Самая грандиозная научная стройка современности. Мы закуем Солнце в «бублик

Сегодня многие страны принимают участие в термоядерных исследованиях. Лидерами являются Европейский союз, США, Россия и Япония, а программы Китая, Бразилии, Канады и Кореи стремительно наращиваются. Первоначально термоядерные реакторы в США и СССР были связаны с разработкой ядерного оружия и оставались засекреченными до конференции «Атомы для мира», которая состоялась в Женеве в 1958 году. После создания советского токамака исследования ядерного синтеза в 1970 годы стали «большой наукой». Но стоимость и сложность устройств увеличивалась до точки, когда международное сотрудничество стало единственной возможностью продвигаться вперед.

Термоядерные реакторы в мире

Начиная с 1970 годов, начало коммерческого использования энергии синтеза постоянно отодвигалось на 40 лет. Однако в последние годы произошло многое, благодаря чему этот срок может быть сокращен.

Построено несколько токамаков, в том числе европейский JET, британский MAST и экспериментальный термоядерный реактор TFTR в Принстоне, США. Международный проект ITER в настоящее время находится в стадии строительства в Кадараше, Франция. Он станет самым крупным токамаком, когда заработает в 2020 годах. В 2030 г. в Китае будет построен CFETR, который превзойдет ITER. Тем временем КНР проводит исследования на экспериментальном сверхпроводящем токамаке EAST.

Термоядерные реакторы другого типа - стеллаторы - также популярны у исследователей. Один из крупнейших, LHD, начал работу в японском Национальном институте в 1998 году. Он используется для поиска наилучшей магнитной конфигурации удержания плазмы. Немецкий Институт Макса Планка в период с 1988 по 2002 год проводил исследования на реакторе Wendelstein 7-AS в Гархинге, а в настоящее время - на Wendelstein 7-X, строительство которого длилось более 19 лет. Другой стелларатор TJII эксплуатируется в Мадриде, Испания. В США Принстонская лаборатория (PPPL), где был построен первый термоядерный реактор данного типа в 1951 году, в 2008 году остановила строительство NCSX из-за перерасхода средств и отсутствия финансирования.

Кроме того, достигнуты значительные успехи в исследованиях инерциального термоядерного синтеза. Строительство National Ignition Facility (NIF) стоимостью 7 млрд $ в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL), финансируемое Национальной администрацией по ядерной безопасности, было завершено в марте 2009 г. Французский Laser Mégajoule (LMJ) начал работу в октябре 2014 года. Термоядерные реакторы используют доставленные лазерами в течение нескольких миллиардных долей секунды около 2 млн джоулей световой энергии в цель размером в несколько миллиметров для запуска реакции ядерного синтеза. Основной задачей NIF и LMJ являются исследования по поддержке национальных военных ядерных программ.

ITER

В 1985 г. Советский Союз предложил построить токамак следующего поколения совместно с Европой, Японией и США. Работа велась под эгидой МАГАТЭ. В период с 1988 по 1990 год были созданы первые проекты Международного термоядерного экспериментального реактора ITER, что также означает «путь» или «путешествие» на латыни, с целью доказать, что синтез может вырабатывать больше энергии, чем поглощать. Канада и Казахстан также приняли участие при посредничестве Евратома и России соответственно.

Через 6 лет совет ITER одобрил первый комплексный проект реактора на основе устоявшейся физики и технологии стоимостью 6 млрд $. Тогда США вышли из консорциума, что вынудило вдвое сократить затраты и изменить проект. Результатом стал ITER-FEAT стоимостью 3 млрд долл., но позволяющий достичь самоподдерживающей реакции и положительного баланса мощности.

В 2003 г. США вновь присоединились к консорциуму, а Китай объявил о своем желании в нем участвовать. В результате в середине 2005 года партнеры договорились о строительстве ITER в Кадараше на юге Франции. ЕС и Франция вносили половину от 12,8 млрд евро, а Япония, Китай, Южная Корея, США и Россия - по 10% каждый. Япония предоставляла высокотехнологичные компоненты, содержала установку IFMIF стоимостью 1 млрд евро, предназначенную для испытания материалов, и имела право на возведение следующего тестового реактора. Общая стоимость ITER включает половину затрат на 10-летнее строительство и половину - на 20 лет эксплуатации. Индия стала седьмым членом ИТЭР в конце 2005 г.

Эксперименты должны начаться в 2018 г. с использованием водорода, чтобы избежать активации магнитов. Использование D-T плазмы не ожидается ранее 2026 г.

Цель ITER - выработать 500 МВт (хотя бы в течение 400 с), используя менее 50 МВт входной мощности без генерации электроэнергии.

Двухгигаваттная демонстрационная электростанция Demo будет производить крупномасштабное на постоянной основе. Концептуальный дизайн Demo будет завершен к 2017 году, а его строительство начнется в 2024 году. Пуск состоится в 2033 году.

JET

В 1978 г. ЕС (Евратом, Швеция и Швейцария) начали совместный европейский проект JET в Великобритании. JET сегодня является крупнейшим работающим токамаком в мире. Подобный реактор JT-60 работает в японском Национальном институте термоядерного синтеза, но только JET может использовать дейтерий-тритиевое топливо.

Реактор был запущен в 1983 году, и стал первым экспериментом, в результате которого в ноябре 1991 года был проведен управляемый термоядерный синтез мощностью до 16 МВт в течение одной секунды и 5 МВт стабильной мощности на дейтерий-тритиевой плазме. Было проведено множество экспериментов с целью изучения различных схем нагрева и других техник.

Дальнейшие усовершенствования JET касаются повышения его мощности. Компактный реактор MAST разрабатывается вместе с JET и является частью проекта ITER.

K-STAR

K-STAR - корейский сверхпроводящий токамак Национального института термоядерных исследований (NFRI) в Тэджоне, который произвел свою первую плазму в середине 2008 года. ITER, являющийся результатом международного сотрудничества. Токамак радиусом 1,8 м - первый реактор, использующий сверхпроводящие магниты Nb3Sn, такие же, которые планируется использовать в ITER. В ходе первого этапа, завершившегося к 2012 году, K-STAR должен был доказать жизнеспособность базовых технологий и достигнуть плазменных импульсов длительностью до 20 с. На втором этапе (2013-2017) проводится его модернизация для изучения длинных импульсов до 300 с в режиме H и перехода к высокопроизводительному AT-режиму. Целью третьей фазы (2018-2023) является достижение высокой производительности и эффективности в режиме длительных импульсов. На 4 этапе (2023-2025) будут испытываться технологии DEMO. Устройство не способно работать с тритием и D-T топливо не использует.

K-DEMO

Разработанный в сотрудничестве с Принстонской лабораторией физики плазмы (PPPL) Министерства энергетики США и южно-корейским институтом NFRI, K-DEMO должен стать следующим шагом на пути создания коммерческих реакторов после ITER, и будет первой электростанцией, способной генерировать мощность в электрическую сеть, а именно 1 млн кВт в течение нескольких недель. Его диаметр составит 6,65 м, и он будет иметь модуль зоны воспроизводства, создаваемый в рамках проекта DEMO. Министерство образования, науки и технологий Кореи планирует инвестировать в него около триллиона корейских вон (941 млн $).

EAST

Китайский экспериментальный усовершенствованный сверхпроводящий токамак (EAST) в Институте физики Китая в Хефее создал водородную плазму температурой 50 млн °C и удерживал ее в течение 102 с.

TFTR

В американской лаборатории PPPL экспериментальный термоядерный реактор TFTR работал с 1982 по 1997 годы. В декабре 1993 г. TFTR стал первым магнитным токамаком, на котором производились обширные эксперименты с плазмой из дейтерий-трития. В следующем году реактор произвел рекордные в то время 10,7 МВт управляемой мощности, а в 1995 году был достигнут рекорд температуры в 510 млн °C. Однако установка не достигла цели безубыточности энергии термоядерного синтеза, но с успехом выполнила цели проектирования аппаратных средств, сделав значительный вклад в развитие ITER.

LHD

LHD в японском Национальном институте термоядерного синтеза в Токи, префектура Гифу, был самым большим стелларатором в мире. Запуск термоядерного реактора состоялся в 1998 г., и он продемонстрировал качества удержания плазмы, сравнимые с другими крупными установками. Была достигнута температура ионов 13,5 кэВ (около 160 млн °C) и энергия 1,44 МДж.

Wendelstein 7-X

После года испытаний, начавшихся в конце 2015 года, температура гелия на короткое время достигла 1 млн °C. В 2016 г. термоядерный реактор с водородной плазмой, используя 2 МВт мощности, достиг температуры 80 млн °C в течение четверти секунды. W7-X является крупнейшим стелларатором в мире и планируется его непрерывная работа в течение 30 минут. Стоимость реактора составила 1 млрд €.

NIF

National Ignition Facility (NIF) в Ливерморской национальной лаборатории (LLNL) был завершен в марте 2009 года. Используя свои 192 лазерных лучей, NIF способен сконцентрировать в 60 раз больше энергии, чем любая предыдущая лазерная система.

Холодный ядерный синтез

В марте 1989 года два исследователя, американец Стенли Понс и британец Мартин Флейшман, заявили, что они запустили простой настольный холодный термоядерный реактор, работающий при комнатной температуре. Процесс заключался в электролизе тяжелой воды с использованием палладиевых электродов, на которых ядра дейтерия концентрировались с высокой плотностью. Исследователи утверждают, что производилось тепло, которое можно было объяснить только с точки зрения ядерных процессов, а также имелись побочные продукты синтеза, включая гелий, тритий и нейтроны. Однако другим экспериментаторам не удалось повторить этот опыт. Большая часть научного сообщества не считает, что холодные термоядерные реакторы реальны.

Низкоэнергетические ядерные реакции

Инициированные претензиями на «холодный термоядерный синтез», исследования продолжились в области низкоэнергетических имеющих некоторую эмпирическую поддержку, но не общепринятое научное объяснение. По-видимому, для создания и захвата нейтронов используются слабые ядерные взаимодействия (а не мощная сила, как при или их синтезе). Эксперименты включают проникновение водорода или дейтерия через каталитический слой и реакцию с металлом. Исследователи сообщают о наблюдаемом высвобождении энергии. Основным практическим примером является взаимодействие водорода с порошком никеля с выделением тепла, количество которого больше, чем может дать любая химическая реакция.

Самая грандиозная научная стройка современности. Как во Франции строят термоядерный реактор ITER

Управляемый термоядерный синтез - голубая мечта физиков и энергетических компаний, которую они лелеют не одно десятилетие. Заключить искусственное Солнце в клетку - прекрасная идея. «Но проблема в том, что мы не знаем, как создать такую коробку», - говорил нобелевский лауреат Пьер Жиль де Жен в 1991 году. Однако к середине 2018 года мы уже знаем как. И даже строим. Лучшие умы мира трудятся над проектом международного экспериментального термоядерного реактора ITER - самого амбициозного и дорогого эксперимента современной науки.

Такой реактор стоит в пять раз больше, чем Большой адронный коллайдер. Над проектом работают сотни ученых по всему миру. Его финансирование запросто может перевалить за 19 млрд евро, а первую плазму по реактору пустят только в декабре 2025 года. И несмотря на постоянные задержки, технологические трудности, недостаточное финансирование со стороны отдельных стран-участниц, самый большой в мире термоядерный «вечный двигатель» строится. Преимуществ у него куда больше, чем недостатков. Каких? Рассказ о самой грандиозной научной стройке современности начинаем с теории.

Что такое токамак?

Под действием огромных температур и гравитации в глубинах нашего Солнца и других звезд происходит термоядерный синтез. Ядра водорода сталкиваются, образуют более тяжелые атомы гелия, а заодно высвобождают нейтроны и огромное количество энергии.

Современная наука пришла к выводу, что при наименьшей исходной температуре наибольшее количество энергии производит реакция между изотопами водорода - дейтерием и тритием. Но для этого важны три условия: высокая температура (порядка 150 млн градусов по Цельсию), высокая плотность плазмы и высокое время ее удержания.

Дело в том, что создать такую колоссальную плотность, как у Солнца, нам не удастся. Остается только нагревать газ до состояния плазмы посредством сверхвысоких температур. Но ни один материал не способен вынести соприкосновения со столь горячей плазмой. Для этого академик Андрей Сахаров (с подачи Олега Лаврентьева) в 1950-е годы предложил использовать тороидальные (в виде пустотелого бублика) камеры с магнитным полем, которое удерживало бы плазму. Позже и термин придумали - токамак.

Современные электростанции, сжигая ископаемое топливо, конвертируют механическую мощность (кручения турбин, например) в электричество. Токамаки будут использовать энергию синтеза, абсорбируемую в виде тепла стенками устройства, для нагрева и производства пара, который и будет крутить турбины.

Первый токамак в мире. Советский Т-1. 1954 год

Небольшие экспериментальные токамаки строились по всему миру. И они успешно доказали, что человек может создать высокотемпературную плазму и удерживать ее некоторое время в стабильном состоянии. Но до промышленных образцов еще далеко.

Монтаж Т-15. 1980-е годы

Преимущества и недостатки термоядерных реакторов

Типичные ядерные реакторы работают на десятках тонн радиоактивного топлива (которые со временем превращаются в десятки тонн радиоактивных отходов), тогда как термоядерному реактору необходимы лишь сотни грамм трития и дейтерия. Первый можно вырабатывать на самом реакторе: высвобождающиеся во время синтеза нейтроны будут воздействовать на стенки реактора с примесями лития, из которого и появляется тритий. Запасов лития хватит на тысячи лет. В дейтерии тоже недостатка не будет - его в мире производят десятками тысяч тонн в год.

Термоядерный реактор не производит выбросов парниковых газов, что характерно для ископаемого топлива. А побочный продукт в виде гелия-4 - это безвредный инертный газ.

К тому же термоядерные реакторы безопасны. При любой катастрофе термоядерная реакция попросту прекратится без каких-либо серьезных последствий для окружающей среды или персонала, так как нечему будет поддерживать реакцию синтеза: уж слишком тепличные условия ей необходимы.

Однако есть у термоядерных реакторов и недостатки. Прежде всего это банальная сложность запуска самоподдерживающейся реакции. Ей нужен глубокий вакуум. Сложные системы магнитного удержания требуют огромных сверхпроводящих магнитных катушек.

И не стоит забывать о радиации. Несмотря на некоторые стереотипы о безвредности термоядерных реакторов, бомбардировку их окружения нейтронами, образующимися во время синтеза, не отменить. Эта бомбардировка приводит к радиации. А потому обслуживание реактора необходимо проводить удаленно. Забегая вперед, скажем, что после запуска непосредственным обслуживанием токамака ITER будут заниматься роботы.

К тому же радиоактивный тритий может быть опасен при попадании в организм. Правда, достаточно будет позаботиться о его правильном хранении и создать барьеры безопасности на всех возможных путях его распространения в случае аварии. К тому же период полураспада трития - 12 лет.

Когда необходимый минимальный фундамент теории заложен, можно перейти и к герою статьи.

Самый амбициозный проект современности

В 1985 году в Женеве состоялась первая за долгие годы личная встреча глав СССР и США. До этого холодная война достигла своего пика: сверхдержавы бойкотировали Олимпиады, наращивали ядерный потенциал и на какие-либо переговоры идти не собирались. Этот саммит двух стран на нейтральной территории примечателен и другим важным обстоятельством. Во время него генсек ЦК КПСС Михаил Горбачев предложил реализовать совместный международный проект по развитию термоядерной энергетики в мирных целях.

Спустя год между американскими, советскими, европейскими и японскими учеными было достигнуто соглашение по проекту, началась проработка концептуального дизайна крупного термоядерного комплекса ITER. Проработка инженерных деталей затянулась, США то выходили, то возвращались в проект, к нему со временем присоединились Китай, Южная Корея и Индия. Участники разделяли обязанности по финансированию и непосредственным работам, а в 2010 году наконец стартовала подготовка котлована под фундамент будущего комплекса. Его решили строить на юге Франции возле города Экс-ан-Прованс.

Так что же такое ITER? Это огромный научный эксперимент и амбициозный энергетический проект по строительству самого большого токамака в мире. Сооружение должно доказать возможность коммерческого использования термоядерного реактора, а также решить возникающие физические и технологические проблемы на этом пути.

Из чего состоит реактор ITER?

Токамак - это тороидальная вакуумная камера с магнитными катушками и криостатом массой в 23 тыс. тонн. Как уже понятно из определения, у нас есть камера. Глубокая вакуумная камера. В случае с ITER это будет 850 кубометров свободного объема камеры, в котором на старте будет всего 0,1 грамма смеси дейтерия и трития.

1. Вакуумная камера, где и обитает плазма. 2. Инжектор нейтрального луча и радиочастотный нагрев плазмы до 150 млн градусов. 3. Сверхпроводящие магниты, которые обуздают плазму. 4. Бланкеты, защищающие камеру и магниты от бомбардировки нейтронами и нагрева. 5. Дивертор, который отводит тепло и продукты термоядерной реакции. 6. Инструменты диагностики для изучения физики плазмы. Включают манометры и нейтронные камеры. 7. Криостат - огромный термос с глубоким вакуумом, который защищает от нагрева магниты и вакуумную камеру

А вот так выглядит «маленькая» вакуумная камера с моделями работников внутри. Она 11,4 метра в высоту, а вместе с бланкетами и дивертором будет весить 8,5 тыс. тонн

На внутренних стенках камеры расположены специальные модули, которые называют бланкетами. Внутри них циркулирует вода. Вырывающиеся из плазмы свободные нейтроны попадают в эти бланкеты и тормозятся водой. Из-за чего она нагревается. Сами бланкеты защищают всю остальную махину от теплового, рентгеновского и уже упомянутого нейтронного излучения плазмы.

Такая система необходима для того, чтобы продлить срок работы реактора. Каждый бланкет весит порядка 4,5 тонны, их будет менять роботизированная рука примерно раз в 5-10 лет, так как этот первый ряд обороны будет подвержен испарению и нейтронному излучению.

Но это далеко не все. К камере присоединяется внутрикамерное оборудование, термопары, акселерометры, уже упомянутые 440 блоков бланкетной системы, системы охлаждения, экранирующий блок, дивертор, магнитная система из 48 элементов, высокочастотные нагреватели плазмы, инжектор нейтральных атомов и т. д. И все это находится внутри огромного криостата высотой 30 метров, имеющего такой же диаметр и объем 16 тыс. кубометров. Криостат гарантирует глубокий вакуум и ультрахолодную температуру для камеры токамака и сверхпроводящих магнитов, которые охлаждаются жидким гелием до температуры –269 градусов по Цельсию.

Днище. Одна третья часть основания криостата. Всего этот «термос» будет состоять из 54 элементов

А так выглядит криостат на рендере. Его производство поручено Индии. Внутри «термоса» соберут реактор

Криостат уже собирают. Тут, например, вы можете видеть окошко, через которое в реактор будут забрасывать частицы для нагрева плазмы

Производство всего этого оборудования разделено между странами-участницами. Например, над частью бланкетов работают в России, над корпусом криостата - в Индии, над сегментами вакуумной камеры - в Европе и Корее.

Но это отнюдь не быстрый процесс. К тому же права на ошибку у конструкторов нет. Команда ITER сперва моделирует нагрузки и требования к элементам конструкции, их испытывают на стендах (например, под воздействием плазменных пушек, как дивертор), улучшают и дорабатывают, собирают прототипы и опять тестируют перед тем, как выдать финальный элемент.

Первый корпус тороидальной катушки. Первый из 18 гигантских магнитов. Одну половину сделали в Японии, другую - в Корее

18 гигантских магнитов D-образной формы, расставленные по кругу так, чтобы образовать непроницаемую магнитную стену. Внутри каждого из них заключены 134 витка сверхпроводящего кабеля

Каждая такая катушка весит примерно 310 тонн

Но одно дело собрать. И совсем другое - все это обслуживать. Из-за высокого уровня радиации доступ к реактору заказан. Для его обслуживания разработано целое семейство роботизированных систем. Часть будет менять бланкеты и кассеты дивертора (весом под 10 тонн), часть - управляться удаленно для устранения аварий, часть - базироваться в карманах вакуумной камеры с HD-камерами и лазерными сканерами для быстрой инспекции. И все это необходимо делать в вакууме, в узком пространстве, с высокой точностью и в четком взаимодействии со всеми системами. Задачка посложнее ремонта МКС.Токамак ITER станет первым термоядерным реактором, который будет вырабатывать больше энергии, чем необходимо для нагрева самой плазмы. К тому же он сможет поддерживать ее в стабильном состоянии намного дольше ныне существующих установок. Ученые утверждают, что именно для этого и нужен столь масштабный проект.

С помощью такого реактора специалисты собираются преодолеть разрыв между нынешними небольшими экспериментальными установками и термоядерными электростанциями будущего. Например, рекорд по термоядерной мощности был установлен в 1997 году на токамаке в Британии - 16 МВт при затраченных 24 МВт, тогда как ITER конструировали с прицелом на 500 МВт термоядерной мощности от 50 МВт вводимой тепловой энергии.

На токамаке будут испытаны технологии нагрева, контроля, диагностики, криогеники и дистанционного обслуживания, то есть все методики, необходимые для промышленного образца термоядерного реактора.

Объемов мирового производства трития будет недостаточно для электростанций будущего. А потому на ITER отработают также технологию размножающегося бланкета, содержащего литий. Из него под действием термоядерных нейтронов и будут синтезировать тритий.

Однако не стоит забывать, что это пускай и дорогой, но эксперимент. Токамак не будет оборудован турбинами или другими системами конвертации тепла в электричество. То есть коммерческого выхлопа в виде непосредственной генерации энергии не будет. Почему? Потому что это только усложнило бы проект с инженерной точки зрения и сделало бы его еще более дорогим.

Схема финансирования довольно запутанная. На стадии строительства, создания реактора и прочих систем комплекса примерно 45% расходов несут страны Евросоюза, остальные участники - по 9%. Однако бóльшая часть взносов - это «натура». Большинство компонентов поставляются в ITER напрямую от стран-участниц.

Они прибывают во Францию по морю, а из порта к стройплощадке доставляются по дороге, специально переделанной французским правительством. На 104 км «Пути ITER» страна потратила 110 млн евро и 4 года работы. Трасса была расширена и усилена. Дело в том, что до 2021 года по ней пройдут 250 конвоев с огромными грузами. Самые тяжелые детали достигают 900 тонн, самые высокие - 10 метров, самые длинные - 33 метра.

Пока ITER не ввели в эксплуатацию. Однако уже существует проект электростанции DEMO на термоядерном синтезе, задача которой как раз и продемонстрировать привлекательность коммерческого использования технологии. Этот комплекс должен будет непрерывно (а не импульсно, как ITER) генерировать 2 ГВт энергии.

Сроки реализации нового глобального проекта зависят от успехов ITER, но по плану 2012 года первый пуск DEMO произойдет не раньше 2044 года.

Нужна ли термоядерная энергия?

На данном этапе развития цивилизации можно смело заявить, что перед человечеством стоит «энергетический вызов». Он обусловлен сразу несколькими фундаментальными факторами:

— Человечество сейчас потребляет огромное количество энергии .

В настоящее время потребление энергии в мире составляет около 15,7 тераватт (ТВт). Разделив эту величину на население планеты, мы получим примерно 2400 ватт на человека, что можно легко оценить и представить себе. Потребляемая каждым жителем Земли (включая детей) энергия соответствует круглосуточной работе 24-х 100-ваттных электрических ламп.

— Мировое потребление энергии быстро возрастает .

По прогнозу Международного агентства по энергетике (2006 год), мировое потребление энергии к 2030 году должно увеличиться на 50%.

— В настоящее время 80% потребляемой миром энергии создается за счет сжигания ископаемых природных топлив (нефть, уголь и газ ), использование которых потенциально несет опасность катастрофических экологических изменений.

У жителей Саудовской Аравии популярна следующая шутка: «Мой отец ездил на верблюде. Я обзавелся автомобилем, а мой сын уже управляет самолетом. Но вот его сын вновь пересядет на верблюда».

Похоже, что дела обстоят именно так, поскольку, по всем серьезным прогнозам, запасы нефти в мире закончатся в основном примерно через 50 лет.

Даже на основании оценок Геологической службы США (этот прогноз значительно оптимистичнее остальных), рост мировой добычи нефти будет продолжаться не более 20 ближайших лет (другие специалисты предсказывают, что пик добычи будет достигнут уже через 5-10 лет), после чего объем добываемой нефти начнет уменьшаться со скоростью около 3% в год. Перспективы добычи природного газа выглядят ненамного лучше. Обычно говорят, что каменного угля нам хватит еще на 200 лет, но этот прогноз основан на сохранении существующего уровня добычи и расхода. Между тем потребление угля сейчас возрастает на 4,5% в год, что сразу сокращает упомянутый период в 200 лет всего до 50 лет.

Таким образом, уже сейчас следует готовиться к окончанию эпохи использования ископаемых типов горючего.

К сожалению, существующие сейчас альтернативные источники энергии не в состоянии покрыть растущих потребностей человечества. По самым оптимистичным оценкам, максимальное количество энергии (в указанном тепловом эквиваленте), создаваемое перечисленными источниками, составляет всего 3 ТВт (ветер), 1 ТВт (гидростанции), 1 ТВт (биологические источники) и 100 ГВт (геотермальные и морские установки). Суммарное количество дополнительной энергии (даже в этом, самом оптимальном прогнозе) составляет лишь около 6 ТВт. При этом стоит отметить, что разработка новых источников энергии является очень сложной технической задачей, так что стоимость производимой ими энергии будет в любом случае выше, чем при привычном сжигании угля и т. п. Представляется совершенно очевидным, что

человечество должно искать какие-то иные источники энергии, в качестве которых в настоящее время реально можно рассматривать только Солнце и реакции термоядерного синтеза.

Потенциально Солнце представляет собой практически неистощимый источник энергии. Количество энергии, попадающей всего на 0,1% поверхности планеты, эквивалентно 3,8 ТВт (даже при условии его преобразования с эффективностью всего 15%). Проблема заключается в нашем неумении улавливать и преобразовывать эту энергию, что связано как с высокой стоимостью солнечных батарей, так и с проблемами накопления, хранения и дальнейшей передачи получаемой энергии в требуемые регионы.

В настоящее время на атомных электростанциях в широких масштабах получают энергию, выделяющуюся при реакциях деления атомных ядер. Я полагаю, что следует всячески поощрять создание и развитие таких станций, однако при этом необходимо учитывать, что запасы одного из важнейших для их работы материала (дешевого урана) также могут быть полностью израсходованы в течение ближайших 50 лет.

Еще одним важным направлением развития является использование ядерного синтеза (слияния ядер), которое выступает сейчас в качестве основной надежды на спасение, хотя время создания первых термоядерных электростанций пока остается неопределенным. Именно этой теме посвящена данная лекция.

Что такое ядерный синтез?

Ядерный синтез, являющийся основой существования Солнца и звёзд, потенциально представляет собой неистощимый источник энергии для развития Вселенной вообще. Эксперименты, проводимые в России (Россия - родина термоядерной установки Токамак), США, Японии, Германии, а также в Великобритании в рамках программы Joint European Torus (JET), являющейся одной из ведущих исследовательских программ в мире, показывают, что ядерный синтез может обеспечить не только текущие энергетические потребности человечества (16 ТВт), но и гораздо большее количество энергии.

Энергия ядерного синтеза является совершенно реальной, и основной вопрос состоит в том, сможем ли мы создать достаточно надежные и экономически выгодные термоядерные установки.

Процессами ядерного синтеза называют реакции слияния легких атомных ядер в более тяжелые с выделением некоторого количества энергии.

Прежде всего, среди них следует отметить реакцию между двумя изотопами (дейтерий и тритий) весьма распространенного на Земле водорода, в результате которой образуется гелий и выделяется нейтрон. Реакция может быть записана в следующем виде:

D + T = 4 He + n + энергия (17,6 MэВ).

Выделенная энергия, возникающая из-за того, что гелий-4 имеет очень сильные ядерные связи, переходит в обычную кинетическую энергию, распределяемую между нейтроном и ядром гелия-4 в пропорции 14,1 MэВ/3,5 MэВ.

Для инициирования (зажигания) реакции синтеза необходимо полностью ионизовать и нагреть газ из смеси дейтерия и трития до температуры выше 100 миллионов градусов по Цельсию (будем обозначать ее через M градусов), что примерно в пять раз выше температуры в центре Солнца. Уже при температуре несколько тысяч градусов межатомные столкновения приводят к выбиванию электронов из атомов, в результате чего формируется смесь из разделенных ядер и электронов, известная под названием плазмы, в которой положительно заряженные и высокоэнергичные дейтроны и тритоны (то есть ядра дейтерия и трития) испытывают сильное взаимное отталкивание. Тем не менее высокая температура плазмы (и связанная с этим высокая энергия ионов) позволяют этим ионам дейтерия и трития преодолевать кулоновское отталкивание и сталкиваться друг с другом. При температуре выше 100 M градусов наиболее «энергетические» дейтроны и тритоны сближаются при столкновениях на столь близкие расстояния, что между ними начинают действовать мощные ядерные силы, заставляющие их сливаться друг с другом в единое целое.

Осуществление этого процесса в лаборатории связано с тремя очень сложными проблемами. Прежде всего, газовую смесь ядер D и T следует нагреть до температур выше 100 M градусов, каким-то образом предотвращая его охлаждение и загрязнение (из-за реакций со стенками сосуда).

Для решения этой задачи были придуманы «магнитные ловушки», получившие название Токамак, которые предотвращают взаимодействие плазмы со стенками реактора.

В описываемом методе плазма нагревается электрическим током, протекающим внутри тора, примерно до 3 M градусов, что, однако, оказывается еще недостаточным для инициирования реакции. Для дополнительного нагрева плазмы в неё либо «вкачивают» энергию радиочастотным излучением (как в микроволновой печке), либо инжектируют пучки нейтральных частиц с высокой энергией, которые при столкновениях передают свою энергию плазме. Кроме того, выделение тепла происходит за счет, собственно, термоядерных реакций (как будет рассказано ниже), в результате чего в достаточно большой установке должно происходить «зажигание» плазмы.

В настоящее время во Франции начинается строительство описываемого ниже международного экспериментального термоядерного реактора ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), который будет первым Токамаком, способным «зажечь» плазму.

В наиболее передовых существующих установках типа Токамак давно достигнуты температуры порядка 150 M градусов, близкие к значениям, требуемым для работы термоядерной станции, однако реактор ITER должен стать первой крупномасштабной энергетической установкой, рассчитанной на длительную эксплуатацию. В дальнейшем необходимо будет существенно улучшить параметры её работы, что потребует в первую очередь повышения давления в плазме, так как скорость слияния ядер при заданной температуре пропорциональна квадрату давления.

Основная научная проблема при этом связана с тем, что при повышении давления в плазме возникают очень сложные и опасные неустойчивости, то есть нестабильные режимы работы.

Возникающие при реакции синтеза электрически заряженные ядра гелия удерживаются внутри «магнитной ловушки», где постепенно тормозятся за счет столкновений с другими частицами, причем выделяющаяся при столкновениях энергия помогает поддерживать высокую температуру плазменного шнура. Нейтральные (не имеющие электрического заряда) нейтроны покидают систему и передают свою энергию стенкам реактора, а отбираемое от стен тепло и является источником энергии для работы турбин, вырабатывающих электричество. Проблемы и сложности эксплуатации такой установки связаны, прежде всего, с тем, что мощный поток высокоэнергичных нейтронов и выделяющаяся энергия (в виде электромагнитного излучения и частиц плазмы) серьезно воздействуют на реактор и могут разрушить материалы, из которых он создан.

Из-за этого конструкция термоядерных установок является очень сложной. Перед физиками и инженерами стоит задача обеспечения высокой надежности их работы. Проектирование и строительство термоядерных станций требуют от них решения целого ряда разнообразных и очень сложных технологических задач.

Устройство термоядерной электростанции

На рисунке представлена принципиальная схема (без соблюдения масштаба) устройства и принципа работы термоядерной электростанции. В центральной части располагается тороидальная (в форме бублика) камера объемом ~ 2000 м 3 , заполненная тритий-дейтериевой (T-D) плазмой, нагретой до температуры выше 100 M градусов. Образующиеся при реакции синтеза нейтроны покидают «магнитную ловушку» и попадают в показанную на рисунке оболочку с толщиной около 1 м. 1

Внутри оболочки нейтроны сталкиваются с атомами лития, в результате чего происходит реакция с образованием трития:

нейтрон + литий = гелий + тритий.

Кроме того, в системе происходят и конкурирующие реакции (без образования трития), а также много реакций с выделением дополнительных нейтронов, которые затем также приводят к образованию трития (при этом выделение дополнительных нейтронов может быть существенно усилено, например, за счет введения в оболочку атомов бериллия и свинца). Общий вывод состоит в том, что в этой установке может (по крайней мере, теоретически) происходить реакция ядерного синтеза, при которой будет образовываться тритий. При этом количество образующегося трития должно не только обеспечивать потребности самой установки, но и быть даже несколько большим, что позволит обеспечивать тритием и новые установки.

Именно эта концепция работы должна быть проверена и реализована на описываемом ниже реакторе ITER.

Нейтроны должны разогревать оболочку в так называемых пилотных установках (в которых будут использоваться относительно «обычные» конструкционные материалы) примерно до температуры 400 градусов. В дальнейшем предполагается создать усовершенствованные установки с температурой нагрева оболочки выше 1000 градусов, что может быть достигнуто за счет использования новейших высокопрочных материалов (типа композитов из карбида кремния). Выделяющееся в оболочке тепло, как и в обычных станциях, отбирается первичным охлаждающим контуром с теплоносителем (содержащим, например, воду или гелий) и передается на вторичный контур, где и производится водяной пар, подающийся на турбины.

Основное преимущество ядерного синтеза состоит в том, что в качестве топлива для него требуется лишь очень небольшое количество весьма распространенных в природе веществ.

Реакция ядерного синтеза в описываемых установках может приводить к выделению огромного количества энергии, в десять миллионов раз превышающего стандартное тепловыделение при обычных химических реакциях (типа сжигания ископаемого топлива). Для сравнения укажем, что количество угля, необходимого для обеспечения работы тепловой электростанции мощностью 1 гигаватт (ГВт), составляет 10 000 тонн в день (десять железнодорожных вагонов), а термоядерная установка такой же мощности будет потреблять в день лишь около 1 кг смеси D+T.

Дейтерий является устойчивым изотопом водорода; примерно в одной из каждых 3350 молекул обычной воды один из атомов водорода замещен дейтерием (наследие, доставшееся нам от Большого взрыва Вселенной). Этот факт позволяет легко организовать достаточно дешевое получение необходимого количества дейтерия из воды. Более сложным является получение трития, который является нестабильным (период полураспада около 12 лет, вследствие чего его содержание в природе ничтожно), однако, как было показано выше, тритий будет нарабатываться прямо внутри термоядерной установки в процессе работы за счет реакции нейтронов с литием.

Таким образом, исходным топливом для термоядерного реактора являются литий и вода.

Литий представляет собой обычный металл, широко используемый в бытовых приборах (в батарейках для мобильных телефонов, например). Описанная выше установка, даже с учетом неидеальной эффективности, сможет производить 200 000 кВт/час электрической энергии, что эквивалентно энергии, содержащейся в 70 тоннах угля. Требуемое для этого количество лития содержится в одной батарейке для компьютера, а количество дейтерия — в 45 литрах воды. Указанная выше величина соответствует современному потреблению электроэнергии (в пересчете на одного человека) в странах ЕС за 30 лет. Сам факт, что столь ничтожное количество лития может обеспечить выработку такого количества электроэнергии (без выбросов CO 2 и без малейшего загрязнения атмосферы), является достаточно серьезным аргументом для быстрейшего и энергичного развития исследований по разработке термоядерной энергетики (несмотря на все сложности и проблемы) даже при долгосрочной перспективе создания экономически эффективного термоядерного реактора.

Дейтерия должно хватить на миллионы лет, а запасы легкодобываемого лития вполне достаточны для обеспечения потребностей в течение сотен лет.

Даже если запасы лития в горных породах иссякнут, мы можем добывать его из воды, где он содержится в достаточно высокой концентрации (в 100 раз превосходящей концентрацию урана), чтобы его добыча была экономически целесообразной.

Термоядерная энергетика не только обещает человечеству, в принципе, возможность производства огромного количества энергии в будущем (без выбросов CO 2 и без загрязнения атмосферы), но и обладает рядом других достоинств.

1 ) Высокая внутренняя безопасность.

Используемая в термоядерных установках плазма имеет очень низкую плотность (примерно в миллион раз ниже плотности атмосферы), вследствие чего рабочая среда установок никогда не будет содержать в себе энергии, достаточной для возникновения серьезных происшествий или аварий.

Кроме того, загрузка «топливом» должна производиться непрерывно, что позволяет легко останавливать ее работу, не говоря уже о том, что в случае аварии и резкого изменения условий окружения термоядерное «пламя» должно просто погаснуть.

В чем состоят связанные с термоядерной энергетикой опасности? Во-первых, стоит отметить, что хотя продукты синтеза (гелий и нейтроны) не являются радиоактивными, оболочка реактора при длительном нейтронном облучении может стать радиоактивной.

Во-вторых, тритий является радиоактивным и имеет относительно небольшой период полураспада (12 лет). Но хотя объем используемой плазмы значителен, из-за ее низкой плотности там содержится лишь очень небольшое количество трития (общим весом примерно как десять почтовых марок). Поэтому

даже при самых тяжелых ситуациях и авариях (полное разрушение оболочки и выделение всего содержащегося в ней трития, например, при землетрясении и падении самолета на станцию) в окружающую среду поступит лишь незначительное количество топлива, что не потребует эвакуации населения из близлежащих населенных пунктов.

2 ) Стоимость энергии.

Ожидается, что так называемая «внутренняя» цена получаемой электроэнергии (стоимость самого производства) станет приемлемой, если будет составлять 75% от уже существующей на рынке цены. «Приемлемость» в данном случае означает, что цена будет ниже цены энергии, получаемой с использованием старых углеводородных топлив. «Внешняя» цена (побочные эффекты, воздействие на здоровье населения, климат, экологию и т. п.) будет, по существу, равной нулю.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER

Основной следующий шаг состоит в построении реактора ITER, спроектированного с целью демонстрации самой возможности зажигания плазмы и получения на этой основе хотя бы десятикратного выигрыша в энергии (по отношению к энергии, затрачиваемой на разогрев плазмы). Реактор ITER будет представлять собой экспериментальное устройство, которое даже не будет снабжено турбинами для производства электроэнергии и устройствами для её использования. Целью его создания является изучение условий, которые должны выполняться при работе таких энергетических установок, а также создание на этой основе настоящих, экономически выгодных электростанций, которые по размерам, по-видимому, должны превосходить ITER. Создание реальных прототипов термоядерных электростанций (то есть станций, полностью оборудованных турбинами и т. д.) требует решения двух следующих задач. Во-первых, необходимо продолжить разработку новых материалов (способных выдерживать очень суровые условия эксплуатации в описанных условиях) и провести их испытания в соответствии со специальными правилами для аппаратуры системы IFMIF (International Fusion Irradiation Facility), описанной ниже. Во-вторых, необходимо решить много чисто технических задач и развить новые технологии, относящиеся к дистанционному управлению, нагреву, конструкции оболочек, топливным циклам и т. д. 2

На рисунке показан реактор ITER, превосходящий крупнейшую на сегодня установку JET не только по всем линейным размерам (примерно вдвое), но и по величине используемых в нем магнитных полей и протекающих через плазму токов.

Целью создания этого реактора является демонстрация возможностей объединенных усилий физиков и инженеров при конструировании крупномасштабной термоядерной электростанции.

Намеченная проектировщиками мощность установки 500 МВт (при затрате энергии на входе системы всего около 50 МВт). 3

Установка ITER создается консорциумом, в который входят ЕC, Китай, Индия, Япония, Южная Корея, Россия и США. Общая численность населения этих стран составляет около половины всего населения Земли, так что проект можно назвать глобальным ответом на глобальный вызов. Основные компоненты и узлы реактора ITER уже созданы и испытаны, а строительство уже начато в местечке Кадараш (Франция). Запуск реактора запланирован на 2020 год, а получение дейтерий-тритиевой плазмы - на 2027 год, так как ввод реактора в действие требует длительных и серьезных испытаний для плазмы из дейтерия и трития.

Магнитные катушки реактора ITER созданы на основе сверхпроводящих материалов (что, в принципе, позволяет работать непрерывно при условии поддержания тока в плазме), так что проектировщики надеются обеспечить гарантированный рабочий цикл длительностью не менее 10 минут. Понятно, что наличие сверхпроводящих магнитных катушек является принципиально важным для непрерывной работы реальной термоядерной электростанции. Сверхпроводящие катушки уже применялись в устройствах типа Токамак, однако ранее они не использовались в столь крупномасштабных установках, рассчитанных на тритиевую плазму. Кроме этого, в установке ITER будут впервые использованы и испытаны разные модули оболочки, предназначенные для работы в реальных станциях, где могут генерироваться или «восстанавливаться» ядра трития.

Основной целью постройки установки является демонстрация успешного управления горением плазмы и возможности реального получения энергии в термоядерных устройствах при существующем уровне развития технологий.

Дальнейшее развитие в этом направлении, конечно, потребует многих усилий для повышения эффективности работы устройств, особенно с точки зрения их экономической целесообразности, что связано с серьезными и длительными исследованиями, как на реакторе ITER, так и на других устройствах. Среди поставленных задач следует особо выделить три следующие:

1) Необходимо показать, что существующий уровень науки и техники уже позволяет получать 10-кратный выигрыш в энергии (по сравнению с затрачиваемой для поддержания процесса) при контролируемом процессе ядерного синтеза. Реакция должна протекать без возникновения опасных неустойчивых режимов, без перегрева и повреждения материалов конструкции и без загрязнения плазмы примесями. При мощностях термоядерной энергии порядка 50 % от мощности нагрева плазмы эти цели уже были достигнуты в экспериментах на небольших установках, однако создание реактора ITER позволит проверить надежность методов управления на гораздо более крупной установке, производящей гораздо больше энергии в течение длительного времени. Реактор ITER проектируется для проверки и согласования требований к будущему термоядерному реактору, и его создание является весьма сложной и интересной задачей.

2) Необходимо изучить методы повышения давления в плазме (напомним, что скорость реакции при заданной температуре пропорциональна квадрату давления) для предотвращения возникновения опасных неустойчивых режимов поведения плазмы. Успех исследований в этом направлении позволит либо обеспечить работу реактора при более высокой плотности плазмы, либо понизить требования к напряженности создаваемых магнитных полей, что существенно уменьшит стоимость производимой реактором электроэнергии.

3) Испытания должны подтвердить, что непрерывная работа реактора в устойчивом режиме может быть обеспечена реально (с экономической и технической точек зрения это требование представляется очень важным, если не основным), а запуск установки можно будет осуществлять без огромных затрат энергии. Исследователи и проектировщики очень надеются, что «непрерывное» течение электромагнитного тока по плазме может быть обеспечено его генерацией в плазме (за счёт высокочастотного излучения и инжекции быстрых атомов).

Современный мир стоит перед очень серьезным энергетическим вызовом, который более точно можно назвать «неопределенным энергетическим кризисом».

В настоящее время почти вся потребляемая человечеством энергия создается сжиганием ископаемых топлив, а решение проблемы может быть связано с использованием солнечной энергии или ядерной энергетики (созданием реакторов на быстрых нейтронах и т. п.). Глобальная проблема, обусловленная ростом населения развивающихся стран и их потребностью в повышении уровня жизни и увеличении объема производимой энергии, не может быть решена только на основе рассматриваемых подходов, хотя, конечно, следует поощрять любые попытки развития альтернативных методов выработки энергии.

Если никаких крупных и неожиданных сюрпризов на пути развития термоядерной энергетики не будет, то при соблюдении выработанной разумной и упорядоченной программы действий, которая (разумеется, при условии хорошей организации работ и достаточного их финансирования) должна привести к созданию прототипа термоядерной электростанции. В этом случае примерно через 30 лет мы сумеем впервые подать электрический ток от неё в энергетические сети, а еще через 10 с небольшим лет начнет работать первая коммерческая термоядерная электростанция. Возможно, что во второй половине нашего столетия энергия ядерного синтеза начнет заменять ископаемые топлива и постепенно станет играть все более важную роль в обеспечении человечества энергией в глобальном масштабе.

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в наст. (80-е гг.) устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких ат. ядер, происходящих при очень высоких темп-рах (=108 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять Т. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа Т. р. К первому типу относятся Т. р., к-рым необходима от внеш. источников только для зажигания термояд. реакций. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при термояд. реакциях; напр., в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры плазмы расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В стационарном режиме работы Т. р. энергия, к-рую несут a-частицы, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в основном теплопроводностью плазмы и излучением. К такому типу Т. р. относится, напр., .

К др. типу Т. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в виде a-частиц, а необходима энергия от внеш. источников. Это происходит в тех реакторах, в к-рых велики энергетич. потери, напр. открытая магнитная ловушка.

Т. р. могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы, таких, как токамак, открытая магн. ловушка и др., или систем с инерционным удержанием плазмы, когда в плазму за короткое время (10-8-10-7 с) вводится энергия (либо с помощью излучения лазера, либо с помощью пучков релятив. эл-нов или ионов), достаточная для возникновения и поддержания реакций. Т. р. с магн. удержанием плазмы может работать в квазистационарном или стационарном режимах. В случае инерционного удержания плазмы Т. р. должен работать в режиме коротких импульсов.

Т. р. характеризуется коэфф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности, получаемой в реакторе, к мощности затрат на её произ-во. Тепловая Т. р. складывается из мощности, выделяющейся при термояд. реакциях в плазме, и мощности, выделяющейся в т. н. бланкете Т. р.- специальной оболочке, окружающей плазму, в к-рой используется энергия термояд, нейтронов. Наиболее перспективным представляется Т. р., работающий на дейтерий-тритиевой смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза.

Т. р. на дейтерий-тритиевом топливе в зависимости от состава бланкета может быть «чистым» или гибридным. Бланкет «чистого» Т. р. содержит Li; в нём под действием нейтронов получается , «сгорающий» в дейтерий-тритиевой плазме, и происходит усиление энергии термояд. реакции с 17,6 до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного Т. р. не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, при помещении в к-рые 238U можно получать 239Pu (см. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР). Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная прибл. 140 МэВ на один термояд. . Т. о., в гибридном Т. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии, чем в «чистом» Т. р., но наличие в первом делящихся радиоакт. в-в создаёт обстановку, близкую той, к-рая существует в яд. реакторах деления.

Физический энциклопедический словарь. - М.: Советская энциклопедия . Главный редактор А. М. Прохоров . 1983 .

ТЕРМОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Разрабатываемое в 1990-х гг. устройство для получения энергии за счёт реакций синтеза лёгких атомных ядер, происходящих в плазме при очень высоких темп-pax (10 8 К). Осн. требование, к-рому должен удовлетворять T. р., заключается в том, чтобы энерговыделение в результате термоядерных реакций (TP) с избытком компенсировало затраты энергии от внеш. источников на поддержание реакции.

Различают два типа T. р. К первому относятся реакторы, к-рым энергия от внеш. источников необходима только для зажигания TP. Далее реакции поддерживаются за счёт энергии, выделяющейся в плазме при TP, напр. в дейтерий-тритиевой смеси на поддержание высокой темп-ры расходуется энергия a-частиц, образующихся в ходе реакций. В смеси дейтерия с 3 He энергия всех продуктов реакций, т. е. a-частиц и протонов, расходуется на поддержание необходимой темп-ры плазмы. В стационарном режиме работы T. р. энергия, к-рую несут заряж. продукты реакций, компенсирует энергетич. потери из плазмы, обусловленные в осн. теплопроводностью плазмы и излучением. Такие реакторы наз. реакторами с зажиганием самоподдерживающейся термоядерной реакции (см. Зажигания критерий). Пример такого T. р.: токамак, стелларатор .

К др. типу T. р. относятся реакторы, в к-рых для поддержания горения реакций недостаточно энергии, выделяющейся в плазме в виде заряж. продуктов реакций, а необходима энергия от внеш. источников. Такие реакторы принято называть реакторами с поддержанием горения термоядерных реакций. Это происходит в тех T. р., где велики энергетич. потери, напр. открытая магн. ловушка, токамак, работающий в режиме по плотности и темп-ре плазмы ниже кривой зажигания TP. Эти два типа реакторов включают все возможные виды T. р., к-рые могут быть построены на основе систем с магн. удержанием плазмы (токамак , стелларатор, открытая магн. ловушка и др.) или систем с инерциальным удержанием плазмы.

Международный термоядерный экспериментальный реактор ИТЭР: 1 - центральный ; 2 - бланкет - ; 3 - плазма; 4 - вакуумная стенка; 5 - трубопровод откачки; 6- криостат; 7- катушки активного управления; 8 - катушки тороидального магнитного поля; 9 - первая стенка; 10 - диверторные пластины; 11 - катушки полоидального магнитного поля.

Реактор с инерциальным удержанием плазмы характеризуется тем, что в него за короткое время (10 -8 -10 -7 с) с помощью либо излучения лазера, либо пучков релятивистских электронов или ионов вводится энергия, достаточная для возникновения и поддержания TP. Такой реактор будет работать только в режиме коротких импульсов, в отличие от реактора с магн. удержанием плазмы, к-рый может работать в квазистационарном или даже стационарном режимах.

T. р. характеризуется коэф. усиления мощности (добротностью) Q, равным отношению тепловой мощности реактора к мощности затрат на её производство. Тепловая мощность реактора складывается из мощности, выделяющейся при TP в плазме, мощности, к-рая вводится в плазму для поддержания темп-ры горения TP или поддержания стационарного тока в плазме в случае токамака, и мощности, выделяющейся в т.

Разработка T. р. с магн. удержанием более продвинута, чем систем с инерциальным удержанием. Схема Международного термоядерного эксперим. реактора-токамака ИТЭР, проект к-рого разрабатывается с 1988 четырьмя сторонами - СССР (с 1992 Россия), США, странами Евратома и Японией,-представлена на рисунке. T. р. имеет . параметры: большой радиус плазмы 8,1 м; малый радиус плазмы в ср. плоскости 3 м; вытянутость сечения плазмы 1,6; тороидальное магн. на оси 5,7 Тл; номинальный плазмы 21 MA; номинальная термоядерная мощность с DT топливом 1500 МВт. Реактор содержит след. осн. узлы: центр. соленоид I , электрич. поле к-рого осуществляет , регулирует нарастание тока и поддерживает его вместе со спец. системой дополнит. нагрева плазмы; первая стенка 9, к-рая непосредственно обращена к плазме и воспринимает потоки тепла в виде излучения и нейтральных частиц; бланкет - защита 2, к-рые явл. неотъемлемой частью T. р. на дейтерий-три-тиевом (DT) топливе, т. к. в бланкете воспроизводится сгоревший в плазме тритий. T. р. на DT топливе в зависимости от материала бланкета может быть "чистым" или гибридным. Бланкет "чистого" T. р. содержит Li; в нём под действием термоядерных нейтронов получается тритий: 6 Li +nT+ 4 He+ 4,8 МэВ, и происходит усиление энергии TP с 17,6 МэВ до 22,4 МэВ. В бланкете гибридного термоядерного реактора не только воспроизводится тритий, но имеются зоны, в к-рые помещается отвальный 238 U для получения 239 Pu. Одновременно в бланкете выделяется энергия, равная 140 МэВ на один термоядерный нейтрон. T. о., в гибридном T. р. можно получать примерно в шесть раз больше энергии на один исходный акт синтеза, чем в "чистом" T. р., но наличие в первом случае делящихся радиоакт. веществ создаёт радиац. обстановку, близкую той, к-рая существует в ядерных реакторах деления.

В T. р. с топливом на смеси D с 3 He бланкет отсутствует, т. к. нет необходимости воспроизводить тритий: D + 3 He 4 He (3,6 МэВ) + р(14,7 МэВ), и вся энергия выделяется в виде заряж. продуктов реакции. Радиац. защита предназначена для поглощения энергии нейтронов и радиоакт. излучения и уменьшения потоков тепла и излучений на сверхпроводящую магн. систему до приемлемого для стационарной работы уровня. Катушки тороидального магн. поля 8 служат для создания тороидального магн. поля и изготавливаются сверхпроводящими с использованием сверхпроводника Nb 3 Sn и медной матрицы, работающих при темп-ре жидкого гелия (4,2 К). Развитие техники получения высокотемпературной сверхпроводимости может позволить исключить охлаждение катушек жидким гелием и перейти на более дешёвый способ охлаждения, напр. жидким азотом. Конструкция реактора при этом существенно не изменится. Катушки полоидального поля 11 являются также сверхпроводящими и вместе с магн. полем тока плазмы создают равновесную конфигурацию полоидального магн. поля с одно или двухну-левым полоидальным д и в е р т о р о м 10, служащим для отвода тепла из плазмы в виде потока заряж. частиц и для откачки нейтрализованных на диверторных пластинах продуктов реакции: гелия и протия. В T. р. с D 3 He топливом диверторные пластины могут служить одним из элементов системы прямого преобразования энергии заряж. продуктов реакции в электроэнергию. Криостат 6 служит для охлаждения сверхпроводящих катушек до темп-ры жидкого гелия или более высокой темп-ры при использовании более совершенных высокотемпературных сверхпроводников. Вакуумная камера 4 и средства откачки 5 предназначены для получения высокого вакуума в рабочей камере реактора, в к-рой создаётся плазма 3, и во всех вспомогательных объёмах, включая криостат.

В качестве первого шага на пути создания термоядерной энергетики представляется T. р., работающий на DT смеси за счёт большей скорости протекания реакций, чем при др. реакциях синтеза. В перспективе рассматривается возможность создания малорадиоактивного T. р. на смеси D с 3 He, в к-ром осн. энергию несут заряж. продукты реакции, а нейтроны возникают лишь в DD и в DT реакциях при выгорании рождающегося в DD реакциях трития. В результате биол. опасность T. р. может быть, по-видимому, снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами деления, отпадает необходимость промышл. обработки радиоакт. материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоакт. отходов. Впрочем, перспективы создания в будущем экологически чистого T. р. на смеси D с 3 Не осложняются проблемой сырья: естеств. концентрации изотопа 3 He на Земле составляют миллионные доли от изотопа 4 He. Поэтому возникает трудный вопрос получения исходного сырья, напр. путём доставки его с Луны.

Международный экспериментальный термоядерный реактор ITER без преувеличения можно назвать самым значительным исследовательским проектом современности. По масштабам строительства он легко заткнет за пояс Большой адронный коллайдер, а в случае успеха ознаменует для всего человечества гораздо больший шаг, чем полет на Луну. Ведь в потенциале управляемый термоядерный синтез — это практически неиссякаемый источник небывало дешевой и чистой энергии.

Этим летом нашлось сразу несколько веских причин освежить в памяти технические подробности проекта ITER. Во‑первых, грандиозное начинание, официальным стартом которого считается встреча Михаила Горбачева и Рональда Рейгана в далеком 1985 году, на наших глазах принимает материальное воплощение. Проектирование реактора нового поколения при участии России, США, Японии, Китая, Индии, Южной Кореи и Евросоюза заняло более 20 лет. Сегодня ITER — это уже не килограммы технической документации, а 42 га (1 км на 420 м) идеально ровной поверхности одной из крупнейших в мире рукотворных платформ, расположенной во французском городе Кадараш, в 60 км севернее Марселя. А также фундамент будущего 360 000-тонного реактора, состоящий из 150 000 кубометров бетона, 16 000 т арматуры и 493 колонн с резинометаллическим антисейсмическим покрытием. И, конечно же, тысячи сложнейших научных инструментов и исследовательских установок, разбросанных по университетам всего мира.

Март 2007. Первая фотография будущей платформы ITER с воздуха.

Производство ключевых компонентов реактора идет полным ходом. Весной Франция отрапортовала об изготовлении 70 каркасов для D-образных катушек тороидального поля, а в июне началась намотка первых катушек из сверхпроводящих кабелей, поступивших из России от Института кабельной промышленности в Подольске.

Вторая веская причина вспомнить об ITER именно сейчас — политическая. Реактор нового поколения — испытание не только для ученых, но и для дипломатов. Это настолько дорогостоящий и технически сложный проект, что ни одной стране мира не потянуть его в одиночку. От способности государств договариваться между собой как в научной, так и в финансовой сфере зависит, удастся ли довести дело до конца.

Март 2009. 42 га разровненной площадки ожидают начала строительства научного комплекса.

На 18 июня был запланирован Совет ITER в Санкт-Петербурге, однако Государственный департамент США в рамках санкций запретил американским ученым посещать Россию. Принимая во внимание тот факт, что сама идея токамака (тороидальной камеры с магнитными катушками, лежащей в основе ITER) принадлежит советскому физику Олегу Лаврентьеву, участники проекта отнеслись к данному решению как к курьезу и попросту перенесли совет в Кадараш на ту же дату. Эти события лишний раз напомнили всему миру о том, что Россия (наряду с Южной Кореей) наиболее ответственно относится к исполнению своих обязательств перед проектом ITER.

Февраль 2011. Более 500 отверстий просверлено в сейсмоизолирующей шахте, все подземные полости заполнены бетоном.

Ученые жгут

Словосочетание «термоядерный реактор» у многих людей вызывает настороженность. Ассоциативная цепочка понятна: термоядерная бомба страшнее просто ядерной, а значит, термоядерный реактор опаснее Чернобыля.

На самом деле ядерный синтез, на котором основывается принцип работы токамака, намного безопаснее и эффективнее ядерного деления, применяемого в современных АЭС. Синтез используется самой природой: Солнце представляет собой не что иное, как естественный термоядерный реактор.

Токамак ASDEX, построенный в 1991 году в немецком Институте Макса Планка, используется для испытания различных материалов первой стенки реактора, в частности вольфрама и бериллия. Объем плазмы в ASDEX — 13 м 3 , почти в 65 раз меньше, чем в ITER.

В реакции задействованы ядра дейтерия и трития — изотопов водорода. Ядро дейтерия состоит из протона и нейтрона, а ядро трития — из протона и двух нейтронов. В обычных условиях одинаково заряженные ядра отталкиваются друг от друга, однако при очень высоких температурах они могут сталкиваться.

При соударении в игру вступает сильное взаимодействие, которое отвечает за объединение протонов и нейтронов в ядра. Возникает ядро нового химического элемента — гелия. При этом образуется один свободный нейтрон и выделяется большое количество энергии. Энергия сильного взаимодействия в ядре гелия меньше, чем в ядрах исходных элементов. За счет этого результирующее ядро даже теряет в массе (согласно теории относительности энергия и масса эквивалентны). Вспомнив знаменитое уравнение E = mc 2 , где c — это скорость света, можно представить себе, какой колоссальный энергетический потенциал таит в себе ядерный синтез.

Август 2011. Начата заливка монолитной железобетонной сейсмоизолирующей плиты.

Чтобы преодолеть силу взаимного отталкивания, исходные ядра должны двигаться очень быстро, поэтому ключевую роль в ядерном синтезе играет температура. В центре Солнца процесс протекает при температуре 15 млн градусов Цельсия, но ему способствует колоссальная плотность вещества, обусловленная действием гравитации. Колоссальная масса светила делает его эффективным термоядерным реактором.

Создать такую плотность на Земле не представляется возможным. Нам остается лишь наращивать температуру. Чтобы изотопы водорода отдали землянам энергию своих ядер, необходима температура 150 млн градусов, то есть в десять раз выше, чем на Солнце.

Ни один твердый материал во Вселенной не может напрямую контактировать с такой температурой. Так что просто построить печку для приготовления гелия не получится. Решить проблему помогает та самая тороидальная камера с магнитными катушками, или токамак. Идея создания токамака осенила светлые головы ученых из разных стран в начале 1950-х, при этом первенство однозначно приписывается советскому физику Олегу Лаврентьеву и его именитым коллегам Андрею Сахарову и Игорю Тамму.

Вакуумная камера в форме тора (пустотелого «бублика») окружается сверхпроводящими электромагнитами, которые создают в ней тороидальное магнитное поле. Именно это поле удерживает раскаленную до десяти солнц плазму на некотором расстоянии от стенок камеры. Вместе с центральным электромагнитом (индуктором) токамак представляет собой трансформатор. Изменяя ток в индукторе, порождают течение тока в плазме — движение частиц, необходимое для синтеза.

Февраль 2012. Установлено 493 1,7-метровых колонны с сейсмоизолирующими подушками из резинометаллического сэндвича.

Токамак можно по праву считать образцом технологического изящества. Электрический ток, протекающий в плазме, создает полоидальное магнитное поле, опоясывающее плазменный шнур и поддерживающее его форму. Плазма существует при строго определенных условиях, и при их малейшем изменении реакция немедленно прекращается. В отличие от реактора АЭС, токамак не может «пойти вразнос» и неконтролируемо наращивать температуру.

В маловероятном случае разрушения токамака не происходит радиоактивного заражения. В отличие от АЭС, термоядерный реактор не производит радиоактивных отходов, а единственный продукт реакции синтеза — гелий — не является парниковым газом и полезен в хозяйстве. Наконец, токамак очень бережно расходует топливо: во время синтеза в вакуумной камере находится всего несколько сотен граммов вещества, а расчетный годовой запас горючего для промышленной электростанции составляет всего 250 кг.

Апрель 2014. Завершено строительство здания криостата, залиты стенки фундамента токамака 1,5-метровой толщины.

Зачем нам ITER?

Токамаки классической схемы, описанные выше, строились в США и Европе, России и Казахстане, Японии и Китае. С их помощью удалось доказать принципиальную возможность создания высокотемпературной плазмы. Однако постройка промышленного реактора, способного отдавать больше энергии, чем потреблять, — задача принципиально иного масштаба.

В классическом токамаке течение тока в плазме создается за счет изменения тока в индукторе, а этот процесс не может быть бесконечным. Таким образом, время существования плазмы ограничено, и реактор может работать только в импульсном режиме. На разжигание плазмы требуется колоссальная энергия — шутка ли, нагреть что-либо до температуры в 150 000 000 °C. А значит, необходимо добиться такого времени жизни плазмы, которое даст выработку энергии, окупающую розжиг.

Термоядерный реактор — это элегантная техническая концепция с минимумом негативных побочных эффектов. Течение тока в плазме само собой образует полоидальное магнитное поле, поддерживающее форму плазменного шнура, а образующиеся высокоэнергетические нейтроны в сочетании с литием вырабатывают драгоценный тритий.

К примеру, в 2009 году в ходе эксперимента на китайском токамаке EAST (части проекта ITER) удалось удержать плазму с температурой 10 7 К в течение 400 секунд и 10 8 К в течение 60 секунд.

Чтобы дольше удерживать плазму, необходимы дополнительные нагреватели нескольких видов. Все они будут испытаны на ITER. Первый способ — инжекция нейтральных атомов дейтерия — предполагает, что атомы будут поступать в плазму предварительно разогнанными до кинетической энергии в 1 МэВ с помощью дополнительного ускорителя.

Этот процесс изначально противоречив: ускорять можно только заряженные частицы (на них действует электромагнитное поле), а вводить в плазму — только нейтральные (в противном случае они повлияют на течение тока внутри плазменного шнура). Поэтому от атомов дейтерия предварительно отнимается электрон, и положительно заряженные ионы попадают в ускоритель. Затем частицы попадают в нейтрализатор, где восстанавливаются до нейтральных атомов, взаимодействуя с ионизированным газом, и вводятся в плазму. В настоящее время мегавольтный инжектор ITER разрабатывается в итальянской Падуе.

Второй метод нагрева имеет что-то общее с разогревом продуктов в микроволновке. Он предполагает воздействие на плазму электромагнитным излучением с частотой, соответствующей скорости движения частиц (циклотронной частотой). Для положительных ионов эта частота равняется 40−50 МГц, а для электронов — 170 ГГц. Для создания мощного излучения столь высокой частоты используется прибор под названием гиротрон. Девять из 24 гиротронов ITER производятся на предприятии Gycom в Нижнем Новгороде.

Классическая концепция токамака предполагает, что форма плазменного шнура поддерживается полоидальным магнитным полем, которое само собой образуется при течении тока в плазме. Для длительного удержания плазмы такой подход неприменим. В токамаке ITER предусмотрены специальные катушки полоидального поля, назначение которых — держать раскаленную плазму подальше от стенок реактора. Эти катушки относятся к самым массивным и сложным элементам конструкции.

Чтобы иметь возможность активно управлять формой плазмы, своевременно устраняя колебания по краям шнура, разработчики предусмотрели небольшие маломощные электромагнитные контуры, расположенные непосредственно в вакуумной камере, под обшивкой.

Топливная инфраструктура для термоядерного синтеза — это отдельная интересная тема. Дейтерий содержится практически в любой воде, и его запасы можно считать неограниченными. А вот мировые запасы трития исчисляются от силы десятками килограммов. 1 кг трития стоит порядка $30 млн. Для первых запусков ITER понадобится 3 кг трития. Для сравнения, около 2 кг трития в год необходимо для поддержания ядерного потенциала армии Соединенных Штатов.

Однако в перспективе реактор будет сам обеспечивать себя тритием. В процессе основной реакции синтеза образуются высокоэнергетические нейтроны, которые способны превращать ядра лития в тритий. Разработка и испытание первой стенки реактора, содержащей литий, — одна из важнейших целей ITER. В первых испытаниях будут использоваться бериллиево-медные обшивки, цель которых сводится к защите механизмов реактора от тепла. Согласно расчетам, даже если перевести всю энергетику планеты на токамаки, мировых запасов лития хватит на тысячу лет эксплуатации.

Подготовка 104-километрового «Пути ITER» обошлась Франции в 110 миллионов евро и четыре года работы. Дорога от порта Фос-Сюр-Мер до Кадараша была расширена и усилена, чтобы по ней можно было доставить на площадку самые тяжелые и габаритные детали токамака. На фото: транспортер с тестовым грузом массой 800 тонн.

С миру по токамаку

Для прецизионного управления термоядерным реактором необходимы точные диагностические инструменты. Одна из ключевых задач ITER — выбрать наиболее подходящие из пяти десятков инструментов, которые сегодня проходят испытания, и дать старт разработке новых.

Не менее девяти диагностических аппаратов будет разработано в России. Три — в московском Курчатовском институте, в их числе нейтронно-лучевой анализатор. Ускоритель посылает сквозь плазму сфокусированный поток нейтронов, который претерпевает спектральные изменения и улавливается приемной системой. Спектрометрия с частотой 250 измерений в секунду показывает температуру и плотность плазмы, силу электрического поля и скорость вращения частиц — параметры, необходимые для управления реактором с целью продолжительного удержания плазмы.

Три инструмента готовит Научно-исследовательский институт имени Иоффе, в том числе анализатор нейтральных частиц, который захватывает атомы из токамака и помогает контролировать концентрацию дейтерия и трития в реакторе. Оставшиеся аппараты будут сделаны в институте Тринити, где в настоящее время изготавливаются алмазные детекторы для вертикальной нейтронной камеры ITER. Во всех перечисленных институтах для испытаний используются собственные токамаки. А в тепловой камере НИИЭФА имени Ефремова проходят испытания фрагменты первой стенки и мишени дивертора будущего реактора ITER.

К сожалению, тот факт, что множество компонентов будущего мегареактора уже существует в металле, не обязательно означает, что реактор будет построен. За последнее десятилетие оценочная стоимость проекта выросла с 5 до 16 млрд евро, а плановый первый запуск перенесся с 2010 на 2020 год. Судьба ITER всецело зависит от реалий нашего настоящего, прежде всего экономических и политических. Между тем каждый ученый, занятый в проекте, искренне верит, что его успех способен до неузнаваемости изменить наше будущее.