Энергия будущего

      Сейчас около 20 процентов всего добываемого топлива идет на выработку электроэнергии. Треть его уходит на производство коммунального тепла и пара, используемого в различных отраслях промышленности. Несколько менее четвертой части топлива расходуется в металлургии, химии, нефтепереработке и других отраслях промышленности. Транспорт - авиация, автомобили, тепловозы, речные и морские суда - потребляет почти столько же. Через несколько десятков лет эти пропорции, конечно, изменятся. Насколько?
      Наиболее очевиден рост электроэнергетики, которая в прошедшие годы развивалась вдвое быстрее, чем вся энергетика. В настоящее время этот процесс несколько замедлился, но тем не менее доля электроэнергии в общем энергетическом балансе неуклонно растет. Можно ожидать, что через несколько десятков лет ее доля достигнет, скажем, 40 процентов.
      Подавляющее большинство работающих и строящихся атомных энергетических установок предназначено для выработки именно электроэнергии. Не являются исключением и реакторы-размножители на быстрых нейтронах: их также создают с той же целью. Если АЭС с реакторами-размножителями заняли бы всю электроэнергетику, то есть вытеснили бы из нее электростанции, пользующиеся другими видами топлива, это было бы уже довольно удовлетворительным решением энергетической проблемы. Около 40 процентов энергетики обеспечивалось бы атомной. Впрочем, это невозможно. Вопервых, и через 30, и через 40 лет еще будут существо вать гидростанции, а в районах залегания углей продол жат свою работу теплоэлектростанции на этом топливе. Во-втооы\, ЛЭС с реакторами-размножителями могут быть испоц ованы только в базисном режиме работы. Вот что это означает.
      Потребление электроэнергии в промышленности и быту очень неолрномерно. Зимой она расходуется в большем объеме, нежели в тепчое время года. Эта неравномерность характерна и для недельного периода: в субботу и воскресенье потребность в электроэнергии резко падает. Даже в течение суток происходит сильное колебание потребления, отражающееся и на производстве электроэнергии. Существуют так называемые утренние и вечерние пики потребления, как и ночные провалы, когда электроэнергии нужно очень мало. Значит, электростанции в соответствии с приведенными фактами вынуждены вырабатывать электроэнергию неравномерно, а часть из них в периоды малого потребления и вообще останавливаться. Если провести анализ баланса рабочего времени всех электростанций, то окажется, что в среднем они простаивают за год около полугода.
      Исходя из этого, разумно строить станции различных типов так, чтобы одни из них работали весь год на постоянной, максимально допустимой для них мощности, - про такие электростанции говорят, что они работают в базисном режиме; другим рекомендовать регулярный режим, при котором мощность то поднимается, то снижается; а третьи в основном простаивают, лишь изредка (утром и вечером) поднимается до максимальной их мощность.
      Конечно, бессмысленно заставлять работать в таком режиме АЭС с реактором-размножителем, созданным для быстрейшего создания нового ядерного горючего.
      Разве можно ему простаивать! Несколько лучше работа в регулируемом режиме. Но самое идеальное - базисный режим. Постоянная работа реактора на предельной мощности позволит создать максимальное количество горючего за минимально возможное время.
      Очевидны и минусы такого подхода. Не более половины вырабатываемой электроэнергии могут производить АЭС с реакторами-размножителями. Это означает, что с их помощью возможно обеспечить примерно одну пятую всей потребности в энергии. Но этого мало.
      Надо найти и другие пути, которые привели бы к увеличению доли атомной энергетики. Такие пути есть. Скажем, в очень многих отраслях промышленности и в коммунальном хозяйстве в качестве источника энергии могут служить реакторы не на быстрых, а на тепловых нейтронах. Такие реакторы более дешевы, гибки и неприхотливы в работе. Они, правда, не вырабатывают избыточного горючего, а потребляют поступающее извне. Но горючее это можно взять от реакторов-размножителей.
      Конечно, при этом возрастет нагрузка на эти реакторы:
      им придется нарабатывать ядерного горючего не только
      Для себе подобных, но и для реакторов, работающих на Тепловых нейтронах. Но если каждый реактор-размножитель на быстрых нейтронах обеспечит своей продукцией реактор такой же мощности на тепловых нейтронах, то вклад атомной энергетики в энергетику нашей страны сможет в перспективе подняться до 50 процентов или около того. Однако тогда время удвоения загрузки в реакторах-размножителях придется сократить с 10 лет до 7, а то и до 5 лет. А для этого надо интенсифицировать процесс размножения горючего.
      Кто же прав?
      Подведем итог. Итак, чтобы решить топливную проблему страны, самой атомной энергетике необходимы реакторы-размножители с малым- временем удвоения загрузки ядерного горючего. Казалось бы, ясная и актуальная задача. По крайней мере такой она видится, исходя из сказанного выше.
      Однако не все зарубежные и даже советские атомники разделяют такую точку зрения. В 1968 году в Минске состоялась международная конференция специалистов по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах. Ученые рассказывали о результатах экспериментальных и расчетных работ по теплофизике, нейтронной физике реакторов, об идеях и новых проектах. Все они отлично понимали друг друга, пока не встал вопрос о том, какое время удвоения загрузки должно быть в реакторах-размножителях?
      - Вполне очевидно, что оно должно быть примерно 15-20 лет, - говорили немецкие и американские физики.
      - Если не удастся уменьшить время удвоения до 5-7 лет, то атомная энергетика не сможет оправдать возложенных на нее надежд, - заявляли советские специалисты.
      - Но ведь создание реактора с таким малым временем удвоения сложнейшая техническая задача.
      Кроме того, если такой реактор и удастся создать, то он будет очень дорого стоить, - парировали зарубежные ученые.
      Конечно, это так, - отвечали ученые Советского Союза, - но ведь реактор с большим временем удвое
      ния загрузки не может решить топливной проблемы самой ядерной энергетики.
      - Возможно, но зато он будет более дешевым и экономичным, чем реакторы на тепловых нейтронах, - стояли на своем зарубежные ученые.
      Примерно в таком духе шла дискуссия о путях развития быстрых реакторов. Ее корни в проблемах, которые нужно решить, чтобы существенным образом интенсифицировать процесс наработки нового горючего.
      Одно только перечисление этих проблем заняло бы много времени. Поэтому лучше остановиться на некоторых из них.
      Для быстрейшего получения из каждого килограмма загруженного в реактор топлива, скажем, полутора килограммов нового, очевидно, нужно, чтобы этот килограмм как можно скорее сгорел. А это означает, что должна быть увеличена мощность каждого тепловыделяющего элемента, в котором и заключено горючее.
      С увеличением же мощности повышается и его температура. А это уже проблема. Ведь нужны материалы, способные длительное время работать при высокой температуре в 700-800 градусов в условиях нейтронного облучения и больших механических нагрузок (давление газов внутри твэла будет достигать нескольких десятков атмосфер).
      Для отвода такого большого количества энергии нужно увеличить количество натрия, охлаждающего твэлы.
      Самое простое решение - раздвинуть их и увеличить проходное сечение для натрия. Однако делать этого нельзя, так как нейтроны так замедлятся, что понизится воспроизводство горючего.
      Можно идти и другим путем: поднять скорость течения натрия, не увеличивая проходного сечения. Но тогда возникает новая проблема усиливается эрозия поверхностей тепловыделяющих элементов и их вибрация.
      Вдобавок при быстром выгорании ядерного горючего нужно очень часто менять топливные кассеты, заменяя их другими со свежим топливом. А каждая замена - это остановка реактора и потеря драгоценного времени.
      Так возникает новая задача - необходимость создать устройства, позволяющие без задержек производить замену топлива.
      Нужно сказать, что трудности не кончаются его извлечением из реактора. Топливный цикл может быть завершен, как уже говорилось раньше, очисткой извлеченного топлива от осколков деления, выделения из него плутония, изготовления новых тепловыделяющих элементов. Только после всех этих процессов вторичное топливо разрешается загрузить в тот же самый или во вновь построенный реактор. Только после этого можно сказать, что создано дополнительное топливо. Задача, следовательно, состоит еще и в том, чтобы сократить время, затрачиваемое на переработку извлеченных твэлов и изготовление новых. А сделать это тоже непросто уже потому, что топливо, извлеченное из реактора, нельзя сразу направить на завод по переработке, так как в тепловыделяющих элементах из осколков продолжает выделяться много энергии. Вот и приходится выжидать несколько месяцев - срок, необходимый для того, чтобы ослабло их излучение и их можно было транспортировать. Да и на заводе по переработке сильное излучение твэлов также очень затрудняет проведение процесса отделения плутония.
      По-видимому, этого перечисления уже достаточно, чтобы дать себе отчет в том, что проблема создания реактора с малым временем удвоения загрузки горючего требует много времени, сил и средств. Кроме того, созданный реактор будет стоить дороже того, к которому не предъявлялись специальные требования по времени удвоения загрузки.
      Вокруг этих сложностей и дискутировали советские и зарубежные ученые, решая вопрос, на чем следует остановиться? Либо делать реактор для сегодняшнего дня с малоинтенсивной наработкой горючего, но зато более дешевый, чем реактор на быстрых нейтронах, и, конечно, неспособный коренным образом решить топливную проблему самой ядерной энергетики, хотя в ближайшее десятилетие он сможет успешно конкурировать по дешевизне энергии с тепловыми реакторами. Либо стать на другой путь, более тяжелый и более долгий.
      В его конце реактор значительно совершеннее и дороже других, но с интенсивной наработкой горючего (малым временем удвоения загрузки), пригодный для более успешного решения топливной проблемы самой ядерной энергетики будущего.
      Мы намеренно несколько поляризовали точки зрения специалистов на проблему определения времени удвоения загрузки и на вопрос, о чем нужно больше заботиться - о сегодняшнем дне или о завтрашнем.
      Нужно сказать, что спустя всего пять лет часть американских специалистов несколько поменяла свою точку зрения. Если ранее они считали необходимой величиной времени удвоения 15-20 лет, то в 1973 году специальная комиссия ученых США под руководством физика Г. Бете заявила: чтобы реакторы-размножители могли действительно сыграть свою роль в атомной энергетике будущего, время удвоения должно бить меньше 10 лет.
      Это уже значительный шаг вперед навстречу позиции советских специалистов, считавших необходимым временем удвоения 5-6 лет.
      Конечно, на пути создания таких реакторов-размножителей придется пройти несколько этапов. Реактор БН-350, с которого был начат рассказ, только первый этап. Время удвоения в нем, если был бы загружен плутоний, составило бы 15-20 лет. Но уже следующий реактор этого типа БН-600 имеет меньшее время удвоения - 12 лет, а у проектируемого еще большего реактора БН-1600 эта величина будет равна 8-9 годам.
      И у нас и за рубежом разработаны проекты реакторов-размножителей с еще большей интенсификацией процесса воспроизводства горючего. Это реакторы-размножители на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением. Своим преимуществом они обязаны гелию.
      В отличие от натрия гелий практически не поглощает нейтроны. А ведь в реакторе-размножителе каждый нейтрон на счету. Отвоеванный у вредных поглотителей, он в конце концов поглощается в делящихся ядрах с выделением энергии или, попав в ядро урана-238, производит ядро нового горючего плутония.
      Реактор с гелиевым теплоносителем обеспечивает лучшее расширенное воспроизводство еще и потому, что в объеме активной зоны такого реактора меньше атомов теплоносителя, замедляющих нейтроны. А это очень важно. Ведь реакторы-размножители потому и обеспечивают хорошее расширенное воспроизводство ядерного горючего, что работают они на быстрых нейтронах. Значит, чем меньше в активной зоне ядер теплоносителя, рассеивающих и замедляющих нейтроны, тем более быстрыми будут нейтроны, тем больше будет получаться в реакторе дополнительного ядерного горючего - плутония. С помощью таких реакторов специалисты надеются довести время удвоения загрузки до 5-6 лет.
      Создание эффективных реакторов-размножителей на быстрых нейтронах обеспечивает для атомной энергетики практически безграничные ресурсы ядерного топлива. Это происходит по двум причинам.
      Во-первых, гораздо эффективнее (в 20-30 раз) начинает использоваться ядерное горючее в самом реакторе.
      Во-вторых, и это особенно важно, в ядерный топливный цикл могут быть эффективно и экономично вовлечены громадные закасы урана, растворенного в морской воде. Эти запасы почти в миллион раз превышают залежи достаточно дешевого урана на суше, в рудных месторождениях.
      Почему же уран, растворенный в морской воде, нельзя использовать в уже существующих реакторах на тепловых нейтронах? Дело в том, что при известных сейчас методах извлечения урана из морской воды, он стоит в несколько раз дороже урана, добываемого на суше из рудных месторождений. Тепловые реакторы не могут позволить себе использовать такой дорогой уран - они будут тогда неэкономичны.
      Для хороших, быстрых реакторов-размножителей этой проблемы практически не возникает, поскольку они используют уран в 20-30 раз эффективнее и, значит, для них можно покупать его по повышенным ценам.
      Следовательно, при создании эффективно работающих реакторов-размножителей на быстрых нейтронах атомная энергетика сможет обеспечить себя достаточным количеством ядерного горючего и сыграть главную роль в решении энергетической проблемы.
      ЗЕМНОЕ СОЛНЦЕ
      Он восемь лет вынашивал идею получения солнечной энергии из огурцов, для чего помещал их в банку и в прохладные летние дни извлекал для обогрева воздуха.
      Джонатан Свифт
      Люди издавна поклонялись Солнцу, обожествляли его - источник жизни на Земле. Один из фараонов Древнего Египта, гораздо менее известный, чем его жена красавица Нефертити, через четыре года после вступления на престол принял имя Эхнатон, что означает "Поклоняющийся Атону" - солнечному диску. Если пользоваться терминами современной физики, то Эхнатон поклонялся естественному термоядерному реактору.
      Не все согласны с тем, что источник энергии на Солнце - термоядерные реакции; есть и сомневающиеся. И все же наиболее удовлетворительное объяснение солнечного излучения - это соединение четырех атомов водорода в один атом гелия. Термоядерная реакция протекает внутри Солнца при довольно высокой температуре - около 20 миллионов градусов, поддерживая тем самым солнечное излучение. Значит, именно термоядерная энергия является первоисточником практически всех энергетических ресурсов на Земле угля, нефти, газа, гидроэнергии, энергии ветра и океанов.
      Великий синтез
      В одной из статей, посвященной термоядерным исследованиям, я прочитал такую фразу: "Овладев термоядерным синтезом, человечество получит возможность использовать в земных условиях огромные запасы ядерной энергии легких элементов прямым путем, а не косвенно через радиацию Солнца".
      Не слышится ли вам, читатель, в этой фразе зависть физиков и "обида", что вот, мол, Солнце, а не мы - люди - осуществляем термоядерный синтез, что мы не можем обеспечивать себя неограниченным количеством энергии? Я прочитал эту фразу именно с такой интонацией. Но главное в ней, конечно, мечта людей об овладении энергией, подобной солнечной, - энергией термоядерного синтеза.
      В начале 50-х годов нашего века человечеству показалось, что эта мечта осуществилась. Тогда были взорваны первые термоядерные бомбы. Над Землей зажглись солнца, созданные человеком.
      По масштабам земной энергетики ядерные взрывы - это действительно маленькие солнца. Трудно сопоставить их энергию с энергией обыденных источников, к каким мы привыкли. Выделяемая при взрывах термоядерных, или, как их часто называют, водородных, бомб она достигает десятков миллиардов киловатт-часов. Такая электростанция, как, скажем, Братская, мощностью в 3,6 миллиона киловатт, может выработать эквивалентную энергию только за несколько месяцев. В термоядерной же бомбе она выделяется за стотысячную миллионную долю секунды. Следовательно, ее мощность в сотни миллионов раз превышает мощность всех электростанций мира.
      Если взять одну из самых "маленьких" бомб, то все равно ее мощность равна сотням миллионов киловатт.
      Человек еще не научился управлять и целенаправленно и полезно использовать эту могучую силу. Впрочем, если быть более точным, он еще не может управлять такой энергией в том смысле, что еще не научился менять скорость процесса горения термоядерного топлива, то есть осуществлять его медленное течение.
      Пришло ли время?
      Несмотря на эффективность и привлекательность ядерных и термоядерных взрывов для преобразования планеты, обратим взор на тех исследователей, которые пытаются обуздать стихию термоядерного взрыва - создать управляемый термоядерный синтез.
      Сначала о небольшом парадоксе: физическая модель ядерного реактора деления, продемонстрировавшая возможность осуществления цепной реакции, была создана за несколько лет до первой атомной бомбы, а еще через восемь лет под Москвой заработал первый опытный реактор, вырабатывающий электроэнергию.
      В термоядерном синтезе все наоборот. Сначала термоядерная бомба, а потом... "Потом", к сожалению, не наступило, хотя со времени взрыва первого термоядерного устройства прошло почти три десятилетия.
      Пока нет даже лабораторной модели, которая продемонстрировала бы осуществимость управляемого термоядерного синтеза. В чем тут дело? Может быть, у человечества еще не появилась потребность в таком хотя и сложном, но совершенном источнике энергии? Может быть, термоядерный реактор "установка еще не для нашей эпохи, и поэтому работа над ним идет еле-еле, чуть теплится?
      Вопрос - нужно ли сейчас интенсивно работать над термоядерной энергетикой, вкладывая в ее развитие большие средства, - совсем не праздный. Это серьезная научно-техническая проблема, связанная с планированием развития производственного потенциала общества.
      Многие мои коллеги обсуждали и сейчас активно ее обсуждают. Не всегда удается прийти к единой точке зрения. Ведь в технике (а это относится и к термоядерной энергетике) действительно очень важно правильно оценить своевременность того или иного изобретения, установить необходимость развития работ и планирования затрат на его осуществление. Нужно ли вкладывать средства сейчас или подождать еще 20-30 лет, когда у общества появятся большие возможности и большие потребности?
      В истории развития техники сколько угодно примеров слишком раннего появления изобретений. Вспомним один из наиболее разительных. Паровая машина и паровая турбина вошли в жизнь в XVIII веке, а их прообраз был создан и продемонстрирован римским математиком Героном еще в начале нашей эры. Его турбина - металлический шар - вращалась в опорах за счет реактивных сил пара, выбрасываемого из трубок, впаянных в шар. Полторы тысячи лет слишком большой срок!
      Не ожидает ли то же самое термоядерную энергетику?
      Нет, причина ее относительно медленного развития вовсе не в том, что для нее еще не пришло время. Энергетика нуждается в системах и установках, надежно обеспеченных топливом. Она ждет их сейчас и тем более через 20-30 лет. Нужны и новые, более совершенные и мощные источники энергии. Так, может быть, мощность будущих реакторов термоядерного синтеза слишком велика? Называют, например, мощность одного реактора для выработки электроэнергии, равную 5 миллионам киловатт! Много ли это? Да, по сегодняшним масштабам это много и сравнимо с мощностью отдельных энергосистем даже в СССР. Но лет через 20-30 она уже будет впору.
      Еще одно важное и необходимое качество энергетических установок - их экономичность. По сегодняшним меркам тот термоядерный реактор, каким его сегодня представляют себе инженеры и проектанты, дороговат и убыточен. Но ведь это совсем не означает, что он не окажется выгодным через несколько десятилетий!
      Не всегда в технике должно приниматься на вооружение только то, что дешево сейчас. Академик Н. Жаворонков приводил занятный пример. В 20-х годах на одном солидном ученом совещании обсуждался такой вопрос: стоит ли использовать для перевозок грузов автомобильный транспорт? Выступавшие отмечали большую грузоподъемность и скорость автомобилей, восхищались их комфортабельностью. Вывод же, сделанный совещанием, был по теперешним меркам анекдотичным: "Автомобиль не имеет широкой перспективы развития, поскольку он... менее экономичен, чем гужевой транспорт..." К таким абсурдным итогам можно прийти, если фетишизировать экономические критерии или неправильно их выбирать и применять.
      Но вернемся к вопросу, который мы поставили раньше. Почему через три десятилетия после взрыва термоядерного устройства еще нет установок, в которых можно получать энергию за счет управляемого термоядерного синтеза?
      Конечно, известную роль в темпах исследований могли сыграть и причины, о которых мы только что говорили выше. Но основными среди них следует признать значительные теоретические и технические трудности, которые встали перед теоретиками, экспериментаторами и инженерами на пути овладения термоядерной энергией. Преодоление этих трудностей и последующее широкое внедрение термоядерных реакторов в энергетику потребовало и еще потребует несколько десятилетий.
      Американский ученый-химик Айзек Азимов, больше известный у нас как писатель-фантаст, на основании проведенного им самим анализа внедрения в промышленность ряда крупных изобретений пришел к выводу, что период времени от рождения научной идеи до ее масштабного внедрения в промышленность составляет около 50-60 лет. Конечно, эта закономерность во многом условна, а может быть, и просто случайна. Но тем не менее в энергетике действительно смена одних источников энергии другими, то есть занятие ими более половины энергетического баланса (дрова - уголь - нефть - газ), происходила через 50-100 лет, хотя в разных странах это было по-разному.
      Эти рассуждения приведены лишь для того, чтобы показать: в задержке освоения термоядерного синтеза нет уж слишком специфичных причин. К сожалению, понимание и разработка теоретических основ термоядерных реакторов оказались процессом более сложным, нежели для реакторов деления ядерного горючего.
      Но еще более впечатляет разница между физическими моделями этих реакторов, которые демонстрируют осуществимость обеих технологий. Вспомните о простейшем ядерном реакторе деления. Это кастрюля с водным раствором уранилнитрата, обогащенного ураном235. В ней за счет деления ядер урана может выделяться тепловая энергия.
      Физическая модель термоядерного реактора гораздо сложней. Еще не ясно, как будут выглядеть ее отдельные узлы и системы, каковы будут ее параметры.
      Для создания этого агрегата нужно преодолеть значительные трудности. Чтобы понять ее природу, обратимся к физике плазмы.
      Проблема УТС
      Физики, привыкшие экономно выражать с.,оп мысли о физической природе вещей и событий и изображать их закономерности в виде формул и графиков, называют проблему овладения управляемым термоядерным синтезом коротко: проблема УТС.
      В центре этой проблемы - плазма, наиболее распространенная форма вещества в природе. Мы уже знаем, что для слияния ядер легких элементов, скажем водорода и дейтерия, и получения энергии за счет этой реакции нужно сначала сильно нагреть оба элемента и перевести их в состояние плазмы смеси из электронов, оторвавшихся от атомов, и ионов-атомов, потерявших электроны и получивших в результате этого положительный заряд. При дальнейшем разогреве плазмы ядра в ней начинают сливаться с выделением энергии.
      Величина ее будет зависеть как от температуры плазмы, так и от ее плотности, то есть от количества ионизированных атомов в единице объема.
      Не при каждом соударении ионов происходит их слияние и выделение энергии. К сожалению, чаще всего столкновение будет происходить так, что ионы, упруго соударившись, разлетятся в разные стороны, как бильярдные шары. И только в некоторых отдельных случаях столкновение приведет к слиянию ионов, к синтезу их ядер с выделением энергии. Осуществление такого события тем вероятнее, чем выше скорости соударяющихся ионов, то есть чем выше температура плазмы. Не вызывает сомнения, что чем больше ионов в единице объема, тем вероятнее их столкновение, тем чаще станут сливаться ядра, следовательно, тем больше выделится термоядерной энергии. Каковы же величина и скорость ее освобождения?
      Пусть в кубическом сантиметре плазмы находится тысяча триллионов (1015) атомов дейтерия. Тогда при температуре около 40 миллионов градусов мощность, выделяемая в одном кубическом сантиметре плазмы, будет равна всего 0,05 ватта. Это не очень много. Если для сравнения мощность обычной, включенной в сеть электрической лампочки отнести ко всему ее объему, то на один кубический сантиметр придется около одного ватта мощности, то есть в двадцать раз больше. Как же можно повысить мощность, выделяющуюся в плазме?
      Конечно, увеличивая ее температуру. Например, если нагреть плазму до 400 миллионов градусов, то мощность увеличится до 7 ватт на кубический сантиметр.
      Но ведь нужно еще как-то получить такую колоссальную температуру! Может быть, попробовать другие элементы? Очень заманчиво было бы использовать для синтеза водород, наиболее доступный и распространенный в природе элемент. Увы! Оказывается, соударения ионов водорода очень редко заканчиваются слиянием их ядер с выходом энергии. Поэтому мощность, выделяемая в единице объема водородной плазмы, очень мала.
      Однако в недрах Солнца реакция взаимодействия ядер водорода протекает с заметной скоростью даже при меньшей температуре, равной всего 20 миллионам градусов. В чем же здесь дело? Оказывается, в том, что наСолнце плотность плазмы в значительной степени выше.
      Кроме того, и это особенно важно, относительно малая величина мощности, выделяемой в единице его объема, не имеет особого значения, так как масса светила огромна и во всем его объеме происходит громадное количество реакций, обеспечивающих его "горение".
      Но для земных условий нужно искать более интенсивные процессы. К счастью, один такой есть: это реакция двух изотопов водорода - тяжелого и сверхтяжелого, дейтерия и трития. При 40 миллионах градусов и плотности 10^15 ядер в кубическом сантиметре мощность, выделяемая в такой плазме (Д-Т), составляет около 2 ватт в кубическом сантиметре, а при температуре 100 миллионов градусов уже около 50 ватт.
      Как мы увидим дальше, нагреть плазму до такой высокой температуры очень сложно. Поэтому возникает вопрос: а нужно ли стараться так ее поднимать? Ведь и при меньшей температуре энергия все равно будет выделяться!
      Стараться, к сожалению, нужно. И вот почему: мы хотим получить такой источник энергии, в котором происходила бы самоподдерживающаяся реакция синтеза.
      Другими словами, нам нужно создать установку, в которой энергия, затраченная на создание плазмы с высокой температурой, то есть на получение термоядерной реакции, была бы существенно меньше выделяющейся.
      Картина здесь подобна зажиганию костра. Мы знаем, что получим от него тепловой энергии больше, нежели от зажженной спички, сыгравшей роль поджигателя.
      По мере повышения температуры плазмы потери тепла, то есть потери энергии, увеличиваются. Происходят они в виде тормозного рентгеновского излучения, возникающего при взаимодействии электрона с электрическими полями ионов. При наличии в плазме магнитных полей возникает еще так называемое синхротронное (циклотронное) излучение, обусловленное центростремительным ускорением частиц, вращающихся в магнитном поле.
      Итак, по мере увеличения температуры величина энергии, выделяющейся при синтезе в единицу времени, возрастает. Но с ростом температуры увеличиваются и потери тепла из плазмы. Казалось бы, это плохо. Однако в рассматриваемой области температур (50- 150 миллионов градусов) выделение энергии с повышением температуры растет быстрее потерь. А это означает, что существует какая-то температура, при которой величина выделяемой энергии сравняется с ее потерями. Она будет для данного процесса минимальной, или, как аттестуют ее физики, критической. Для реакции дейтерия с тритием она равна примерно 40 миллионам градусов. На самом же деле необходимая температура должна быть более высокой. Ведь еле теплящийся костер может быстро погаснуть из-за потерь тепла, вызванных ветром или дождем. А если он хорошо разгорается, температура его высока и пламя пышет, то он будет гореть даже в непогоду, то есть при больших потерях энергии.
      Что еще нужно предпринять, чтобы осуществить в плазме самоподдерживающуюся реакцию синтеза?
      Мы пока почти ничего не говорили о ее плотности.
      Для примера была взята величина 1015 атомов в кубическом сантиметре, что приблизительно соответствует одной десятитысячной плотности земной атмосферы, то есть практически - это вакуум. Если ее еще понизить, то скорость выделения энергии - мощность - окажется слишком малой, чтобы представлять практический интерес. Ну а если повысить, приравнять, например, к плотности воздуха при атмосферном давлении? Тут мы столкнемся с другой неприятностью: по мере роста температуры такой плазмы начнется стремительный рост давления, которое достигнет сотен тысяч атмосфер. Никакие стенки сосудов не смогут удержать такой напор!
      Вот почему в различных проектах термоядерных установок плотность плазмы выбирают в диапазоне Ю16 частиц в кубическом сантиметре.
      Как это часто бывает, решение одной проблемы вызывает другую, которую также нужно решать. При таких низких плотностях в плазме, несмотря на очень высокие температуры, при которых естественны большие скорости движения, ядра элементов проходят гро мадный путь (до ста тысяч километров!) прежде, чем вступают в реакцию синтеза. (Конечно, соударяться между собой они будут гораздо чаще, однако эти соударения будут упругими, что не приводит к синтезу.)