Управляемый термоядерный синтез, процесс слияния лёгких атомных ядер, происходящий с выделением энергии при высоких температурах в регулируемых, управляемых условиях. Скорости протекания термоядерных реакций малы из-за кулоновского отталкивания (см. Кулона закон) положительно заряженных ядер. Поэтому процесс синтеза идёт с заметной интенсивностью только между лёгкими ядрами, обладающими малым положительным зарядом и только при высоких температурах, когда кинетическая энергия сталкивающихся ядер оказывается достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера. В природных условиях термоядерные реакции между ядрами водорода (протонами) протекают в недрах звёзд, в частности во внутренних областях Солнца, и служат тем постоянным источником энергии, который определяет их излучение. Сгорание водорода в звёздах идёт с малой скоростью, но гигантские размеры и плотности звёзд обеспечивают непрерывное испускание огромных потоков энергии в течение миллиардов лет (подробнее см. Термоядерные реакции). С несравненно большей скоростью идут реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием ²H и тритием ³H) с образованием сильно связанных ядер гелия:

.

  Именно названные реакции представляют наибольший интерес для проблемы У. т. с. В особенности привлекательна вторая реакция, сопровождающаяся большим энерговыделением и протекающая со значительной скоростью. Тритий радиоактивен (период полураспада 12,5 лет) и не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы предполагаемого термоядерного реактора, использующего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность воспроизводства трития. С этой целью рабочая зона рассматриваемой системы может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в котором будет идти процесс воспроизводства

⁶Li + n ® ³H + ⁴He.

  Вероятность (эффективное поперечное сечение) термоядерных реакций быстро возрастает с температурой, но даже в оптимальных условиях остаётся несравненно меньше эффективного сечения столкновений атомных. По этой причине реакции синтеза должны происходить в полностью ионизованной плазме, нагретой до высокой температуры, где процессы ионизации и возбуждения атомов отсутствуют и дейтон-дейтонные или дейтон-тритонные столкновения рано или поздно завершаются ядерным синтезом.

  Удельная мощность термоядерного реактора находится путём умножения числа ядерных реакций, происходящих ежесекундно в единице объёма рабочей зоны реактора, на энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции.

  Критерий Лоусона. Применение законов сохранения энергии и числа частиц позволяет выяснить некоторые предъявляемые к реактору синтеза общие требования, не зависящие от каких-либо особенностей технологического или конструктивного характера рассматриваемой системы. На рис. 1 изображена принципиальная схема работы реактора. Установка произвольной конструкции содержит чистую водородную плазму с плотностью п при температуре Т. В реактор вводится топливо, например равнокомпонентная смесь дейтерия и трития, уже нагретая до необходимой температуры. Внутри реактора инжектируемые частицы время от времени сталкиваются между собой и происходит их ядерное взаимодействие. Это полезный процесс; одновременно, однако, из реактора уходит энергия за счёт электромагнитного излучения плазмы и из рабочей зоны ускользает некоторая доля «горячих» (обладающих высокой энергией) частиц, которые не успели испытать ядерные взаимодействия. Пусть t – среднее время удержания частиц в реакторе; смысл величины t таков: за время в 1 сек из 1 см³ плазмы в среднем уходит n/t частиц каждого знака. В стационарном режиме в реактор надо ежесекундно инжектировать такое же число частиц (в расчёте на единицу объёма). Для покрытия энергетических потерь подводимое топливо должно подаваться в зону реакции с энергией, превышающей энергию потока ускользающих частиц. Эта дополнительная энергия должна компенсироваться за счёт энергии синтеза, выделяющейся в зоне реакции, а также за счёт частичной рекуперации в стенках и оболочке реактора электромагнитного излучения и корпускулярных потоков. Примем для простоты, что коэффициент преобразования в электрическую энергию продуктов ядерных реакций, электромагнитного излучения и частиц с тепловой энергией одинаков и равен h. Величину (часто называют коэффициент полезного действия (кпд). В условиях стационарной работы системы и при нулевой полезной мощности уравнение баланса энергии в реакторе имеет вид:

  h(P_o + P_r + P_t) = P_r + P_t, (1)

  где P_o – мощность ядерного энерговыделения, P_r – мощность потока излучения и P_t – энергетическая мощность потока ускользающих частиц. Когда левая часть написанного равенства делается больше правой, реактор перестаёт расходовать энергию и начинает работать как термоядерная электростанция. При написании равенства (1) предполагается, что вся рекуперированная энергия без потерь возвращается в реактор через инжектор вместе с потоком подводимого нагретого топлива. Величины Р_о, P_r и P_t известным образом зависят от температуры плазмы, и из уравнения баланса легко вычисляется произведение

  nt = f (T), (2)

где f (T) для заданного значения кпд h и выбранного сорта топлива есть вполне определённая функция температуры. На рис. 2 приведены графики f (T) для двух значений h и для обеих ядерных реакций. Если величины h, достигнутые в данной установке, расположатся выше кривой f (T), это будет означать, что система работает как генератор энергии. При h = ¹/₃ энергетически выгодная работа реактора в оптимальном режиме (минимум на кривых рис. 2) отвечает условию («критерии Лоусона»):

  реакции (d, d): nt >10¹⁵см^-3·сек;

  Т ~ 10⁹ К;  (3)

реакции (d, t): nt > 0,5·10¹⁵см^-3·сек,

  Т ~ 2·10⁸ К.

  Т. о., даже в оптимальных условиях, для наиболее интересного случая – реактора, работающего на равнокомпонентной смеси дейтерия и трития, и при весьма оптимистических предположениях относительно величины (необходимо достижение температур ~ 2·10⁸ К. При этом для плазмы с плотностью ~ 10¹⁴см^-3 должны быть обеспечены времена удержания порядка секунд. Конечно, энергетически выгодная работа реактора может происходить и при более низких температурах, но за это придется «расплачиваться» увеличенными значениями nt.

  Итак, сооружение реактора предполагает: 1) получение плазмы, нагретой до температур в сотни миллионов градусов; 2) сохранение плазменной конфигурации в течение времени, необходимого для протекания ядерных реакций. Исследования по У. т. с. ведутся в двух направлениях – по разработке квазистационарных систем, с одной стороны, и устройств, предельно быстродействующих, с другой.

  У. т. с. с магнитной термоизоляцией. Рассмотрим сначала первый вариант. Энергетический выход на уровне 10⁵ квт/м³ достигается для (d, t) реакций при плотности плазмы ~ 10¹⁵см^-3 и температуре ~ 10^8K. Это означает, что размеры реактора на 10⁶–10⁷ квт (таковы типичные мощности современных больших электростанций) должны быть в пределах 10–100 м³, что вполне приемлемо. Основной вопрос состоит в том, каким способом удерживать горячую плазму в зоне реакции. Диффузионные потоки частиц и тепла при указанных значениях n и Т оказываются гигантскими и любые материальные стенки непригодными. Основополагающая идея, высказанная в 1950 в Советском Союзе и США, состоит в использовании принципа магнитной термоизоляции плазмы. Заряженные частицы, образующие плазму, находясь в магнитном поле, не могут свободно перемещаться перпендикулярно к силовым линиям поля. В результате коэффициенты диффузии и теплопроводности поперёк магнитного поля, в случае устойчивой плазмы, очень быстро убывают с возрастанием напряжённости поля и, например, при полях ~10⁵ гс уменьшаются на 14–15 порядков величины против своего «незамагниченного» значения для плазмы с указанной выше плотностью и температурой. Т. о., применение достаточно сильного магнитного поля в принципе открывает дорогу для проектирования реактора синтеза.

  Исследования в области У. т. с. с магнитной термоизоляцией делятся на три основных направления: 1) открытые (или зеркальные) магнитные ловушки; 2) замкнутые магнитные системы; 3) установки импульсного действия.

  В открытых ловушках уход частиц из рабочей зоны поперёк силовых линий на стенки установки затруднён; он происходит либо в ходе процесса «замагниченной» диффузии (т. е. очень медленно), либо путём перезарядки на молекулах остаточного газа (см. Перезарядка ионов). Уход плазмы вдоль силовых линий также замедлен областями усиленного магнитного поля (т. н. «магнитными зеркалами» или «пробками»), размещенными на открытых концах ловушки. Заполнение ловушек плазмой обычно производится путём инжекции плазменных сгустков или отдельных частиц, обладающих большой энергией. Дополнительный нагрев плазмы может быть осуществлен с помощью адиабатического сжатия в нарастающем магнитном поле (подробнее см. Магнитные ловушки).

  В системах замкнутого типа (токамак, стелларатор) уход частиц на стенки тороидальной установки поперёк продольного магнитного поля также затруднён и происходит за счёт замагниченной диффузии и перезарядки. Нагревание плазменного шнура в токамаке на начальных стадиях процесса осуществляется протекающим по нему кольцевым током. Однако по мере повышения температуры джоулев нагрев становится всё менее эффективным, т.к. сопротивление плазмы быстро падает с ростом температуры. Для нагревания плазмы свыше 10⁷ К применяются методы нагрева высокочастотным электромагнитным полем и ввод энергии с помощью потоков быстрых нейтральных частиц.

  В установках импульсного действия (Z-пинч и Q-пинч) нагревание плазмы и её удержание осуществляются сильными кратковременными токами, протекающими через плазму. При одновременном нарастании тока и магнитного давления плазма отжимается от стенок сосуда, чем обеспечивается её термоизоляция. Повышение температуры происходит за счёт джоулева нагрева, адиабатического сжатия плазменного шнура и, по-видимому, в результате турбулентных процессов при развитии неустойчивости плазмы (подробнее см. Пинч-эффект).

  Самостоятельное направление образуют исследования горячей плазмы в высокочастотных (ВЧ) полях. Как показали опыты П. Л. Капицы, в водороде и гелии при достаточно высоком давлении удаётся получить в ВЧ полях свободно парящий плазменный шнур с электронной температурой ~10⁵ К. Система допускает замыкание шнура в кольцо и наложение дополнительного продольного магнитного поля.

  Успешная работа любой из перечисленных установок возможна только при условии, что исходная плазменная структура оказывается макроскопически устойчивой, сохраняя заданную форму в течение всего времени, необходимого для протекания реакции. Кроме того, в плазме должны быть подавлены микроскопические неустойчивости, при возникновении и развитии которых распределение частиц по энергиям перестаёт быть равновесным и потоки частиц и тепла поперек силовых линий резко возрастают по сравнению с их теоретическими значениями. Именно в направлении стабилизации плазменных конфигураций развивались основные исследования магнитных систем начиная с 1950, и эта работа всё ещё не может считаться полностью завершенной.

  Сверхбыстродействующие системы У. т. с. с инерциальным удержанием. Трудности, связанные с магнитным удержанием плазмы, можно в принципе обойти, если сжигать ядерное горючее за чрезвычайно малые времена, когда нагретое вещество не успевает разлететься из зоны реакции. Согласно критерию Лоусона, полезная энергия при таком способе сжигания может быть получена лишь при очень высокой плотности рабочего вещества. Чтобы избежать ситуации термоядерного взрыва большой мощности, нужно использовать очень малые порции горючего, исходное термоядерное топливо должно иметь вид небольших крупинок (диаметром 1–2 мм), приготовленных из смеси дейтерия и трития, впрыскиваемых в реактор перед каждым его рабочим тактом. Главная проблема здесь заключается в подведении необходимой энергии для разогрева крупинки горючего. В настоящая время (1976) решение этой проблемы возлагается на применение лазерных лучей или интенсивных электронных пучков. Исследования в области У. т. с. с применением лазерного нагрева были начаты в 1964; использование электронных пучков находится на более ранней стадии изучения – здесь выполнены пока сравнительно немногочисленные эксперименты.

  Оценки показывают, что выражение для энергии W, которую необходимо подводить к установке для обеспечения работы реактора, имеет вид:

   дж

  Здесь h – выражение общего вида для кпд устройства и a – коэффициент сжатия мишени. Как показывает написанное равенство, даже при самых оптимистических допущениях относительно возможного значения h величина W при a = 1 получается несоразмерно большой. Поэтому только в сочетании с резким увеличением плотности мишени (примерно в 10⁴ раз) по сравнению с исходной плотностью твёрдой (d, t) мишени можно подойти к приемлемым значениям W. Быстрое нагревание мишени сопровождается испарением её поверхностных слоев и реактивным сжатием внутренних зон. Если подводимая мощность определённым образом программирована во времени, то, как показывают вычисления, можно рассчитывать на достижение указанных коэффициентов сжатия. Другая возможность состоит в программировании радиального распределения плотности мишени. В обоих случаях необходимая энергия снижается до 10⁶ дж, что лежит в пределах технической осуществимости, учитывая стремительный прогресс лазерных устройств.

  Трудности и перспективы. Исследования в области У. т. с. сталкиваются с большими трудностями как чисто физического, так и технического характера. К первым относится уже упомянутая проблема устойчивости горячей плазмы, помещенной в магнитную ловушку. Правда, применение сильных магнитных полей специальной конфигурации подавляет потоки частиц, покидающих зону реакции, и позволяет получить в ряде случаев достаточно устойчивые плазменные образования. Электромагнитное излучение при используемых значениях n и Т плазмы и возможных размерах реактора свободно покидает плазму, но для чисто водородной плазмы эти энергетические потери определяются только тормозным излучением электронов и в случая (d, t) реакций перекрываются ядерным энерговыделением уже при температурах выше 4·10⁷ К.

  Вторая фундаментальная трудность связана с проблемой примесей. Даже малая добавка чужеродных атомов с большим Z, которые при рассматриваемых температурах находятся в сильно ионизованном состоянии, приводит к резкому увеличению интенсивности сплошного спектра, к появлению линейчатого спектра и возрастанию энергетических потерь выше допустимого уровня. Требуются чрезвычайные усилия (непрерывное совершенствование вакуумных установок, использование тугоплавких и труднораспыляемых металлов в качестве материала диафрагм, применение специальных устройств для улавливания чужеродных атомов и т.д.), чтобы содержание примесей в плазме оставалось ниже допустимого уровня. Точнее – «летальная» концентрация, исключающая возможность протекания термоядерных реакций, например для примеси вольфрама или молибдена, составляет десятые доли процента.

  На рис. 3 на диаграмме (nt, Т) указаны параметры, достигнутые на различных установках к середине 1976. Ближе всего к области, где оказывается удовлетворённым критерий Лоусона и может протекать самоподдерживающаяся термоядерная реакция, располагаются установки типа токамак и системы с лазерным нагревом. Было бы, однако, ошибочным на основании имеющихся данных делать категорические заключения о типе того устройства, которое будет положено в основу термоядерного реактора будущего. Слишком быстрыми темпами происходит развитие данной области технической физики, и многие оценки могут измениться на протяжении ближайшего десятилетия.

  Огромное значение, которое придаётся исследованиям в области У. т. с., объясняется рядом причин. Нарастающее загрязнение окружающей среды настоятельно требует перевода промышленного производства планеты на замкнутый цикл, когда возникает минимум отходов. Но подобная реконструкция промышленности неизбежно связана с резким возрастанием энергопотребления. Между тем ресурсы минерального топлива ограничены и при сохранении существующих темпов развития энергетики будут исчерпаны на протяжении ближайших десятилетий (нефть, горючие газы) или столетий (уголь). Конечно, наилучшим вариантом было бы использование солнечной энергии, но низкая плотность мощности падающего излучения сильно затрудняет радикальное решение этой проблемы. Переход энергетики в глобальном масштабе на ядерные реакторы деления ставит сложные проблемы захоронения огромных радиоактивных отходов (альтернатива: выброс радиоактивных отходов в космос). По имеющимся оценкам, радиоактивная опасность установок на У. т. с. должна оказаться на три порядка величины ниже, чем у реакторов деления. Если говорить о далёких прогнозах, то оптимум следует искать в сочетании солнечной энергетики и У. т. с.

  Лит.: Тамм И. Е., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 1, в сборнике: Физика плазмы и проблема управляемых термоядерных реакций, т. 1, М., 1958; Сахаров А. Д., Теория магнитного термоядерного реактора, ч. 2, там же; Арцимович Л. А., Управляемые термоядерные реакции, М., 1963; Капица П. Л., Свободный плазменный шнур в высокочастотном поле при высоком давлении, «Журнал экспериментальной и теоретической физики», 1969, т. 57, в. 6(12); его же, Термоядерный реактор со свободно парящим в высокочастотном поле плазменным шнуром, там же, 1970, т. 58, в. 2; Роуз Д., Управляемый термоядерный синтез. (Результаты и общие перспективы), «Успехи физических наук», 1972, т. 107, в. 1, с. 99; Лукьянов С. Ю., Горячая плазма и управляемый ядерный синтез, М., 1975; Лазеры и термоядерная проблема, под ред. Б. Б. Кадомцева, М., 1974; Ribe F. L., Fusion reactor systems, «Reviews of Modern Physics», 1975, v. 47, №1; Furth H. P., Tokamak Research, «Nuclear Fusion», 1975, v. 15, № 3; Ashby D. Е., Laser fusion, «Journal of the British Nuclear Energy Society», 1975, № 4.

  С. Ю. Лукьянов.

Рис. 3. Параметры, достигнутые на различных установках для изучения проблемы управляемого термоядерного синтеза к середине 1976. Т-10 — установка токамак Института атомной энергии им. И. В. Курчатова, СССР; PLT — установка токамак Принстонской лаборатории, США; Алкатор — установка токамак Массачусетского технологического института, США; TFR — установка токамак в Фонтене-о-Роз, Франция; ПР-6 — открытая ловушка Института атомной энергии им. И. В. Курчатова, СССР; 2ХIIB — открытая ловушка Ливерморской лаборатории, США; θ-пинч (Сциллак) — установка Лос-Аламосской лаборатории, США; Стеллатор «Ураган-1» — установка Украинского физико-технического института, СССР; Лазер-импульсные системы с лазерным нагревом, СССР, США.

Рис. 2. к ст. Управляемый термоядерный синтез.

Рис. 1. к ст. Управляемый термоядерный синтез.

Оглавление