Проблемы термоядерной реакции. Пути решения проблемы термоядерного синтеза

Ю.Н. Днестровский — д.ф-м. наук, профессор, институт Ядерного Синтеза,
РНЦ «Курчатовский Институт», Москва, Россия
Материалы Международной конференции
«ПУТЬ В БУДУЩЕЕ – НАУКА, ГЛОБАЛЬНЫЕ ПРОБЛЕМЫ, МЕЧТЫ И НАДЕЖДЫ»
26–28 ноября, 2007 Институт прикладной математики им. М.В. Келдыша РАН, Москва

Может ли управляемый термоядерный синтез (УТС) решить энергетическую проблему в долгосрочной перспективе? Какая часть пути по освоению УТС уже пройдена и сколько еще осталось пройти? Какие трудности ожидаются впереди? Эти проблемы обсуждаются в настоящей работе

1. Физические предпосылки УТС

Для производства энергии предполагается использовать ядерные реакции слияния легких ядер. Среди многих реакций такого типа наиболее легко осуществима реакция слияния ядер дейтерия и трития

Здесь через обозначено стабильное ядро гелия (альфа частица), через N – нейтрон, в скобках обозначена энергия частиц после реакции, . В этой реакции энергия, выделяющаяся на частицу с массой нейтрона, равна примерно 3.5 МэВ. Это примерно в 3-4 раза больше энергии на частицу, выделяющейся при делении урана.

Какие проблемы возникают при попытке реализации реакции (1) для получения энергии?

Главная проблема — трития нет в природе. Он радиоактивен, период полураспада у него приблизительно равен 12-ти годам, поэтому, если он и был когда-то в больших количествах на Земле, то от него давно ничего не осталось. Количество же трития, получаемого на Земле за счет естественной радиоактивности или за счет космического излучения ничтожно мало. Небольшое количество трития получается в реакциях, идущих внутри атомного уранового реактора. На одном из реакторов в Канаде организован сбор такого трития, но его наработка в реакторах очень медленна и производство оказывается слишком дорогим.

Таким образом, производство энергии в термоядерном реакторе на основе реакции (1) должно сопровождаться одновременной наработкой трития в этом же реакторе. Как это можно сделать мы будем обсуждать ниже.

Обе частицы, ядра дейтерия и трития, участвующие в реакции (1), имеют положительный заряд и потому отталкиваются друг от друга кулоновской силой. Для преодоления этой силы частицы должны иметь большую энергию. Зависимость скорости реакции (1), , от температуры тритиево-дейтериевой смеси показана на Рис.1 в двойном логарифмическом масштабе.

Видно, что с ростом температуры вероятность реакции (1) быстро возрастает. Приемлемая для реактора скорость реакции достигается при температуре T > 10 кэВ. Если учесть, что градусов, то температура в реакторе должна превышать 100 млн градусов. Все атомы вещества при такой температуре должны быть ионизованы, а само вещество в таком состоянии принято называть плазмой. Напомним, что по современным оценкам температура в центре Солнца достигает «лишь» 20 млн градусов.

Есть и другие реакции слияния, пригодные, в принципе, для выработки термоядерной энергии. Мы здесь отметим лишь две широко обсуждающиеся в литературе реакции

Здесь – изотоп ядра гелия с массой равной 3, p – протон (ядро водорода). Реакция (2) хороша тем, что для нее на Земле имеется сколько угодно топлива (дейтерия). Технология выделения дейтерия из морской воды отработана и относительно недорога. К сожалению, скорость этой реакции заметно меньше, чем скорость реакции (1) (см. Рис.1), поэтому для реализации реакции (2) требуется температура порядка 500 млн градусов.

Реакция (3) вызывает в настоящее время большой ажиотаж среди людей, занимающихся космическими полетами. Известно, что изотопа много на Луне, поэтому возможность его транспортировки на Землю обсуждается, как одна из приоритетных задач космонавтики. К сожалению, скорость этой реакции (Рис.1) также заметно меньше, скорости реакции (1) и требуемые температуры для осуществления этой реакции также находятся на уровне 500 млн градусов.

Для удержания плазмы с температурой порядка 100 – 500 млн градусов было предложено использовать магнитное поле (И.Е.Тамм, А.Д. Сахаров ). Наиболее перспективными сейчас представляются установки, в которых плазма имеет вид тора (бублика). Большой радиус этого тора мы обозначим через R , а малый через a . Для подавления неустойчивых движений плазмы помимо тороидального (продольного) магнитного поля B 0 требуется еще поперечное (полоидальное) поле. Существует два типа установок, в которых реализуется подобная магнитная конфигурация. В установках типа токамак полоидальное поле создается продольным током I , протекающим в плазме по направлению поля . В установках типа стелларатор полоидальное поле создается внешними винтовыми обмотками с током. Каждая из этих установок имеет свои преимущества и недостатки. В токамаке ток I должен быть согласован с полем . Стелларатор технически более сложен. Сейчас более продвинутыми являются установки типа токамак. Хотя имеются также большие, успешно работающие стеллараторы.

2. Условия на токамак-реактор

Мы укажем здесь лишь два необходимых условия, определяющих «окно» в пространстве параметров плазмы токамака реактора. Имеется, конечно, и множество других условий, уменьшающих это «окно», но они все-таки не так существенны.

1). Для того, чтобы реактор был коммерчески выгодным (не слишком большим), удельная мощность P выделяющейся энергии должна быть достаточно велика

Здесь n 1 и n 2 – плотности дейтерия и трития – энергия, выделяющаяся в одном акте реакции (1). Условие (4) ограничивает плотности n 1 и n 2 снизу.

2). Для того, чтобы плазма была устойчивой, давление плазмы должно быть заметно меньше давления продольного магнитного поля Для плазмы с разумной геометрией это условие имеет вид

При заданном магнитном поле это условие ограничивает плотность и температуру плазмы сверху. Если для осуществления реакции требуется увеличить температуру (например, от реакции (1) перейти к реакциям (2) или (3)), то для выполнения условия (5) нужно при этом увеличить магнитное поле .

Какое магнитное поле понадобится для реализации УТС? Рассмотрим сначала реакцию типа (1). Будем считать для простоты, что n 1 = n 2 = n /2 , где n – плотность плазмы. Тогда при температуре условие (1) дает

Воспользовавшись условием (5), найдем нижнюю границу для магнитного поля

В тороидальной геометрии продольное магнитное поле спадает, как 1/ r , по мере удаления от главной оси тора. Поле – это поле в центре меридионального сечения плазмы. На внутреннем обводе тора поле будет больше. При аспектном отношении

R / a ~ 3 магнитное поле внутри катушек тороидального поля оказывается в 2 раза больше . Таким образом, для выполнения условий (4-5) катушки продольного поля должны быть сделаны из материала, способного работать при магнитном поле порядка 13-14 Тесла.

Для стационарной работы реактора-токамака проводники в катушках должны быть выполнены из сверхпроводящего материала. Некоторые свойства современных сверхпроводников показаны на Рис.2.

В настоящее время в мире построено несколько токамаков со сверхпроводящими обмотками. Самый первый токамак такого типа (токамак Т-7), построенный в СССР в семидесятые годы, использовал в качестве сверхпроводника ниобий-титан (NbTi). Этот же материал использован в большом французском токамаке Tore Supra (середина 80-х годов). Из Рис.2 видно, что при температуре жидкого гелия магнитное поле в токамаке с таким сверхпроводником может достигать значений 4 Тесла. Для международного реактора-токамака ИТЭР решено использовать сверхпроводник ниобий-олово с большими возможностями, но и с более сложной технологией. Этот сверхпроводник используется в российской установке Т-15, запущенной в 1989 году. Из Рис.2 видно, что в ИТЭРе при температуре гелия порядка магнитное поле в плазме с большим запасом может достигать требуемых значений поля 6 Тесла.

Для реакций (2) и (3) условия (4)-(5) оказываются гораздо более жесткими. Для выполнения условия (4) температура плазмы в реакторе T должна быть в 4 раза больше, а плотность плазмы n в 2 раза больше, чем в реакторе, основанном на реакции (1). В результате давление плазмы повышается в 8 раз, а необходимая величина магнитного поля в 2.8 раза. Это означает, что на сверхпроводнике магнитное поле должно достигать значений 30 Тесла. Пока никто еще не работал с такими полями в большом объеме в стационарном режиме. Рис.2 показывает, что есть надежда создать в будущем сверхпроводник на такое поле. Однако, в настоящее время условия (4)-(5) для реакций типа (2)-(3) в установке токамак не могут быть реализованы.

3. Производство трития

В реакторе-токамаке камера с плазмой должна быть окружена толстым слоем материалов, защищающих обмотки тороидального поля от разрушения сверхпроводимости нейтронами. Такой слой, толщиной около метра, получил название бланкета. Здесь же в бланкете должен проводиться отвод тепла, выделяемого нейтронами при торможении. При этом часть нейтронов может быть использована для производства трития внутри бланкета. Наиболее подходящей ядерной реакцией для такого процесса является следующая реакция, идущая с выделением энергии

Здесь – изотоп лития с массой 6. Поскольку нейтрон – нейтральная частица, то кулоновский барьер отсутствует и реакция (8) может идти при энергии нейтрона, заметно меньшей 1 МэВ. Для эффективного производства трития число реакций типа (8) должно быть достаточно велико, а для этого должно быть большим число реагирующих нейтронов. Для увеличения числа нейтронов здесь же в бланкете должны быть расположены материалы, в которых идут реакции размножения нейтронов. Поскольку энергия первичных нейтронов, получающихся в реакции (1), велика (14 МэВ), а для реакции (8) требуются нейтроны с небольшой энергией, то, в принципе, число нейтронов в бланкете можно увеличить в 10-15 раз и, тем самым, замкнуть баланс по тритию: на каждый акт реакции (1) получить один или более актов реакции (8). Можно ли этот баланс реализовать практически? Ответ на этот вопрос требует детальных экспериментов и расчетов. От реактора ИТЭР не требуется, чтобы он обеспечил себя топливом, но на нем будут поставлены эксперименты для прояснения проблемы баланса трития.

Какое количество трития потребуется для работы реактора? Простые оценки показывают, что для реактора с тепловой мощностью 3 ГВт (электрической мощностью порядка 1 ГВт) потребуется 150 кг трития в год. Это примерно в раз меньше веса мазута, потребного для годовой работы тепловой электростанции такой же мощности.

В силу (8), первичным «топливом» для реактора является изотоп лития . Много ли его в природе? В природном литии присутствуют два изотопа

Видно, что содержание изотопа в природном литии достаточно высокое. Запасов лития в Земле при современной уровне потребления энергии хватит на несколько тысяч лет, а в океане – на десятки миллионов лет. Оценки, основанные на формулах (8)-(9), показывают, что природного лития надо добывать в 50-100 раз больше, чем требуется трития. Таким образом, для одного реактора с обсуждаемой мощностью потребуется 15 тонн природного лития в год. Это в 10 5 раз меньше, чем требуется мазутного топлива для тепловой электростанции. Хотя потребуется значительная энергия для разделения изотопов и в природном литии, дополнительная энергия, выделяющаяся в реакции (8), может компенсировать эти затраты.

4. Краткая история исследований по УТС

Исторически первым исследованием по УТС в нашей стране считается секретный Отчет И.Е.Тамма и А.Д.Сахарова, выпущенный в марте-апреле 1950 года. Он был опубликован позднее в 1958 году . Отчет содержал обзор основных идей по удержанию горячей плазмы магнитным полем в тороидальной установке и оценку размеров термоядерного реактора. Удивительно, но строящийся сейчас токамак ИТЭР близок по своим параметрам к предсказаниям исторического Отчета.

Эксперименты с горячей плазмой начались в СССР с начала пятидесятых годов. Сначала это были небольшие установки разных типов, прямые и тороидальные, но уже в середине десятилетия совместная работа экспериментаторов и теоретиков привела к установкам, получившим название «токамак». От года к году размеры и сложность установок увеличивались, и в 1962 году была запущена установка Т-3 с размерами R =100 см, а = 20 см и магнитным полем до четырех Тесла. Опыт, накопленный за полтора десятилетия, показал, что в установке с металлической камерой, хорошо очищенными стенками и высоким вакуумом (до мм рт. ст.) можно получить чистую, устойчивую плазму с высокой температурой электронов. Л.А.Арцимович доложил об этих результатах на Международной Конференции по Физике плазмы и УТС в 1968 году в Новосибирске. После этого направление токамаков было признано мировым научным сообществом и установки этого типа стали строиться во многих странах.

Токамаки следующего, второго, поколения (Т-10 в СССР и PLT в США) начали работать с плазмой в 1975 году. Они показали, что надежды, порожденные токамаками первого поколения, подтверждаются. И в токамаках с большими размерами можно работать с устойчивой и горячей плазмой. Однако, уже тогда стало ясно, что реактора малых размеров создать нельзя и нужно размеры плазмы увеличивать.

Проектирование токамаков третьего поколения заняло около пяти лет и в конце семидесятых годов началось их строительство. В следующем десятилетии они последовательно вводились в строй и к 1989 году работало 7 больших токамаков: TFTR и DIII — D в США, JET (самый большой) в объединенной Европе, ASDEX — U в Германии, TORE — SUPRA во Франции, JT 60- U в Японии и Т-15 в СССР. На этих установках были получены температура и плотность плазмы, необходимые для реактора. Конечно, пока они были получены порознь, отдельно для температуры и отдельно для плотности. Установки TFTR и JET допускали возможность работы с тритием, и на них впервые была получена заметная термоядерная мощность P DT (в соответствии с реакцией (1)), сравнимая с внешней мощностью, введенной в плазму P aux . Максимальная мощность P DT на установке JET в экспериментах 1997 года достигала значений 16 МВт при мощности P aux порядка 25 МВт. Разрез установки JET и внутренний вид камеры показан на Рис. 3 а,б. Здесь же для сравнения показаны размеры человека.

В самом начале 80-х годов началась совместная работа международной группы ученых (Россия, США, Европа, Япония) по проектированию токамака следующего (четвертого) поколения – реактора ИНТОР. На этой стадии ставилась задача просмотреть «узкие места» будущей установки без создания полного проекта. Однако, к середине 80-х годов стало ясно, что надо ставить более полную задачу, включая создание проекта. С подачи Е.П.Велихова, после длительных переговоров на уровне лидеров государств (М.С.Горбачева и Р.Рейгана) в 1988 году было подписано Соглашение и началась работа над проектом реактора-токамака ИТЭР. Работа проводилась в три этапа с перерывами и, в общей сложности, заняла 13 лет. Сама по себе дипломатическая история проекта ИТЭР драматична, не раз приводила к тупикам и заслуживает отдельного описания (см. например, книгу ). Формально проект был закончен в июле 2000-го года, но предстояло еще выбрать площадку для строительства и разработать Соглашение о строительстве и Устав ИТЭР. Все вместе это заняло почти 6 лет, и, наконец, в ноябре 2006-го года Соглашение о строительстве ИТЭР в Южной Франции было подписано. Ожидается, что само строительство займет около 10 лет. Таким образом, от момента начала переговоров до получения первой плазмы в термоядерном реакторе ИТЭР пройдет около 30 лет. Это уже сравнимо со временем активной жизни человека. Таковы реалии прогресса.

По своим линейным размерам ИТЭР примерно в два раза превосходит установку JET . По проекту магнитное поле в нем = 5.8Тесла, а ток I = 12-14 МА. Предполагается, что термоядерная мощность достигнет значения , введенной в плазму для нагрева, будет порядка 10.

5. Развитие средств нагрева плазмы.

Параллельно с ростом размеров токамака развивалась технология средств нагрева плазмы. Сейчас используется три различных метода нагрева:

1. Омический нагрев плазмы протекающим по ней током.
2. Нагрев пучками горячих нейтральных частиц дейтерия или трития.
3. Нагрев электромагнитными волнами в разных диапазонах частот.

Омический нагрев плазмы в токамаке присутствует всегда, но он недостаточен для нагрева до термоядерных температур порядка 10 – 15 кэВ (100 – 150 млн. градусов). Дело в том, что с нагревом электронов быстро падает сопротивление плазмы (обратно пропорционально ), поэтому при фиксированном токе падает и вложенная мощность. В качестве примера укажем, что в установке JET током в 3-4 МА удается нагреть плазму только до ~ 2 – 3 кэВ. При этом сопротивление плазмы настолько мало, что ток в несколько миллионов ампер (МА) поддерживается напряжением 0.1 – 0.2 В.

Инжекторы пучков горячих нейтралов появились впервые на американской установке PLT в 1976-77 годах, и с тех пор прошли большой технологический путь развития. Сейчас типичный инжектор имеет пучок частиц с энергией 80 – 150 кэВ и мощностью до 3 – 5 МВт. На большой установке обычно устанавливается до 10 – 15 инжекторов разной мощности. Полная мощность пучков, захваченная плазмой, достигает 25 – 30 МВт. Это сравнимо с мощностью небольшой тепловой электростанции. На ИТЭРе предполагается установить инжекторы с энергией частиц до 1 МэВ и суммарной мощностью до 50 МВт. Таких пучков пока нет, но идут интенсивные разработки. В Соглашении по ИТЭРу ответственность за эти разработки взяла на себя Япония.

Сейчас считается, что нагрев плазмы электромагнитными волнами эффективен в трех диапазонах частот:

• нагрев электронов на их циклотронной частоте f ~ 170 ГГц;
• нагрев ионов и электронов на ионной циклотронной частоте f ~ 100 МГц;
• нагрев на промежуточной (нижне-гибридной) частоте f ~ 5 ГГц.

Для последних двух диапазонов частот уже давно существуют мощные источники излучения, и главная проблема здесь заключается в правильном согласовании источников (антенн) с плазмой для снижения эффектов отражения волн. На ряде больших установок за счет высокого искусства экспериментаторов удалось ввести в плазму таким путем до 10 МВт мощности.

Для первого, наиболее высокочастотного диапазона проблема изначально заключалась в разработке мощных источников излучения с длиной волны l ~ 2 мм. Первопроходцем здесь оказался Институт Прикладной Физики в Нижнем Новгороде. За полвека целенаправленного труда удалось создать источники излучения (гиротроны) с мощностью до 1 МВт в стационарном режиме. Именно такие приборы будут установлены на ИТЭРе. В гиротронах технология доведена до степени искусства. Резонатор, в котором происходит возбуждение волн электронным пучком, имеет размеры порядка 20 см, а требуемая длина волны в 10 раз меньше. Поэтому требуется резонансно вложить до 95% мощности в одну и очень высокую пространственную гармонику, а во все остальные вместе – не более 5%. В одном из гиротронов для ИТЭРа в качестве такой выделенной гармоники используется гармоника с номерами (числом узлов) по радиусу = 25 и по углу = 10. Для вывода излучения из гиротрона в качестве окна используется поликристаллический алмазный диск толщиной 1.85 мм и диаметром 106 мм. Таким образом, для решения проблемы нагрева плазмы пришлось развить производство гигантских искусственных алмазов.

6. Диагностики

При температуре плазмы в 100 млн. градусов никакой измерительный прибор вставить внутрь плазмы нельзя. Он испарится, не успев передать разумной информации. Поэтому все измерения являются косвенными. Измеряются токи, поля и частицы вне плазмы, а затем, с помощью математических моделей, производится интерпретация зарегистрированных сигналов.

Что же измеряется на самом деле?

Прежде всего – это токи и напряжения в окружающих плазму контурах. С помощью локальных зондов измеряются электрические и магнитные поля вне плазмы. Число таких зондов может доходить до нескольких сотен. По этим измерениям, решая обратные задачи, можно восстановить форму плазмы, ее положение в камере и величину тока.

Для измерения температуры и плотности плазмы используются как активные, так и пассивные методы. Под активным понимается метод, когда какое-либо излучение (например, луч лазера или пучок нейтральных частиц) инжектируется в плазму, а измеряется рассеянное излучение, несущее информацию о параметрах плазмы. Одна из сложностей задачи заключается в том, что, как правило, рассеивается лишь малая доля инжектированного излучения. Так при использовании лазера для измерения температуры и плотности электронов рассеивается лишь 10 -10 от энергии лазерного импульса. При использовании пучка нейтралов для измерения температуры ионов измеряется интенсивность, форма и положение оптических линий, появляющихся при перезарядке ионов плазмы на нейтралах пучка. Интенсивность этих линий очень мала и для анализа их формы требуются спектрометры высокой чувствительности.

Под пассивными методами понимаются методы, измеряющие излучение, постоянно исходящее из плазмы. В этом случае измеряется электромагнитное излучение в различных диапазонах частот или потоки и спектры выходящих нейтральных частиц. Сюда относятся измерения жесткого и мягкого рентгена, ультрафиолета, измерения в оптическом, инфракрасном и радио диапазонах. Интересными бывают как измерения спектров, так и положения и формы отдельных линий. Число пространственных каналов в отдельных диагностиках достигает нескольких сотен. Частота регистрации сигналов доходит до нескольких МГц. Каждая уважающая себя установка имеет набор из 25-30 диагностик. На токамаке-реакторе ИТЭР только на начальной стадии предполагается иметь несколько десятков пассивных и активных диагностик.

7. Математические модели плазмы

Задачи математического моделирования плазмы можно грубо разделить на две группы. К первой группе относятся задачи интерпретации эксперимента. Они, как правило, некорректны и требуют разработки методов регуляризации. Приведем несколько примеров задач этой группы.

1. Восстановление границы плазмы по магнитным (зондовым) измерениям полей вне плазмы. Эта задача приводит к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода или к сильно вырожденным линейным алгебраическим системам.
2. Обработка хордовых измерений. Здесь мы приходим к интегральным уравнениям первого рода смешанного типа Вольтерра-Фредгольма.
3. Обработка измерений спектральных линий. Здесь требуется учет аппаратных функций, и мы опять приходим к интегральным уравнениям Фредгольма первого рода.
4. Обработка зашумленных временных сигналов. Здесь используются различные спектральные разложения (Фурье, вэйв-лет), подсчеты корреляций различных порядков.
5. Анализ спектров частиц. Здесь мы имеем дело с нелинейными интегральными уравнениями первого рода.

Следующие рисунки иллюстрируют некоторые из вышеприведенных примеров. На Рис.4 показано временное поведение сигналов мягкого рентгеновского излучения на установке MAST (Англия), измеренное по хордам коллимированными детекторами.

Установленная диагностика регистрирует свыше 100 таких сигналов. Резкие пики на кривых соответствуют быстрым внутренним движениям («срывам») плазмы. Двумерная структура таких движений может быть найдена с помощью томографической обработки большого числа сигналов.

Рис.5 показывает пространственное распределение давления электронов для двух импульсов той же установки MAST .

Измеряются спектры рассеянного излучения лазерного пучка в 300 точках по радиусу. Каждая точка на Рис.5 является результатом сложной обработки энергетического спектра фотонов, зарегистрированных детекторами. Поскольку рассеивается лишь малая часть энергии пучка лазера, то число фотонов в спектре невелико и восстановление температуры по ширине спектра оказывается некорректной задачей.

Ко второй группе относятся собственно задачи моделирования процессов, происходящих в плазме. Горячая плазма в токамаке обладает большим количеством характерных времен, крайние из которых различаются на 12 порядков. Поэтому напрасны ожидания, что могут быть созданы модели, содержащие «все» процессы в плазме. Приходится использовать модели, справедливые лишь в достаточно узкой полосе характерных времен.

К числу основных моделей относятся:

• Гирокинетическое описание плазмы. Здесь неизвестной является функция распределения ионов, зависящая от шести переменных: трех пространственных координат в тороидальной геометрии, продольной и поперечной скорости и времени. Для описания электронов в таких моделях используются методы усреднения. Для решения этой задачи в ряде зарубежных центров разработаны гигантские коды. Расчет по ним требует большого времени на суперкомпьютерах. В России сейчас таких кодов нет, в остальном мире их насчитывается около десятка. В настоящее время гирокинетические коды описывают плазменные процессы в диапазоне времен 10 -5 -10 -2 сек. Сюда входят развитие неустойчивостей и поведение плазменной турбулентности. К сожалению, эти коды не дают пока разумной картины переноса в плазме. Сравнение результатов расчетов с экспериментом находится еще в начальной стадии.
• Магнитогидродинамическое (МГД) описание плазмы. В этой области в ряде центров созданы коды для линеаризованных трехмерных моделей. Они используются для изучения устойчивости плазмы. Как правило, разыскиваются границы неустойчивостей в пространстве параметров и величины инкрементов. Параллельно развиваются нелинейные коды.

Заметим, что за последние 2 десятилетия отношение физиков к неустойчивостям плазмы заметно изменилось. В 50-е – 60-е годы неустойчивости плазмы открывались «почти каждый день». Но со временем стало ясно, что лишь некоторые из них приводят к частичному или полному разрушению плазмы, а остальные лишь увеличивают (или не увеличивают) перенос энергии и частиц. Самая опасная неустойчивость, приводящая к полному разрушению плазмы, называется «неустойчивостью срыва» или просто «срывом». Она нелинейна и развивается в том случае, когда более элементарные линейные МГД моды, связанные с отдельными резонансными поверхностями, пересекаются в пространстве и, тем самым, разрушают магнитные поверхности. Попытки описать процесс срыва привели к созданию нелинейных кодов. К сожалению, пока ни один из них не способен описать картину разрушения плазмы.

В плазме сегодняшних экспериментов, помимо неустойчивости срыва, считаются опасными небольшое число неустойчивостей. Здесь мы назовем лишь две из них. Это так называемая RWM мода, связанная с конечной проводимостью стенок камеры и затуханием в ней токов, стабилизирующих плазму, и NTM мода, связанная с образованием магнитных островов на резонансных магнитных поверхностях. К настоящему времени создано несколько трехмерных МГД кодов в тороидальной геометрии для изучения этих типов возмущений. Идут активные поиски методов подавления указанных неустойчивостей, как на ранней стадии, так и на стадии развитой турбулентности.

• Описание переносов в плазме, теплопроводность и диффузия. Около сорока лет назад была создана классическая (основанная на парных соударениях частиц) теория переноса в тороидальной плазме. Эта теория была названа «неоклассической». Однако, уже в конце 60-х годов эксперименты показали, что перенос энергии и частиц в плазме гораздо больше неоклассического (на 1 – 2 порядка величины). На этом основании обычный перенос в экспериментальной плазме называется «аномальным».

Было предпринято много попыток описать аномальный перенос через развитие турбулентных ячеек в плазме. Обычный путь, принятый в последнем десятилетии во многих лабораториях мира, заключается в следующем. Предполагается, что первичной причиной, определяющей аномальный перенос, являются неустойчивости дрейфового типа, связанные с градиентами температуры ионов и электронов или с присутствием запертых частиц в тороидальной геометрии плазмы. Результаты расчетов по таким кодам приводят к следующей картине. Если градиенты температуры превышают некоторое критическое значение, то развивающаяся неустойчивость приводит к турбулизации плазмы и резкому увеличению потоков энергии. Предполагается, что эти потоки растут пропорционально расстоянию (в некоторой метрике) между экспериментальными и критическими градиентами. На этом пути в последнее десятилетие построено несколько транспортных моделей для описания переноса энергии в плазме токамака. Однако, попытки провести сравнение расчетов по этим моделям с экспериментом не всегда приводят к успеху. Для описания экспериментов приходится предполагать, что в разных режимах разрядов и в разных пространственных точках сечения плазмы главную роль в переносе играют разные неустойчивости. В результате предсказание не всегда оказывается надежным.

Дело осложняется еще и тем, что за последние четверть века открыто много признаков «самоорганизации» плазмы. Пример такого эффекта приведен на Рис.6 а,б.

Рис.6а показывает профили плотности плазмы n (r) для двух разрядов установки MAST с одинаковыми токами и магнитными полями, но с разной скоростью подачи газа дейтерия для поддержания плотности. Здесь r – расстояние до центральной оси тора. Видно, что профили плотности сильно различаются по своей форме. На Рис.6б для тех же импульсов показаны профили электронного давления , нормированные в точке – профиль температуры электронов. Видно, что «крылья» профилей давления хорошо совпадают. Из этого следует, что профили электронной температуры как бы «подстраиваются», чтобы сделать профили давления одинаковыми. Но это означает, что «подстраиваются» коэффициенты переноса, то есть они не являются функциями локальных параметров плазмы. Такая картина в целом и называется самоорганизацией. Несовпадение профилей давления в центральной части объясняется наличием периодических МГД колебаний в центральной зоне разряда с большей плотностью. Профили давления на крыльях совпадают, несмотря на эту нестационарность.

В наших работах предполагается, что эффект самоорганизации определяется одновременным действием многих неустойчивостей. Нельзя выделить среди них главную неустойчивость, поэтому описание переноса следует связывать с какими-то вариационными принципами, которые реализуются в плазме за счет диссипативных процессов. В качестве такого принципа предлагается использовать принцип минимума магнитной энергии, предложенный Кадомцевым . Этот принцип позволяет выделить некоторые специальные профили тока и давления, которые принято называть каноническими. В транспортных моделях они играют ту же роль, что и критические градиенты. Модели, построенные на этом пути, позволяют разумно описать экспериментальные профили температуры и плотности плазмы в разных режимах работы токамака .

8. Путь в будущее. Надежды и мечты.

За более чем полвека исследований горячей плазмы пройдена заметная доля пути к термоядерному реактору. В настоящее время наиболее перспективным представляется использование для этой цели установок типа токамак. Параллельно, хотя и с задержкой на 10-15 лет, развивается направление стеллараторов. Какая их этих установок окажется в конце концов более подходящей для коммерческого реактора, сейчас нельзя сказать. Это может быть решено лишь в будущем.

Прогресс в исследованиях по УТС, начиная с 60-х годов, показан на Рис.7 в двойном логарифмическом масштабе.

Лекция № 2.

Пути решения проблемы термоядерного синтеза

Основные направления исследований по ядерному синтезу: а) системы с магнитным удержанием;

б) квазистационарные (открытые и закрытые); импульсные; в) системы с инерциальным удержанием (лазерные, с различными пучками, с сжимающейся оболочкой).

К настоящему времени сформировались два в значительной мере независимых подхода к решению проблемы управляемого термоядерного синтеза. Первый из них основан на возможности удержания и термоизоляции высокотемпературной плазмы относительно низкой плотности магнитным полем специальной конфигурации в течение сравнительно длительного времени (1-10 с).

Другой путь импульсный. При импульсном подходе необходимо быстро нагреть и сжать малые порции вещества до таких температур и плотностей, при которых термоядерные реакции успевали бы эффективно протекать за время существования ничем не удерживаемой или, как говорят, инерциально удерживаемой плазмы. Оценки показывают, что, для того чтобы сжать вещество до плотностей 100-1000 г/см 3 и нагреть его до температуры 5-10 кэВ, необходимо создать давление на поверхности сферической мишени 10 9 атм, то есть нужен источник, который позволял бы подвести к поверхности мишени энергию с плотностью мощности 10 15 Вт/см 2 .

Магнитное удержание плазмы.

Пусть температура плазмы T и концентрации взаимодействующих частиц n 1 и n 2 . Если скорость данного иона относительно второго есть v 1,2 , то вероятность того, что данный ион прореагирует за 1 секунду с каким-либо из ионов второго рода, дается выражением  v 1,2 n 2 . Здесь  - эффективное сечение реакции синтеза, величина, быстро растущая со скоростью. Если бы все n 1 ионов первого рода обладали одной и той же скоростью v 1,2 , то общее число реакций, происходящих в 1 см 3 плазмы за 1 сек, определялось бы равенством: N 1,2 = n 1 n 2  v 1,2 . При заданной температуре произведение должно быть усреднено по максвелловскому распределению. Обозначая через энергию, выделяющуюся при каждом акте реакции, получим выражение для удельной мощности в виде W =n 1 n 2 <  v> Зависимость  (v) для рассматриваемых реакций известна, следовательно, величина <  v> может быть вычислена, а вместе с ней может быть найдена и удельная мощность W при любой температуре и плотности плазмы.
Численные оценки показывают, что величина W быстро растет с температурой, при температуре "горения" в несколько сотен миллионов градусов и при плотности плазмы ~10 15 см -3 она составляет около 10 5 квт/м 3 . Повышение температуры и плотности приводит к более энергонапряженным режимам, при которых должны прогрессивно возрастать технические трудности в реализации проекта. Более "мягкие" режимы приводят, при не слишком малой общей мощности термоядерного реактора, к очень большим размерам системы. Таким образом, взятые значения представляют собой разумный технический компромисс между противоречивыми требованиями. Заметим еще, что использованные оценки относятся к дейтериевой плазме; для равнокомпонентной смеси дейтерия и трития оптимальные "рабочие" температуры ниже.
Далее возникает следующий естественный вопрос: каким образом могут быть созданы указанные условия в зоне реакции? Точнее: как нагреть плазму до необходимых чрезвычайно высоких температур и как удержать нагретые частицы от разлета в течение времени, достаточного для протекания ядерных реакций? Главная трудность связана, по-видимому, со второй частью вопроса. Энергия, которая должна быть сообщена заданному объему плазмы с известной плотностью для ее нагревания до 10 8 K, представляет собой весьма скромную величину; она равна энергии, которую надо затратить, чтобы нагреть такой же объем воды всего на 1 K. Напротив, потоки частиц (и тепла) от зоны реакции к периферии будут огромны. Необходимо эффективно удерживать частицы в зоне реакции.
Основная идея, которая определила путь решения проблемы управляемого синтеза, состоит в использовании принципа магнитной термоизоляции. В Советском Союзе эта идея была высказана еще в 1950 г. А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом.
Коэффициент диффузии, а вместе с ним и коэффициент теплопроводности уменьшается на много порядков величины, если перемещение частиц происходит в направлении, перпендикулярном к сильному магнитному полю. Поэтому, если зона реакции отделена от стенок сильным магнитным полем, то можно надеяться на радикальное сокращение тепловых потоков. Величина удерживающего поля может быть найдена из равенства магнитного и газокинетического давления: H 2 /8  =nk(T e +T i ).
Для плазмы с выбранными параметрами (n~10 15 см -3 , T~10 8 K), необходимое для удержания поле должно составлять 25-30 килоэрстед. Эти большие величины отнюдь не выходят за пределы технических возможностей.
Мы говорим все время о теплопередаче в плазме поперек магнитного поля, но не следует забывать, что тепловые потоки вдоль силовых линий магнитного поля остаются незамагниченными; необходимо затруднить уход частиц и в этом направлении. Здесь открываются три возможности. Первая из них состоит в помещении плазмы в магнитную ловушку, т. е. в магнитное поле такой конфигурации, где оно усилено в областях ухода силовых линий из зоны реакции, в районе их пересечения со стенками; Вторая возможность состоит в ликвидации открытых концов силовых линий путем их сворачивания в кольцо. Наконец, третий путь состоит в использовании плазмы с относительно большой плотностью и в настолько быстром ее нагревании, что за время ухода вдоль силовых линий основная масса частиц успевает испытать ядерные столкновения.
Первая схема термоизоляции полностью себя оправдывает, если речь идет об удержании столь редкой плазмы, что ее можно рассматривать как собрание отдельных частиц. Большие времена жизни частиц в радиационных поясах Земли естественного и искусственного происхождения служат хорошим примером сказанному. Однако, в лабораторных опытах, выполненных с более плотной плазмой, т. е. в условиях, когда могут проявляться коллективные взаимодействия, обнаружились серьезные трудности. Времена жизни плазмы оказались на много порядков величины меньшими тех, которые можно было ожидать в результате столкновений плазменных частиц между собой или с молекулами остаточного газа и последующего ухода в конус потерь. Фактически времена жизни плазмы в некоторых моделях открытых ловушек составляли около 100 микросекунд (при плотности плазмы около 10 -9 см -3 ), тогда как времена жизни, обусловленные уходом в конус потерь, должны были измеряться минутами.
Этот результат качественно станет яснее, если учесть, что плазма, как всякий диамагнетик, должна выталкиваться из области более сильного поля. С этой точки зрения механизм действия магнитных пробок, удерживающих плазму внутри ловушки, вполне понятен. Но в ловушках рассматриваемого типа имеются также области, где поле убывает по мере удаления от оси по радиусу; здесь можно ожидать развития неустойчивости - появления плазменных "языков" или "желобков", перемещающихся поперек поля и переносящих плазму в сторону меньших значений поля. И действительно, прямые эксперименты указали на существование в этих ловушках неустойчивости "желобкового" типа, которая ограничивает время жизни плазмы.
Замыкая силовые линии, мы естественным образом приходим к установка типа кольцевого соленоида. Теперь магнитное поле повсюду ориентировано параллельно стенкам, и частицам, чтобы покинуть систему, надо двигаться поперек силовых линий. Но магнитное поле внутри тора слегка неоднородно, оно спадает к внешней стенке тора, что вызывает дрейф частиц. Дрейф в неоднородном магнитном поле происходит по нормали к направлению основного поля и к направлению его градиента и зависит от заряда частиц. Если ионы дрейфуют к верхней стенке тора, то электроны будут оседать на дно. Разделившиеся заряды создадут электрическое поле, и плазма, тем или иным способом образованная внутри тора, начнет, как целое, дрейфовать в скрещенных электрических и магнитных полях. Легко проверить, что окончательным итогом будет перемещение плазмы к внешней стенке тора.
Для компенсации этого дрейфа плазмы существуют различные способы. Можно пропускать через плазму продольный кольцевой ток, можно специальным образом усложнить соленоидальную обмотку или, скрутив тор, придать магнитной системе форму восьмерки. Топология магнитного поля во этих случаях меняется радикально.
Простейшие магнитные поля - постоянного магнита, прямого тока плоского контура, приводят как известно, в силу уравнения divB=0 к привычным картинам замкнутых силовых линий или линий, уходящих на бесконечность. Существует, однако, третья возможность, фактически наиболее общая: силовые линии могут оставаться в ограниченной области пространства, не замыкаясь и не уходя на бесконечность.

В приведенных примерах в результате деформации тороидальной магнитной системы и происходит преобразование замкнутых силовых линий - колец - в бесконечные силовые линии, непрерывно обвивающие кольцевую тороидальную ось и формирующие так называемые магнитные поверхности. Силовые линии, проходившие на различных расстояниях от оси тора, порождают (в простейшем случае) совокупность вложенных друг в друга коаксиальных магнитных поверхностей. В результате любая точка сечения тора оказывается соединенной с любой другой точкой сечения (равноудаленной от оси) силовой линией, принадлежащей к той или иной магнитной поверхности. Это означает, что перераспределение зарядов по сечению может осуществляться не поперек магнитного поля, а вдоль силовых линий. Поэтому накопление разноименных зарядов, а следовательно, и дрейф в скрещенных полях оказываются исключенными.
Варианты тороидальных систем с продольным током начали разрабатываться в Советском Союзе (установки типа "Токамак"), два других направления начали исследоваться в США (установки типа "Стелларатор").

В токамаках продольное магнитное поле создается катушками, которые могут питаться генератором с импульсной мощностью до 75 МВт. Вакуумные условия: начальное давление остаточных газов около 10 -8 мм рт. ст. Камера Токамака надета на железный сердечник и возникающий плазменный виток служит вторичной обмоткой импульсного трансформатора. Нагревание плазмы происходит за счет джоулева тепла, сильное продольное поле служит стабилизирующим каркасом. Полученные в токамаках параметры плазмы хотя и являются обнадеживающими, все еще сильно отличаются от тех, на которые можно было бы рассчитывать в случае идеально замагниченной плазмы. В частности, сравнительно небольшое время жизни указывает на существование неликвидированных типов неустойчивости, а следовательно, и на повышенную скорость диффузии.
Исследования на установках стеллараторного типа привели пока к более скромным результатам. Несмотря на длительность эксперимента и превосходные инженерные параметры системы, и в этом случае не удалось преодолеть неустойчивость плазмы. Диффузионные потоки на стенки во много раз превышают классические.

Был еще вариант решения проблемы термоядерного синтеза магнитным удержанием – импульсный. Здесь функции термоизоляции и нагревания плазмы возлагались на кратковременный импульс тока, который пропускается через разреженный дейтерий. За счет взаимодействия тока с собственным магнитным полем должно происходить сжатие плазменного шнура к оси разряда. Плазма оказывается отделенной от стенок сосуда собственным магнитным полем и должна нагреваться за счет работы сил сжатия и за счет джоулева тепла. На начальной стадии исследования предполагалось, что процесс сжатия квазистационарен, что в каждый момент времени магнитное давление, сжимающее плазму, уравновешивается газовым давлением. Температура вещества должна возрастать пропорционально квадрату силы тока, и численные оценки показывают, что при силе тока около 1 миллиона ампер, начальном давлении в 0,1 мм рт. ст. и диаметре сосуда в 200 мм температура плазменного шнура должна превышать 10 7 К. Правда, температура повысится на весьма короткое время (около 1 микросекунды), но в сильно сжатом плазменном шнуре будут происходить очень частые столкновения и можно рассчитывать на регистрацию нейтронного излучения от происходящих ядерных реакций.
В действительности картина квазистационарного сжатия оказывается грубо ошибочной. На начальной стадии процесса, после пробоя газового столба приложенным высоким напряжением, быстро нарастающий ток сосредоточивается в тонком поверхностном слое (скин-эффект). Внутренняя область столба почти не ионизована и не нагрета, газовое давление пренебрежимо мало и стягивание плазменной корочки к оси системы можно рассматривать с учетом одних сил инерции. В течение всего сжатия нет равновесия между газовым и магнитным давлением. Шнур стягивается к оси раньше, чем ток (а вместе с ним и магнитное давление) достигает максимума, но не остается в сжатом состоянии, а под действием тех же сил инерции начинает снова расширяться. Мало того, шнур неустойчив (вне шнура поле меняется как 1/r) и в результате развития макроскопических деформаций (перетяжки, изгибы) он касается стенок камеры, охлаждая и загрязняя плазму.
Замечательно, что нейтронное излучение плазмы при импульсном разряде в дейтерии все же наблюдалось. Это интересное явление было открыто группой советских физиков еще в 1952 г. Нейтронное излучение появляется не в результате нагревания всего имеющегося плазменного объема, а оказывается следствием столкновений малочисленной группы быстрых дейтонов, возникших в результате сложных ускорительных процессов в неустойчивом шнуре, с основной массой сравнительно холодной плазмы.
Увеличивая энергонапряженность системы, можно нагреть плазменный шнур до необходимых термоядерных температур к моменту первого сжатия шнура около оси и до начала развития неустойчивости. Однако для достижения условий, необходимых для получения термоядерной реакции с положительным энергетическим выходом, в предполагаемых опытах потребуется сосредоточение в импульсном разряде огромной энергии - около: 10 4 Мдж. Современная техника допускает сооружение импульсных установок на сотни мегаджоулей. Существуют конденсаторы, обладающие исключительно малой индуктивностью, разработаны низкоиндуктивные фидеры и весьма совершенные коммутационные устройства. Тем самым путь для дальнейшего прогресса в этом направлении открыт, но процесс приобретает характер мощного взрыва, эквивалентного по мощности взрыву нескольких тонн тротила, что совсем не похоже на плавно регулируемые управляемые термоядерные реакции.
В настоящее время работы с магнитными ловушками открытого типа с точки зрения решения проблемы термоядерного синтеза практически прекратились. Как показывают детальные расчеты, если потери частиц из ловушки всего в несколько раз превысят теоретический уровень, отвечающий полностью замагниченной теплопроводности, то осуществление термоядерного реактора с положительным энергетическим выходом становится невозможным.
Развитие импульсных процессов, по-видимому, достигло естественного предела, если иметь в виду реактор в качестве конечной цели. Но дальнейшие эксперименты могут привести к построению импульсных нейтронных источников огромной мощности. Своеобразным отходом от этих исследований явилось построение систем, предназначенных для ускорения сгустков плазмы.

Замкнутые магнитные системы представляются в настоящее время наиболее перспективными.

Лазерный термоядерный синтез.

Впервые идея использования мощного лазерного излучения для нагрева плотной плазмы до термоядерных температур была высказана Н.Г. Басовым и О.Н. Крохиным в начале 60-х годов. К настоящему времени сформировалось самостоятельное направление термоядерных исследований - лазерный термоядерный синтез (ЛТС).

Остановимся кратко на том, какие основные физические принципы заложены в концепцию достижения высоких степеней сжатия веществ и получения больших коэффициентов усиления по энергии с помощью лазерных микровзрывов. Рассмотрение построим на примере так называемого режима прямого сжатия. В этом режиме микросфера, наполненная термоядерным топливом, со всех сторон "равномерно" облучается многоканальным лазером. В результате взаимодействия греющего излучения с поверхностью мишени образуется горячая плазма с температурой в несколько килоэлектронвольт (так называемая плазменная корона), разлетающаяся навстречу лучу лазера с характерными скоростями 10 7 -10 8 см/с.

Не имея возможности более детально остановиться на процессах поглощения в плазменной короне, отметим, что в современных модельных экспериментах на уровне энергий лазерного излучения 10-100 кДж для мишеней, сравнимых по размерам с мишенями для больших коэффициентов усиления, удается достичь высоких (90%) коэффициентов поглощения греющего излучения.

Световое излучение не может проникнуть в плотные слои мишени (плотность твердого тела составляет 10 23 см -3 ). За счет теплопроводности энергия, поглощенная в плазме с электронной плотностью, меньшей n кр , передается в более плотные слои, где происходит абляция вещества мишени. Оставшиеся неиспаренными слои мишени под действием теплового и реактивного давления ускоряются к центру, сжимая и нагревая находящееся в ней топливо. В итоге энергия лазерного излучения превращается на рассматриваемой стадии в кинетическую энергию вещества, летящего к центру, и в энергию разлетающейся короны. Очевидно, что полезная энергия сосредоточена в движении к центру. Эффективность вклада световой энергии в мишень характеризуется отношением указанной энергии к полной энергии излучения - так называемым гидродинамическим коэффициентом полезного действия (КПД). Достижение достаточно высокого гидродинамического КПД (10-20%) является одной из важных проблем ЛТС.

Какие же процессы могут препятствовать достижению высоких степеней сжатия? Один из них заключается в том, что при термоядерных плотностях излучения q > 10 14 Вт/см 2 заметная доля поглощенной энергии трансформируется не в классическую волну электронной теплопроводности, а в потоки быстрых электронов, энергия которых много больше температуры плазменной короны (так называемые надтепловые электроны). Это может происходить как за счет резонансного поглощения, так и вследствие параметрических эффектов в плазменной короне. При этом длина пробега надтепловых электронов может оказаться сравнимой с размерами мишени, что приведет к предварительному прогреву сжимаемого топлива и невозможности получения предельных сжатий. Большой проникающей способностью обладают и рентгеновские кванты большой энергии (жесткое рентгеновское излучение), сопутствующие надтепловым электронам.

Тенденцией экспериментальных исследований последних лет является переход к использованию коротковолнового лазерного излучения (< 0,5 мкм) при умеренных плотностях потока (q < 10 15 Вт/см 2 ). Практическая возможность перехода к нагреву плазмы коротковолновым излучением связана с тем, что коэффициенты конверсии излучения твердотельного неодимого лазера (основного кандидата в драйверы для ЛТС) с длиной волны l = 1,06 мкм в излучения второй, третьей и четвертой гармоник с помощью нелинейных кристаллов достигает 70-80%. В настоящее время фактически все крупные лазерные установки на неодимовом стекле снабжены системами умножения частоты.

Физической причиной преимущества использования коротковолнового излучения для нагрева и сжатия микросфер является то, что с уменьшением длины волны увеличивается поглощение в плазменной короне и возрастают абляционное давление и гидродинамический коэффициент передачи. На несколько порядков уменьшается доля надтепловых электронов, генерируемых в плазменной короне, что является чрезвычайно выгодным для режимов как прямого, так и непрямого сжатия. Для непрямого сжатия принципиально и то, что с уменьшением длины волны увеличивается конверсия поглощенной плазмой энергии в мягкое рентгеновское излучение.

Остановимся теперь на режиме непрямого сжатия. Физический анализ показывает, что осуществление режима сжатия до высоких плотностей топлива оптимально для простых и сложных оболочечных мишеней с аспектным отношением R / DR в несколько десятков. Здесь R - радиус оболочки, DR - ее толщина. Однако сильное сжатие может быть ограничено развитием гидродинамических неустойчивостей, которые проявляются в отклонении движения оболочки на стадиях ее ускорения и торможения в центре от сферической симметрии и зависят от отклонений начальной формы мишени от идеально сферической, неоднородного распределения падающих лазерных лучей по ее поверхности. Развитие неустойчивости при движении оболочки к центру приводит сначала к отклонению движения от сферически-симметричного, затем к турбулизации течения и в конце концов к перемешиванию слоев мишени и дейтериево-тритиевого горючего. В результате в конечном состоянии может возникнуть образование, форма которого резко отличается от сферического ядра, а средние плотность и температура значительно ниже величин, соответствующих одномерному сжатию. При этом начальная структура мишени (например, определенный набор слоев) может быть полностью нарушена.

Физическая природа такого типа неустойчивости эквивалентна неустойчивости слоя ртути, находящегося на поверхности воды в поле тяжести. При этом, как известно, происходит полное перемешивание ртути и воды, то есть в конечном состоянии ртуть окажется внизу. Аналогичная ситуация и может происходить при ускоренном движении к центру вещества мишени, имеющей сложную структуру, или в общем случае при наличии градиентов плотности и давления.

Требования к качеству мишеней достаточно жестки. Так, неоднородность толщины стенки микросферы не должна превышать 1%, однородность распределения поглощения энергии по поверхности мишени 0,5%.

Предложение использовать схему непрямого сжатия как раз и связано с возможностью решить проблему устойчивости сжатия мишени. Излучение лазера заводится в полость, фокусируясь на внутренней поверхности внешней оболочки, состоящей из вещества с большим атомным номером, например золота. Как уже отмечалось, до 80% поглощенной энергии трансформируется в мягкое рентгеновское излучение, которое нагревает и сжимает внутреннюю оболочку. К преимуществам такой схемы относятся возможность достижения более высокой однородности распределения поглощенной энергии по поверхности мишени, упрощение схемы лазера и условий фокусировки и т.д. Однако имеются и недостатки, связанные с потерей энергии на конверсию в рентгеновское излучение и сложностью ввода излучения в полость.

В настоящее время интенсивно разрабатывается элементная база и создаются проекты лазерных установок мегаджоульного уровня. В Ливерморской лаборатории начато создание установки на неодимовом стекле с энергией Е = 1,8 МДж. Стоимость проекта составляет 2 млрд долл. Создание установки аналогичного уровня запланировано и во Франции. На этой установке планируется достижение коэффициента усиления по энергии Q ~ 100. Нужно сказать, что запуск установок такого масштаба не только приблизит возможность создания термоядерного реактора на основе лазерного термоядерного синтеза, но и предоставит в распоряжение исследователей уникальный физический объект - микровзрыв с энерговыделением 10 7 -10 9 Дж, мощный источник нейтронного, нейтринного, рентгеновского и g-излучений. Это будет иметь не только большое общефизическое значение (возможность исследовать вещества в экстремальных состояниях, физики горения, уравнения состояния, лазерных эффектов и т.д.), но и позволит решить специальные задачи прикладного, в том числе военного, характера.

Для реактора на основе лазерного термоядерного синтеза необходимо, однако, создание лазера мегаджоульного уровня, работающего с частотой повторения в несколько герц. В ряде лабораторий исследуются возможности создания таких систем на основе новых кристаллов. Запуск опытного реактора по американской программе планируется на 2025 год.

В статье рассмотрены причины, по которым до настоящего времени управляемый термоядерный синтез не нашел промышленного применения.

Когда в пятидесятых годах прошлого века Землю потрясли мощные взрывы термоядерных бомб , казалось, что до мирного использования энергии синтеза ядер осталось совсем немного: одно или два десятилетия. Для подобного оптимизма имелись и основания: с момента применения атомной бомбы до создания реактора, вырабатывающего электричество, прошло всего 10 лет.

Но задача обуздания термоядерного синтеза оказалась необычайно сложной. Десятилетия проходили одно за другим, а доступа к неограниченным запасам энергии так и не удалось получить. За это время человечество, сжигая ископаемые ресурсы, загрязнило выбросами атмосферу и перегрело ее парниковыми газами. Катастрофы в Чернобыле и на Фукусиме-1 дискредитировали ядерную энергетику.

Что же помешало освоить столь перспективный и безопасный процесс термоядерного синтеза, который навсегда мог бы снять проблему обеспечения человечества энергией?

Изначально было понятно, что для протекания реакции необходимо сблизить ядра водорода настолько плотно, чтоб ядерные силы могли образовать ядро нового элемента - гелия с выделением значительного количества энергии. Но ядра водорода отталкиваются друг от друга электрическими силами. Оценка температур и давлений, при которых начинается управляемая термоядерная реакция показала, что ни один материал не сможет устоять против подобных температур.

По тем же причинам был отвергнут и чистый дейтерий - изотоп водорода. Потратив миллиарды долларов и десятилетия времени, ученые наконец смогли зажечь термоядерное пламя на очень короткое время. Осталось научиться удерживать плазму термоядерного синтеза достаточно долго. От компьютерного моделирования необходимо было переходить к строительству реального реактора.

На этом этапе стало понятно, что усилий и средств отдельного государства не хватит для постройки и эксплуатации опытных и опытно-промышленных установок. В рамках международного сотрудничества было решено реализовать проект экспериментального термоядерного реактора стоимостью больше 14 миллиардов долларов.

Но в 1996 году США прекратила свое участие и, соответственно, финансирование проекта. Некоторое время реализация шла за счет средств Канады, Японии и Европы, но до строительства реактора дело так и не дошло.

Второй проект, тоже международный, реализуется во Франции. Длительное удержание плазмы происходит за счет специальной формы магнитного поля - в виде бутылки. Основу этого способа заложили еще советские физики. Первая установка типа «Токамак» должна дать на выходе больше энергии, чем тратится на поджиг и удержание плазмы.

К 2012 году монтаж реактора должны были закончить, но сведений об успешной эксплуатации пока нет. Возможно, экономические потрясения последних лет внесли свои коррективы и в планы ученых.

Трудности с достижением управляемого термоядерного синтеза породил множество спекуляций и ложных сообщений о так называемой «холодной» термоядерной реакции слияния ядер. При том, что никаких физических возможностей или законов до сих пор не нашли, многие исследователи утверждают о ее существовании. Ведь ставки слишком велики: от Нобелевских премий для ученых до геополитического господства государства, овладевшего подобной технологией и получившего доступ к энергетическому изобилию.

Но каждое такое сообщение оказывается преувеличенным или откровенно ложным. Серьезные ученые относятся к существованию подобной реакции со скептицизмом.

Реальные возможности овладения синтезом и начала промышленной эксплуатации термоядерных реакторов отодвигаются на середину 21 века. К этому времени удастся подобрать необходимые материалы и отработать безопасную его эксплуатацию. Поскольку подобные реакторы будут работать с плазмой очень низкой плотности, безопасность термоядерных электростанций будет гораздо выше, чем атомных станций.

Любое нарушение в зоне реакции сразу «затушит» термоядерное пламя. Но пренебрегать мерами безопасности не стоит: единичная мощность реакторов будет настолько велика, что авария даже в контурах отбора тепла может повлечь и жертвы, и загрязнение окружающей среды. Дело осталось за малым: подождать 30-40 лет и увидеть эпоху энергетического изобилия. Если доживем, конечно.

1. Введение

3. Проблемы управления термоядерным синтезом

3.1 Экономические проблемы

3.2 Медицинские проблемы

4. Заключение

5. Список литературы

1. Введение

Проблема управляемого термоядерного синтеза - одна из важнейших задач, стоящих перед человечеством.

Человеческая цивилизация не может существовать, а тем более развиваться без энергии. Все хорошо понимают, что освоенные источники энергии, к сожалению, могут скоро истощиться. По данным Мирового энергетического совета, разведанных запасов углеводородного топлива на Земле осталось на 30 лет.

Сегодня основными источниками энергии служат нефть, газ и уголь.

По оценкам специалистов, запасы этих ископаемых на исходе. Почти не осталось разведанных, годных к освоению месторождений нефти и уже наши внуки могут столкнуться с очень серьезной проблемой нехватки энергии.

Наиболее обеспеченные топливом атомные электростанции могли бы, конечно, еще не одну сотню лет снабжать человечество электроэнергией.

Объект исследования: Проблемыуправляемого термоядерного синтеза.

Предмет исследования: Термоядерный синтез.

Цель исследования: Решить проблему управления термоядерным синтезом;

Задачи исследования:

· Изучить виды термоядерных реакций.

· Рассмотреть все возможные варианты донесения энергии, выделявшийся во время термоядерной реакции, до человека.

· Выдвинуть теорию о преобразования энергии в электричество.

Исходный факт:

Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия - физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме.

Достижению условий управляемого термоядерного синтеза препятствуют несколько основных проблем:

· Во-первых, нужно нагреть газ до очень высокой температуры.

· Во-вторых, необходимо контролировать количество реагирующих ядер в течение достаточно долгого времени.

· В-третьих, количество выделяемой энергии должно быть больше, чем было затрачено для нагревания и ограничения плотности газа.

· Следующая проблема – накопление этой энергии и преобразование её в электричество

2. Термоядерные реакции на Солнце

Что является источником солнечной энергии? Какова природа процессов, в ходе которых производится огромное количество энергии? Сколько времени будет еще светить Солнце?

Первые попытки ответить на эти вопросы были сделаны астрономами в середине ХIX века, после формулирования физиками закона сохранения энергии.

Роберт Майер предположил, что Солнце светит за счет постоянной бомбардировки поверхности метеоритами и метеорными частицами. Эта гипотеза была отвергнута, так как простой расчет показывает, что для поддержания светимости Солнца на современном уровне необходимо, чтобы на него за каждую секунду выпадало 2∙10 15 кг метеорного вещества. За год это составит 6∙10 22 кг, а за время существования Солнца, за 5 миллиардов лет – 3∙10 32 кг. Масса Солнца М

Вторая гипотеза была высказана Гельмгольцем и Кельвином также в середине ХIX века. Они предположили, что Солнце излучает за счет сжатия на 60–70 метров ежегодно. Причина сжатия – взаимное притяжение частиц Солнца, именно поэтому данная гипотеза получила название контракционной. Если сделать расчет по данной гипотезе, то возраст Солнца будет не больше 20 миллионов лет, что противоречит современным данным, полученным по анализу радиоактивного распада элементов в геологических образцах земного грунта и грунта Луны.

Третью гипотезу о возможных источниках энергии Солнца высказал Джеймс Джинс в начале ХХ века. Он предположил, что в недрах Солнца содержатся тяжелые радиоактивные элементы, которые самопроизвольно распадаются, при этом излучается энергия. Например, превращение урана в торий и затем в свинец, сопровождается выделением энергии. Последующий анализ этой гипотезы также показал ее несостоятельность; звезда, состоящая из одного урана, не выделяла бы достаточно энергии для обеспечения наблюдаемой светимости Солнца. Кроме того, существуют звезды, по светимости во много раз превосходящие светимость нашей звезды. Маловероятно, что в тех звездах запасы радиоактивного вещества будут также больше.

Самой вероятной гипотезой оказалась гипотеза синтеза элементов в результате ядерных реакций в недрах звезд.

В 1935 году Ханс Бете выдвинул гипотезу, что источником солнечной энергии может быть термоядерная реакция превращения водорода в гелий. Именно за это Бете получил Нобелевскую премию в 1967 году.

Химический состав Солнца примерно такой же, как и у большинства других звезд. Примерно 75 % – это водород, 25 % – гелий и менее 1 % – все другие химические элементы (в основном, углерод, кислород, азот и т.д.). Сразу после рождения Вселенной "тяжелых" элементов не было совсем. Все они, т.е. элементы тяжелее гелия и даже многие альфа-частицы, образовались в ходе "горения" водорода в звездах при термоядерном синтезе. Характерное время жизни звезды типа Солнца десять миллиардов лет.

Основной источник энергии – протон-протонный цикл – очень медленная реакция (характерное время 7,9∙10 9 лет), так как обусловлена слабым взаимодействием. Ее суть состоит в том, что из четырех протонов получается ядро гелия. При этом выделяются пара позитронов и пара нейтрино, а также 26,7 МэВ энергии. Количество нейтрино, излучаемое Солнцем за секунду, определяется только светимостью Солнца. Поскольку при выделении 26,7 МэВ рождается 2 нейтрино, то скорость излучения нейтрино: 1,8∙10 38 нейтрино/с. Прямая проверка этой теории – наблюдение солнечных нейтрино. Нейтрино высоких энергий (борные) регистрируются в хлор-аргонных экспериментах (эксперименты Дэвиса) и устойчиво показывают недостаток нейтрино по сравнению с теоретическим значением для стандартной модели Солнца. Нейтрино низких энергий, возникающие непосредственно в рр-реакции, регистрируются в галлий-германиевых экспериментах (GALLEX в Гран Сассо (Италия – Германия) и SAGE на Баксане (Россия – США)); их также "не хватает".

По некоторым предположениям, если нейтрино имеют отличную от нуля массу покоя, возможны осцилляции (превращения) различных сортов нейтрино (эффект Михеева – Смирнова – Вольфенштейна) (существует три сорта нейтрино: электронное, мюонное и тауонное нейтрино). Т.к. другие нейтрино имеют гораздо меньшие сечения взаимодействия с веществом, чем электронное, наблюдаемый дефицит может быть объяснен, не меняя стандартной модели Солнца, построенной на основе всей совокупности астрономических данных.

Каждую секунду Солнце перерабатывает около 600 миллионов тонн водорода. Запасов ядерного топлива хватит еще на пять миллиардов лет, после чего оно постепенно превратится в белый карлик.

Центральные части Солнца будут сжиматься, разогреваясь, а тепло, передаваемое при этом внешней оболочке, приведет к ее расширению до размеров, чудовищных по сравнению с современными: Солнце расширится настолько, что поглотит Меркурий, Венеру и будет тратить "горючее" в сто раз быстрее, чем в настоящее время. Это приведет к увеличению размеров Солнца; наша звезда станет красным гигантом, размеры которого сравнимы с расстоянием от Земли до Солнца!

Мы, конечно, будем заранее поставлены в известность о таком событии, поскольку переход к новой стадии займет примерно 100–200 миллионов лет. Когда температура центральной части Солнца достигнет 100 000 000 К, начнет сгорать и гелий, превращаясь в тяжёлые элементы, и Солнце вступит в стадию сложных циклов сжатия и расширения. На последней стадии наша звезда потеряет внешнюю оболочку, центральное ядро будет иметь невероятно большую плотность и размеры, как у Земли. Пройдет еще несколько миллиардов лет, и Солнце остынет, превратившись в белый карлик.

3. Проблемы управляемого термоядерного синтеза

Исследователи всех развитых стран связывают надежды на преодоление грядущего энергетического кризиса с управляемой термоядерной реакцией. Такая реакция - синтез гелия из дейтерия и трития - миллионы лет протекает на Солнце, а в земных условиях ее вот уже пятьдесят лет пытаются осуществить в гигантских и очень дорогих лазерных установках, токамаках (устройство для осуществления реакции термоядерного синтеза в горячей плазме) и стеллараторах (замкнутая магнитная ловушка для удержания высокотемпературной плазмы). Однако есть и другие пути решения этой непростой задачи, и вместо огромных токамаков для осуществления термоядерного синтеза можно будет, вероятно, использовать довольно компактный и недорогой коллайдер - ускоритель на встречных пучках.

Для работы Токамака необходимо очень небольшое количество лития и дейтерия. Например, реактор с электрической мощностью 1 ГВт сжигает около 100 кг дейтерия и 300 кг лития в год. Если предположить, что все термоядерные электростанции будут производить 10 трлн. кВт/ч электроэнергии в год, то есть столько же, сколько сегодня производят все электростанции Земли, то мировых запасов дейтерия и лития хватит на то, чтобы снабжать человечество энергией в течение многих миллионов лет.

Кроме слияния дейтерия и лития возможен чисто солнечный термояд, когда соединяются два атома дейтерия. В случае освоения этой реакции энергетические проблемы будут решены сразу и навсегда.

В любом из известных вариантов управляемого термоядерного синтеза (УТС) термоядерные реакции не могут войти в режим неконтролируемого нарастания мощности, следовательно, таким реакторам не присуща внутренняя безопасность.

Инновационные проекты с использованием современных сверхпроводников в ближайшее время позволят осуществить управляемый термоядерный синтез - так утверждают некоторые оптимисты. Эксперты, однако, предсказывают, что практическое применение займет несколько десятилетий.

Почему так сложно?

Энергия термоядерного синтеза считается потенциальным источником энергии будущего. Это чистая энергия атома. Но что же она собой представляет и почему ее так сложно добиться? Для начала следует разобраться с различием между классическим делением ядра и термоядерным синтезом.

Деление атома состоит в том, что радиоактивные изотопы - уран или плутоний - расщепляются и превращаются в другие высокорадиоактивные изотопы, которые затем должны быть захоронены или переработаны.

Реакция термоядерного синтеза заключается в том, что два изотопа водорода - дейтерий и тритий - сливаются в единое целое, образуя неядовитый гелий и единственный нейтрон, не производя радиоактивных отходов.

Проблема контроля

Реакции, которые происходят на Солнце или в водородной бомбе, - это синтез термоядерный, и перед инженерами стоит грандиозная задача - как контролировать этот процесс на электростанции?

Это то, над чем ученые работают начиная с 1960-х годов. Очередной экспериментальный реактор термоядерного синтеза под названием Wendelstein 7-X начал работу в северном немецком городе Грайфсвальде. Пока еще он не предназначен для создания реакции - это просто особая конструкция, которая проходит испытания (стелларатор вместо токамака).

Высокоэнергетичная плазма

Все термоядерные установки обладают общей чертой - кольцеобразной формой. В ее основе лежит идея использования мощных электромагнитов для создания сильного электромагнитного поля, имеющего форму тора - надутой велосипедной камеры.

Это электромагнитное поле должно быть настолько плотным, что, когда оно нагревается в микроволновой печи до одного миллиона градусов по Цельсию, в самом центре кольца должна появиться плазма. Затем она зажигается, чтобы синтез термоядерный мог начаться.

Демонстрация возможностей

В Европе в настоящее время проводится два подобных эксперимента. Одним из них является Wendelstein 7-X, который недавно сгенерировал свою первую гелиевую плазму. Другой - ITER - огромная экспериментальная установка термоядерного синтеза на юге Франции, которая все еще находится в стадии строительства и будет готова к запуску в 2023 году.

Предполагается, что на ITER будут происходить настоящие ядерные реакции, правда, лишь в течение короткого периода времени и уж точно не дольше 60 минут. Этот реактор является лишь одним из многих шагов на пути к тому, чтобы на практике осуществить ядерный синтез.

Термоядерный реактор: меньше и мощнее

Недавно несколько конструкторов объявили о создании нового дизайна реактора. По словам группы студентов из Массачусетского технологического института, а также представителей компании - производителя вооружений «Локхид Мартин», термоядерный синтез можно осуществить в установках, которые гораздо мощнее и меньше, чем ITER, и они готовы сделать это в течение десяти лет.

Идея новой конструкции заключается в использовании в электромагнитах современных высокотемпературных сверхпроводников, которые проявляют свои свойства при охлаждении жидким азотом, а не обычных, для которых необходим жидкий гелий. Новая, более гибкая технология позволит полностью изменить конструкцию реактора.

Клаус Хеш, отвечающий за технологии ядерного синтеза в Технологическом институте Карлсруэ на юго-западе Германии, настроен скептически. Он поддерживает использование новых высокотемпературных сверхпроводников для новых конструкций реакторов. Но, по его словам, что-то разработать на компьютере с учетом законов физики недостаточно. Необходимо принять во внимание вызовы, которые возникают при воплощении идеи на практике.

Научная фантастика

По словам Хеша, модель студентов MIT показывает лишь возможность осуществления проекта. Но на самом деле в ней много научной фантастики. Проект предполагает, что серьезные технические проблемы термоядерного синтеза решены. Но современная наука не имеет ни малейшего представления о том, как их решить.

Одной из таких проблем является идея разборных катушек. Для того чтобы попасть внутрь кольца, удерживающего плазму, в модели MIT-дизайна электромагниты могут быть разобраны.

Это было бы очень полезно, потому что можно бы было иметь доступ к объектам во внутренней системе и заменять их. Но в действительности сверхпроводники выполнены из керамического материала. Сотни их должны быть переплетены изощренным способом, чтобы сформировать правильное магнитное поле. И здесь возникают более фундаментальные трудности: соединения между ними не так просты, как соединения медных кабелей. Никто еще даже не задумывался о концепциях, которые бы помогли решить подобные проблемы.

Слишком горячо

Высокая температура также представляет собой проблему. В сердцевине термоядерной плазмы температура достигнет около 150 миллионов градусов по Цельсию. Эта экстремальная жара остается на месте - прямо в центре ионизированного газа. Но даже вокруг нее все еще очень жарко - от 500 до 700 градусов в зоне реактора, являющейся внутренним слоем металлической трубы, в которой будет «воспроизводиться» тритий, необходимый для того, чтобы происходил ядерный синтез.

Термоядерный реактор имеет еще большую проблему - так называемый выпуск мощности. Это часть системы, в которую из процесса синтеза поступает использованное топливо, в основном гелий. Первые металлические компоненты, в которые попадает горячий газ, называются «дивертор». Он может нагреваться свыше 2000 °C.

Проблема дивертора

Чтобы установка могла выдерживать такие температуры, инженеры пытаются использовать металлический вольфрам, применяемый в старомодных лампах накаливания. Температура плавления вольфрама около 3000 градусов. Но есть и другие ограничения.

В ITER это можно сделать, потому что нагрев в ней происходит не постоянно. Предполагается, что реактор будет работать лишь 1-3 % времени. Но это не вариант для электростанции, которая должна работать в режиме 24/7. И, если кто-то утверждает, что способен построить меньший реактор с такой же мощностью, как ITER, можно уверенно сказать, что у него нет решения проблемы дивертора.

Электростанция через несколько десятилетий

Тем не менее ученые с оптимизмом смотрят на развитие термоядерных реакторов, правда, оно будет не таким быстрым, как предсказывают некоторые энтузиасты.

ITER должен показать, что управляемый термоядерный синтез на самом деле может произвести больше энергии, чем будет затрачено на нагрев плазмы. Следующим шагом будет строительство совершенно новой гибридной демонстрационной электростанции, которая бы на самом деле вырабатывала электроэнергию.

Инженеры уже сейчас работают над ее дизайном. Они должны будут извлечь уроки из ITER, запуск которой запланирован на 2023 г. Принимая во внимание время, необходимое для проектирования, планирования и строительства, кажется маловероятным, что первая термоядерная электростанция будет запущена намного раньше середины XXI века.

Холодный термоядерный синтез Росси

В 2014 году независимый тест реактора E-Cat пришел к выводу, что устройство в течение 32 дней в среднем производило 2800 Вт выходной мощности при потреблении 900 Вт. Это больше, чем способна выделить любая химическая реакция. Результат говорит либо о прорыве в термоядерном синтезе, либо об откровенном мошенничестве. Отчет разочаровал скептиков, которые сомневаются в том, была ли проверка действительно независимой и предполагают возможную фальсификацию результатов тестирования. Другие занялись выяснением «секретных ингредиентов», которые позволяют осуществить термоядерный синтез Росси, чтобы воспроизвести эту технологию.

Росси - мошенник?

Андреа импозантен. Он издает воззвания к миру на уникальном английском в разделе комментариев своего веб-сайта, претенциозно названного «Журнал ядерной физики». Но его предыдущие неудачные попытки включали итальянский проект превращения мусора в топливо и термоэлектрический генератор. Petroldragon, проект переработки отходов в источник энергии, не удался отчасти потому, что нелегальное захоронение отходов контролируется итальянской организованной преступностью, которая возбудила против него уголовное дело о нарушении правил обращения с отходами. Также он создал термоэлектрическое устройство для Инженерного корпуса сухопутных войск США, но во время тестирования гаджет произвел лишь часть заявленной мощности.

Многие не доверяют Росси, а главный редактор New Energy Times прямо назвал его уголовником, за плечами которого череда неудачных энергетических прожектов.

Независимая проверка

Росси заключил контракт с американской компанией Industrial Heat на проведение годичных секретных испытаний 1-МВт установки холодного термоядерного синтеза. Устройство представляло собой транспортировочный контейнер, упакованный десятками E-Cat. Эксперимент должен был контролироваться третьей стороной, которая бы могла подтвердить, что действительно имеет место генерация тепла. Росси утверждает, что провел большую часть прошлого года, практически живя в контейнере, и наблюдал за операциями в течение более 16 ч в сутки, чтобы доказать коммерческую жизнеспособность E-Cat.

Тест завершился в марте. Сторонники Росси с нетерпением ждали отчета наблюдателей, надеясь на оправдание своего героя. Но в итоге они получили судебный процесс.

Судебное разбирательство

В своем заявлении в суд Флориды Росси утверждает, что тест прошел успешно и независимый арбитр подтвердил, что реактор E-Cat производит в шесть раз больше энергии, чем потребляет. Он также утверждал, что компания Industrial Heat согласилась заплатить ему 100 млн долларов США - 11,5 млн авансом после 24-часового испытания (якобы за права лицензирования, чтобы компания могла продавать эту технологию в США) и еще 89 млн после успешного завершения расширенного испытания в течение 350 дней. Росси обвинял IH в проведении «мошеннической схемы», целью которой была кража его интеллектуальной собственности. Он также обвинил компанию в незаконном присвоении реакторов E-Cat, незаконном копировании инновационных технологий и продуктов, функциональных возможностей и конструкций и неправомерной попытке получить патент на его интеллектуальную собственность.

Золотая жила

В другом месте Росси утверждает, что на фоне одной из его демонстраций компания IH получила от инвесторов 50-60 млн долларов и еще 200 млн от Китая после воспроизведения с участием китайских должностных лиц высшего уровня. Если это правда, то на кону намного больше ста миллионов долларов. Industrial Heat отвергла эти претензии как безосновательные и собирается активно защищаться. Что еще более важно, она утверждает, что «в течение более трех лет работала над подтверждением результатов, которых якобы добился Росси со своей E-Cat-технологией, и все безуспешно».

IH не верит в работоспособность E-Cat, и журнал New Energy Times не видит причин, чтобы в этом сомневаться. В июне 2011 года представитель издания посещал Италию, взял интервью у Росси и заснял демонстрацию его E-Cat. Через сутки он сообщил о своих серьезных опасениях относительно способа измерения тепловой мощности. Через 6 дней журналист выложил свое видео на YouTube. Эксперты со всего мира присылали ему анализы, которые были опубликованы в июле. Стало ясно, что это был обман.

Экспериментальное подтверждение

Тем не менее ряду исследователей - Александру Пархомову из Российского университета дружбы народов и Проекту памяти Мартина Флейшмана (MFPM) - удалось воспроизвести холодный термоядерный синтез Росси. Отчет MFPM назывался «Конец углеродной эры близок». Причиной такого восхищения стало обнаружение всплеска гамма-излучения, которое невозможно объяснить иначе, как термоядерной реакцией. По мнению исследователей, у Росси есть именно то, о чем он говорит.

Жизнеспособный открытый рецепт холодного ядерного синтеза способен вызвать энергетическую «золотую лихорадку». Могут быть найдены альтернативные методы, которые позволят обойти патенты Росси и оставить его в стороне от многомиллиардного энергетического бизнеса.

Так что, возможно, Росси предпочел бы избежать этого подтверждения.