Управляемый термоядерный синтез.
Управляемый термоядерный синтез использует ядерную энергию выделяющуюся при слиянии легких ядер, таких как ядра водорода или его изотопов дейтерия и трития. Ядерные реакции синтеза широко распространены в природе, будучи источником энергии звезд. Ближайшая к нам звезда - Солнце - это естественный термоядерный реактор, который уже многие миллиарды лет снабжает энергией жизнь на Земле. Ядерный синтез уже освоен человеком в земных условиях, но пока не для производства мирной энергии, а для производства оружия он используется в водородных бомбах. Начиная с 50 годов, в нашей стране и параллельно во многих других странах проводятся исследования по созданию управляемого термоядерного реактора. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г. исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. В то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г. самая крупная термоядерная установка - Европейский токамак, JET, получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.
Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать инжекторы способные создавать мощные пучки нейтральных атомов, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.
Первое поколение термоядерных реакторов, которые пока находятся в стадии разработки и исследований, по-видимому будет использовать реакцию синтеза дейтерия с тритием

D + T = He + n,

в результате которой образуется ядро гелия, Не, и нейтрон. Необходимое условие для того, чтобы такая реакция пошла - это достижение высокой температуры смеси (сто миллионов градусов). Только в этом случае реагирующие частицы могут преодолеть электростатическое отталкивание и при столкновении, хотя бы на короткое время, приблизиться друг к другу на расстояние, при котором возможна ядерная реакция. При такой температуре смесь изотопов водорода полностью ионизируется и превращается в плазму - смесь электронов и ионов. Кроме высокой температуры, для положительного выхода энергии нужно, чтобы время жизни плазмы, t, помноженное на плотность реагирующих ионов, n, было достаточно велико nt > 5*1 000 000 000 000 000 c/см3. Последнее условие называется критерием Лоусона. Основная физическая проблема, с которой столкнулись исследователи на первых шагах на пути к термоядерному синтезу - это многочисленные плазменные неустойчивости, приводящие к плазменной турбулентности. Именно они сокращали время жизни в первых установках до величины на много порядков меньше ожидаемой и не позволяли достигнуть выполнения критерия Лоусона. За 40 лет исследований удалось найти способы борьбы с плазменными неустойчивостями и построить установки способные удерживать турбулентную плазму.
Существуют два принципиально различных подхода к созданию термоядерных реакторов, и пока не ясно, какой подход окажется наиболее выгодным.
В так называемом инерционном термоядерном синтезе несколько миллиграмм дейтериево-тритиевой смеси сжимаются оболочкой, ускоряемой за счет реактивных сил, возникающих при испарении оболочки с помощью мощного лазерного или рентгеновского излучения. Энергия выделяется в виде микровзрыва, когда в процессе сжатия в смеси дейтерия с тритием достигаются необходимые условия для термоядерного горения. Время жизни такой плазмы определяется инерционным разлетом смеси и поэтому критерий Лоусона для инерционного удержания принято записывать в терминах произведения rr, где r - плотность реагирующей смеси и r - радиус сжатой мишени. Для того, чтобы за время разлета смесь успела выгореть, нужно, чтобы rr Ё 3 Г/см2. Отсюда сразу следует, что критическая масса топлива, М, будет уменьшаться с ростом плотности смеси, М ~ rr3 ~ 1/r2 , а следовательно и энергия микровзрыва будет тем меньше, чем большей плотности смеси удастся достичь при сжатии. Ограничения на степень сжатия связаны с небольшой, но всегда существующей неоднородностью падающего на оболочку излучения и с несимметрией самой мишени, которая еще и нарастает в процессе сжатия из-за развития неустойчивостей. В результате появляется некая критическая масса мишени и, следовательно, критическая энергия, которую нужно вложить оболочку для ее разгона и получения положительного выхода энергии. По современным оценкам [17], в мишень с массой топлива около 5 миллиграмм и радиусом 1-2 миллиметра нужно вложить около 2 МДж за время 5-10Ч10-9 с. При этом энергия микровзрыва будет на уровне всего 5Ч108 Дж (эквивалентно около 100 кг обычной взрывчатки) и может быть легко удержана достаточно прочной камерой. Предполагается, что будущий термоядерный реактор будет работать в режиме последовательных микровзрывов с частотой в несколько герц, а выделяемая в камере энергия будет сниматься теплоносителем и использоваться для получения электроэнергии.
За прошедшие годы достигнут большой прогресс в понимании физических процессов происходящих при сжатии мишени и взаимодействии лазерного и рентгеновского излучения с мишенью. Более того, современные многослойные мишени уже были проверены с помощью подземных ядерных взрывов, которые позволяют обеспечить требуемую мощность излучения [17]. Было получены зажигание и большой положительный выход термоядерной энергии, и поэтому нет сомнений, что этот способ в принципе может привести к успеху. Основная техническая проблема, с которой сталкиваются исследователи, работающие в этой области - создание эффективного импульсного драйвера для ускорения оболочки. Требуемые мощности можно получить, используя лазеры (что и делается в современных экспериментальных установках [17]), но к.п.д лазеров слишком мал для того, чтобы можно было рассчитывать на положительный выход энергии. В настоящее время разрабатываются и другие драйверы для инерционного синтеза основанные на использовании ионных и электронных пучков, и на создании рентгеновского излучения с помощью Z пинчей. За последнее время здесь также достигнут существенный прогресс [18]. В настоящее время в США ведется строительство большой лазерной установки, NIF, рассчитанной на получение зажигания [19].

Другое направление в управляемом термоядерном синтезе - это термоядерные реакторы, основанные на магнитном удержании. Магнитное поле используется для изоляции горячей дейтериево-тритиевой плазмы от контакта со стенкой. В отличие от инерционных реакторов магнитные термоядерные реакторы - это стационарные устройства с относительно низким объемным выделением энергии и относительно большими размерами. За 40 лет термоядерных исследований были предложены различные системы для магнитного удержания, среди которых токамак занимает сейчас лидирующее положение. Другая система для магнитного удержания плазмы - это стелларатор. Крупные стеллараторы строятся в настоящее время в Японии и Германии.
В токамаке горячая плазма имеет форму тора и удерживается от контакта со стенкой с помощью магнитного поля создаваемого как внешними магнитными катушками, так и током протекающим по самой плазме. Характерная плотность плазмы в токамаке 100 000 000 000 000 частиц в см3 , температура Т = 10-20 кеВ (1 еВ ¦ 12000¦C) и давление 2-3 атм. Для того, чтобы удержать это давление требуется магнитное поле с индукцией В ¦ 1 Т. Однако плазменные неустойчивости ограничивают допустимое давление плазмы на уровне нескольких процентов от магнитного давления и поэтому требуемое магнитное поле оказывается в несколько раз выше, чем то, которое нужно для равновесия плазмы. Для избежания энергетических расходов на поддержание магнитного поля, оно будет создаваться в реакторе сверхпроводящими магнитами. Такая технология уже имеется в нашем распоряжении - один из крупнейших экспериментальных токамаков, Т-15, построенный несколько лет назад в России, использует сверхпроводящие магниты для создания магнитных полей.
Токамак реактор будет работать в режиме самоподдерживающегося термоядерного горения, при котором высокая температура плазмы обеспечивается за счет нагрева плазмы заряженными продуктами реакции (3) - альфа-частицами (ионами Не). Для этого, как видно из условия Лоусона, нужно иметь время удержания энергии в плазме не меньше 5 с. Большое время жизни плазмы в токамаках и других стационарных системах достигается за счет их размеров, и поэтому существует некий критический размер реактора. Оценки показывают, что самоподдерживающаяся реакция в токамаке возможна в том случае, если большой радиус плазменного тора будет 7-9 м. Соответственно, токамак-реактор будет иметь полную тепловую мощность на уровне 1 ГВт. Удивительно, что эта цифра примерно совпадает с мощностью минимального инерционного термоядерного реактора.
За прошедшие годы достигнут впечатляющий прогресс в понимании физических явлений, ответственных за удержание и устойчивость плазмы в токамаках. Разработаны эффективные методы нагрева и диагностики плазмы, позволившие изучить в нынешних экспериментальных токамаках те плазменные режимы, которые будут использоваться в реакторах. Нынешние крупные экспериментальные машины - JET (Европа), JT60-U (Япония), Т-15 (Россия) и TFTR (США) - были построены в начале 80 годов для изучения удержания плазмы с термоядерными параметрами и получения условий, при которых нагрев плазмы сравним в полным выходом термоядерной мощности. Два токамака, TFTR и JET использовали DT смесь и достигли соответственно 10 и 16 МВт термоядерной мощности. В экспериментах с DT смесью JET получил режимы с отношением термоядерной мощности к мощности нагрева плазмы, Q=0.9, и токамак JT60-U на модельной DD смеси достиг Q = 1.06. Это поколение токамаков практически выполнило свои задачи и создало все необходимые условия для следующего шага - строительство установок нацеленных на исследование зажигания, Q Ё 5, и уже обладающих всеми чертами будущего реактора.
В настоящее время ведется проектирование такого первого экспериментального термоядерного реактора - ИТЭР [20]. Общий вид реактора показан на рис. 8. В проекте участвуют Европа, Россия, США и Япония. Предполагается, что этот первый термоядерный реактор токамак будет построен к 2010 г.

Существуют огромные запасы топлива для термоядерной энергетики. Дейтерий - это широко распространенный в природе изотоп, который может добываться из морской воды. Тритий будет производится в самом реакторе из лития. Запасы дейтерия и лития достаточны для производства энергии в течении многих тысяч лет и это топливо, как и продукт реакций синтеза - гелий - не радиоактивны. Радиоактивность возникает в термоядерном реакторе из-за активации материалов первой стенки реактора нейтронами. Известны низкоактивирующиеся конструкционные материалы для первой стенки и других компонент реактора, которые за 30-50 лет теряют свою активность до полностью безопасного уровня. Можно представить, что реактор, проработавший 30 лет и выработавший свой ресурс, будет законсервирован на следующие 30-50 лет, а затем конструкционные материалы будут переработаны и вновь использованы в новом термоядерном реакторе. Кроме дейтерий- тритиевой реакции, которая имеет высокое сечение при относительно низкой температуре, и следовательно легче всего осуществима, можно использовать и другие реакции [21]. Например, реакции D с Не3 и p с В11 не дают нейтронов и не приводят к нейтронной активации первой стенки. Однако, условия Лоусона для таких реакций более жесткие и поэтому нынешняя термоядерная программа в качестве первого шага нацелена на использование DT смеси.
Несмотря на большие успехи достигнутые в этом направлении, термоядерным реакторам предстоит еще пройти большой путь прежде, чем будет построен первый коммерческий термоядерный реактор. Развитие термоядерной энергетики требует больших затрат на развитие специальных технологий и материалов и на физические исследования. При нынешнем уровне финансирования термоядерная энергетика не будет готова раньше, чем 2020-2040 г.