Термоядерная электростанция. Термоядерный реактор iter. Определимся с терминами

We say that we will put the sun into a box. The idea is pretty. The problem is we don"t know how to make the box.

Pierre-Gilles de Gennes
Французский нобелевский лауреат

Всем электронным устройствам и машинам нужна энергия и человечество потребляет её очень много. Но ископаемое топливо заканчивается, а альтернативная энергетика пока что недостаточно эффективна.
Есть способ получения энергии, идеально подходящий всем требованиям - Термоядерный синтез. Реакция термоядерного синтеза (превращение водорода в гелий и выделение энергии) постоянно происходит на солнце и этот процесс дает планете энергию в виде солнечных лучей. Нужно только имитировать его на Земле, в меньшем масштабе. Достаточно обеспечить высокое давление и очень высокую температуру (в 10 раз выше, чем на Солнце) и реакция синтеза будет запущена. Чтобы создать такие условия, нужно построить термоядерный реактор. Он будет использовать более распространенные на земле ресурсы, будет безопасным и более мощным чем обычные атомные станции. Уже больше 40 лет предпринимаются попытки его строительства и ведутся эксперименты. В последние годы на одном из прототипов даже удалось получить больше энергии чем было затрачено . Наиболее амбициозные проекты в этой сфере представлены ниже:

Государственные проекты

Наибольшее внимание общественности последнее время достаётся другой конструкции термоядерного реактора - стелларатору Wendelstein 7-X (стелларатор сложнее по внутреннему устройству чем ITER, который является токамаком). Потратив чуть более 1 млрд. долларов немецкие ученые за 9 лет соорудили к 2015 году уменьшенную, демонстрационную модель реактора. Если он будет показывать хорошие результаты будет построена более масштабная версия.

MegaJoule Laser во Франции будет самым мощным в мире лазером и будет пытаться продвинуть метод строительства термоядерного реактора, основанный на использовании лазеров. Ввод французской установки в строй ожидается в 2018 году.

NIF (National ignition facility) было построено в США за 12 лет и 4 млрд. долларов к 2012. Они рассчитывали протестировать технологию и после сразу строить реактор, но оказалось, что, как сообщает википедия - considerable work is required if the system is ever to reach ignition. В результате грандиозные планы были отменены и ученые занялись постепенным совершенствованием лазера. Последняя задача - поднять эффективность передачи энергии с 7% до 15%. Иначе финансирование от конгресса этого метода достижения синтеза может прекратится.

В конце 2015 года в Сарове началось строительство здания для самой мощной в мире лазерной установки. Она будет мощнее текущей американской и будущей французской и позволит провести эксперименты необходимые для строительства «лазерной» версии реактора. Завершение строительства в 2020 году.

Расположенный в США лазер - MagLIF fusion признается темной лошадкой среди методов достижения термоядерного синтеза. Недавно этод метод показал результаты лучше ожидаемых, но мощность всё ещё нужно увеличить в 1000 раз. Сейчас лазер проходит апгрейд, и к 2018 учёные надеются получить столько же энергии, сколько потратили. В случае успеха будет построена увеличенная версия.

В российском ИЯФ упорно проводили эксперименты над методом «открытых ловушек» от которого отказались США в 90е. В результате были получены показатели, считавшиеся невозможными для этого метода. Учёные ИЯФ полагают, что их установка сейчас находится на уровне немецкой Wendelstein 7-X (Q=0.1), но дешевле. Сейчас за 3 млрд. рублей они строят новую установку

Руководитель Курчатовского института постоянно напоминает о планах построить в России небольшой термоядерный реактор - Игнитор. По плану, он должен быть также эффективен как ITER, хоть и меньше. Строительство его должно было начаться ещё 3 года назад, но такая ситуация типична для крупных научных проектов.

Китайский токамак EAST начале 2016 года сумел получить температуру в 50 млн. градусов и продержать её 102 секунды. До начала постройки огромных реакторов и лазеров все новости про термоядерный синтез были такими. Можно было подумать, что это просто соревнование среди ученых - кто дольше удержит всё более высокую температуру. Чем выше температура плазмы и чем дольше её удается удерживать - тем мы ближе к началу реакции синтеза. Таких установок в мире десятки, ещё несколько () () строится так что скоро рекорд EAST будет побит. В сущности, эти небольшие реакторы, это просто тестирование оборудования перед отправкой в ITER.

Lockheed Martin объявил в 2015м о прорыве в термоядерной энергетики, который позволит им построить небольшой и мобильный термоядерный реактор за 10 лет. Учитывая, что даже очень большие и совсем не мобильные коммерческие реакторы ожидались не ранее 2040 года, заявление корпорации было встречено скептически. Но компания располагает большими ресурсами так что кто знает. Прототип ожидается в 2020 году.

Популярный в кремниевой долине стартап Helion Energy имеет свой уникальный план по достижению термоядерного синтеза. Компания привлекла больше 10 млн долларов и рассчитывает создать прототип к 2019.

Держащийся в тени стартап Tri Alpha Energy недавно добился впечатляющих результатов в продвижении своего метода термоядерного синтеза (теоретиками было разработано >100 теоретических способов добиться синтеза, токамак просто самый простой и популярный). Компания также привлекла более 100 млн долларов средств инвесторов.

Проект реактора от Канадского стартапа General Fusion ещё больше не похож на остальные, но разработчики в нем уверены и привлекли за 10 лет больше 100 млн. долларов, чтобы построить реактор к 2020 году.

Стартап из Соединенного королевства - First light имеет самый доступный для понимания сайт, образовался в 2014 году, и объявил о планах использовать последние научные данные для менее затратного получения термоядерного синтеза.

Ученые из MIT написали статью с описанием компактного термоядерного реактора. Они уповают на новые технологии, появившиеся уже после начала строительства гигантских токамаков и обещают осуществить проект за 10 лет. Пока неизвестно будет ли им дан зеленый свет на начало строительства. Даже в случае одобрения, статья в журнале, это ещё более ранняя стадия чем стартап

Термоядерный синтез - это, пожалуй, наименее подходящая для краудфандинга индустрия. Но именно с его помощью и также с финансированием НАСА, компания Lawrenceville Plasma Physics собирается построить прототип своего реактора. Из всех реализуемых проектов, этот больше всего похож на мошенничество, но кто знает, может, что-то полезное они привнесут в эту грандиозную работу.

ITER будет только прототипом для постройки полноценной установки DEMO - первого коммерческого термоядерного реактора. Его запуск сейчас запланирован на 2044 год и это ещё оптимистичный прогноз.

Но есть планы и на следующий этап. Гибридный термоядерный реактор будет получать энергию и от распада атома (как обычная атомная станция) и от синтеза. В такой конфигурации энергии может быть в 10 раз больше, но безопасность ниже. Китай рассчитывает построить прототип к 2030, но эксперты говорят, что это всё равно что пытаться собрать гибридные автомобили до изобретения двигателя внутреннего сгорания.

Итог

Нет недостатка в желающих принести в мир новый источник энергии. Наибольшие шансы есть у проекта ITER, учитывая его масштаб и финансирование, но другие методы, а также частные проекты не стоит сбрасывать со счетов. Ученые десятки лет трудились над запуском реакции синтеза без особых успехов. Но сейчас проектов по достижению термоядерной реакции больше чем когда-либо. Даже если каждый из них провалится, новые попытки будут предприняты. Вряд ли мы успокоимся, пока не зажжем миниатюрную версию Солнца, здесь, на Земле.

Теги: Добавить метки

Термоядерный реактор, еще не работает и заработает нескоро. Но ученые уже точно знают, как он устроен.

Теория

В качестве топлива для термоядерного реактора может выступать Гелий-3 , один из изотопов гелия. Он редко встречается на Земле, но его очень много на Луне. На этом строится сюжет одноименного фильма Дункана Джонса . Если вы читаете эту статью, то фильм вам точно понравится.

Реакция ядерного синтеза - это когда два маленьких атомных ядра слепляются в одно большое. Это реакция, обратная . Например, можно столкнуть два ядра водорода, чтобы получить гелий.

При такой реакции выделяется огромное количество энергии благодаря разности масс: масса частиц до реакции больше, чем масса полученного большого ядра. Эта масса и превращается в энергию благодаря .

Но для того, чтобы произошло слияние двух ядер, надо преодолеть их силу электростатического отталкивания и сильно прижать друг к другу. А на маленьких расстояниях, порядка размера ядер, действуют уже гораздо большие ядерные силы , благодаря которым ядра притягиваются друг к другу и объединяются в одно большое ядро.

Поэтому реакция термоядерного синтеза может проходить только при очень больших температурах, чтобы скорость ядер была такой, что при столкновении им хватило энергии настолько приблизиться друг к другу, чтобы заработали ядерные силы и произошла реакция. Вот откуда в названии взялось «термо-».

Практика

Где энергия, там и оружие. Во время холодной войны СССР и США разработали термоядерные (или водородные) бомбы. Это самое разрушительное оружие, созданное человечеством, в теории оно может уничтожить Землю .

Как раз температура и является основным препятствием использовать термоядерную энергию на практике. Не существует материалов, которые смогут удержать такую температуру и не расплавиться.

Но выход есть, можно удерживать плазму благодаря сильному . В специальных устройствах токамаках плазму могут удержать в форме бублика огромные мощные магниты.

Термоядерная электростанция безопасна, экологически чиста и очень экономична. Она может решить все энергетические проблемы человечества. Дело за малым - научиться строить термоядерные электростанции.

Международный экспериментальный термоядерный реактор

Построить термоядерный реактор очень сложно, и очень дорого. Для решения такой грандиозной задачи объединились усилия ученых нескольких стран: России, США, стран ЕС, Японии, Индии, Китая, Республики Корея и Канады.

Сейчас строится экспериментальный токамак во Франции, стоить он будет примерно 15 миллиардов долларов, по планам он будет закончен к 2019 году и до 2037 на нем будут проводиться эксперименты. Если они будут успешными, то, может, мы еще успеем пожить в счастливую эпоху термоядерной энергии.

Так что сосредоточьтесь посильнее и начинайте с нетерпением ждать результатов экспериментов, это вам не второй iPad ждать - на кону будущее человечества.

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.

Лазеры ,

Государственные проекты

Итог

Теги:

термоядерный реактор
энергетика
проекты будущего

Добавить метки
Все что-нибудь слышали о термоядерной энергетике, но мало кто может вспомнить технические подробности. Более того, краткий опрос показывает: многие уверены, что сама возможность термоядерной энергетики – это миф. Приведу выдержки с одного из интернет-форумов, на котором вдруг завязалась дискуссия.

Пессимисты:

«Можно сравнить это с коммунизмом. Проблем в этой области больше, чем явных решений…»;

«Это одна из любимых тем для написания футуристических статей о светлом будущем…»

Оптимисты:

«Это будет, потому что все невероятнейшее оказывалось либо изначально невозможным, либо тем, прогресс чего был критическим фактором для развития техники…»;

«Термоядерная энергетика – это, ребята, наше неизбежное будущее, и никуда от него не деться…»

Определимся с терминами

– Что такое управляемый термоядерный синтез?

Елена Корешева : Управляемый термоядерный синтез (УТС) – это направление исследований, целью которого является промышленное использование энергии термоядерных реакций синтеза легких элементов.

Ученые всего мира начали эти исследования, когда термоядерный синтез в его неуправляемой стадии был продемонстрирован при взрыве под Семипалатинском первой в мире водородной бомбы. Проект такой бомбы был разработан в СССР в 1949 году Андреем Сахаровым и Виталием Гинзбургом – будущими Нобелевскими лауреатами из ФИАНа – Физического института им. П. Н. Лебедева Академии наук СССР, а 5 мая 1951 года было выпущено постановление Совета министров СССР о развертывании работ по термоядерной программе под руководством И. В. Курчатова.

В отличие от ядерной бомбы, при взрыве которой энергия выделяется в результате деления атомного ядра, в водородной бомбе происходит термоядерная реакция, основная энергия которой выделяется при горении тяжелого изотопа водорода – дейтерия.

Необходимые условия для запуска термоядерной реакции – высокая температура (~100 млн °C) и высокая плотность топлива – в водородной бомбе достигаются с помощью взрыва малогабаритного ядерного запала.

Чтобы реализовать такие же условия в лаборатории, то есть перейти от неуправляемого термоядерного синтеза к управляемому, ученые ФИАН академик Н. Г. Басов, лауреат Нобелевской премии 1964 года, и академик О. Н. Крохин предложили использовать излучение лазера. Именно тогда, в 1964 году, в Физическом институте им. П. Н. Лебедева, а затем и в других научных центрах нашей страны были начаты исследования по УТС в области с инерциальным удержанием плазмы. Это направление получило название инерциального термоядерного синтеза, или ИТС.

Классическая топливная мишень, применяемая в экспериментах по ИТС, представляет собой систему вложенных шаровых слоев, простейший вариант которой – внешняя полимерная оболочка и криогенный слой топлива, сформированный на ее внутренней поверхности. Основная идея ИТС – сжать пять миллиграммов сферической топливной мишени до плотностей, превышающих более чем в тысячу раз плотность твердого тела.

Сжатие осуществляется внешней оболочкой мишени, вещество которой, интенсивно испаряясь под воздействием сверхмощных лазерных лучей или пучков высокоэнергичных ионов, создает реактивную отдачу. Не испаренная часть оболочки как мощный поршень сжимает находящееся внутри мишени топливо, и в момент максимального сжатия сходящаяся ударная волна поднимает температуру в центре сжатого топлива настолько, что начинается термоядерное горение.

Предполагается, что в камеру реактора ИТС мишени будут инжектироваться с частотой 1-15 Гц, чтобы обеспечить их непрерывное облучение и, соответственно, непрерывную последовательность термоядерных микровзрывов, дающих энергию. Это напоминает работу двигателя внутреннего сгорания, только энергии мы в таком процессе можем получить на много порядков больше.

Другой подход в УТС связан с магнитным удержанием плазмы. Это направление получило название магнитного термоядерного синтеза (МТС). Исследования в этом направлении стартовали на десять лет раньше, в начале 1950-х годов. Институт им. И. В. Курчатова – пионер этих исследований в нашей стране.

– Какова конечная задача этих исследований?

Владимир Николаев : Конечная задача – использование термоядерных реакций при производстве электрической и тепловой энергии на современных высокотехнологичных, экологически чистых, использующих практически неисчерпаемые энергетические ресурсы объектах генерации – инерциальных термоядерных электростанциях. Этот новый тип электростанций должен со временем заменить привычные нам работающие на углеводородном топливе (газ, уголь, мазут) тепловые электростанции (ТЭС), а также атомные электростанции (АЭС). Когда же это случится? По словам академика Л. А. Арцимовича, одного из лидеров исследований УТС в нашей стране, термоядерная энергетика будет создана тогда, когда станет действительно необходимой человечеству. Такая необходимость с каждым годом становится все более острой, и вот по каким причинам:

1. Согласно прогнозам, сделанным в 2011 году Международным энергетическим агентством (МЭА), мировое годовое потребление электроэнергии в период между 2009 и 2035 годами возрастет более чем в 1,8 раза – с 17200 ТВт-ч в год до более чем 31700 ТВт-ч в год, при ежегодном темпе роста в 2,4 процента.

2. Применяемые человечеством меры, направленные на экономию энергии, применение различного рода энергосберегающих технологий на производстве и в быту, увы, не дают ощутимого результата.

3. Более 80 процентов потребляемой в мире энергии сейчас производится за счет сжигания ископаемых – нефти, угля и природного газа. Прогнозируемое через пятьдесят-сто лет истощение запасов этого ископаемого топлива, а также неравномерность расположения месторождений этих ископаемых, удаленность данных месторождений от электростанций, требующая дополнительных расходов на транспортировку энергетических ресурсов, необходимость в отдельных случаях нести дополнительные весьма существенные расходы на обогащение и на подготовку топлива к сжиганию.

4. Развитие возобновляемых источников энергии на основе солнечной энергии, энергии ветра, гидроэнергетики, биогаза (в настоящее время на эти источники приходится около 13-15 процентов потребляемой в мире энергии) ограничивается такими факторами, как зависимость от климатических особенностей места нахождения электростанции, зависимость от времени года и даже времени суток. Сюда следует также добавить относительно небольшие номинальные мощности ветроустановок и солнечных станций, необходимость отведения под ветропарки значительных территорий, нестабильность режимов работы ветро- и солнечных электростанций, создающую технические сложности встраивания данных объектов в режим работы электроэнергетической системы, и т. п.

– Каковы прогнозы на будущее?

Владимир Николаев : Основным кандидатом на лидирующие позиции в энергетике будущего является ядерная энергия – энергия атомных электростанций и энергия управляемого термоядерного синтеза. Если в настоящее время около 18 процентов потребляемой в России энергии – это энергия атомных электростанций, то управляемый термоядерный синтез еще не осуществлен в промышленных масштабах. Эффективное решение практического использования УТС позволит овладеть экологически чистым, безопасным и практически неисчерпаемым источником энергии.

А где же реальный опыт внедрения?

– Почему же УТС так долго ждет своего внедрения? Ведь первые работы в этом направлении были проведены Курчатовым еще в 1950-х?

Владимир Николаев : Долгое время вообще считалось, что проблема практического использования энергии термоядерного синтеза не требует срочных решений, так как еще в 80-х годах прошлого столетия источники ископаемого топлива казались неистощимыми, а проблемы экологии и изменения климата не стояли так остро, как сейчас.

Кроме того, освоение проблемы УТС изначально потребовало развития совершенно новых научных направлений – физики высокотемпературной плазмы, физики сверхвысоких плотностей энергии, физики аномальных давлений. Потребовалось развитие компьютерных технологий и разработка ряда математических моделей поведения вещества при запуске термоядерных реакций. Для проверки теоретических результатов потребовалось сделать технологический рывок в создании лазеров, ионных и электронных источников, топливных микромишеней, диагностического оборудования, а также создать масштабные лазерные и ионные установки.

И эти усилия не пропали даром. Совсем недавно, в сентябре 2013 года, в экспериментах США на мощной лазерной установке NIF впервые продемонстрирована так называемая «научная рентабельность» (scientific breakeven): энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, превзошла энергию, вложенную в сжатие и нагрев топлива в мишени по схеме ИТС. Это служит дополнительным стимулом в ускорении развития существующих в мире программ, нацеленных на демонстрацию возможности коммерческого использования термоядерного реактора.

По разным прогнозам, первый опытный образец термоядерного реактора будет запущен в период до 2040 года, как результат действия ряда международных проектов и государственных программ, в том числе это международный реактор ITER на основе МТС, а также национальные программы построения реакторов на основе ИТС в США, Европе и Японии. Таким образом, от запуска процессов неуправляемого термоядерного синтеза до запуска первой электростанции УТС пройдет семьдесят-восемьдесят лет.

Относительно длительности внедрения УТС хочу пояснить, что 80 лет отнюдь не является большим сроком. Например, от момента изобретения Алессандро Вольтой первого гальванического элемента в 1800 году до момента запуска первого опытного образца электростанции Томасом Эдисоном в 1882 году прошло восемьдесят два года. А если говорить об открытии и первых исследованиях Уильямом Гилбертом электрических и магнитных явлений (1600 год), то до практического применения данных явлений прошло более двух веков.

– Каковы научные и практические направления использования инерциального управляемого термоядерного синтеза?

Елена Корешева : Реактор ИТС − это экологически чистый источник энергии, который сможет конкурировать экономически с традиционными источниками на органическом топливе и АЭС. В частности, прогноз Ливерморской национальной лаборатории США предсказывает полный отказ энергетики США от современных АЭС и их полное замещение системами ИТС к 2090 году.

Технологии, разработанные при создании реактора ИТС, могут быть использованы в различных отраслях промышленности страны.

Но прежде всего необходимо создать механический макет реактора, или ММР, который позволит оптимизировать основные процессы, связанные с частотой и синхронностью доставки топливных мишеней в зону термоядерного горения. Запуск ММР и проведение на нем тестовых экспериментов являются необходимой стадией при разработке элементов коммерческого реактора.

Ну и, наконец, реактор ИТС это мощный источник нейтронов с нейтронным выходом до 1020 н/сек, а плотность потока нейтронов в нем достигает колоссальных величин и может превышать 1020 н/сек-см 2 в среднем и 1027 н/сек-см 2 в импульсе вблизи зоны реакции. Реактор ИТС как мощный источник нейтронов является уникальным инструментом исследования в таких направлениях, как фундаментальные исследования, энергетика, нано- и биотехнологии, медицина, геология, проблемы безопасности.

Что касается научных направлений использования ИТС, то они включают изучение физики, связанной с эволюцией сверхновых звезд и других астрофизических объектов, исследование поведения вещества в экстремальных условиях, получение трансурановых элементов и изотопов, не существующих в природе, исследование физики взаимодействия лазерного излучения с плазмой и многое другое.

– По вашему мнению, а есть ли вообще необходимость перехода на УТС как на альтернативный источник энергии?

Владимир Николаев : Существует несколько аспектов необходимости такого перехода. Прежде всего, это экологический аспект: общеизвестен и доказан факт пагубного влияния на окружающую среду традиционных энергодобывающих технологий, как углеводородных, так и атомных.

Не стоит забывать и политический аспект этой проблемы, ведь освоение альтернативной энергетики позволит стране претендовать на мировое первенство и фактически диктовать цены на топливные ресурсы.

Далее отметим тот факт, что добывать топливные ресурсы становится все дороже, а их сжигание становится все менее целесообразным. Как говорил Д. И. Менделеев, «топить нефтью – это все равно, что топить ассигнациями». Поэтому переход на альтернативные технологии в энергетике позволит сохранить углеводородные ресурсы страны для их использования в химической и других отраслях промышленности.

И наконец, поскольку численность и плотность населения постоянно растут, становится все труднее найти районы строительства АЭС и ГРЭС, где производство энергии было бы рентабельно и безопасно для окружающей среды.

Таким образом, с точки зрения социальных, политических, экономических или экологических аспектов создания управляемого термоядерного синтеза вопросов как раз и не возникает.

Основная сложность заключается в том, что для достижения цели необходимо решить множество проблем, которые ранее не стояли перед наукой, а именно:

Понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей топливной смеси,

Подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы,

Разработать мощные лазеры и источники рентгеновского излучения,

Разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц,

Разработать технологию массового производства топливных мишеней и систему их непрерывной подачи в камеру реактора синхронно с приходом туда импульсов лазерного излучения или пучков частиц и многое другое.

Поэтому на первый план выходит проблема создания Федеральной целевой государственной программы по развитию инерциального управляемого термоядерного синтеза в нашей стране, а также вопросы ее финансирования.

– А будет ли безопасным управляемый термоядерный синтез? Какие последствия для экологии, населения могут быть в результате нештатной ситуации?

Елена Корешева : Во-первых, возможность критической аварии на термоядерной электростанции исключена полностью в силу принципа ее работы. Горючее для термоядерного синтеза критической массы не имеет, и, в отличие от реакторов АЭС, в реакторе УТС процесс реакции можно остановить за доли секунды в случае возникновения каких-либо нештатных ситуаций.

Конструкционные материалы для термоядерной электростанции будут подбираться таким образом, что в них не будут образовываться долгоживущие изотопы из-за активации нейтронами. Это означает, что можно создать «чистый» реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов. По оценкам, после остановки отработавшей свой срок термоядерной электростанции ее можно будет утилизировать через двадцать-тридцать лет без применения специальных мер защиты.

Важно подчеркнуть, что энергия термоядерного синтеза является мощным и экологически чистым источником энергии, использующим, в конечном счете, в качестве топлива простую морскую воду. При данной схеме извлечения энергии не возникает ни парниковых эффектов, как при сжигании органического топлива, ни долгоживущих радиоактивных отходов, как при работе АЭС.

Термоядерный реактор намного безопаснее ядерного реактора, прежде всего в радиационном отношении. Как говорилось выше, возможность критической аварии на термоядерной электростанции исключена. Напротив, на АЭС существует возможность крупной радиационной аварии, что связано с самим принципом ее работы. Самый яркий пример – это аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году и на АЭС Фукусима-1 в 2011 году. Количество находящихся в реакторе УТС радиоактивных веществ невелико. Основной радиоактивный элемент здесь – тритий, который слабо радиоактивен, имеет период полураспада 12,3 года и легко утилизируется. Кроме того, в конструкции реактора УТС есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Срок службы атомной электростанции, с учетом продления ее действия, составляет от тридцати пяти до пятидесяти лет, после чего станцию необходимо выводить из эксплуатации. В реакторе АЭС и вокруг реактора остается большое количество сильно радиоактивных материалов, причем ждать снижения радиоактивности надо многие десятилетия. Это приводит к выводу из хозяйственного оборота огромных территорий и материальных ценностей.

Отметим также, что с точки зрения возможности аварийной утечки трития будущие станции на основе ИТС, несомненно, имеют преимущество перед станциями на основе магнитного термоядерного синтеза. В станциях ИТС количество трития, одновременно находящегося в топливном цикле, исчисляется граммами, максимум десятками граммов, в магнитных же системах это количество должно составлять десятки килограммов.

– А уже есть установки, работающие на принципах инерциального термоядерного синтеза? И если есть, то насколько они эффективны?

Елена Корешева : С целью демонстрации энергии термоядерного синтеза, получаемой по схеме ИТС, во многих странах мира построены опытные лабораторные установки. Наиболее мощные среди них следующие:

В Лоуренсовской Ливерморской национальной лаборатории США с 2009 года действует лазерная установка NIF с энергией лазера 1,8 МДж, сосредоточенной в 192 пучках лазерного излучения;

Во Франции (Бордо) введена в действие мощная установка LMJ с энергией лазера 1,8 МДж в 240 пучках лазерного излучения;

В Евросоюзе создается мощная лазерная установка HiPER (High Power laser Energy Research) с энергией 0,3-0,5 МДж, функционирование которой требует производства и доставки топливных мишеней с высокой частотой >1 Гц;

В Лаборатории лазерной энергетики США действует лазерная установка OMEGA, энергия лазера – 30 кДж энергии сосредоточено в шестидесяти пучках лазерного излучения;

В Военно-морской лаборатории (NRL) США построен самый мощный в мире криптон-фторовый лазер NIKE с энергией от 3 до 5 кДж в пятидесяти шести пучках лазерного излучения;

В Японии в Лаборатории лазерной техники университета города Осаки действует многопучковая лазерная установка GEKKO-XII, энергия лазера – 15-30 кДж;

В Китае действует установка SG-III с энергией лазера 200 кДж в шестидесяти четырех пучках лазерного излучения;

В Российском федеральном ядерном центре – ВНИИ экспериментальной физики (РФЯЦ-ВНИИЭФ, Саров) действуют установки ИСКРА-5 (двенадцать пучков лазерного излучения) и ЛУЧ (четыре пучка лазерного излучения). Энергия лазера в этих установках составляет 12-15 кДж. Здесь же в 2012 году начато строительство новой установки УФЛ-2М с энергией лазера 2,8 МДж в 192 пучках. Планируется, что запуск этого, самого мощного в мире, лазера произойдет в 2020 году.

Целью работы перечисленных установок ИТС является демонстрация технической рентабельности ИТС, когда энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, превышает всю вложенную энергию. На сегодняшний день продемонстрирован так называемый scientific breakeven, то есть научная рентабельность ИТС: энергия, выделившаяся в термоядерных реакциях, впервые превзошла энергию, вложенную в сжатие и нагрев топлива.

– По вашей оценке, установки, использующие управляемый термоядерный синтез, могут быть экономически выгодными уже сегодня? Могут ли они составить реальную конкуренцию действующим станциям?

Владимир Николаев : Управляемый термоядерный синтез – это реальный конкурент таких испытанных источников энергии, как углеводородное топливо и атомные электростанции, поскольку запасы топлива для электростанции УТС практически неисчерпаемы. Количество тяжелой воды, содержащей дейтерий, в мировом океане составляет около ~1015 тонн. Литий, из которого нарабатывается второй компонент термоядерного топлива, тритий, уже сейчас производится в мире десятками тысяч тонн в год и стоит недорого. При этом 1 грамм дейтерия может дать энергии в 10 миллионов раз больше, чем 1 грамм угля, а 1 грамм смеси дейтерий-тритий даст столько же энергии, сколько 8 тонн нефти.

Кроме того, реакции синтеза являются более мощным источником энергии, чем реакции деления урана-235: при термоядерном синтезе дейтерия и трития выделяется в 4,2 раза больше энергии, чем при делении такой же массы ядер урана-235.

Утилизация отходов на АЭС – сложнейший и дорогой технологический процесс, в то время как термоядерный реактор практически безотходен и, соответственно, чист.

Отметим также немаловажный аспект эксплуатационных характеристик ИТЭС, таких, как адаптивность системы к изменению энергетических режимов. В отличие от АЭС, процесс снижения мощности в ИТЭС примитивно прост – достаточно снизить частоту подачи термоядерных топливных мишеней в камеру реактора. Отсюда еще одно важное достоинство ИТЭС в сравнении с традиционной АЭС: ИТЭС является более маневренной. Возможно, в будущем это позволит использовать мощные ИТЭС не только в «базовой» части графика нагрузки энергосистемы, наряду с мощными «базовыми» ГЭС и АЭС, но также рассматривать ИТЭС в качестве максимально маневренных «пиковых» электростанций, обеспечивающих устойчивую работу крупных энергосистем. Либо использовать ИТЭС в период суточных пиков нагрузки электросистемы, когда имеющихся в наличии мощностей других станций не хватает.

– Проводятся ли сегодня в России или других странах научные разработки по созданию конкурентной, экономически выгодной и безопасной инерциальной термоядерной энергетической станции?

Елена Корешева : В США, Европе и Японии уже существуют долгосрочные национальные программы построения к 2040 году электростанции, действующей на основе ИТС. Планируется, что выход на оптимальные технологии произойдет к 2015-2018 годам, а демонстрация работы пилотной установки в непрерывном режиме выработки электроэнергии – к 2020-2025 году. В Китае действует программа построения и запуска в 2020 году лазерной установки реакторного масштаба SG-IV с энергией лазера 1,5 МДж.

Напомним, что для обеспечения непрерывного режима генерации энергии подача топлива в центр камеры реактора ИТЭС и одновременная подача туда лазерного излучения должны осуществляться с частотой 1-10 Герц.

В Военно-морской лаборатории (NRL) США для отработки реакторных технологий создана установка ELEKTRA, действующая c частотой 5 Гц при энергии лазера 500-700 Джоулей. К 2020 году планируется увеличить энергию лазера в тысячу раз.

Мощная опытная установка ИТС с энергией 0,3-0,5 МДж, которая будет работать в частотном режиме, создается в рамках Европейского проекта HiPER. Цель этой программы: демонстрация возможности получения энергии термоядерного синтеза в частотном режиме, как это характерно для работы инерциальной термоядерной энергетической станции.

Отметим здесь также государственный проект Республики Южная Корея по созданию инновационного мощного частотного лазера в Корейском Прогрессивном физико-техническом институте KAIST.

В России, в Физическом институте им. П. Н. Лебедева, разработан и продемонстрирован уникальный метод FST, который является перспективным путем решения проблемы частотного формирования и доставки криогенных топливных мишеней в реактор ИТС. Здесь также создано лабораторное оборудование, которое моделирует весь процесс приготовления реакторной мишени − от ее заполнения топливом до осуществления частотной доставки в лазерный фокус. По заказу программы HiPER специалисты ФИАН разработали проект фабрики мишеней, работающей на основе метода FST и обеспечивающей непрерывное производство топливных мишеней и их частотную доставку в фокус экспериментальной камеры HiPER.

В США существует долгосрочная программа LIFE, нацеленная на построение к 2040 году первой электростанции ИТС. Программа LIFE будет развиваться на основе действующей в США мощной лазерной установки NIF с энергией лазера 1,8 МДж.

Отметим, что в последние годы исследования по взаимодействию очень интенсивного (1017-1018 Вт/см 2 и выше) лазерного излучения с веществом привели к открытию новых, ранее неизвестных физических эффектов. Это возродило надежды на осуществление простого и эффективного способа зажигания термоядерной реакции в несжатом топливе плазменными блоками (так называемый side-on ignition), который был предложен еще более тридцати лет назад, но не мог быть реализован при имевшемся тогда технологическом уровне. Для реализации данного подхода необходим лазер с пикосекундной длительностью импульса и мощностью 10-100 петаВатт. Сейчас исследования по этой тематике интенсивно ведутся во всем мире, лазеры мощностью 10 петаватт (ПВт) уже построены. Например, это лазерная установка VULCAN в лаборатории Резерфорда и Апплтона в Великобритании. Как показывают расчеты, при использовании такого лазера в ИТС вполне достижимы условия зажигания для безнейтронных реакций, таких, как протон-бор или протон-литий. В этом случае в принципе снимается проблема радиоактивности.

В рамках УТС альтернативной технологией по отношению к инерциальному термоядерному синтезу является магнитный термоядерный синтез. Данная технология развивается в мире параллельно с ИТС, например в рамках международной программы ITER. Строительство международного экспериментального термоядерного реактора ITER на основе системы типа ТОКАМАК осуществляется на юге Франции в исследовательском центре Кадараш. С российской стороны в проекте ITER заняты многие предприятия Росатома и других ведомств под общей координацией учрежденного Росатомом «Проектного центра ITER». Целью создания ITER является изучение условий, которые должны выполняться при работе энергетических термоядерных установок, а также создание на этой основе экономически выгодных электростанций, которые по размерам будут превосходить ITER по крайней мере на 30 процентов в каждом из измерений.

Перспективы в России есть

– А что может помешать успешному построению термоядерной электростанции в России?

Владимир Николаев : Как уже упоминалось, существует два направления развития УТС: c магнитным и инерциальным удержанием плазмы. Для успешного решения задачи построения термоядерной электростанции оба направления должны развиваться параллельно в рамках соответствующих федеральных программ, а также российских и международных проектов.

Россия уже участвует в международном проекте создания первого опытного образца реактора УТС – это проект ITER, относящийся к магнитному термоядерному синтезу.

Что касается электростанции на основе ИТС, то такой государственной программы в России пока нет. Отсутствие финансирования в данной области может привести к значительному отставанию России в мире и к потере существующих приоритетов.

Наоборот, при условии соответствующих финансовых вложений открываются реальные перспективы построения инерциальной термоядерной электростанции, или ИТЭС, на территории России.

– Есть ли перспективы построения инерциальной термоядерной энергетической станции в России при условии адекватных финансовых вложений?

Елена Корешева : Перспективы есть. Давайте разберемся в этом подробнее.

ИТЭС состоит из четырех принципиально необходимых частей:

1. Камера сгорания, или реакторная камера, где происходят термоядерные микровзрывы, и их энергия передается теплоносителю.

2. Драйвер – мощный лазер, или ускоритель ионов.

3. Фабрика мишеней – система подготовки и ввода топлива в реакторную камеру.

4. Тепло-электротехническое оборудование.

Топливом для такой станции будет служить дейтерий и тритий, а также литий, входящий в состав стенки реакторной камеры. Тритий в природе не существует, но в реакторе он образуется из лития при его взаимодействии с нейтронами термоядерных реакций. Количество тяжелой воды, содержащей дейтерий в Мировом океане, как уже здесь говорилось, составляет около ~1015 тонн. С практической точки зрения – это бесконечная величина! Извлечение дейтерия из воды – это хорошо отработанный и дешевый процесс. Литий – это доступный и достаточно дешевый элемент, содержащийся в земной коре. При использовании лития в ИТЭС его хватит на несколько сот лет. К тому же в более отдаленной перспективе, по мере развития технологии мощных драйверов (то есть лазеров, ионных пучков), предполагается осуществлять термоядерную реакцию на чистом дейтерии или на топливной смеси, содержащей лишь малое количество трития. Следовательно, стоимость топлива будет давать очень малый вклад, менее 1 процента, в стоимость вырабатываемой термоядерной электростанцией энергии.

Камера сгорания ИТЭС – это, грубо говоря, 10-метровая сфера, на внутренней стенке которой обеспечивается циркуляция жидкого, а в некоторых вариантах станций порошкообразного теплоносителя, например лития, который одновременно используется как для съема энергии термоядерного микровзрыва, так и для наработки трития. Кроме того, в камере предусмотрено необходимое количество входных окон для ввода мишеней и излучения драйвера. Конструкция напоминает корпуса мощных ядерных реакторов или некоторых промышленных установок химического синтеза, практический опыт создания которых имеется. Здесь еще предстоит решить много проблем, но фундаментальных ограничений нет. Некоторые наработки по материалам такой конструкции и отдельным узлам уже существуют, в частности, в проекте IТER.

Тепло-электротехническое оборудование – это достаточно хорошо отработанные технические устройства, которые уже давно используются на АЭС. Естественно, и на термоядерной станции эти системы будут иметь сопоставимую стоимость.

Что касается наиболее сложных систем ИТЭС – драйверов и фабрики мишеней, то в России существует хороший задел, необходимый для принятия государственной программы по ИТЭС и осуществления ряда проектов как в коллаборации с российскими институтами, так и в рамках международного сотрудничества. С этой точки зрения важным моментом являются те методы и технологии, которые уже развиты в российских исследовательских центрах.

В частности, Российский федеральный ядерный центр в Сарове обладает приоритетными наработками в области создания мощных лазеров, производства единичных топливных мишеней, диагностики лазерных систем и термоядерной плазмы, а также компьютерного моделирования процессов, происходящих в ИТС. В настоящее время в РФЯЦ-ВНИИЭФ реализуется программа УФЛ-2М построения самого мощного в мире лазера с энергией 2,8 МДж. В программе принимает участие и ряд других российских организаций, в том числе Физический институт им. П. Н. Лебедева. Успешное выполнение программы УФЛ-2М, начатой в 2012 году, – это еще один большой шаг России на пути освоения энергии термоядерного синтеза.

В Российском научном центре «Курчатовский институт» (Москва) совместно с Политехническим университетом Санкт-Петербурга были проведены исследования в области доставки криогенного топлива с помощью пневматического инжектора, которые уже сейчас используются в системах магнитного термоядерного синтеза, таких, как ТОКАМАК; исследованы различные системы защиты топливных мишеней в процессе их доставки в камеру реактора ИТС; исследована возможность широкого практического использования ИТС в качестве мощного источника нейтронов.

В Физическом институте им. П. Н. Лебедева РАН (Москва) имеются необходимые наработки в области создания фабрики реакторных мишеней. Здесь разработана уникальная технология частотного производства топливных мишеней и создан прототип фабрики мишеней, работающей с частотой 0,1 Гц. Здесь также созданы и исследованы различные системы доставки мишеней, включая гравитационный инжектор, электромагнитный инжектор, а также новые устройства транспортировки, работающие на основе квантовой левитации. Наконец, здесь развиты технологии высокоточного контроля качества мишени и ее диагностики в процессе доставки. Часть этих работ выполнена в коллаборации с ранее упомянутыми центрами ИТС в рамках десяти международных и российских проектов.

Однако необходимым условием реализации развитых в России методов и технологий является принятие долгосрочной Федеральной целевой программы по ИТС и ее финансирование.

– Каков, по вашему мнению, должен быть первый шаг к освоению термоядерной энергетики на основе ИТС?

Владимир Николаев : Первым шагом может стать проект «Разработка механического макета реактора и прототипа ФАБРИКИ МИШЕНЕЙ для частотного пополнения криогенным топливом энергетической станции, работающей на основе инерциального термоядерного синтеза», предложенного Центром энергоэффективности «ИНТЕР РАО ЕЭС» совместно с Физическим институтом им. П. Н. Лебедева и НИЦ Курчатовский институт. Результаты, полученные в проекте, позволят России не только завоевать стабильный приоритет в мире в области УТС, но и вплотную подойти к построению коммерческой электростанции на основе ИТС.

Уже сейчас ясно, что будущие ИТЭС должны строиться большой единичной мощности – как минимум, несколько гигаватт. При таком условии они будут вполне конкурентоспособны с современными АЭС. Кроме того, будущая термоядерная энергетика позволит снять острейшие проблемы ядерной энергетики – опасность радиационной аварии, захоронение высокоактивных отходов, удорожание и исчерпание топлива для АЭС и др. Заметим, что инерциальная термоядерная электростанция с тепловой мощностью 1 гигаватт (ГВт) с точки зрения радиационной опасности эквивалентна реактору деления мощностью всего 1 кВт!

– В каких регионах целесообразно размещать ИТЭС? Место инерциальной термоядерной энергетической станции в энергетической системе России?

Владимир Николаев : Как уже говорилось выше, в противоположность ТЭС (ГРЭС, ТЭЦ, КЭС) место размещения ИТЭС не зависит от местоположения источников топлива. Ее годовая потребность в подвозе топлива составляет, примерно, 1 тонну, причем это безопасные и легко транспортируемые материалы.

Атомные реакторы нельзя располагать вблизи густонаселенных районов в связи с опасностью аварии. Эти ограничения, характерные для АЭС, отсутствуют при выборе места расположения ИТЭС. ИТЭС может быть расположена вблизи крупных городов и промышленных центров. Это снимает проблему подключения станции к единой энергосистеме. Кроме того, для ИТЭС отсутствуют недостатки, связанные со сложностью строительства и эксплуатации АЭС, а также с трудностями, связанными с переработкой и захоронением ядерных отходов и демонтажем ядерных установок АЭС.

ИТЭС может размещаться в отдаленных, малонаселенных и труднодоступных районах и работать автономно, обеспечивая энергоемкие технологические процессы, такие, как, например, производство алюминия и цветных металлов в Восточной Сибири, Магаданской области и Чукотке, якутских алмазов и многого другого.