Пара слов об управляемом термоядерном синтезе⁠⁠

«Ещё в 1958 году на II Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве казалось, что до осуществления термоядерного синтеза рукой подать — нужно пройти небольшой путь между двумя точками; потом оказалось, что надо не пройти, а проехать на велосипеде; потом — что проехать на велосипеде, но по канату; потом оказалось, что велосипед одноколёсный; потом — что ехать нужно с завязанными глазами; и наконец — что ехать необходимо задом наперёд».

Л. А. Арцимович

Два поста на тему управляемого термоядерного синтеза, опубликованных за два дня, не оставляют мне выбора. Придётся писать третий, чтобы, по возможности, сделать непонятные моменты понятными.

Вопрос, который всегда задают одним из первых — зачем это всё нужно. Долгая история термоядерных исследований, на каждом шагу которой казалось, будто бы крутить педали осталось совсем чуть-чуть (см. эпиграф), многих сделала скептиками.

Проблема в том, что деваться нам всем всё равно некуда.

На рисунке 1 — прогноз потребления энергии (для всех нужд — электричество, транспорт, отопление и т.д.) на сто лет вперёд. Широкой тёмно-зелёной полосой в нём обозначены новые источники энергии. Кто-то полностью закрашивает эту полоску солнечной энергетикой, кто-то предлагает ядерные реакторы с замкнутым топливным циклом.

Наиболее корректным, впрочем, будет сказать, что никто толком не знает, чем закрывать эту дырку после 2060 года. Чем больше способов выработки энергии будет проверено, тем больше шансов, что какой-нибудь из них сработает и позволит закрыть недостачу, сравнимую с половиной всей сегодняшней генерации.

Теперь о том, почему и как это работает.

Протоны и нейтроны в ядре «склеены» сильным взаимодействием. Разницу между энергиями покоя отдельных протонов и нейтронов и собранного из них атомного ядра мы можем забрать себе. Насколько она велика, показано на рисунке 2. Здесь можно обратить внимание на две вещи:

— все хотят стать никелем;

— делать 4He выгодно для получения энергии, он лежит намного выше всех своих соседей.

Топливо для термоядерных реакций можно найти вблизи от гелия. На следующем рисунке перечислены термоядерные реакции, наиболее полезные в жизни котика обычного человека. Большая часть из них — термоядерные реакции в звёздах. Ещё несколько (с 6Li) были использованы, чтобы показать возможность термоядерного синтеза на земле (рисунок 3, [2]).

В то же время, ядра заряжены положительно и поэтому отталкиваются электростатически. Это можно представить себе как горку, которую надо преодолеть (или сквозь которую нужно туннелировать), чтобы упасть в яму и в ней выделить энергию [3].

То есть, вещество нужно нагреть, чтобы ядра двигались быстро и могли вступить в реакцию. Для наиболее простой реакции D+T эта температура составляет 10 кэВ (а лучше 30). В человеческих единицах  это чуть больше 100 миллионов градусов; любое вещество при этом будет полностью ионизированной плазмой.

D+T топливо легче всего зажигать, но 80% энергии термоядерной реакции уносится нейтронами, которые греют, активируют и разрушают конструкцию реактора и не греют плазму. Кроме того, тритий — на редкость неприятное в плане безопасности использования вещество.

Реакция D+D оставляет больше энергии в плазме и не требует опасных материалов, но безнейтронной не является. У неё есть два почти равновероятных канала:

D+D→n+3He (есть нейтрон!)

D+D→p+T, при этом тритий сразу же вступает в реакцию D+T→4He+n (есть второй нейтрон!)

С топливом D+3He почти можно избавиться от нейтронов. Почти — потому что дейтерий будет реагировать не только с гелием, но и с другим дейтерием. С нейтронным выходом из прошлого абзаца. От нейтронов спасёт только топливная смесь, в которой бо́льшая часть — гелий, к которому добавлена малая примесь дейтерия.

Тем самым, у нас есть две задачи: нагреть и удержать.

Можно попробовать сжать вещество до таких концентраций, чтобы необходимое время удержания было мало и плазма просто не успевала никуда разлететься. Подобный способ называется инерционным удержанием. В целом, термоядерная бомба работает именно так. В приложении к управляемому синтезу нагрев и сжатие осуществляется за счёт облучения полусантиметровой мишени 192 эпически мощными лазерами [4]. Основная проблема при использовании этого метода для энергетики в том, что стрелять по мишеням нужно 100 раз в секунду с выделением нескольких МДж, а можно только дважды в день и несколько десятков кДж. Военные о таких мелочах не беспокоятся и просто моделируют на установках инерциального синтеза бомбы.

Другой вариант — поместить плазму в магнитное поле. Плазма не может вытечь поперёк магнитных силовых линий слишком быстро. Если же магнитное поле замкнуть в «бублик», то и вдоль силовых линий она никуда не улетит. Получится тороидальная магнитная ловушка.

Впрочем, просто поставить несколько катушек кольцом мы не сможем. Величина магнитного поля возле «дырки от бублика» в этом случае выше, чем на его внешнем краю. Плазма (будучи диамагнетиком) из магнитного поля выталкивается, поэтому для равновесия частицы должны часть времени проводить возле «дырки», а часть — снаружи. То есть, силовые линии должны «навиваться на бублик» (чёрные стрелки на левом рисунке, зелёная линия на правом). Сделать это можно или разогнав по плазменному шнуру ток (токамаки), или сделав внешние катушки упоротой тщательно оптимизированной геометрии (стеллараторы).

Строящийся сейчас во Франции ITER является именно токамаком. Стоит как авианосец, для постройки потребовал создания отдельных отраслей промышленности в отдельных странах. В целом, токамаки на сегодняшний день сильнее всех продвинулись в сторону термоядерной энергии.

Самым крупным на сегодня стелларатором является Wendelstein-7X. О нём был подробный пост [6], поэтому приведу только картинку.

Есть другая возможность — создать магнитное поле, симметричное относительно прямой или  почти прямой оси. Получится открытая (или линейная) магнитная ловушка. Плазма будет вылетать из двух концов, но эти потоки можно тем или иным способом подавить (об этом я могу написать пост не меньших размеров, поэтому пока не буду вдаваться в подробности). До недавнего времени существовало более-менее обоснованное мнение, что с их помощью нельзя получить температур выше нескольких сот эВ (нескольких миллионов градусов). Не так давно, впрочем, было показано, что можно получить и больше. Плюсы такой концепции — в большей технологичности и лучшей масштабируемости (в первую очередь, в область топлив без трития).

Теперь про энергобаланс. Наиболее мощным каналом потери энергии из горячей плазмы является тормозное излучение (горячие электроны, пролетающие мимо ядер, ярко светятся в рентгеновском диапазоне). На следующей картинке показана мощность разных термоядерных реакций в одном кубометре горячей равновесной плазмы с концентрацией 10^20 м^-3. Фиолетовой прямой (угол не в счёт) показан уровень потерь на тормозное излучение. Энергию можно вырабатывать там, где чёрная кривая выше фиолетовой прямой.

Тут можно посмотреть на основные термоядерный топлива и p11B. Последний лежит близко к уровню потерь, что заставляет выдумывать хитрые конфигурации с неравновесной плазмой вплоть до использования топлива, поляризованного по ядерному спину, включительно.

Чтобы не множить сущностей, возьму уже посчитанные другими людьми для ИТЭРа цифры. Расклад по энергиям получается таким:

В плазму вкладывается 73 МВт от внешних источников. Из них 33 МВт — пучки быстрых нейтральных атомов, 20 МВт — СВЧ-волна на частоте вращения электронов (170 ГГц), 20 МВт — ВЧ-волна на частоте вращения ионов (40–50 МГц).

В термоядерной реакции выделяется ~500 МВт, из них 400 МВт получают нейтроны, а 100 МВт остаётся в альфа-частицах и нагревает плазму.

Теперь потери.

400 МВт мощности, переносимой нейтронами, тут же уходят из плазмы и нагревают воду в каналах охлаждения.

Тормозное излучение уносит около 120 МВт.

Небольшая часть энергии (от нескольких единиц до нескольких десятков МВт — в зависимости от того, насколько устойчивой получилась плазма) уходит с быстрыми ионами, плохо удерживаемыми плазмой, и нагревают пластины первой стенки.

Остальные 100–150 МВт уносятся плазмой, вытекающей из области удержания, и нагревают специально предназначенные для этого пластины дивертора в нижней части камеры (см. рисунок — словом plasma там обозначена область удержания, вытекающий из неё поток идёт вдоль силовых линий, нарисованных чёрным, на оранжевые приёмные пластины).

С пользой можно использовать либо нейтроны (только как кипятильник), либо поток плазмы, вытекающий из области удержания в дивертор (или кипятильник, или, теоретически, МГД-генератор. Впрочем, схем МГД-генератора для токамаков я не видел).

И последний вопрос: когда?

Я на него всегда отвечаю: «Когда потребуется». Скажем, китайская термоядерная программа предполагает запуск демонстрационного энергетического реактора в 30-х годах (да, они хотят начать строить его до того, как будут получены внятные результаты ИТЭРа). В принципе, если не будет ограничений в ресурсах, они могут справиться.

Всех остальных припрёт в 50-х.

Ps. Надеюсь, пост получился информативным, но не переусложнённым. В принципе, обо всём этом можно рассказать и проще (но без деталей), и сложнее (там столько всего интересного!)

Источники иллюстраций:

[1] https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S235285401...

[2] https://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A6%D0%B0%D1%80%D1%8C-%D0%B... , https://pikabu.ru/story/kuzkina_mat_sssr_istoriya_sozdaniya_...

[3] https://pikabu.ru/story/gorochka_5957504

[4] https://lasers.llnl.gov/science/icf

[5] https://www.iter.org/doc/www/content/com/Lists/Machine/Attac... tkm_cplx_final_plasma2013-07.jpg

[6] https://habr.com/post/399993/

[7] http://iopscience.iop.org/issue/0029-5515/47/6