Мирнов Енергия из воды 2007

см, так, чтобы они оказались в зоне действия сил ядерного притяжения, может произойти слияние их ядер – синтез. В итоге, примерно с равной вероятностью возникнут: ядро трития Т (протон и 2 нейтрона) плюс протон, либо ядро легкого изотопа гелия 3Не плюс нейтрон и плюс энергия – результат синтеза (здесь и далее энергию частиц будем исчислять в эВ – электронвольтах – 1эВ ≈ 104 K), таким образом:

Подставив числа, мы получим шокирующий результат: литр воды содержит скрытую энергию, эквивалентную четыремстам литрам нефти! Или трем тоннам пороха! Лапутский профессор был на правильном пути.

Справедливости ради следовало бы отметить, что и обычные протоны – атомы водорода – Н – очень нехотя, но тоже могут сливаться друг с другом при солнечных температурах (1,4 кэВ), выделяя энергию. Именно так создается 95% энергии, излучаемой Солнцем. То есть мы все на Земле – потребители термоядерной энергии уже, как говорится, с рождения.

Источник этой энергии – внутриядерные перестройки. Подсчитав вес частиц до и после каждой реакции, обнаружим, что он уменьшился. А выделившаяся энергия ∆Е оказывается в полном согласии с известным законом Эйнштейна ∆Е =∆m c2 (c – скорость света). Более того, если вспомнить ньютоновский закон сохранения количества движения (m1v1=m2v2), можно получить энергию каждого продукта реакции в отдельности. В первом

21

случае (1) тритий получит энергию 1 МэВ, нейтрон – 3 МэВ, 3He – 0,8 МэВ, протон р – 2,5 МэВ. Во втором случае (2): 4Не – 3,5 МэВ, нейтрон – 14,1 МэВ и в третьем (3): 4Не – 3,6 МэВ, а протон – 14,7 МэВ.

Задачу эту любят давать школьникам на выпускных и вступительных экзаменах. При всей, на первый взгляд, пугающей сложности она предельно проста – необходимо знать только два фундаментальных закона – Эйнштейна и Ньютона.

Таким образом, продуктами синтеза дейтерия являются заряженные частицы (Т, 3Не, 4Не, р) и быстрые нейтроны. Последнее и объединяет термоядерную энергетику с традиционной ядерной, заставляя предполагать их тесное общее будущее.

Но как сблизить ядра дейтерия на расстояние масштаба 10-13 см? Из школьной физики опять же известно, что положительно заряженные ядра должны отталкиваться, как простые одноименные электрические заряды. Преодолеть потенциальный барьер отталкивания можно было бы “по инерции”, разогнав частицы навстречу друг другу. Вспомнив закон Кулона, можно рассчитать высоту барьера, которую следует преодолеть. Она оказывается удручающе большой: масштаба 1МэВ. Если помножить на 6 (4), получим энергетический выигрыш всего в восьмерку. Эта восьмерка может упасть до единицы и ниже, если учесть потери, неизбежные при ускорении и торможении ядер. Но природа преподнесла нам здесь неожиданный подарок – туннельный переход электростатического барьера! Это явление снизило на порядок необходимую энергию разгона дейтонов до 0,1 МэВ (1). Еще большим подарком оказался DT-синтез (2). Выяснилось, что из-за специфического ядерного резонанса смесь DТ начинает "гореть," если ее нагреть уже до 0,01МэВ, то есть всего до 100 миллионов градусов.

Очевидно, что, имея в распоряжении достаточное количество Т,3Не и D, все вышеупомянутые реакции (2), (3) можно было бы производить и не дожидаясь результатов DDсинтеза (1). Какие преимущества могут быть получены при этом? Рассмотрим более подробно процесс синтеза.

22

Как интенсивность всякой реакции, например химической, число актов синтеза должно быть пропорционально количеству столкновений реагирующих атомов и, кроме того, вероятности их ядерного взаимодействия при таком столкновении. Параметром, характеризующим вероятность взаимодействия, является так называемое «сечение реакции» σ – эффективная площадь взаимодействия атома с падающим потоком частиц. Ее, соответственно, измеряют в квадратных сантиметрах, квадратных метрах и т.д. Легко сообразить, что число частиц, падающих со скоростью v на площадку σ за одну секунду, должно быть пропорционально числу частиц способных до нее долететь, а именно, их количеству, содержащемуся в цилиндре высотой v и сечения σ – nvσ, где n – плотность налетающих частиц. Таким образом, два сорта атомов с плотностью n1 и n2 должны произвести в 1 см3 за 1с n1n2 σv актов синтеза. Учитывая, однако, что σ зависит от v, а налетающие частицы имеют, как правило, максвелловское распределение по скоростям, произведение σv следует усреднить по этому распределению скоростей. Полученное таким образом выражение называют скоростным коэффициентом реакции и обозначают <σv>. Максимальный выход реакции достигается при условии равенства плотностей n1 и n2, поэтому обычно n1 = n2 = n и тогда количество актов синтеза в 1 с в 1см3 пропорционально n2 <σv>.

На рис. 4 в зависимости от температуры исходных атомов приведены значения <σv> для всех трех реакций синтеза (1)–(3), которые могут представлять интерес с точки зрения энергетики. Отчетливо виден «лидер» – DT-реакция и два конкурирующих аутсайдера 3HeD и DD-синтез. Каждый из них, между тем, имеет как недостатки, так и преимущества, которые, в принципе, могут быть реализованы в будущем. Главное преимущество 3HeD-синтеза – отсутствие быстрого нейтрона в продуктах реакции. То есть речь идет как будто бы о чистом, безрадиационном термоядерном синтезе – мечте экологов и энергетиков. Однако специалисты разочаровывают романтиков – 3HeD-синтез должен неминуемо сопровождаться DDсинтезом с его быстрыми нейтронами (4). Нейтронный фон можно ослабить

23

в 5-7 раз, снижая содержание D и жертвуя мощностью реактора, но, как устранить его совсем, пока неизвестно. Что касается недостатков, то первый из них – сегодня нет устройств, в которых синтез 3HeD можно было бы вести стационарно. Есть, правда, некоторые храбрые идеи, опять же требующие больших денег и времени. Другой серьезный недостаток: 3He очень мало не Земле. Правда, есть идеи, что его много на Луне и существуют энтузиасты, готовые заняться его добычей. Не исключено, однако, что полет на Луну и благополучное возвращение назад, скажем, со ста тонными 3He станет наиболее понятным и простым элементом осуществления проекта промышленного 3HeD-синтеза.

Рис.4. Зависимость параметра <σv> для реакций D-T, D-D и D-3He от температуры горючего – T

DD-синтез не требует космических полетов. Сырье лежит, как говорится, под ногами. Однако существует та же проблема с устройством, в котором можно вести такой синтез. Требуются новые подходы и затраты.

На фоне этих проблем DT-синтез выглядит вполне благополучно. Именно он успешно используется в водородных

24

бомбах. Существуют устройства (токамаки и стеллараторы), которые при некотором развитии могут стать теми устройствами, в которых будет осуществляться стационарное термоядерное горение. Поэтому DT-реакция взята в качестве основы современного управляемого синтеза. И именно она будет обсуждаться далее.

Но с тритием проблема еще хуже, чем с 3He – его нет ни на Земле, ни на Луне. Тритий – слабо радиоактивное вещество, распадающееся с характерным временем 12,35 лет, а потому отсутствующее в природе. Обычно его получают в атомных реакторах, облучая тепловыми нейтронами изотоп лития 6Li.

менее чем 0,1 от общей массы. Тем не менее, его запасы как энергетического сырья сравнимы с дейтерием и их можно считать практически неограниченными. Кроме того, 7Li может

Первая – на быстрых нейтронах – эндотермическая, что несколько снижает ее ценность, но зато после ее завершения остается нейтрон, который может произвести еще один или два акта деления. Вторая лишена такого преимущества, но зато имеет высокое сечение. Тепловой нейтрон, отдав свою энергию окружающей среде, замедляется, производит деление и выходит из игры. Очевидно, что такая реакция в лучшем случае смогла бы только скомпенсировать выгорание трития без учета нейтронных потерь. Проблему воспроизводства трития решают, вводя в

систему нейтронные размножители («отражатели», например, Ве) и частично используя первую реакцию. В итоге удается сконструировать реактор таким образом, чтобы он сам же и воспроизводил затраченное горючее с небольшим технологическим превышением. Горячую зону реактора

25

окружают специальной литийсодержащей оболочкой – бланкетом. Испытания конкретных конструкций бланкета, предложенных учеными разных стран, которые составляют коалицию строителей ИТЭР, – одна из его важнейших технологических задач.

Тревожной тучкой на горизонте, способной обернуться серьезными неприятностями, маячит еще одна проблема, связанная с тритием – его диффузионная утечка в конструкционные материалы реактора, в частности, в продукты эрозии первой стенки реактора, находящейся в непосредственном контакте с плазмой горячей зоны. Проблема эта не столько ИТЭР (там она не так критична), сколько ДЕМО. Однако уже сегодня она является предметом серьезного обсуждений и прямо влияет на выбор материала первой стенки. Существуют разные, в том числе нетрадиционные, способы решения этой задачи. Некоторые из них мы обсудим позже. Какой из них окажется наиболее приемлемым покажет будущее.

Термоядерная электростанция

Примерная схема термоядерной электростанции (ДЕМО) представлена на рис.5.

Рис.5. Принципиальная схема электростанции на основе DT-синтеза

(EUR 18200-EN-C)

26

Горячая зона термоядерных реакций окружена бланкетом и мощной радиационной защитой (~1 м, вода, металл) окружающей среды от нейтронов. Вода, охлаждающая бланкет и защиту, нагревается, как в паровом котле, и далее реализуется схема обычной электростанции. Таким образом, задача бланкета двояка. С одной стороны, термолизация (охлаждение) быстрого нейтрона (14 МэВ) – продукта DT-реакции. С другой стороны, использование замедленного нейтрона для расширенного воспроизводства трития. Задачи такого рода впервые возникли при создании водородного оружия и в их решении накоплен значительный опыт. Поэтому нет сомнений, что они будут решены правильно. Некоторую сложность вносит то обстоятельство, что горячая зона DT-реактора на базе токамака или стелларатора должна располагаться в области сильного магнитного поля. Движение в нем жидкого лития затруднено – внутреннюю поверхность металлических труб необходимо покрывать электроизолирующим слоем, способным противостоять как радиации, так и износу в ходе длительной (до 30 лет) эксплуатации. Решением может стать применение для тритиевого воспроизводства различных солей лития и литийсодержащих керамик.

Другая идея, пришедшая из оружейной области, введение в

бланкет термоядерного реактора урана 238U и тория 232Th, расщепляющихся под действием быстрых нейтронов. Расчеты и оружейный опыт подсказывают, что такое введение способно увеличить на порядок энергетическую эффективность бланкета. Кроме того, в ходе облучения 238U быстрыми нейтронами произойдет, как уже отмечалось, некоторая наработка 239Pu, а при облучении 232Th – 233U. Оба полученных изотопа способны к делению тепловыми нейтронами в традиционных атомных котлах на медленных нейтронах. Вариант с 232Th тем более заманчив, что исходное вещество представляет собой, по существу, природный торий, месторождениями которого наша страна намного богаче, чем урановыми. Однако внесение в бланкет термоядерного реактора расщепляющих материалов вызывает протест у экологической общественности, возбужденной Чернобыльской катастрофой.

27

Общепризнано, что основная особенность термоядерной энергетики – сопутствующая ей малая радиоактивность и слабая зависимость от «человеческого фактора», главной причины ядерных аварий. Как показывает опыт существующих термоядерных установок, всякое «несанкционированное» вмешательство в процесс термоядерного горения вызывает его прекращение за доли миллисекунды. В то время, как традиционная ядерная энергетика принципиально инерционна. Это - вторая по важности причина ядерных аварий.

Согласно оценкам экспертов DT-энергетика должна быть безопасней энергетики деления урана примерно на два порядка. Главным образом, за счет того, что в ней будут отсутствовать газообразные и жидкие радиоактивные отходы. Твердые – результат активации реакторных конструкций нейтронами, по мнению экспертов, не представляют большой опасности. Кроме того, наведенная активность может быть уменьшена применением ванадиевых сплавов вместо традиционной стали.

По мнению экологической общественности, введение в

бланкет термоядерного реактора расщепляющихся материалов грозит термоядерной энергетике потерей этих преимуществ и приближает ее, по существу, к реакторам на быстрых нейтронах. Мнение это широко распространено на Западе и в США. С подобными доводами следует согласиться только частично: в новом реакторе (он получил название «гибридный») остается важнейшее преимущество, отличающее его ото всех существующих атомных реакторов, – он принципиально подкритичен. В нем не может произвольно развиться цепная реакция – основной источник его нейтронов вносится, как бы, извне и остается независим от процесса деления.

Разрастающийся энергетический кризис заставляет более внимательно анализировать возможности и менять стереотипы. Примером может стать тот факт, что США, фактически, прервали свой сохранявшийся долгие годы мораторий на развитие быстрых реакторов. В КНР же, например, работы над схемами гибридных реакторов ведутся уже давно и не прерывались под влиянием Чернобыльской катастрофы.

28

Еще одно важное практическое применение DT-реакторов активно обсуждается в последнее время. А именно, использовать их 14-МэВ нейтрон для «дожигания» радиоактивных отходов атомной энергетики. Как уже упоминалось выше, в процессе работы атомных станций на тепловых нейтронах нарабатывается целый букет радиоактивных отходов. Среди них наиболее опасные долгоживущие изотопы Pu, Am, Np. Они могут быть помещены в бланкет DT-реактора и подвергнуты утилизации путем расщепления быстрыми нейтронами (≤ 14 МэВ). Подобный аналог гибридного реактора будет менее эффективен с энергетической точки зрения. Коэффициент умножения энергии будет уже не 10, а 5-7. Но это и не важно. Важна его экологическая функция – он станет «дожигателем» отходов атомной энергетики. Подобным «дожигателем» мог бы стать уже ИТЭР и даже токамаки, существенно меньшие его по размерам (и по стоимости). Для них не важна экономическая конкурентоспособность – для них допустимо даже потреблять электроэнергию извне. Соответствующие реакторы в случае необходимости могли бы быть созданы уже сегодня на основе освоенных технологий.

Однако во всех перечисленных приложениях DT-реактора критическим элементом остается зона термоядерного горения (рис.5). Какие требования предъявляются к ней?

Требования к горячей зоне

Исходными условиями поддержания режима термоядерного горения, должны стать: во-первых, доставка в горячую зону реактора DT-горючего, во-вторых, нагрев его до температуры не менее 2-5 кэВ (рис. 4) и, в третьих, достижение в зоне горения, если мы хотим поддерживать его стационарно, равенства мощности нагрева горючего PН и энергетических потерь горячей зоны – P. Сразу подчеркнем, что быстрый нейтрон – основной энергетический продукт горения (14 МэВ) – свободно покидает зону горения и для поддержания горения может быть использован только косвенно и с большими потерями. Например, внешние источники нагрева могут обеспечиваться электричеством, полученным в результате его утилизации в

29

бланкете. Прямым источником нагрева плазмы может быть только быстрая (3,6 МэВ) α-частица – второй продукт реакции – и то при условии, что она окажется захвачена горячей зоной реактора.

Основные каналы энергетических потерь горячей зоны: свободный разлет горючего, теплопроводность, конвекция атомов D и T и излучение. Всю их сумму удобно описать одним параметром – энергетическим временем жизни τE – характерным временем, за которое тепловая энергия DT-горючего – W – уменьшается в 2,7 раз, если отключается его нагрев. Легко показать, что тогда суммарную мощность тепловых потерь P можно записать, как W/τE. Идея самоподдерживающегося горения предполагает, что нагрев топлива будет обеспечиваться всей или долей получаемой энергии термоядерного синтеза (в основном от α-частицы), то есть мощность нагрева естественно считать пропорциональной интенсивности ядерного выхода – n2 <σv>. В таком случае должно выполняться условие:

W/ τE ~ n2 <σv> (7)

Учитывая, что тепловая энергия топлива W ~ nТ, где Т его температура, а в интересующем нас диапазоне изменения Т от 5 до 20 кэВ параметр <σv> примерно пропорционален Т2 (рис.4), получим универсальное условие стационарного термоядерного горения:

где n – плотность вещества в зоне горения (в м-3), а τE – в с (в диапазоне изменения Т от 5 до 20 кэВ левую часть неравенства

(9) следует умножить на фактор Т/10).

Условие Лоусона является основополагающим для всех устройств DT-синтеза, от водородных бомб до экспериментальных установок управляемого синтеза. Оно указывает на два возможных пути к самоподдерживающейся

30