Дейтерий-тритиевый цикл

Дейтерий-тритиевый цикл — это термоядерная реакция синтеза, в ходе которой ядра дейтерия (²H) и трития (³H) сливаются, образуя ядро гелия-4 (⁴He) и нейтрон, с выделением значительной энергии. Данная реакция является наиболее перспективной и наиболее изученной для осуществления управляемого термоядерного синтеза в наземных условиях, поскольку обладает наибольшим сечением реакции среди всех возможных комбинаций лёгких изотопов при относительно низких (по термоядерным меркам) температурах.

История открытия и исследования

Теоретические предпосылки

Возможность термоядерных реакций была предсказана в начале XX века. В 1920 году Артур Эддингтон предположил, что источником энергии звёзд является синтез гелия из водорода. В 1930-х годах Ханс Бете и Карл фон Вайцзеккер независимо друг от друга разработали теорию протон-протонного цикла и углеродно-азотного цикла, объясняющих энерговыделение в звёздах. Однако практическое применение этих реакций на Земле столкнулось с проблемой преодоления кулоновского барьера между положительно заряженными ядрами.

Открытие дейтерия и трития

Дейтерий (стабильный изотоп водорода) был открыт в 1931 году Гарольдом Юри, который получил Нобелевскую премию по химии в 1934 году. Тритий (радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада 12,32 года) был впервые получен в 1934 году Марком Олифантом, Эрнестом Резерфордом и Паулем Хартеком в результате бомбардировки дейтерия дейтронами.

Первые эксперименты

Первая термоядерная реакция дейтерия с тритием была осуществлена в 1950-х годах в рамках программы создания термоядерного оружия. В 1952 году на атолле Эниветок было взорвано термоядерное устройство «Майк», в котором использовался дейтерий-тритиевый цикл для инициирования реакции синтеза. В 1960-х годах начались работы по созданию установок для управляемого термоядерного синтеза (УТС), таких как токамаки и стеллараторы.

Физика процесса

Уравнение реакции

Дейтерий-тритиевый цикл описывается следующим уравнением:

²H + ³H → ⁴He (3,5 МэВ) + n (14,1 МэВ)

Где:

• ²H — ядро дейтерия (дейтрон), состоящее из одного протона и одного нейтрона.
• ³H — ядро трития (тритон), состоящее из одного протона и двух нейтронов.
• ⁴He — ядро гелия-4 (альфа-частица), состоящее из двух протонов и двух нейтронов.
• n — свободный нейтрон.

Энерговыделение

Суммарная энергия, выделяющаяся в результате одной реакции, составляет 17,6 МэВ (мегаэлектронвольт), что эквивалентно 2,82 × 10⁻¹² Дж. Для сравнения: при делении одного ядра урана-235 выделяется около 200 МэВ, однако масса реагирующих частиц в дейтерий-тритиевом цикле значительно меньше. В пересчёте на единицу массы, энерговыделение в реакции D–T составляет примерно 3,4 × 10¹⁴ Дж/кг, что в 4–5 раз превышает энерговыделение при делении урана и в 10–15 миллионов раз — при сжигании углеводородного топлива.

Сечение реакции

Сечение реакции (вероятность её протекания) для D–T цикла достигает максимума при энергии сталкивающихся частиц около 64 кэВ, что соответствует температуре плазмы примерно 700 миллионов кельвинов. Однако даже при более низких температурах (порядка 10–20 кэВ, или 100–200 миллионов кельвинов) реакция протекает с достаточной для практических целей интенсивностью благодаря туннельному эффекту.

Условия протекания

Для поддержания самоподдерживающейся термоядерной реакции необходимо выполнение критерия Лоусона, который устанавливает минимальное произведение плотности плазмы (n) на время удержания (τ) и температуру (T). Для D–T реакции критерий Лоусона составляет:

n τ T > 3 × 10²¹ м⁻³·с·кэВ

При типичных параметрах токамака (плотность 10²⁰ м⁻³, температура 10 кэВ) необходимое время удержания составляет около 1 секунды.

Преимущества и недостатки

Преимущества

• Наибольшее сечение реакции среди всех термоядерных реакций при низких температурах, что делает её наиболее доступной для реализации в УТС.
• Высокое энерговыделение на единицу массы топлива.
• Отсутствие радиоактивных продуктов в основной реакции: гелий-4 является стабильным и инертным газом. Однако нейтронное излучение активирует конструкционные материалы реактора.

Недостатки

• Радиоактивность трития: тритий является радиоактивным изотопом с периодом полураспада 12,32 года, излучающим бета-частицы низкой энергии. Его хранение, транспортировка и обращение требуют специальных мер безопасности.
• Дефицит трития: в природе тритий практически не встречается (его содержание в атмосфере составляет около 10⁻¹⁸ %). Его необходимо получать искусственно, например, облучением лития нейтронами в реакторе.
• Высокоэнергетические нейтроны: нейтроны с энергией 14,1 МэВ вызывают активацию материалов и радиационное повреждение конструкций, что требует разработки специальных материалов для первой стенки реактора.

Применение

Термоядерное оружие

Дейтерий-тритиевый цикл используется в термоядерных (водородных) бомбах. В таких устройствах первичный ядерный взрыв (на основе деления урана или плутония) создаёт условия (высокую температуру и давление) для инициирования реакции синтеза в дейтериде лития-6, который служит источником дейтерия и трития. Тритий образуется в результате реакции нейтронов с литием-6. В настоящее время разработка и совершенствование термоядерного оружия регулируются Договором о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО) и другими международными соглашениями.

Управляемый термоядерный синтез

Основной областью применения D–T цикла является создание термоядерных реакторов для производства электроэнергии. Наиболее известные проекты:

• ITER (Международный экспериментальный термоядерный реактор) — строящийся во Франции токамак, предназначенный для демонстрации возможности получения термоядерной энергии в промышленных масштабах. В ITER планируется использование D–T топлива для достижения Q ≥ 10 (отношение выходной термоядерной мощности к затраченной на нагрев плазмы).
• DEMO — проект демонстрационного термоядерного реактора, который должен стать прототипом коммерческих электростанций. В DEMO предполагается использование D–T цикла в сочетании с бланкетом для воспроизводства трития.
• Национальные проекты: в России (токамак Т-15МД), Китае (EAST, CFETR), Южной Корее (KSTAR), Великобритании (STEP) и других странах ведутся работы по созданию термоядерных установок, использующих D–T топливо.

Воспроизводство трития

Поскольку природные запасы трития ничтожны, для работы термоядерного реактора необходимо его воспроизводство в бланкете — слое литийсодержащего материала, окружающего плазму. Нейтроны, образующиеся в D–T реакции, захватываются ядрами лития, в результате чего происходит реакция:

⁶Li + n → ⁴He + ³H + 4,8 МэВ

Таким образом, бланкет выполняет две функции: защиту конструкций от нейтронного излучения и производство трития. Для обеспечения самодостаточности реактора коэффициент воспроизводства трития (TBR) должен быть больше единицы (обычно не менее 1,1–1,2).

Перспективы и проблемы

Технические вызовы

• Удержание плазмы: создание и поддержание стабильной высокотемпературной плазмы с плотностью, достаточной для термоядерной реакции, остаётся сложнейшей инженерной задачей. Основные проблемы связаны с неустойчивостями плазмы и эрозией материалов первой стенки.
• Материалы: конструкционные материалы реактора должны выдерживать интенсивное нейтронное облучение (до 10¹⁴ нейтронов/см²·с), высокие тепловые потоки (до 10 МВт/м²) и химически агрессивную среду. Ведутся разработки вольфрамовых, бериллиевых и углерод-углеродных композитов.
• Обращение с тритием: тритий обладает высокой подвижностью и способностью проникать через металлы, что требует создания герметичных систем с многократной защитой.

Экономические аспекты

Стоимость строительства термоядерного реактора оценивается в десятки миллиардов долларов (бюджет ITER превышает 20 миллиардов евро). Ожидаемая стоимость электроэнергии от термоядерных станций на начальном этапе будет выше, чем от традиционных источников, однако по мере совершенствования технологий она может стать конкурентоспособной.

Экологические аспекты

Термоядерная энергетика на основе D–T цикла считается экологически чистой, поскольку не производит парниковых газов и долгоживущих радиоактивных отходов. Однако активация конструкционных материалов нейтронами приводит к образованию радиоактивных изотопов с периодом полураспада до нескольких десятков лет. Кроме того, существует риск утечки трития, который может попасть в окружающую среду.

Источники

1. Глассоу А. Основы термоядерного синтеза. — М.: Энергоатомиздат, 1984.
2. Келли Дж. Физика плазмы и управляемый термоядерный синтез. — М.: Мир, 1985.
3. ITER Organization. Physics Basis of the ITER Project. — 2007.
4. Российский научный центр «Курчатовский институт». Термоядерный синтез: состояние и перспективы. — М., 2019.
5. Wesson J. Tokamaks. — 4th ed. — Oxford University Press, 2011.
6. Бете Х. Энергия звезд // Успехи физических наук. — 1940. — Т. 24, № 3.