CC BY
29
НОВЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ И ТЕХНОЛОГИИ
УДК 66.062.3
К ВОПРОСУ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ В РЕШЕНИИ ПРОБЛЕМЫ ГЛОБАЛЬНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО
КРИЗИСА
Ю.Я. ПЕТРУШЕНКО, Г.Н. МАРЧЕНКО
Казанский государственный энергетический университет
Термоядерный синтез и возможность его реализации в решении проблемы глобальной энергетики являются более чем актуальными. Авторы проводят достаточно детальный анализ этой многоаспектной проблемы и дают оценку возможностей ее реализации на ближайшую перспективу.
В настоящее время общепризнанно, что принципиальное решение глобального энергетического кризиса связано с использованием ядерной энергии. Современная физика дает все основания считать, что эта надежда обоснована [1-6]. Ядерная физика дает два направления для решения энергетической проблемы. Первое уже хорошо разработано и основывается на инициировании цепной реакции в уране, происходящей при распаде его ядер с выделением нейтронов. Это тот же процесс, который происходит в атомной бомбе, но замедленный до стационарного состояния. Электростанции на уране уже сейчас функционируют и дают рентабельную электроэнергию. Но также хорошо известно, что на пути их дальнейшего развития и перевода всей энергетики страны на атомную энергию необходимо преодоление трех основных трудностей.
1. Шлаки от распада урана являются сильно радиоактивными и их надежное захоронение представляет большие технические трудности, которые пока еще не получили рационального решения. Проблема настолько серьезна, что рассматривается даже транспортировка отходов на специальных грузовых ракетах в космическое пространство.
2. Крупная атомная станция на миллионы киловатт представляет большую опасность для окружающей природы и, естественно, человека в случае возникновения аварийной ситуации. В качестве примера можно привести и Хиросиму, и Нагасаки, и совсем недавний Чернобыль. Опасность считается настолько серьезной, что в капиталистическом мире ни одна страховая компания не берет на себя страхование рисков таких масштабов.
3. Широкое распространение атомной электроэнергии приведет также к широкому распространению плутония, являющегося необходимым участником ядерной реакции (рис. 1).
© Ю.Я. Петрушенко, Г.Н. Марченко Проблемы энергетики, 2007, № 11-12
е' е"
23 минуты 24 дня
Рис. 1. Общая схема ядерных реакций, обеспечивающих баланс энергетических возможностей
Деление и размножение составляют существо ядерных процессов. В реакции деления ядро атома урана-235 захватывает нейтрон (п) и испускает по крайней мере два нейтрона и ядра других элементов - лантана и молибдена. Образующийся в ходе этого процесса уран-238, являющийся исходным продуктом в реакции размножения, захватывает нейтрон и испускает в -частицу (е"), превращаясь в нептуний, который затем, после в - распада переходит в делящийся плутоний-239. В будущих реакторах предполагается использовать именно ядра атомов плутония, а не урана-235 (природный уран содержит только 0,712% Ц-235, остальное - и-238, обладающий слишком большим сечением захвата тепловых нейтронов, что приводит к необходимости обогащения его и-235 от 1 - 2 до 40 - 80%).
Следует признать, однако, что лучшим выходом из создавшегося положения нужно считать получение энергии путем термоядерного синтеза ядер гелия из ядер дейтерия и трития [7-10]. Этот процесс осуществляется в водородной бомбе, но для мирного использования он должен быть замедлен до стационарного состояния. Когда это будет сделано, то все указанные трудности, возникающие при использовании урана, будут отсутствовать, поскольку термоядерный процесс не дает в ощутимых количествах радиоактивных шлаков, не представляет большой опасности при аварии и не может быть использован как компонент ядерного оружия. И, наконец, запас дейтерия в природе, в частности в океанических водах, намного превышает запас урана. Некоторые из возможных схем такого рода процессов показаны на рис. 2.
Как же мог бы работать термоядерный реактор? Во-первых, термоядерные реакторы, подобно ядерным реакторам с цепной реакцией деления, могли бы использовать множество видов топлива. Однако характер топлива, используемого в активной зоне, оказывает решающее влияние на метод выделения и использования термоядерной энергии. Большинство исследований по технологии реакторов сходится на использовании в качестве топлива смеси дейтерий-тритий. Причина в том, что эта смесь имеет самую низкую температуру зажигания и, следовательно, самую низкую интенсивность потерь на излучение по сравнению с любым другим термоядерным топливом.
Рис. 2. Схема ядерных превращений в ходе ядерного синтеза
Тем не менее, на протяжении многих лет и другие сочетания легких ядер рассматриваются как потенциальное термоядерное топливо. Нужно сразу же оговорить, что трудности осуществления управляемой термоядерной реакции пока еще не преодолены. Эти трудности, в основном, также связаны с созданием в плазме энергетических потоков большой мощности. Хорошо известно, что для полезного излучения термоядерной энергии ионы в плазме должны иметь очень высокую температуру - более 108К. Главная трудность нагрева ионов связана с тем, что нагрев плазмы происходит в результате воздействия на нее электрического поля, и при этом практически вся энергия воспринимается электронами, которые, благодаря их легкой массе, при соударениях плохо передают ее ионам. С ростом температуры эта передача становится еще менее эффективной. Расчеты передачи энергии в плазме от электронов к ионам были надежно сделаны еще в 30-х годах. Л. Д. Ландау дал выражение для этого взаимодействия, которое до сих пор считается справедливым и суть которого сводится к тому, что мощность Ра, передаваемая электронами с температурой Те ионам с температурой Т, в объеме V, равна
ра = V • п • к (те - Т1)/т eq ,
где к - постоянная Болъцмана; п - плотность плазмы. Время релаксации т щ
вычисляется по формуле Ландау, основанной на учете кулоновских взаимодействий. Согласно этой формуле при тех высоких ионных температурах Т = 108 - 109 К, при которых ядерная реакция может давать полезную мощность, поток энергии, переданный от электронов к ионам, очень мал.
Анализ формулы Ландау приводит к тому, что когда температура ионов Т = 0,6-Те, передаваемая мощность имеет максимальное значение. Максимальная величина мощности, переносимая от электронов к ионам дейтерия, будет равна
1,57• 10-34 ■ V ■ п2 Т /1/2 Вт.
1/2
тах
В плазме при 1 атм и температуре электронов Те = 109 К в объеме 1 м3 передаваемая электронами ионам мощность будет приблизительно равной 400 Вт. Это небольшая величина, т.к. не трудно подсчитать, что для того, чтобы нагреть 1 м3 плазмы до 6*108 К при подводе такой мощности, потребуется 30 сек.
Идея, лежащая в основе термоядерного синтеза, точнее реактора для его осуществления заключается в том, чтобы нагреть плазму (ионизованный газ) дейтерия или трития, более чем до 100 млн. градусов и с помощью магнитного поля удержать ее достаточно долго для того, чтобы ионы начали «слипаться», высвобождая энергию в виде излучения.
В принципе есть три основных условия, определяющих эффективность высвобождения термоядерной энергии в реакторе. Во-первых, плазма должна быть достаточно горячей, чтобы выход термоядерной энергии превысил потери энергии на тормозное излучение, возникающее при столкновении между электронами и ядрами в плазме. В топливном цикле, основанном на термоядерных реакциях между ядрами дейтерия и трития, температура зажигания равна приблизительно 40*106С. Во-вторых, плазма должна удерживаться достаточно долго, чтобы обеспечить значительный чистый выход энергии. В третьих, энергия должна выделяться в полезной форме.
В первые годы работы над программой исследований управляемой термоядерной реакции важнейшей проблемой было получение температуры зажигания в достаточно плотной плазме. Применительно к дейтерий-тритиевой смеси эта температура была достигнута в 1963г. Этот опыт, впервые проводившийся в чистой плазме дейтерия, во избежание генерирования избыточного потока нейтронов дал зафиксированную термоядерную энергию около 370 Вт в течении импульса продолжительностью 3 мксек. Пересчет условий опыта на смесь дейтерия и трития показал, что в этих условиях выход термоядерной энергии составил бы 180 кВт на импульс.
В большом количестве различных устройств уже достигнута температура зажигания топливной смеси дейтерий-тритий. Основные трудности, мешавшие решить эту проблему, были связаны с прямой потерей энергии и в их числе -проблема загрязняющих атомов, проникающих в плазму со стенок контейнера. Большие усилия в областях вакуумной техники и технологии обработки поверхностей явились решающим фактором в преодолении барьера температуры зажигания.
Проблема удерживания плазмы, достаточно длительного для получения значительного количества чистой энергии, оказалась еще более трудной. Оказалось, что достижению достаточных времен сдерживания препятствуют чрезвычайно быстрые процессы потери энергии, известные под общим названием «аномальной диффузии». Основной причиной быстрой утечки плазмы является ее неустойчивость.
Причина первых неудач в попытках удержать плазму, возможно, кроется в том пути, по которому пошла физика плазмы в начале ее развития. Т.к. плазма диссоциирует на положительно заряженные ионы и отрицательно заряженные электроны, ее поведение намного сложнее, чем поведение обычного газа. Чтобы сделать описание плазмы простым и удобным, теоретики предположили, что она является смесью двух идеальных жидкостей: положительно заряженной,
представленной ионами, и отрицательно заряженной, представленной электронами. Это направление получило название магнитной гидродинамики, и довольно долго все устройства для удержания плазмы рассчитывались в рамках этой теории, хотя она не давала сколько-нибудь убедительных представлений о © Проблемы энергетики, 2007, № 11-12
причинах неустойчивости плазмы и, соответственно, аномальной диффузии. В последние несколько лет был открыт совершенно новый ряд явлений, названных микронеустойчивостью, без учета которых расчет устройств для длительного удержания плазмы становится бесперспективным.
Следует отметить, что два упомянутых достижения - температура зажигания и достаточное время удержания - имеют место в совершенно различных устройствах, каждое из которых специально создано для максимализации условий решения проблемы. Как же сравнивают характеристики этих устройств, чтобы выяснить, насколько мы близки к созданию комбинации условий, необходимых для работы практического термоядерного реактора? Фундаментальный критерий определения времени удержания плазмы при данной плотности и температуре для получения критической точки в балансе энергии был найден и 1957 г. английским физиком Лоусоном [10]. Объединив данные по физике термоядерных реакций с оценками эффективности возврата энергии термоядерным реактором, Лоусон вычислил величину, которую он назвал И-фактором. Она равна отношению выхода энергии к энергии, вводимой для компенсации всех возможных потерь в плазме. Критерий Лоусона используется и до сих пор, как очень удобная мера оценки той степени, до которой нужно отрегулировать потери, чтобы работа термоядерного реактора стала возможной. Несмотря на то, что последние вычисления учитывают многие другие физические факторы, влияющие на достижение критической точки энергетического баланса, новые критерии дают для физических параметров значения, очень близкие к тем, которые вывел Лоусон. Лоусон доказал, что для топливной смеси дейтерий-тритий при температуре выше температуры зажигания произведение плотности на время удержания должно составлять 10 сек/см , чтобы достичь критической точки. Этот критерий определяет поверхность в трехмерном пространстве, координатами которого являются логарифмы плотности, температуры и времени удерживания. Проблема достижения критической точки будет решена, когда параметры данного устройства (реактора) лягут на эту поверхность. Следует подчеркнуть, что точное положение и форма поверхности зависят как от используемого топливного цикла, так и от эффективности возврата энергии в соответствующем реакторе. Например, другое, чем дейтерий-тритьевое, топливо потребовало бы увеличить температуру, необходимую для достижения критической точки энергетического баланса.
Термоядерные реакторы, подобно ядерным реакторам с цепной реакцией деления могут использовать множество видов топлив. Однако характер топлива, используемого в активной зоне термоядерного реактора, оказывает решающее влияние на метод выделения и использования термоядерной энергии. Большинство исследований по технологии реакторов отдают предпочтение использованию в качестве топлива смеси дейтерий-тритий. Причина в том, что эта смесь имеет самую низкую температуру зажигания и, следовательно, самую низкую интенсивность потерь на излучение по сравнению с любым другим термоядерным топливом.
В зависимости от вида используемого топлива термоядерный реактор может выделять энергию несколькими способами. Например, термоядерные реакции с той или иной интенсивностью порождают нейтроны. Нейтроны достаточно легко проникают сквозь магнитные поля в вещество. Реактор, основанный на дейтерий-тритиевом цикле, может выдавать 80% своей энергии в виде нейтронов высокой энергии. В таком реакторе энергию нейтронов могла бы поглощать защита из
жидкого лития, циркулирующего к теплообменнику и нагревающего воду в нем. Полученный пар может быть использован в обычной теплоэлектростанции.
Этот общий принцип мог бы привести также к созданию новой технологии превращения мировых запасов урана-238 и тория-232 в топливо, пригодное в термоядерной гибридной схеме. Так, используя экономичные нейтроны высокой энергии, с избытком получаемые в дейтерий-тритиевом цикле, для синтеза делящихся тяжелых ядер, термоядерный реактор мог бы действовать как новый тип реактора - размножителя [9]. Это практически понизило бы уровень критической поверхности, определяемой критерием Лоусона, сделав схему термоядерного размножителя более реальной, чем получение электроэнергии с помощью одних только термоядерных реакций. Таким образом, можно создать дешевое топливо для существующих расщепляющих реакторов в системах, которые были бы достаточно надежны. Созданная термоядерными реакторами экономика «изобилие нейтронов» имела бы и другие потенциальные выгоды, например возможность использовать большие количества нейтронов для «сжигания» различных продуктов деления. Тем самым была бы решена проблема удаления радиоактивных отходов.
Топливные циклы, выделяющие большую часть своей энергии в виде заряженных частиц, дают возможность утилизировать термоядерную энергию и другими способами. Здесь возможна и схема прямого преобразования энергии. В ней заряженные частицы высокой энергии, образующиеся в активной зоне термоядерного реактора, замедляются непосредственно электростатическим полем, созданным системой больших заряженных пластин. Подбором напряжения, подаваемого на пластины, можно добиться 90% теоретической эффективности преобразования энергии в такой системе. Характеристики реального термоядерного реактора будут зависеть не только от топливного цикла, но и от определенной конфигурации удержания плазмы и выбранного диапазона плотности. Таким образом, можно предположить, что будет существовать множество различных видов термоядерных реакторов.
В стационарных установках реакторы средней плотности скорее всего будут работать на топливном цикле дейтерий-тритий. Преимущество этой смеси, как уже отмечалось, заключается в низкой температуре зажигания. Вследствие большого выхода нейтронов, связанного с этой смесью, наиболее подходящей была бы система преобразования энергии в тепловом цикле. Реактор такого типа будет работать наиболее эффективно при выходной мощности до миллиона киловатт. Однако прежде, чем реализация такого проекта станет возможной, необходимо убедиться, что плазма останется стабильной при увеличении размеров существующих устройств и температуры реактора. Потребуется также решение проблемы длительного равновесия плазмы, взаимодействия плазмы со стенками контейнера и необходимости прокачки больших количеств жидкого лития через магнитное поле. Линейные реакторы со средней плотностью лучше подойдут для топливных циклов, большую часть энергии которых выносят заряженные частицы. В этом случае возможно прямое преобразование кинетической энергии продуктов реакции. Система, работающая по такому принципу, сможет давать постоянный ток под напряжением около 400 кВт, идеальным для криогенной передачи энергии на большие расстояния.
Помимо производства электроэнергии и использования в двигательных установках, термоядерные реакторы могут оказаться полезными и для других целей. Так термоядерные исследования уже сделали доступным получение плазмы с температурой от 500000 до 1 млрд. °С и плотностью от 10 до 10 ион/см.
Почти все промышленные процессы, использующие плазму, выпадают из этого диапазона.
Недавно возникла концепция так называемый термоядерной горелки [1]. Суть идеи заключается в применении плазмы с ультравысокой плотностью, возможно, непосредственно выводимой из термоядерного реактора, для испарения химического разложения и ионизации любого твердого или жидкого материала. Потенциальные возможности термоядерной горелки более чем заманчивы. Прежде всего, с ее помощью можно разлагать все виды отходов на атомы и разделять последние. Таким образом, замкнется цикл использования материалов и станет технологически возможной стационарная структура экономики.
Иными словами, термоядерная горелка открывает возможность рациональной обработки минеральных руд или производства транспортабельного жидкого топлива с помощью высокотемпературных систем. Создание термоядерной горелки может также помочь в преобразовании кинетической энергии плазмы в ультрафиолетовое излучение или рентгеновские лучи.
Преимущество термоядерной энергии, с точки зрения воздействия на окружающую среду, можно разделить на две категории: свойственные всем термоядерным системам и зависящие от выбранных топливных циклов и конструкций реакторов. Одно из важнейших общих преимуществ состоит в том, что при переходе на термоядерное топливо не придется сжигать мировые запасы кислорода или углеводородов и, следовательно, в атмосферу не попадут ни углекислый газ, ни другие продукты сгорания. Это равным образом относится и к ядерным реакторам.
Другое преимущество термоядерной энергии заключается в том, что при реализации предложенных топливных циклов не образуются радиоактивные отходы. Основными продуктами реакции будут нейтроны, нерадиоактивные ядра гелия и водорода и радиоактивные ядра трития. Правда тритий испускает ионизирующую радиацию малой энергии в виде в-частиц (электронов), но так как он сам также является термоядерным топливом, его можно возвратить в систему для повторного сжигания. Резким контрастом на этом фоне выглядит ядерное деление, которое по самой своей природе должно давать большое количество высокорадиоактивных отходов. В отличие от ядерных реакторов, которые должны содержать критическую массу делящегося материала и, следовательно, исключительно большое количество потенциально взрывоопасной энергии, термоядерные реакторы не содержат топлива в количествах, достаточных для осуществления ядерного взрыва. Говоря о специальных, зависящих от топливного цикла преимуществах термоядерной энергии для окружающей среды, нужно учесть тот факт, что единственное радиоактивное термоядерное топливо, рассматривавшееся до сих пор, - это тритий. Количество трития,
присутствующего в термоядерном реакторе, может меняться почти от нуля (для протон - литиевого топливного цикла) до максимума в цикле дейтерий - тритий, где нужно учитывать «зону воспроизведения» для получения трития. Однако тритий является одним из наименее токсичных радиоактивных изотопов, в то время как плутоний, служащий топливом в ядерном реакторе, - один из наиболее токсичных реактивных материалов, известных в настоящее время.
Наиболее серьезные радиологические проблемы могут возникнуть для термоядерного реактора, сжигающего и воспроизводящего тритий. Расход трития для дейтерий - тритиевой установки мощностью 2000 МВт будет приблизительно равен 260 г в день. Полное количество наличного трития определяется его количеством в зоне воспроизводства и других элементах тритиевого контура.
Предполагается, что в установке мощностью 2000 МВт будет находиться около 1 кг трития. Если это понадобится для нужд расширяющейся экономики, время удвоения массы трития при его воспроизводстве можно уменьшить до двух месяцев. При этом количество трития, производимого установкой, поддается контролю и потому может полностью сжигаться в ней.
Зависящим от технологии и, возможно, серьезным недостатком дейтерий -тритиевых термоядерных установок может стать загрязнение окружающей местности тритием. Однако уровень загрязнения будет небольшим, тем более что, в принципе, биологическая опасность тритиевого топлива в реакторе приблизительно в миллион раз меньше, чем, например, вредное влияние летучего изотопа йода-131 в ядерном реакторе. Радиоактивность, создаваемая ядерным реактором в оборудовании, зависит как от топливного цикла, так и от конструкции установки. Эта радиоактивность близка к нулю для топливных циклов, не порождающих нейтроны. Она может быть весьма существенной - для дейтерий-тритиевого цикла, если вспомогательные механизмы реактора будут подвергаться сильному нейтронному облучению. Для систем, обладающих интенсивной наведенной радиоактивностью, потребуется последующая дезактивация. Однако, даже если эта система не сработает, установка не пойдет, в отличие от ядерных реакторов, в разнос, последствиями чего и является радиоактивное заражение местности. Другими преимуществами термоядерной энергетики, с точки зрения воздействия на окружающую среду, являются большая безопасность в случае тех или иных аварий, включая диверсионные действия, и низкая теплота отходов. Фактически для термоядерных систем имеется возможность существенно снизить опасность теплового загрязнения, если ориентироваться на топливные циклы, в которых преимущественно образуются заряженные частицы, поскольку при этом возможно прямое преобразование энергии. Наконец, реализация концепции термоядерной горелки позволит осуществить замкнутый цикл безотходного использования практически любых материалов.
Summary
Thermonuclear synthesis and opportunity of its realization in the decision of a problem of global power is more than actual. Authors spend detailed enough analysis of this multidimensional problem and assess opportunities of its realization on immediate prospects.
Литература
1. Физика атомного ядра и плазмы / Пер. с англ. / Под ред. В.И. Павлова. -М.: Изд. «Наука», 1974.
2. Учебное пособие по курсу «Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез. Элементы теории термоядерной плазмы» / В. М. Белокопытов, В. М. Кулыгин. - М.: МЭИ, 1988. - 72 с.
3. Учебное пособие по курсам «Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез. Экспериментальные термоядерные установки. «Элементарные процессы и кинетика высокотемпературной неравновесной плазмы» / В. П. Афанасьев. - М.: МЭИ, 1988. - 84 с.
4. В. Т. Толок. Управляемый термоядерный синтез. - Киев.: Изд. «Знание», УССР, 1983. - 48 с.
5. Термоядерный синтез: Сб. ст. НИКИЭТ за 1996-1997 гг. / Под ред. Ю. С. Стребкова. - М.: НИКИЭТ 1998. - 221 с.
6. И. Н. Головин. Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с Б&3Ие). - М.: ЦНИИ информ. и техн.-экон. исслед. по атом. науке и технике, 1989. - 47 с.
7. В.П. Смирнов. Управляемый термоядерный синтез: перед решающими событиями // XXXIII Международная (Звенигородская) конференция по физике плазмы и УТС, 13 - 17 февраля 2006 г.: Сборник тезисов. - Звенигород, 2006. - С. 47.
8. Т.Р. Бами. Третье поколение реакторов-размножителей // Физика атомного ядра и плазмы. Вып. 10. - М.: Изд. «Наука». - 1974. - 66 с.
9. У.С. Гаф, Б.Дж. Истланд. Перспективы термоядерной энергетики. -Физика атомного ядра и плазмы. Вып. 10. - М.: Изд. «Наука». - 1974. - 78 с.
10. Роуз Д., Управляемый термоядерный синтез. (Результаты и общие перспективы) // «Успехи физических наук». - 1972. - Т. 107. - В. 1. - 99 с.
Поступила 12.09.2007
