Ученые все ближе и ближе подбираются к желанной цели, к величине 10^14, хотя каждый последующий шаг становится все труднее и труднее.
Когда же придет победа?
Директор отделения физики плазмы академик Б. Кадомцев считает, что в начале 80-х годов на установках типа Токамак будет достигнута минимально необходимая величина критерия Лоусона и мы получим плазму с необходимыми параметрами. К этому времени в Принстонском университете в США будет запущена система ТФТР — установка типа Токамак. В Японии надеются получить желаемое на «Джи-ти-60». В организации Евратом будет запущен Токамак «Джет».
Все эти установки похожи друг на друга и в то же время различны, и задачи на них будут выполняться разные. На японской, например, будут проводиться в основном физические исследования плазмы; у американцев главная цель — получить интенсивную термоядерную реакцию. «У нас в ИАЭ, говорит Б. Кадомцев, — плазма с необходимыми параметрами будет получена на следующей физической модели, Т-15».
Кстати, для нее будет использована система энергоснабжения от Т-10. Чтобы на установке Т-15 получить магнитные поля необходимой величины, будут использованы катушки со сверхпроводниками, охлаждаемыми жидким гелием. Такая система уже проверена в ИАЭ на модели Т-7 меньшего объема. Значит, следующий шаг ясен. Через несколько лет будет осуществлена физическая демонстрация управляемой термоядерной реакции.
Но это еще не все. Впереди основная цель — первый энергетический термоядерный реактор. Когда он будет создан?
Не будем спешить с ответом. Сначала посмотрим, как он может выглядеть.
UWMAK-II
К нынешним дням разработано несколько проектов реакторов, проектов, во многом основанных на еще не проверенных идеях. Им придумано даже специальное название: «концептуальные проекты». Действительно, пока еще невозможно с достаточной точностью определить, при каких условиях будет осуществлена даже их физическая демонстрация. Между тем для правильного выбора пути в дальнейших исследованиях, оценки проблем, которые возникнут впереди, и, конечно, экономики, необходимо понять, как будут выглядеть будущие станции. Именно поэтому такие проекты-схемы, во многом основанные на еще не проверенных идеях и предположениях, и получили название концептуальных.
Вот передо мной один из таких проектов: UWMAK-II. Выполнен он в отделении энергетики Висконсинского университета. Начальные буквы его названия из названия университета; МАК — это конец слова «Токамак», дань советскому проекту. Римская цифра «два» означает, что это вторая версия.
Перевернем несколько страниц этого солидного тома и ознакомимся с основными параметрами установки.
Сердце ее, электрической мощностью 1700 мВт, — камера-бублик, в которой находится плазма. Внешний диаметр камеры — 35 метров, высота — 12. Только при таких размерах получается необходимая мощность термоядерной реакции и существенно возрастает время удержания энергии.
При термоядерной реакции в плазме, состоящей из дейтерия и трития, развивается температура 100–120 миллионов градусов и выделяется энергия термоядерного синтеза в виде кинетической энергии ядер гелия и нейтронов. В последних — основная ее часть. Чтобы удержать нейтроны, камера-бублик окружена бланкетом — слоями графита, бериллия, лигия. Пролетая через стенку камеры, нейтроны соударяются с ядрами вещества бланкета и отдают им свою энергию, которая переходит в тепловую форму. Гелий, циркулирующий между слоями бланкета, переносит тепло в парогенератор, затем энергия пара в турбогенераторе преобразуется в электроэнергию.
Перевернув еще несколько страниц проекта, увидим главу, посвященную режимам пуска и работы реактора.
При пуске в камеру вводят почти в равном соотношении дейтерий и тритий. Для их разогрева используется омический нагрев. При подаче напряжения во вторичную обмотку трансформатора в первичной, роль которой выполняет плазма бублика, возникает ток, разогревающий эту плазму. Хотя на этот способ разогрева возлагались большие надежды, необходимую температуру получить оказалось невозможно: выше 10–15 миллионов градусов она не поднималась. При дальнейшем разогреве омическое сопротивление плазмы падало настолько, что никакое увеличение тока не помогало: температура плазмы не увеличивалась.
Множество идей и исследований было посвящено проблеме догрева плазмы до термоядерной температуры. По-видимому, наиболее удобным и эффективным способом является впрыскивание в плазму потока ускоренных нейтральных атомов дейтерия. Именно на нем остановились проектанты UWMAK-II. Вот принцип его работы.
На ускорителе-инжекторе мощностью 100 тысяч киловатт ионы дейтерия разгоняются до энергии в 750 тысяч электронвольт, затем в специальном устройстве инжектора они нейтрализуются и в течение 10 секунд впрыскиваются в камеру-бублик. При этом плазма в бублике разогревается до 80 миллионов градусов. Дальнейший ее разогрев до 100–120 миллионов градусов идет за счет термоядерной реакции, и реактор развивает полную тепловую мощность 5 тысяч мВт. В таком режиме его работа продолжается около 90 минут, за которые выгорают атомы дейтерия и трития. Вследствие появившихся в камере атомов гелия, а также частично атомов других элементов, выбитых из стенок камеры, реакция затухает, реактор останавливается, и начинается пятиминутный цикл перегрузки топлива и очистки камеры. В течение этих пяти минут парогенератор продолжает работать, а турбогенератор вырабатывать электроэнергию. Происходит это потому, что в течение 90 минут работы установки часть энергии не превращали в электричество, а накапливали в виде тепла в специальных натриевых аккумуляторах. В пятиминутный перерыв разогретый в аккумуляторах теплоноситель натрий отдает свою энергию паровому контуру.
Итак, за пять минут нужно очистить камеру реактора от загрязняющих плазму веществ, заполнить ее свежей смесью дейтерия и трития и вновь его запустить.
Делается это так.
В действие включаются все 96 вакуумных насосов и создают в камере нужной степени вакуум. Теперь нужно ввести смесь горючего. В отношении дейтерия проблем особых нет. Его запасы практически безграничны.
В составе обычной воды имеется 0,016 процента тяжелой, а в ней и содержится дейтерий. Трития же в природе не существует. Его нужно всякий раз производить.
Наиболее удобный способ — облучение лития нейтронами. В этой реакции образуются гелий и тритий.
На первый взгляд кажется, что в термоядерном реакторе сделать это очень просто, использовав высвобождающиеся при синтезе нейтроны. Но проделать это очень не легко. Ведь на каждый нейтрон обязательно нужно получить не менее одного атома трития, а с учетом потерь- даже несколько больше одного. Однако беда в том, что не все нейтроны поглотятся литием, ибо он располагается за стенкой камеры, значит, часть нейтронов поглотится самой стенкой, часть, кроме того, в различных других конструкциях, а часть вообще вылетит из реактора. Короче, нужного количества трития в самом реакторе не получить. Как же быть?
Выход все же был найден. В бланкете реактора, кроме лития, поместили бериллий. Он и помог размножать нейтроны. Ведь если нейтрон, обладающий большой энергией, попадает в ядро бериллия, то в нем возможен и такой ход реакции, при которой из ядра вылетают два нейтрона; два — вместо одного! А это то, что и надо.
Так удается получать в реакторе достаточное количество трития. Дальше дело проще.
Из бланкета тритий поступает на очистку. А затем вместе с дейтерием направляется в камеру. На этом завершается полный цикл работы реактора. Для разогрева плазмы вновь подается ток, и цикл повторяется.
Мы с вами благополучно завершили мысленное путешествие по рабочему циклу. Но чтобы реактор действительно заработал и задействовал описанный здесь цикл, необходимо осуществить большую и длительную программу научных исследований, провести комплекс работ по созданию и изучению различных систем и устройств. Среди них специальные камеры с вакуумной откачкой диверторы. С помощью особым образом сформированных магнитных полей этими устройствами улавливают гелий, а также атомы с большим зарядом, которые глушат термоядерную реакцию. Это и системы с жидким гелием, охлаждающим катушки из сверхпроводящих материалов. Это и устройства, защищающие стенки камеры от постепенно разрушающего их потока нейтронов. Это и… Но, наверное, довольно. Путешествие по проекту может стать слишком долгим. Прервем его на этом месте, чтобы задаться вопросом: когда же можно создать такой реактор?
Вопрос этот не из легких. Разные ученые называют и различные сроки: одни называют 15 лет, другие — 20, третьи — 25. И трудно сейчас назвать более точную дату.
По мнению научного руководителя по проблеме управляемого термоядерного синтеза вице-президента Академии наук СССР Е. Велихова, создания первого опытно-промышленного термоядерного реактора можно ожидать в конце 90-х годов или в начале следующего века.
