Перевернув еще несколько страниц проекта, увидим главу, посвященную режимам пуска и работы реактора.
При пуске в камеру вводят почти в равном соотношении дейтерий и тритий. Для их разогрева используется омический нагрев. При подаче напряжения во вторичную обмотку трансформатора в первичной, роль которой выполняет плазма бублика, возникает ток, разогревающий эту плазму. Хотя на этот способ разогрева возлагались большие надежды, необходимую температуру получить оказалось невозможно: выше 10-15 миллионов градусов она не поднималась. При дальнейшем разогреве омическое сопротивление плазмы падало настолько, что никакое увеличение тока не помогало: температура плазмы не увеличивалась.
Множество идей и исследований было посвящено проблеме догрева плазмы до термоядерной температуры. По-видимому, наиболее удобным и эффективным способом является впрыскивание в плазму потока ускоренных нейтральных атомов дейтерия. Именно на нем остановились проектанты UWMAK-II. Вот принцип его работы.
На ускорителе-инжекторе мощностью 100 тысяч киловатт ионы дейтерия разгоняются до энергии в 750 тысяч электронвольт, затем в специальном устройстве инжектора они нейтрализуются и в течение 10 секунд впрыскиваются в камеру-бублик. При этом плазма в бублике разогревается до 80 миллионов градусов. Дальнейший ее разогрев до 100-120 миллионов градусов идет за счет термоядерной реакции, и реактор развивает полную тепловую мощность 5 тысяч мВт. В таком режиме его работа продолжается около 90 минут, за которые выгорают атомы дейтерия и трития. Вследствие появившихся в камере атомов гелия, а также частично атомов других элементов, выбитых из стенок камеры, реакция затухает, реактор останавчивается, и начинается пятиминутный цикл перегрузки топлива и очистки камеры. В течение этих пяти минут парогенератор продолжает работать, а турбогенератор вырабатывать электроэнергию. Происходит это потому, что в течение 90 минут работы установки часть энергии не превращали в электричество, а накапливали в виде тепла в специальных натриевых аккумуляторах. В пятиминутный перерыв разогретый в аккумуляторах теплоноситель натрий отдает свою энергию паровому контуру.
Итак, за пять минут нужно очистить камеру реактора от загрязняющих плазму веществ, заполнить ее свежей смесью дейтерия и трития и вновь его запустить.
Делается это так.
В действие включаются все 96 вакуумных насосов и создают в камере нужной степени вакуум. Теперь нужно ввести смесь горючего. В отношении дейтерия проблем особых нет. Его запасы практически безграничны.
В составе обычной воды имеется 0,016 процента тяжелой, а в ней и содержится дейтерий. Трития же в природе не существует. Его нужно всякий раз производить.
Наиболее удобный способ - облучение лития нейтронами. В этой реакции образуются гелий и тритий.
На первый взгляд кажется, что в термоядерном реакторе сделать это очень просто, использовав высвобождающиеся при синтезе нейтроны. Но проделать это очень не легко. Ведь на каждый нейтрон обязательно нужно получить не менее одного атома трития, а с учетом потерь- даже несколько больше одного. Однако беда в том, что не все нейтроны поглотятся литием, ибо он располагается за стенкой камеры, значит, часть нейтронов поглотится самой стенкой, часть, кроме того, в различных других конструкциях, а часть вообще вылетит из реактора. Короче, нужного количества трития в самом реакторе не получить. Как же быть?
Выход все же был найден. В бланкете реактора, кроме лития, поместили бериллий. Он и помог размножать нейтроны. Ведь если нейтрон, обладающий большой энергией, попадает в ядро бериллия, то в нем возможен и такой ход реакции, при которой из ядра вылетают два нейтрона; два - вместо одного! А это то, что и надо.
Так удается получать в реакторе достаточное количество трития. Дальше дело проще.
Из бланкета тритий поступает на очистку. А затем вместе с дейтерием направляется в камеру. На этом завершается полный цикл работы реактора. Для разогрева плазмы вновь подается ток, и цикл повторяется.
Мы с вами благополучно завершили мысленное путешествие по рабочему циклу. Но чтобы реактор действительно заработал и задействовал описанный здесь цикл, необходимо осуществить большую и длительную программу научных исследований, провести комплекс работ по созданию и изучению различных систем и устройств. Среди них специальные камеры с вакуумной откачкой диверторы. С помощью особым образом сформированных магнитных полей этими устройствами улавливают гелий, а также атомы с большим зарядом, которые глушат термоядерную реакцию. Это и системы с жидким гелием, охлаждающим катушки из сверхпроводящих материалов. Это и устройства, защищающие стенки камеры от постепенно разрушающего их потока нейтронов. Это и... Но, наверное, довольно. Путешествие по проекту может стать слишком долгим. Прервем его на этом месте, чтобы задаться вопросом: когда же можно создать такой реактор?
Вопрос этот не из легких. Разные ученые называют и различные сроки: одни называют 15 лет, другие - 20, третьи - 25. И трудно сейчас назвать более точную дату.
По мнению научного руководителя по проблеме управляемого термоядерного синтеза вице-президента Академии наук СССР Е. Велихова, создания первого опытно-промышленного термоядерного реактора можно ожидать в конце 90-х годов или в начале следующего века.
Промежуточный этап на этом пути - создание энергетического реактора. В нем можно будет не только осуществить научную демонстрацию термоядерной реакции, как в упомянутых здесь проектах Т-15, ТФТР или Джет-60, но и проверить работу отдельных важных систем реактора.
Ученые Советского Союза предложили разрабатывать и строить такой реактор совместными усилиями нескольких стран. При международном агентстве по атомной энергии сейчас создана рабочая группа, в которую вошли представители ряда стран Западной Европы, США, СССР, Англии, Японии.
Для этого международного проекта уже есть название - ИНТОР интернациональный Токамак реактор.
Задача группы - выработка предложений по целям, срокам и основным параметрам нового реактора. Группа должна в конце 80-х - начале 90-х годов дать рекомендации по научно-технической осуществимости ИНТОРа. Как видите, дело не такое уж далекое.
Попробуем подытожить все прогнозы. Начнем с демонстрационного физического реактора. Его намечено создать в начале 80-х годов.
Демонстрационный энергетический реактор - начало 90-х годов.
Первый опытно-промышленный согласно предположению ученых начнет "жить" в конце текущего - начале следующего века.
Что же касается ощутимого вклада в энергетику, то термоядерные реакторы смогут внести его лишь в 20- 30-е годы следующего столетия!
Не слишком ли долго ждать? Пожалуй, да! Нельзя ли побыстрей?
Такой вопрос задаем не только мы с вами, дорогой читатель.
Нельзя ли быстрей?
По-видимому, не будет преувеличением сказать, что, начав работы, связанные с осуществлением термоядерного синтеза, человек приступил к реализации одной из наиболее важных и смелых программ научного исследования, которые никогда еще не предпринимались. Эта программа во многих разделах превосходит даже гран диозную программу космических исследований.
По этому пути ученые идут уже почти три десятилетия. Срок не такой уж большой, но эта целая эпоха За этот период много понято, открыто, изобретено, создано. И все же... цель еще не близка.
Чем же привлекательна эта цель? Что обещает термоядерный реактор? Среди его многочисленных достоинств перечислим некоторые, чтобы читателю передалась хотя бы малая доля уверенности исследователей и инженеров, занимающихся этой проблемой.
Прежде всего термоядерный синтез открывает доступ к новому, практически неисчерпаемому источнику энергии - ядерной энергии легких элементов. Дейтерий широко распространен в природе: его всего в 6 тысяч раз меньше водорода. Общее количество дейтерия в океанских водах достигает 5 * 10^-16 килограммов.
Для первых термоядерных реакторов, основанных на слиянии дейтерия с тритием, нужен литий. Этот элемент присутствует в доступной для нас части земной коры с концентрацией около 0,002 процента. Общее же его количество - около 100 миллионов тонн (вспемните:
всего 0,1 грамма термоядерного топлива дает энергию, эквивалентную 500 литрам бензина).
Важным свойством установки управляемого термоядерного синтеза является ее безопасность. Это очень большое достоинство. И еще: поскольку в реакторе всегда будет находиться небольшое количество топлива, невозможна самопроизвольно разгоняющаяся ядерная реакция. По сравнению с реакторами деления термоядерные производят меньше радиоактивных отходов.
Другое интересное свойство, имеющее большое значение, - это возможность, по крайней мере в принципе, реализовать в установке прямое генерирование электроэнергии. Слово "в принципе" употреблено не случайно, поскольку пока неясно, как технически воплотить его в жизнь. Но основная идея процесса может выглядеть так: если в качестве горючего использовать только дейтерий, а не дейтерий и тритий, то при существенном увеличении температуры реакции только около одной трети освобождаемой энергии будут уносить нейтроны, а остальные две трети останутся в заряженных продуктах реакции. Кинетическая энергия этих заряженных частиц может быть преобразована непосредственно в электрическую. Например, если слегка увеличить напряженность магнитного поля, то увеличится плотность плазмы, это приведет к увеличению выработки в ней энергии, следовательно, возрастут температура и давление плазмы, вызывая ее расширение, преодолевающее магнитное поле. Изменение же магнитного поля, которое происходит при этом, в свою очередь, может вызвать появление наведенного напряжения в электрических цепях. Таким может быть процесс прямого получения электрической энергии. Однако не надо забывать, что это только идея, правда, очень привлекательная в принципе, но на деле может оказаться очень трудной и невыгодной.
