г.) проводятся эксперименты с новой смесью для термоядерного реактора ITER. Речь идет о дейтерий-тритиевой смеси, которая будет использоваться в качестве основного «топлива» для реактора». Испытания смеси будут проходить в Великобритании на площадке JET (Joint European Torus — Объединенный европейский токамак).
Этот реактор — работающая модель ITER с размером в 1/10 от размера полномасштабной установки. Если все пройдет хорошо с JET — значит, не должно быть проблем и с его «старшим братом». Эксперименты JET позволят увидеть, как будет вести себя плазма и какие сложности могут возникнуть. В ходе испытаний ученые используют не более 60 гр трития при температуре плазмы в 150 млн К — именно такая температура требуется для старта синтеза.
У JET весьма неплохие показатели — отношение затраченной на разогрев плазмы энергии к полученной энергии составляет 0,67. Для того, чтобы получить коммерческую систему, этот коэффициент, Q, должен быть больше единицы. Для того, чтобы отбить затраты и стать экономически выгодным проектом, Q должен быть равным или превышать 25. Авторы проекта ITER считают, что его Q будет не менее 10.
EAST ставит рекорды
Как уже писали на Хабре, китайским ученым удалось побить рекорд корейцев по удержанию сверхгорячей плазмы. Команда термоядерного реактора EAST смогла добиться невиданных доселе результатов — удержания плазмы с температурой 160 млн К в течение 20 секунд. Плазму с температурой в 120 млн К они удерживали 101 секунду. Это уже очень близко к порогу термоядерного синтеза — речь идет не о долях секунды, а о десятках секунд.
Для того, чтобы началась непрерывная реакция термоядерного синтеза в установке с получением энергии, плазму температурой в 150 млн К нужно удерживать около 300-400 секунд.
EAST — тоже токамак, отличающийся от большинства похожих конструкций наличием полностью сверхпроводящей магнитной системы на основе ниобий-титановых проводников. При этом большой радиус камеры составляет всего 1,7 метра, то есть диаметр даже меньше, чем у британской установки, о которой говорилось выше — 3,4 метра вместо 4. И проблем с разрушением вольфрамовых плиток, насколько можно судить, у китайцев нет.
Стелларатор W7-X
Кроме токамаков, есть и термоядерные установки с иной конфигурацией. Например, стеллараторы. Форма магнитной катушки таких установок как бы повторяет конфигурацию нагретой плазмы, что позволяет не бороться с плазмой, а просто использовать ее особенности.
Установка Wendelstein 7-X (W7-X) — современный стелларатор, построенный по последнему слову термоядерных технологий. Конструкция стелларатора постепенно оптимизируется, в планах создателей — обеспечить работу системы вплоть до 30 минут, что, конечно, гораздо лучше любых рекордов токамаков.
Wendelstein 7-X (W7-X) предназначен, в первую очередь, быть proof of concept, показав жизнеспособность конструкции — получать энергию с его помощью не планируется. К сожалению, из-за пандемии эксперименты с системой отложены минимум на год. Работа возобновится не ранее следующего года.
Осторожный оптимизм
Несмотря на все эти успехи, все равно не стоит считать, что термояд уже у человечества в кармане. Предстоит решить еще очень много проблем, причем в будущем могут возникнуть новые.
Тем не менее, сейчас ученые достигли немалых успехов, изучением возможностей термоядерного синтеза заняты ученые многих стран. Это уже не парочка проектов, как пару десятков лет назад. При этом регулярно появляются новые системы — как токамаки, так и альтернативы.
Китайская установка вселяет уверенность в том, что цели, которые ставят перед собой ученые, будут решены в ближайшем будущем. При этом есть надежда и на ITER с его дейтерий-тритиевым «топливом».
Если W7-X покажет хорошие результаты — кто знает, может, именно стеллараторы вырвут победу, а токамаки останутся позади.
В любом случае, термоядерный синтез привлек внимание не только ученых, но и правительств крупнейших государств мира. И вряд ли это внимание, интерес, ослабнут. Скорее наоборот — будут лишь усиливаться.
Есть ли будущее у термоядерных реакторов?
Основной источник энергии для человечества в настоящее время — сжигание угля, нефти и газа. Но их запасы ограничены, а продукты сгорания загрязняют окружающую среду. Угольная электростанция дает больше радиоактивных выбросов, чем АЭС такой же мощности! Так почему же мы до сих пор не перешли на ядерные источники энергии? Причин тому много, но главной из них в последнее время стала радиофобия. Несмотря на то что угольная электростанция даже при штатной работе вредит здоровью куда большего числа людей, чем аварийные выбросы на АЭС, она делает это тихо и незаметно для публики. Аварии же на АЭС сразу становятся главными новостями в СМИ, вызывая общую панику (часто совершенно необоснованную). Впрочем, это вовсе не означает, что у ядерной энергетики нет объективных проблем. Немало хлопот доставляют радиоактивные отходы: технологии работы с ними все еще крайне дороги, и до идеальной ситуации, когда все они будут полностью перерабатываться и использоваться, еще далеко.
От деления к синтезу
Потенциально решить эти проблемы позволяет переход от реакторов деления к реакторам синтеза. Если типичный реактор деления содержит десятки тонн радиоактивного топлива, которое преобразуется в десятки тонн радиоактивных отходов, содержащих самые разнообразные радиоактивные изотопы, то реактор синтеза использует лишь сотни граммов, максимум килограммы, одного радиоактивного изотопа водорода — трития. Кроме того, что для реакции требуется ничтожное количество этого наименее опасного радиоактивного изотопа, его производство к тому же планируется осуществлять непосредственно на электростанции, чтобы минимизировать риски, связанные с транспортировкой. Продуктами синтеза являются стабильные (не радиоактивные) и нетоксичные водород и гелий. Кроме того, в отличие от реакции деления, термоядерная реакция при разрушении установки моментально прекращается, не создавая опасности теплового взрыва. Так почему же до сих пор не построено ни одной действующей термоядерной электростанции? Причина в том, что из перечисленных преимуществ неизбежно вытекают недостатки: создать условия синтеза оказалось куда сложнее, чем предполагалось в начале.
Z-пинч
Первым устройством, в котором планировалось получить управляемую термоядерную реакцию, стал так называемый Z-пинч. Эта установка в простейшем случае состоит всего из двух электродов, находящихся среде дейтерия (водорода-2) или смеси дейтерия и трития, и батареи высоковольтных импульсных конденсаторов. На первый взгляд кажется, что она позволяет получить сжатую плазму, разогретую до огромной температуры: именно то, что нужно для термоядерной реакции! Однако в жизни все оказалось, увы, далеко не так радужно. Плазменный жгут оказался неустойчивым: малейший его изгиб приводит к усилению магнитного поля с одной стороны и ослаблению с другой, возникающие силы еще больше увеличивают изгиб жгута — и вся плазма «вываливается» на боковую стенку камеры. Жгут неустойчив не только к изгибу, малейшее его утоньшение приводит к усилению в этой части магнитного поля, которое еще сильнее сжимает плазму, выдавливая ее в оставшийся объем жгута, пока жгут не будет окончательно «передавлен». Передавленная часть обладает большим электрическим сопротивлением, так что ток обрывается, магнитное поле исчезает, и вся плазма рассеивается.
Стабилизировать плазменный жгут удалось, наложив на него мощное внешнее магнитное поле, параллельное току, и поместив в толстый проводящий кожух (при перемещении плазмы перемещается и магнитное поле, что индуцирует в кожухе электрический ток, стремящийся вернуть плазму на место). Плазма перестала изгибаться и пережиматься, но до термоядерной реакции в сколько-нибудь серьезных масштабах все равно было далеко: плазма касается электродов и отдает им свое тепло.
Современные работы в области синтеза на Z-пинче предполагают еще один принцип создания термоядерной плазмы: ток протекает через трубку из плазмы вольфрама, которая создает мощное рентгеновское излучение, сжимающее и разогревающее капсулу с термоядерным топливом, находящуюся внутри плазменной трубки, подобно тому, как это происходит в термоядерной бомбе. Однако эти работы имеют чисто исследовательский характер (изучаются механизмы работы ядерного оружия), а выделение энергии в этом процессе все еще в миллионы раз меньше, чем потребление.
Пробкотрон, стелларатор, токамак
Другой вариант создания необходимых для реакции условий — так называемые открытые магнитные ловушки. Самая известная из них — «пробкотрон»: труба с продольным магнитным полем, которое усиливается на ее концах и ослабевает в середине. Увеличенное на концах поле создает «магнитную пробку» (откуда русское название), или «магнитное зеркало» (английское — mirror machine), которое удерживает плазму от выхода за пределы установки через торцы. Однако такое удержание неполное, часть заряженных частиц, движущихся по определенным траекториям, оказывается способной пройти через эти пробки. А в результате столкновений любая частица рано или поздно попадет на такую траекторию. Кроме того, плазма в пробкотроне оказалась еще и неустойчивой: если в каком-то месте небольшой участок плазмы удаляется от оси установки, возникают силы, выбрасывающие плазму на стенку камеры. Хотя базовая идея пробкотрона была значительно усовершенствована (что позволило уменьшить как неустойчивость плазмы, так и проницаемость пробок), к параметрам, необходимым для энергетически выгодного синтеза, на практике даже приблизиться не удалось.
Можно ли сделать так, чтобы плазма не уходила через «пробки»? Казалось бы, очевидное решение — свернуть плазму в кольцо. Однако тогда магнитное поле внутри кольца получается сильнее, чем снаружи, и плазма снова стремится уйти на стенку камеры. Выход из этой непростой ситуации тоже казался довольно очевидным: вместо кольца сделать «восьмерку», тогда на одном участке частица будет удаляться от оси установки, а на другом — возвращаться назад. Именно так ученые пришли к идее первого стелларатора. Но такую «восьмерку» нельзя сделать в одной плоскости, так что пришлось использовать третье измерение, изгибая магнитное поле во втором направлении, что тоже привело к постепенному уходу частиц от оси к стенке камеры.
Ситуация резко изменилась с созданием установок типа «токамак». Результаты, полученные на токамаке Т-3 во второй половине 1960-х годов, были столь ошеломляющими для того времени, что западные ученые приезжали в СССР со своим измерительным оборудованием, чтобы убедиться в параметрах плазмы самостоятельно. Реальность даже превзошла их ожидания.
В руках инерции
Помимо магнитного удержания существует и принципиально иной подход к термоядерному синтезу — инерциальное удержание. Если в первом случае мы стараемся долгое время удерживать плазму очень низкой концентрации (концентрация молекул в воздухе вокруг вас в сотни тысяч раз больше), то во втором — сжимаем плазму до огромной плотности, на порядок выше плотности самых тяжелых металлов, в расчете, что реакция успеет пройти за то короткое время, пока плазма не успела разлететься в стороны.
Первоначально, в 1960-х годах, планировалось использовать маленький шарик из замороженного термоядерного топлива, равномерно облучаемый со всех сторон множеством лазерных лучей. Поверхность шарика должна была моментально испариться и, равномерно расширяясь во все стороны, сжать и нагреть оставшуюся часть топлива. Однако на практике облучение оказалось недостаточно равномерным. Кроме того, часть энергии излучения передавалась во внутренние слои, вызывая их нагрев, что усложняло сжатие. В итоге шарик сжимался неравномерно и слабо.
Проблему неравномерности удалось решить, существенно изменив конструкцию мишени. Теперь шарик размещается внутри специальной небольшой металлической камеры (она называется «хольраум», от нем. hohlraum — полость) с отверстиями, через которые внутрь попадают лазерные лучи. Кроме того, используются кристаллы, конвертирующие лазерное излучение ИК-диапазона в ультрафиолетовое. Это УФ-излучение поглощается тончайшим слоем материала хольраума, который при этом нагревается до огромной температуры и излучает в области мягкого рентгена. В свою очередь, рентгеновское излучение поглощается тончайшим слоем на поверхности топливной капсулы (шарика с топливом). Это же позволило решить и проблему преждевременного нагрева внутренних слоев.
Однако мощность лазеров оказалась недостаточной для того, чтобы в реакцию успела вступить заметная часть топлива. Кроме того, эффективность лазеров была весьма мала, лишь около 1%. Чтобы синтез был энергетически выгодным при таком низком КПД лазеров, должно было прореагировать практически все сжатое топливо. При попытках заменить лазеры на пучки легких или тяжелых ионов, которые можно генерировать с куда большим КПД, ученые также столкнулись с массой проблем: легкие ионы отталкиваются друг от друга, что мешает их фокусировке, и тормозятся при столкновениях с остаточным газом в камере, а ускорителей тяжелых ионов с нужными параметрами создать не удалось.
Магнитные перспективы
Большинство надежд в области термоядерной энергетики сейчас связано с токамаками. Особенно после открытия у них режима с улучшенным удержанием. Токамак является одновременно и свернутым в кольцо Z-пинчем (по плазме протекает кольцевой электрический ток, создающий магнитное поле, необходимое для ее удержания), и последовательностью пробкотронов, собранных в кольцо и создающих «гофрированное» тороидальное магнитное поле. Кроме того, на тороидальное поле катушек и поле плазменного тока накладывается перпендикулярное плоскости тора поле, создаваемое несколькими отдельными катушками. Это дополнительное поле, называемое полоидальным, усиливает магнитное поле плазменного тока (также полоидальное) с внешней стороны тора и ослабляет его с внутренней стороны. Таким образом суммарное магнитное поле со всех сторон от плазменного жгута оказывается одинаковым, и его положение остается стабильным. Меняя это дополнительное поле, можно в определенных пределах перемещать плазменный жгут внутри вакуумной камеры.
Важной проблемой токамаков долгое время была необходимость создавать в плазме кольцевой ток. Для этого через центральное отверстие тора токамака пропускали магнитопровод, магнитный поток в котором непрерывно изменяли. Изменение магнитного потока рождает вихревое электрическое поле, которое ионизирует газ в вакуумной камере и поддерживает ток в получившейся плазме. Однако ток в плазме должен поддерживаться непрерывно, а это означает, что магнитный поток должен непрерывно изменяться в одном направлении. Это, разумеется, невозможно, так что ток в токамаках удавалось поддерживать лишь ограниченное время (от долей секунды до нескольких секунд). К счастью, был обнаружен так называемый бутстреп-ток, который возникает в плазме без внешнего вихревого поля. Кроме того, были разработаны методы нагрева плазмы, одновременно вызывающие в ней необходимый кольцевой ток. Совместно это дало потенциальную возможность сколь угодно длительного поддержания горячей плазмы. На практике рекорд на данный момент принадлежит токамаку Tore Supra, где плазма непрерывно «горела» более шести минут.
Второй тип установок удержания плазмы, с которым связаны большие надежды, — это стеллараторы. За прошедшие десятилетия конструкция стеллараторов кардинально изменилась. От первоначальной «восьмерки» почти ничего не осталось, и эти установки стали гораздо ближе к токамакам. Хотя пока время удержания у стеллараторов меньше, чем у токамаков (из-за менее эффективной H-моды), а себестоимость их постройки выше, поведение плазмы в них более спокойное, что означает более высокий ресурс первой внутренней стенки вакуумной камеры. Для коммерческого освоения термоядерного синтеза этот фактор представляет очень большое значение.
На первый взгляд, в качестве термоядерного топлива логичнее всего использовать чистый дейтерий: он стоит относительно дёшево и безопасен. Однако дейтерий с дейтерием реагирует в сотню раз менее охотно, чем с тритием. Это означает, что для работы реактора на смеси дейтерия и трития достаточно температуры 10 кэВ, а для работы на чистом дейтерии нужна температура более 50 кэВ. А чем выше температура – тем выше потери энергии. Поэтому как минимум первое время термоядерную энергетику планируется строить на дейтерий-тритиевом топливе. Тритий при этом будет нарабатываться в самом реакторе за счёт облучения образующимися в нём быстрыми нейтронами лития.
«Неправильные» нейтроны. В культовом фильме «9 дней одного года» главный герой, работая на термоядерной установке, получил серьёзную дозу нейтронного облучения. Однако позднее оказалось, что нейтроны эти рождены не в результате реакции синтеза. Это не выдумка режиссера, а реальный эффект, наблюдаемый в Z-пинчах. В момент обрыва электрического тока индуктивность плазмы приводит к генерации огромного напряжения – миллионы вольт. Отдельные ионы водорода, ускорившись в этом поле, способны буквально выбивать нейтроны из электродов. Поначалу это явление действительно было принято за верный признак протекания термоядерной реакции, но последующий анализ спектра энергий нейтронов показал, что они имеют иное происхождение.
Режим с улучшенным удержанием. H-мода токамака – это такой режим его работы, когда при большой мощности дополнительного нагрева потери плазмой энергии резко уменьшаются. Случайное открытие в 1982 году режима с улучшенным удержанием по своей значимости не уступает изобретению самого токамака. Общепринятой теории этого явления пока еще не существует, но это ничуть не мешает использовать его на практике. Все современные токамаки работают в этом режиме, так как он уменьшает потери более чем в два раза. Впоследствии подобный режим был обнаружен и на стеллараторах, что указывает на то, что это общее свойство тороидальных систем, однако на них удержание улучшается лишь примерно на 30%.
Нагрев плазмы. Существует три основных метода нагрева плазмы до термоядерных температур. Омический нагрев – это нагрев плазмы за счёт протекания через неё электрического тока. Этот метод наиболее эффективен на первых этапах, так как с ростом температуры у плазмы снижается электрическое сопротивление. Электромагнитный нагрев использует электромагнитные волны с частотой, совпадающей с частотой вращения вокруг магнитных силовых линий электронов или ионов. При инжекции быстрых нейтральных атомов создаётся поток отрицательных ионов, которые затем нейтрализуются, превращаясь в нейтральные атомы, способные проходить через магнитное поле в центр плазмы, чтобы передать свою энергию именно там.
А реакторы ли это? Тритий радиоактивен, а мощное нейтронное облучение от D-T реакции создаёт наведённую радиоактивность в элементах конструкции реактора. Приходится использовать роботов, что усложняет работу. В то же время поведение плазмы обычного водорода или дейтерия весьма близко к поведению плазмы из смеси дейтерия и трития. Это привело к тому, что за всю историю лишь две термоядерные установки полноценно работали на смеси дейтерия и трития: токамаки TFTR и JET. На остальных установках даже дейтерий используется далеко не всегда. Так что название «термоядерная» в определении установки вовсе не означает, что в ней когда-либо реально происходили термоядерные реакции (а в тех, где происходят, почти всегда используют чистый дейтерий).
Гибридный реактор. D-T реакция рождает 14 МэВ нейтроны, которые могут делить даже обеднённый уран. Деление одного ядра урана сопровождается выделением примерно 200 МэВ энергии, что в десять с лишним раз превосходит энергию, выделяющуюся при синтезе. Так что уже существующие токамаки могли бы стать энергетически выгодными, если бы их окружили урановой оболочкой. Перед реакторами деления такие гибридные реакторы имели бы преимущество в невозможности развития в них неуправляемой цепной реакции. Кроме того, крайне интенсивные потоки нейтронов должны перерабатывать долгоживущие продукты деления урана в короткоживущие, что существенно снижает проблему захоронения отходов.
Инерциальные надежды
Инерциальный синтез тоже не стоит на месте. За десятки лет развития лазерной техники появились перспективы повысить КПД лазеров примерно в десять раз. А их мощность на практике удалось повысить в сотни и тысячи раз. Ведутся работы и над ускорителями тяжелых ионов с параметрами, пригодными для термоядерного применения. Кроме того, важнейшим фактором прогресса в области инерциального синтеза стала концепция «быстрого поджига». Она предполагает использование двух импульсов: один сжимает термоядерное топливо, а другой разогревает его небольшую часть. Предполагается, что начавшаяся в небольшой части топлива реакция впоследствии распространится дальше и охватит все топливо. Такой подход позволяет существенно снизить затраты энергии, а значит, сделать реакцию выгодной при меньшей доле прореагировавшего топлива.