Термоядерных реакторов

На первом этапе реакция в термоядерных реакторах будет идти не на чистом дейтерии, а на смеси дейтерия с тритием. Но в природе нет трития в достаточных количествах, его предполагается получить в реакторе искусственно из лития.

В термоядерных реакторах вместо дорогостоящих урана и плутония в качестве топлива используются тяжелые изотопы водорода — дейтерий и тритий. Дейтерий сравнительно дешевым способом может быть получен из воды.. Тритий получается искусственным путем.

Более полное описание основных типов ядерных реакторов будет дано в следующей главе, а пока отметим, что в сегодняшних атомных электростанциях просто заменены обычные печи, сжигающие уголь или нефть, другим источником тепла. Принцип же использования источника тот же — получение пара, приводящего в движение турбогенераторы. В будущих реакторах, в которых будет происходить прямое преобразование ядерной энергии в электрическую, потребуется, очевидно, гораздо более совершенная технология. Над ней уже кропотливо работают ученые и инженеры, исследующие возможность получения энергии, и в частности из ядерных реакций синтеза в термоядерных реакторах. Уже имеются реальные предложения по созданию ядерных реакторов, в которых «ядерная печь», скажем, в 10 или 20 раз горячее, чем в современных реакторах (однако гораздо холоднее тех «печей», на которых будут работать в далеком будущем термоядерные реакторы). И поскольку температура плавления твердотопливных стержней (или, вернее, их сборок) ограничивает возможности сегодняшних ядерных реакторов, то был выдвинут ряд предложений о постройке реакторов, работающих на жидком или газообразном ядерном топливе.

43 При температурах, достигаемых в реакторе-«бомбе», ионизация не будет полной, какой она становится, например, при термоядерных температурах (в термоядерных реакторах). В последнем случае плазма проводит электричество даже лучше, чем металлы.

То, что ядерный синтез представляет собой более мощный источник энергии, чем ядерное деление, объясняет, почему при одинаковом весе зарядов водородная бомба по своему действию гораздо разрушительнее атомной. Правда, процессы ядерного синтеза, происходящие в водородной бомбе и предложенные для использования в будущих термоядерных реакторах, начинаются не с ядер водорода (протонов), а с ядер дейтерия или даже трития. Некоторые из этих реакций синтеза, начинающихся с дейтерия или трития, даны в табл. 6. Две из них уже упоминались среди реакций, происходящих в Солнце, однако последнее, как мы знаем, само производит (синтезирует) свой дейтерий из водорода. Почему же в качестве термоядерного топлива мы предпочитаем использовать редкие изотопы водорода — дейтерий или тритий, а не имеющиеся в изобилии протоны (ядра водорода-1)?

реакций дает больше энергии, чем выделяется при синтезе с участием двух протонов. В последнем случае дефект массы образовавшегося дейтрона соответствует энергии лишь 2,19 МэВ (см. стр. 36). В принципе возможны также и реакции синтеза, с участием ядер гелия или других легких элементов. Но наличие у них более высоких электрических зарядов увеличивает силу взаимного отталкивания, что в конечном счете затрудняет их сближение на такое расстояние, при котором может произойти ядерная реакция синтеза. Правда, чрезвы-ча(но огромные значения температуры и плотности в некоторых звездах обеспечивают в их недрах условия для прохождения реакций синтеза с участием ядер подобных элементов (и это заметно увеличивает выделение энергии звездами). Однако в будущих искусственных термоядерных реакторах мы сможем рассчитывать на получение условий, необходимых лишь для осуществления синтеза с участием тяжелых изотопов водорода. В настоящее время дейтерий практически является единственным топливом для энергетических термоядерных реакторов будущего. В реакциях синтеза, происходящих в водородной бомбе, помимо дейтерия, может участвовать тритий. Однако современные запасы трития на Земле слишком ограниченны, чтобы можно было широко использовать его в промышленных целях. Он обнаружен на Солнце и в атмосфере других звезд, может быть получен искусственно в ядерных реакторах на Земле, но в естественных условиях тритий практически не встречается и обнаруживается лишь по следам на фотопластинках, облученных космическими лучами. Возможно, эти следы (треки) появляются при столкновениях нейтронов космических лучей с ядрами атмосферного азота в результате следующей реакции:

Давайте подведем итог и просуммируем известные нам факты о ядерном синтезе. 1. Энергия связи в принципе может выделиться в процессе синтеза ядер, если общая сумма масс ядер, вступающих в реакцию, примерно меньше 50 а. е. м. 2. Энергия, излучаемая большинством звезд (включая Солнце), получается в результате таких реакций синтеза, причем преобладающий их тип зависит от плотности, температуры и химического состава конкретной звезды. Чтобы превратиться в гелий, солнечный водород проходит цепочку реакций, начиная с р-\-р—>-d-\-е+-}-v. 3. Эта реакция протекает слишком медленно, и поэтому в земных термоядерных реакторах будут использоваться реакции синтеза с участием более тяжелых изотопов водорода — дейтерия и трития. 4. Запасы дейтерия практически безграничны и исключительно дешевы по сравнению как с обычным (ископаемым), так и с ядерным (например, ураном или плутонием) топливами. Кроме того, в отличие от реакции деления реакции синтеза не оставляют после себя

и коррозионная стойкость [32, 40, 114]. Достаточно перспективно применение молибденовых сплавов и в будущих термоядерных реакторах (ТЯР), поскольку эти сплавы, наряду с высокой . прочностью и сопротивлением усталости при высоких температурах, обладают хорошими тешюфизическими свойствами, не охрупчиваютгя при действии водорода и не активируются при облучении. Это обстоятельство очень важно, так как стенка бланкета термоядерного реактора должна работать при максимальной температуре (~ 1000° С) в условиях циклического нагрева, когда на нее воздействуют потоки нейтронов и заряженных частиц [189а, 169а]:

При используемом в настоящее время в легководных реакторах типа ВВЭР ядерном топливе, обогащаемом до 3,6—4,4%, и при содержании 235U в отвале, равном, например, 0,2 %', на каждую тонну обогащенного урана, отправляемого на завод по изготовлению твэлов, на складах разделительного завода будет оседать 6—7,5 т обедненного продукта, т. е. 86—88 % всей массы переработанного природного урана. Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в электроядерных реакторах-размножителях.

Но КВ>1, при применении уран-плутониевого топлива, можно реализовать пока только в реакторах на быстрых нейтронах, а в перспективе в гибридных термоядерных реакторах и в реакторных установках электроядерного бридинга. В связи с ожидаемым в ближайшие 20—30 лет ростом мощностей ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах во всем мире резко

При используемом в настоящее время в легководных реакторах типа ВВЭР ядерном топливе, обогащаемом до 3,6—4,4%, и при содержании 235U в отвале, равном, например, 0,2 %', на каждую тонну обогащенного урана, отправляемого на завод по изготовлению твэлов, на складах разделительного завода будет оседать 6—7,5 т обедненного продукта, т. е. 86—88 % всей массы переработанного природного урана. Этот отвальный уран в топливном цикле реакторов на тепловых нейтронах далее не участвует и может быть использован когда-либо как сырьевой воспроизводящий материал для получения из него плутония при облучении быстрыми нейтронами в реакторах-размножителях или, в перспективе, в гибридных термоядерных реакторах или в электроядерных реакторах-размножителях.

Но КВ>1, при применении уран-плутониевого топлива, можно реализовать пока только в реакторах на быстрых нейтронах, а в перспективе в гибридных термоядерных реакторах и в реакторных установках электроядерного бридинга. В связи с ожидаемым в ближайшие 20—30 лет ростом мощностей ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах во всем мире резко

В настоящее время лазеры из уникальных лабораторных приборов стали широко применяемыми установками, без которых нельзя представить себе современную науку и промышленность. Лазеры используют в электронной технике и технологии для сварки и пайки, создания прецизионных элементов микросхем, напыления пленок и др. Неограничены также возможности применения лазеров в радиотехнике. Простейшие расчеты показывают, что оптический диапазон частот в 50 000 раз шире радиодиапазона. Так, только в диапазоне видимого света (0,4—0,7 мкм) могут одновременно работать 80 миллионов телевизионных каналов со стандартной полосой пропускания 6,5 Мгц. Кроме того, лазеры широко используют в медицине, геологии, металлообработке и др. Но, пожалуй, наиболее важным является создание на их основе лазерных термоядерных реакторов.

2.18. Некоторые вопросы активного экранирования накопителей цилиндрической геометрии/Ф. 3. Гальчук, А. С. Дружинин, В. Г. Кучинский, Б. А. Ларионов. Доклады 2-й Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов (23—25 июня 1981 г.). Т. III. Л.: НИИЭФА, 1982. С. 125—132.

2.47. Мощные сверхпроводящие размыкатели из фольги, управляемые перпендикулярным магнитным полем / Колядин Н. М., Куроедов Ю. Д., Пичугин В. Д. и др. Доклады II Всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов (23—25 июня 1981 г.), т. III Л.: НИИЭФА, 1982. С. 227-232.

В нашей стране развивается и реализуется идея удержания плазмы в магнитном поле с помощью установок «Токамак» (тороидальная камера в магнитном поле). Однако сооружение термоядерных реакторов «Токамак» связано со сложностью реализации многих научных и технических проблем.

В последние годы проводятся работы по созданию МГД-гене-раторов, у которых рабочим телом является плазма. Успехи в создании термоядерных реакторов, проблемы космологии и астрофизики придают особый интерес этому разделу электромеханики, хотя по технико-экономическим показателям МГД-генераторы уступают обычным ЭП.

В последние годы проводятся работы по созданию МГД-генера-торов, у которых рабочим телом является плазма. Успехи в создании термоядерных реакторов, проблемы космологии и астрофизики придают особый интерес этому разделу электромеханики, хотя по технико-экономическим показателям в земных условиях МГД-генераторы уступают обычным ЭП.

Вопросы прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, создания управляемых термоядерных реакторов, электрореактивных двигателей космических аппаратов и т. п. требуют дальнейшего углубления теории электромагнитного поля в движущихся средах, магнитогидродинамических и электрогидродинамических процессов и методов их расчета.

Возможность создания термоядерных реакторов, работающих короткими импульсами при воздействии лазерных лучей, зависит от успехов в разработке лазеров с высоким к. п. д. В настоящее время этот к. п. д. еще очень низок.

В 1975 г. на конференции в Дубне обсуждались четыре проекта демонстрационных термоядерных реакторов — европейский (стран

Тенденции роста капиталоемкости в угольной промышленности противостоит расширение открытой добычи, на которую требуется в 5—6 раз меньше капиталовложений, чем на шахтную. Однако при этом растут затраты на облагораживание угля и его транспорт. В электроэнергетике капиталоемкость будет расти гораздо медленнее, чем в топливной промышленности, несмотря на значительное увеличение в структуре вводимых мощностей доли атомных электростанций, стоимость которых выше стоимости станций на органическом топливе. Основными факторами, сдерживающими удорожание электроэнергетического строительства в ближайшие двадцать лет, станут дальнейшее укрупнение единичной мощности основного и вспомогательного оборудования и станций в целом, ввод более дешевых маневренных электростанций, внедрение новых технологических решений, дальнейшая индустриализация и повышение производительности труда в строительстве станций и сетей. Однако в конце XX в. еще ощутимее будет влияние факторов, повышающих капиталоемкость электроэнергетики: усложнение условий выбора площадок для крупных электростанций, продвижение энергетического строительства в северные районы, ужесточение норм выброса вредных веществ в атмосферу, увеличение затрат в природоохранные мероприятия в обеспечение надежности и безопасности АЭС и т. д. На ускорении роста удельных капиталовложений может сказаться распространение в начале следующего столетия реакторов-размножителей^ а также гибридных термоядерных реакторов, которые, как ожидается, будут дороже обычных атомных станций.

С помощью управляемой термоядерной реакции может быть облегчено решение проблемы надежного энергоснабжения. Уже более 20 лет советские и зарубежные ученые ведут поиск решения этой сложной проблемы, ставя перед собой цель создания электростанции на основе термоядерных реакторов. Топливом для таких реакторов должен быть дейтерий (тяжелые ядра водорода) и литий. В мировом океане содержится более 20-Ю12 т тяжелого водорода. Примером реакции синтеза атомных ядер может служить реакция соединения ядер дейтерия Д и трития Т, в результате чего рождается ядро гелия и нейтрон. Общая энергия, выделяемая в этой реакции, 17,6 МэВ, причем