Термоядерный реактор - разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких
атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких темп-pax (108
К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы
энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало
затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.
Различают два типа T. р.
К первому относятся реакторы, к-рым энергия от внеш. источников необходима только
для зажигания TP. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся
в плазме при TP, напр. в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой температуры
расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия
с 3He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов,
расходуется на поддержание необходимой температуры плазмы. В стационарном режиме
работы T. р. энергия, к-рую несут заряж. продукты реакций, компенсирует энергетич.
потери из плазмы, обусловленные в осн. теплопроводностью плазмы и излучением.
Такие реакторы наз. реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной
реакции (см. Зажигания критерий ).Пример такого T. р.: токамак, стелларатор.
К др. типу T. р. относятся
реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся
в плазме в виде заряж. продуктов реакций, а необходима энергия от внеш. источников.
Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных
реакций. Это происходит в тех T. р., где велики энергетич. потери, напр. открытая
магн. ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и температуре плазмы ниже
кривой зажигания TP. Эти два типа реакторов включают все возможные виды T. р.,
к-рые могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы (токамак,
стелларатор, открытая магн. ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.
Международный термоядерный
экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный соленоид; 2 - бланкет - защита; 3 - плазма;
4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6-криостат;
7-катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного
поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки
полоидального магнитного поля.
Реактор с инерциальным
удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10 -8-10-7
с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или
ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания TP. Такой
реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора
с магн. удержанием плазмы, к-рый может работать в квазистационарном или даже
стационарном режимах.
T. р. характеризуется коэф.
усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности
реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается
из мощности, выделяющейся при TP в плазме, мощности, к-рая вводится в плазму
для поддержания температуры горения TP или поддержания стационарного тока в плазме
в случае токамака, и мощности, выделяющейся в т.н. б л а н к е т е и в радиац.
защите T. р.- спец. оболочке, окружающей плазму, в к-рой утилизуется энергия
термоядерных нейтронов и к-рая служит защитой сверхпроводящих магн. катушек
от нейтронного и радиоакт. излучений.
Разработка T. р. с магн.
удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного
термоядерного эксперим. реактора-токамака ИТЭР, проект к-рого разрабатывается
с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,-представлена
на рисунке. T. р. имеет след. параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый
радиус плазмы в ср. плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное
магн. поле на оси 5,7 Тл; номинальный ток плазмы 21 MA; номинальная термоядерная
мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит след. осн. узлы: центр. соленоид
I, электрич. поле к-рого осуществляет пробой газа, регулирует нарастание
тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. нагрева плазмы; первая
стенка 9, к-рая непосредственно обращена
к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц;
бланкет - защита 2, к-рые явл. неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-три-тиевом
(DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. T.
р. на DT топливе в зависимости от материала бланкета может быть "чистым"
или гибридным. Бланкет "чистого" T. р. содержит Li; в нём под действием
термоядерных нейтронов получается тритий: 6Li +nT+
4He+ 4,8 МэВ, и происходит усиление энергии TP с 17,6 МэВ до 22,4
МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится
тритий, но имеются зоны, в к-рые помещается отвальный 238U для получения
239Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная 140
МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в гибридном T. р. можно получать примерно
в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в "чистом"
T. р., но наличие в первом случае делящихся радиоакт. веществ создаёт радиац.
обстановку, близкую той, к-рая существует в ядерных реакторах деления.
В T. р. с топливом на смеси
D с 3He бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить
тритий: D + 3He4He
(3,6 МэВ) + р(14,7 МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряж. продуктов реакции.
Радиац. защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоакт. излучения
и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магн. систему до приемлемого
для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магн. поля 8 служат
для создания тороидального магн. поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием
сверхпроводника Nb3Sn и медной матрицы, работающих при температуре жидкого
гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости
может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более
дешёвый способ охлаждения, напр. жидким азотом. Конструкция реактора при этом
существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также
сверхпроводящими и вместе с магн. полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию
полоидального магн. поля с одно или двухну-левым полоидальным д и в е р т о
р о м 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряж. частиц
и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия
и протия. В T. р. с D 3He топливом диверторные пластины могут служить
одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряж. продуктов реакции
в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек
до температуры жидкого гелия или более высокой температуры при использовании более совершенных
высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки
5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в
к-рой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая
криостат.
В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется T. р., работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивного T. р. на смеси D с 3He, в к-ром осн. энергию несут заряж. продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биол. опасность T. р. может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышл. обработки радиоакт. материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоакт. отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого T. р. на смеси D с 3Не осложняются проблемой сырья: естеств. концентрации изотопа 3He на Земле составляют миллионные доли от изотопа 4He. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, напр. путём доставки его с Луны.
В. И. Пистунович