О ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ВОЗМОЖНОСТИ УПРАВЛЯЕМОГО СИНТЕЗА ЛЁГКИХ ЯДЕР     АЛЕКСЕЙ АЛЕКСЕЕВИЧ ТЯПКИН ALEXEY ALEXEYEVICH TYAPKIN     АННОТАЦИЯ   В данной статье отмечается, как после 1993 года возрос интерес к попыткам протонным пучком осуществить форсированный режим получения энергии в обычном реакторе. Но такие попытки решали бы проблему более интенсивного применения уже освоенного человечеством мирного использования энергии деления атомных ядер. Заветной же мечтой по-прежнему оставалось бы решение проблемы осуществления управляемого синтеза тяжелых изотопов ядер водорода. В статье отмечается также, что за 50 прошедших лет попытки получить управляемый термосинтез тяжелых изотопов ядер водорода не дали окончательных результатов. В связи с этим обращается внимание на возможный путь решения той же проблемы без использования термодинамического нагрева. Имеются серьёзные основания полагать, что использованная в водородной бомбе реакция на дейтериде лития-6 с образованием ядер трития и последующего слияния их с имеющимися в этом соединении ядрами дейтерия будет происходить в контролируемом режиме так называемого электросинтеза под действием пучка тепловых нейтронов. Энергии, получаемой при образовании на ядре лития-6 ядра трития (4,8 МэВ) вполне достаточно для преодоления кулоновского барьера и слияния с имеющимся в той же молекуле ядром дейтерия. В результате синтеза ядер трития и дейтерия выделяется энергия 17,6 МэВ. Убедиться в выделении такой энергии можно при облучении пластины дейтерида лития-6 на пучке тепловых нейтронов исследовательского стационарного реактора. При потоке нейтронов порядка 5∙1015см–2с–1 будет достаточно экспозиции в несколько десятков секунд, чтобы измерить нагрев пластины с помощью обычной термопары. Проблема же создания энергетической установки на основе реакции на дейтериде лития-6 остается совершенно не ясной. В связи с этим автор обратился к рассмотрению энергетической реакции на пучке протонов или дейтронов. При облучении основного изотопа лития-7 протонами с энергией 3 МэВ эффективно идет реакция захвата с образованием возбужденного ядра бериллия-8, которое распадается на две альфа-частицы с выделением энергии 17,2 МэВ. Эта реакция фактически эквивалентна скрытому синтезу изотопов водорода, поскольку в конечном состоянии имеются две альфа-частицы. Если же эту реакцию реализовать на пучке дейтронов, то кроме ядра бериллия-8 вылетает еще и нейтрон, который может захватиться ядром изотопа лития-6 с образованием ядра трития и выделением дополнительной энергии 4,8 МэВ.   Как было отмечено в работе [1], исследования на ускорителях множественной генерации нейтронов в гетерогенных системах имеет давнюю историю, начинающуюся с 1963 года. В 1970 г. в обзоре [2] была высказана новая идея о подкритических электроядерных установках, но она тогда прошла незамеченной. Как следует из работы [1], та же идея,, но высказанная позднее Карло Руббиа (CERN/AT/93-74{ET}1993.) получила широкое обсуждение. Он предложил подобным процессом повлиять на мощность, получаемую в ядерном реакторе и переводить его из подкритического в действующее состояние. Это открыло перспективу создания управляемого протонным пучком ускорителя источника ядерной энергии, получаемой при делении ядер урана или тория [3]. В последние годы появилось даже предложение провести решающий эксперимент по испытанию управляемого источника ядерной энергии на действующем реакторе большой мощности. Например, в цитированной выше работе [1] предлагается такой эксперимент провести на реакторе с тепловой мощностью 3 ГВт, для управления которым потребуется протонный ускоритель на энергию в 1 ГэВ с током не меньше, чем 120 мА. Но такой ток не позволяет получить кулоновское отталкивание протонов. По этой причине авторы предлагают изготовить целую батарею из десяти параллельно работающих ускорителей (явно чисто русский способ решение проблемы, что называется, «в лоб» ). Но даже если бы существовал более простой способ решения этой проблемы, то все же это позволило бы создать управляемое использование лишь энергии деления ядер урана, а не заветную мечту решения проблемы об управляемой реакции высвобождения энергии изотопов ядер водорода, что происходит при синтезе ядер трития и дейтерия, запасы которого практически не ограничены. Около половины столетия специалисты в США и в России бьются над решением этой проблемы, пытаясь осуществить управляемую термоядерную реакцию с тяжелыми изотопами ядер водорода. Для сравнения напомним, что всего за пять лет в тех же странах удалось создать водородные бомбы, в которых мощность взрыва обычных атомных бомб удалось многократно увеличить за счёт осуществления термоядерной реакции синтеза ядер трития и дейтерия, Из длительных безуспешных поисков путей осуществления теплоизоляции нагреваемой плазмы в различных магнитных ловушках давно пора сделать эмпирический вывод о практической невозможности получить в электромагнитных ловушках необходимую теплоизоляцию нагреваемой плазмы. Вместе с получаемым нагревом капли, состоящей из дейтерия и трития, неминуемо происходит уменьшение времени удержания полученной температуры. И если этот процесс уменьшения времени удержания с повышением температуры капли закономерен, то полученное за все пятьдесят лет повышение температуры создавало лишь иллюзию продвижения к заветной цели получения управляемого ядерного синтеза. Если речь идет о принципиальной невозможности осуществления теплоизоляции электромагнитными силами, то должно быть, конечно, строгое математическое доказательство для такого заключения. Но скорее всего, что для точного решения такой задачи о хаотическом движении заряженных частиц в электромагнитных полях необходим гений масштаба А. Пуанкаре, во всяком случае необходим учёный, который хорошо владел бы электродинамикой на уровне О. Хевисайда и одновременно владел бы статистическими законами хаотического движения на уровне Л. Больцмана. По этой причине мы вынуждены ограничиться вышеприведенным предположительным эмпирическим заключением и в связи с этим предложить для обсуждения альтернативный путь решения той же задачи получения энергии в управляемой реакции синтеза ядер лёгких элементов без использования термодинамического нагрева. К управляемому электросинтезу лёгких ядер без термодинамического нагрева. Подобно предложению К.Руббиа, перейти от размножения нейтронов в пассивной гетерогенной системе к размножению нейтронов в самом реакторе, мы рассмотрим процесс синтеза лёгких ядер инициированный внешним пучком на ядрах лития-6 в дейтериде лития (Li6 D). Такой процесс образования ядер трития из лития-6 при облучении нейтронами, лежащий в основе водородной бомбы, как теперь доподлинно установлено, был предложен в 1949 г. гениальным сержантом срочной службы Олегом Александровичем Лаврентьевым, проходившим службу на Сахалине. Тот же процесс образования ядер трития происходит и при облучении ядер лития-6 пучком нейтронов. Процесс этот происходит с выделением энергии 4,8 МэВ, которая делится между образовавшимися ядрами трития и гелия. Этой энергии вполне достаточно для преодоления кулоновского барьера при попадании ядра трития в ядро дейтерия, имеющего в данной молекуле дейтерида лития. Так что никакого дополнительного нагрева не потребуется для осуществления основной реакции синтеза при слиянии ядер трития и дейтерия, при которой выделяется энергия 17,6 МэВ. Это и есть процесс, в котором под действием нейтрона в молекуле дейтерида лития происходит управляемая реакция синтеза ядер трития и дейтерия с выделением суммарной энергии (4,8+17,6) МэВ. Эту реакцию мы условно назвали управляемым электросинтезем по аналогии с веденным К. Руббиа названием элекрояд для управляемого процесса деления ядер в реакторе. Начальная стадия выбивания ядра трития нейтроном из лития-6 легко рассчитывается, а для заключительной стадии слияния ядер трития и дейтерия полезно будет иметь и экспериментальную оценку выхода этой реакции. Характерные свойства кристаллической структуры такого соединения хорошо известны на примере гидрида лития, аналогичного соединения атомов лития с атомами водорода, и они не могут зависеть от изотопического состава ядер лития и водорода. Свойства этого соединении хорошо известны: удельный вес LiH при 20° С составляет 0,96 г/см3; из них 0,14 г/см3  приходится на водород; пробег ядра трития с энергией 3 МэВ в LiD равен 0,4 мм. Высокое содержание водорода в гидриде лития, а оно в два раза превышает количество водорода, замороженного в баллоне при самой низкой температуре. На экономическую целесообразность хранения водорода в виде гидрида лития давно обратили внимание разработчики двигателей, основанных на использовании водорода. Несмотря на превращение под действием нейтрона ядра лития-6 в ядро трития и альфа-частицу, вся остальная кристаллическая структура не может измениться за короткое ядерное время и сохраняет характерную компактную упаковку водорода (дейтрона), что должно проявиться на повышенной вероятности слияния ядер трития и дейтерия. Прямая ядерная реакция, вызванная тепловым нейтроном на ядре лития и сопровождающаяся испусканием ядра трития и альфа-частицы не может, конечно, за ядерное время изменить положение дейтерия в кристалле, отличающегося повышенной плотностью дейтерия в дейтериде лития. Поэтому могут быть серьёзные надежды на повышение вероятности слияния ядер трития и дейтерия, находящихся в одной молекуле дейтерида лития. Для окончательного подтверждения этих надежд на повышенную вероятность этой заключительной стадии реакции необходимо провести оценочные измерения. Подобные измерения выделяемой энергии в пластине дейтерида лития-6 можно провести на пучке тепловых нейтронов на любом реакторе. Однако энергетически выгодные установки не должны исходить из использования нейтронов, получаемых от деления атомных ядер; поскольку при каждом акте деления выделяется около 200 МэВ, то такую энергию трудно будет восполнить за счёт энергии, получаемой при синтезе легких ядер. Энергетическую установку можно представить построенной, например, на базе использования нейтронов от известных радиоактивных источников большой активности. Но простыми расчетами можно показать совершено незначительный получаемый в такой установке энергетический эффект. Наиболее интенсивный радий-бериллиевый источник дает около 1,8∙107  нейтронов в сек. на 1 кюри радия, и имеет практически неограниченный срок действия (период полураспада 1600 лет)/ Представим себе установку с вертикально расположенными четырьмя соосными тонкостенными металлическими цилиндра-ми, центральная труба в которой предназначена для постепенной загрузке её радий-бериллиевым источником нейтронов с плотностью 10 кюри на каждый метр высоты. А остальные три соосных цилиндра предназначены для размещения на них замедлителя нейтронов до тепловых энергий и для крепления на них снизу до-верху пластин из дейтерида лития-6, а также для протока охлаждающей жидкости, если бы нагрев пластин дейтерида лития в такой установке оказался существенным. Действительно, в реальной энергетической установке охлаждающая жидкость потребовалась бы и для снятия получаемого тепла, и для устранения перегрева тепловыделяющих элементов. В этом случае нам пришлось бы побеспокоиться о том, чтобы не допустить нагрева пластин дейтерида лития до 700° С, при которой разрушается данный кристалл. Этой же цели ограничения нагрева пластин служит и выбор достаточно малой толщины каждой пластины, допустим, 7 мм, охлаждаемой только со стороны металлической фольги, вдоль которой циркулирует поток. Для повышения вероятности взаимодействия с тепловым нейтроном на пути каждого встретится три ряда пластин дейтерида лития. Но гарантированная энергия от каждого теплового нейтрона будет только от первого процесса 4,8МэВ. Допустим, что в центральном цилиндре нам удалось разместить радий-берриливый источник плотностью около 0,1 кюри на см. Тогда мы имеем определённый поток нейтронов, падающих на замедлитель и на пластины дейтерида лития, закреплённые на внутренней поверхности второго цилиндра. Рассмотрим теперь суммарный поток нейтронов, проходящих через цилиндрическую поверхность, высотою 10 см. Ясно, что такой поток вблизи середины высоты установки будет независимым от радиуса рассматриваемой цилиндрической поверхности. Это позволяет нам определить энергию, выделенную от первого процесса образования ядер трития в пластинах дейтерида лития, расположенных вблизи центральной по высоте области установки. Экспериментально найденная энергия, выделенная в центральной части установки, может быть только меньше этой рассчитанной величины из-за поглощения и незначительного для центральной части установки ухода нейтронов на краях установки. Поэтому экспериментальная величина, превышающая этот найденный предел, будет свидетельствовать о заметном вкладе второй части реакции, связанной с синтезом ядер трития и дейтерия. А повышение вклада от этой реакции объясняется, как мы уже отмечали, не-обычно плотной упаковкой атомов дейтерия в кристалле дейтерида лития. Итак, поток нейтронов, испущенный центральным источни-ком высотой 10 см суммарной активностью в 1 кюри, будет равен 18 миллионов нейтронов в сек через цилиндрическую поло-су высотою 10 см, при любом радиусе, если пренебречь поглощением нейтронов при прохождении через установку до первого ряда пластин дейтерида лития. Если три ряда пластин дейтерида лития обеспечивают высокую эффективность образования трития с выделением энергией 4,8 МэВ, то общая энергия, выделенная в данном слое установки, будет равна 86 миллионов МэВ в секунду, что эквивалентно 139 эрг/сек = 14 микроватт на весь кольцевой слой, высотою 10 см. Для обнаружения такого нагрева потребуются слишком сложные измерения. По этой причине мы рассмотрели также возможность проведения важных оценочных измерений с целью определения вклада от реакции синтеза ядер трития и дейтерия на имеющимся в Дубне импульсном реакторе ИБР- 2. В юбилейном издании в связи 30-летием Объединённого института ядерных исследований я обратил внимание на статью с много обещающим названием [4]. На с. 290 я прочёл такую фразу о реакторе ИБР: «..., который смог бы дать рекордный для исследовательских реакторов поток нейтронов 1016 нейтр./см с.» И затем в приведенном в этом сборнике на с.360 перечислении достижений за 1984 г. обнаружил такую фразу: «Импульсный реактор ИБР-2 сдан в эксплуатацию на средней мощности 2 МВт. Импульсный поток тепловых нейтронов составил 1016 см-2с-1 – самый высокий поток среди исследовательских реакторов в мире.» Я подсчитал, что при такой интенсивности пучка нагрев одной пластины дейтерида лития можно обнаружить в короткой экспозиции с помощью простой термопары. Только позднее я понял, что приведенная на с.360 в рекламных целях рекордная величина потока на четыре порядка превышает действительную величину среднего потока тепловых нейтронов на этом реакторе. Иначе говоря, плотность потока в максимуме интенсивности я принял за средний импульсный поток тепловых нейтронов, который в действительности на 4 порядка меньше принятой мною величины, а в цитированной работе [4] я не заметил на с. 291 всё объясняющую фразу о том, что поток «достигает указанного значения в пике импульса.» Но и при таком, на 4 порядка меньшем потоке, всё же можно оценить интересующую нас величину вклада от заключительной стадии реакции синтеза ядер трития и дейтерия, но для этого придется прибегнуть к существенно более сложным измерениям, включающим регистрацию образовавшихся продуктов реакции, для чего потребуется, конечно, и значительное увеличение времени облучения исследуемого образца из дейтерида лития. Рассмотренный же нами простой способ измерения по тепловому нагреву пластины дейтерида лития оказался всё же полезен, так как он может с успехом быть применен на стационарных исследовательских реакторах, в которых имеются высокие потоки тепловых нейтронов, достаточные для измерения с помощью термопары. Вопрос же об энергетической выгодной установке, основанной на использовании рассмотренной нами управляемой реакции, остается неясным до выяснения указанных выше надежд на повышенную в дейтериде лития вероятность выделения энергии от основной реакции синтеза ядер трития и дейтерия. Поэтому выяснение поставленного вопроса на современных исследовательских реакторах имеет большое практическое значение. В заключение мы сочли необходимым дополнить проведенное рассмотрение указанием на возможность другой энергетической реакции, происходящей на пучке протонов или дейтронов. В известной монографии [5] в разделе, озаглавленном «Реакции на Li7 под действием протонов», описана такая реакция с большой выделенной энергией. При энергии протонов около 3-х МэВ на Li7 эффективно происходит реакция захвата протона с образованием составного ядра Be8, которое распадается на две альфа-частицы с суммарной энергией 17,2 МэВ. Большая энергия, близкая к энергии синтеза изотопов водорода, обусловлена одной и той же причиной – образованием в конечном состоянии альфа-частиц. Эту реакцию следует иметь в виду также и при реализации её на пучке дейтронов, когда добавляется ещё и энергия вылетавшего нейтрона, который при использовании естественного лития может провзаимодействовать с ядром Li6 и дополнительно выделить 4,8 МэВ.   СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ   1. Шелаев  И.А., Балдин А.М., Малахов А.И., Лангрок Э. И.   Ускоритель и реактор - Письма в ЭЧАЯ № 6[103] - 2000, с. 70 - 86. 2. Васильков В. Г., Гольданский В. И., Джелепов В.П.,  Дмитриевский В.П. Электроядерный  метод  генерации   нейтронов и производства расщепляющихся материалов - Атомная энергия, 1970, т.29, вып. 3, с. 151-156. 3. Барашенков В. С., Шелаев И.А.  Электроядерные усилители энергии с низкоэнергетическими пучками протонов  - Атомная энергия, 1998, т. 85, вып. 5, с. 409-411. 4. Ананьев В.Д., Франк И.М., Шабалин Е.П. Реактор ИБР-2 - это новые возмож­ности в нейтронных исследованиях. В юбилейном сборнике: Объединён­ный институт ядерных исследований, Дубна, 1986, с.288—292. 5. Блатт Дж., Вайскопф В. Теоретическая ядерная физика Пер. с англ. М.: Изд-во иностранной литературы, 1954, с.391-393.