Недавно в Московском физико-техническом институте состоялась российская презентация проекта ИТЭР, в рамках которого планируется создать термоядерный реактор, работающий по принципу токамака. Группа ученых из России рассказала о международном проекте и об участии российских физиков в создании этого объекта. «Лента.ру» посетила презентацию ИТЭР и поговорила с одним из участников проекта.

ИТЭР (ITER, International Thermonuclear Experimental Reactor - Международный термоядерный экспериментальный реактор) - проект термоядерного реактора, позволяющий продемонстрировать и исследовать термоядерные технологии для их дальнейшего использования в мирных и коммерческих целях. Создатели проекта считают, что управляемый термоядерный синтез может стать энергетикой будущего и служить альтернативой современным газу, нефти и углю. Исследователи отмечают безопасность, экологичность и доступность технологии ИТЭР по сравнению с обычной энергетикой. По сложности проект сравним с Большим адронным коллайдером; установка реактора включает в себя более десяти миллионов конструктивных элементов.

Об ИТЭР

Для тороидальных магнитов токамака необходимо 80 тысяч километров сверхпроводящих нитей; общий их вес достигает 400 тонн. Сам реактор будет весить около 23 тысяч тонн. Для сравнения - вес Эйфелевой башни в Париже равен всего 7,3 тысячи тонн. Объем плазмы в токамаке будет достигать 840 кубических метров, тогда как, например, в крупнейшем действующем в Великобритании реакторе такого типа - JET - объем равен ста кубическим метрам.

Высота токамака составит 73 метра, из которых 60 метров будут находиться над землей и 13 метров - под ней. Для сравнения, высота Спасской башни Московского Кремля равна 71 метру. Основная платформа реактора будет занимать площадь, равную 42 гектарам, что сопоставимо с площадью 60 футбольных полей. Температура в плазме токамака будет достигать 150 миллионов градусов Цельсия, что в десять раз выше температуры в центре Солнца.

В строительстве ИТЭР во второй половине 2010 годов планируется задействовать одновременно до пяти тысяч человек - в их число войдут как рабочие и инженеры, так и административный персонал. Многие компоненты ИТЭР будут доставляться от порта у Средиземного моря по специально сооруженной дороге длиной около 104 километров. В частности, по ней будет перевезен самый тяжелый фрагмент установки, масса которого составит более 900 тонн, а длина - около десяти метров. Более 2,5 миллионов кубометров земли вывезут с места строительства установки ИТЭР.

Общие затраты на проектные и строительные работы оцениваются в 13 миллиардов евро. Эти средства выделяются семью основными участниками проекта, представляющими интересы 35 стран. Для сравнения, совокупные расходы на строительство и обслуживание Большого адронного коллайдера почти в два раза меньше, а строительство и поддержание работоспособности Международной космической станции обходится почти в полтора раза дороже.

Токамак

Сегодня в мире существуют два перспективных проекта термоядерных реакторов: токамак (то роидальная ка мера с ма гнитными к атушками) и стелларатор. В обеих установках плазма удерживается магнитным полем, однако в токамаке она имеет форму тороидального шнура, по которому пропускается электрический ток, тогда как в стеллараторе магнитное поле наводится внешними катушками. В термоядерных реакторах происходят реакции синтеза тяжелых элементов из легких (гелия из изотопов водорода - дейтерия и трития), в отличие от обычных реакторов, где инициируются процессы распада тяжелых ядер на более легкие.

Фото: НИЦ «Курчатовский институт»/ nrcki.ru

Электрический ток в токамаке используется также и для начального разогрева плазмы до температуры около 30 миллионов градусов Цельсия; дальнейший разогрев производится специальными устройствами.

Теоретическая схема токамака была предложена в 1951 советскими физиками Андреем Сахаровым и Игорем Таммом , и в 1954 году в СССР была построена первая установка. Однако, ученым не удавалось продолжительное время поддерживать плазму в стационарном режиме, и к середине 1960 годов в мире сложилось убеждение, что управляемый термоядерный синтез на основе токамака невозможен.

Но уже через три года на установке Т-3 в Институте атомной энергии имени Курчатова под руководством Льва Арцимовича удалось нагреть плазму до температуры более пяти миллионов градусов Цельсия и ненадолго удержать ее; ученые из Великобритании, присутствовавшие на эксперименте, на своем оборудовании зафиксировали температуру около десяти миллионов градусов. После этого в мире начался настоящий бум токамаков, так что в мире было построено около 300 установок, самые крупные из которых находятся в Европе, Японии, США и России.

Изображение: Rfassbind/ wikipedia.org

Управление ИТЭР

На чем основана уверенность в том, что ИТЭР заработает через 5-10 лет? На каких практических и теоретических разработках?

С российской стороны заявленный график работ мы выполняем и не собираемся нарушать. К сожалению, мы видим некоторое запаздывание работ, выполняемых другими, в основном Европой; частично есть запаздывание у Америки и наблюдается тенденция к тому, что проект будет несколько задержан. Задержан, но не остановлен. Есть уверенность в том, что он заработает. Концепт самого проекта полностью теоретически и практически просчитан и надежен, поэтому я думаю, что он заработает. Даст ли он в полной мере заявленные результаты... поживем - увидим.

Проект скорее носит исследовательский характер?

Конечно. Заявленный результат не есть полученный результат. Если он будет получен в полной мере, я буду предельно счастлив.

Какие новые технологии появились, появляются или будут появляться в проекте ИТЭР?

Проект ИТЭР является не просто сверхсложным, но еще и сверхнапряженным проектом. Напряженным в плане энергонагрузки, условий эксплуатации определенных элементов, в том числе наших систем. Поэтому новые технологии просто обязаны рождаться в этом проекте.

А есть пример?

Космос. Например, наши алмазные детекторы. Мы обсуждали возможность применения наших алмазных детекторов на космических грузовиках, которые представляют собой ядерные машины, перевозящие некоторые объекты типа спутников или станций с орбиты на орбиту. Есть такой проект космического грузовика. Так как это аппарат с ядерным реактором на борту, то сложные условия эксплуатации требуют анализа и контроля, так что наши детекторы вполне могли бы это сделать. На данный момент тема создания такой диагностики пока не финансируется. Если она будет создана, то может быть применена, и тогда в нее не нужно будет вкладывать деньги на стадии разработки, а только на стадии освоения и внедрения.

Какова доля современных российских разработок нулевых и девяностых годов в сравнении с советскими и западными разработками?

Доля российского научного вклада в ИТЭР на фоне общемирового очень велика. Я не знаю ее точно, но она очень весома. Она явно не меньше российского процента финансового участия в проекте, потому что во многих других командах есть большое количество русских, которые уехали за границу работать в другие институты. В Японии и Америке, везде, мы с ними очень хорошо контактируем и работаем, кто-то из них представляет Европу, кто-то - Америку. Кроме того, там есть и свои научные школы. Поэтому, насчет того, сильнее мы или больше развиваем то, что делали раньше... Один из великих сказал, что «мы стоим на плечах титанов», поэтому та база, которая была наработана в советские времена, неоспоримо велика и без нее мы ничего бы не смогли. Но и в данный момент мы не стоим на месте, мы движемся.

А чем занимается именно ваша группа в ИТЭР?

У меня сектор в отделе. Отдел занимается разработкой нескольких диагностик, наш сектор занимается конкретно разработкой вертикальной нейтронной камеры, нейтронной диагностики ИТЭР и решает большой круг задач от проектирования до изготовления, а также проводит сопутствующие научно-исследовательские работы, связанные с разработкой, в частности, алмазных детекторов. Алмазный детектор - уникальный прибор, первоначально созданный именно в нашей лаборатории. Ранее использовавшийся на многих термоядерных установках, сейчас он применяется достаточно широко многими лабораториями от Америки до Японии; они, скажем так, пошли за нами следом, но мы продолжаем оставаться на высоте. Сейчас мы делаем алмазные детекторы и собираемся выйти на уровень их промышленного производства (мелкосерийного производства).

В каких отраслях промышленности могут использоваться эти детекторы?

В данном случае это термоядерные исследования, в дальнейшем мы предполагаем, что они будут востребованы в ядерной энергетике.

Что именно делают детекторы, что они измеряют?

Нейтроны. Более ценного продукта, чем нейтрон, не существует. Мы с вами также состоим из нейтронов.

Какие характеристики нейтронов они измеряют?

Спектральные. Во-первых, непосредственная задача, которая решается в ИТЭРе, это измерение энергетических спектров нейтронов. Кроме того, они мониторят количество и энергию нейтронов. Вторая, дополнительная задача, касается ядерной энергетики: у нас есть параллельные разработки, которые могут измерять и тепловые нейтроны, являющиеся основой ядерных реакторов. У нас эта задача второстепенная, но она также отрабатывается, то есть мы можем работать здесь и в тоже время делать наработки, которые могут быть вполне успешно применены в ядерной энергетике.

Какими методами вы пользуетесь в своих исследованиях: теоретическими, практическими, компьютерным моделированием?

Всеми: от сложной математики (методов математической физики) и математического моделирования до экспериментов. Все самые разные типы расчетов, которые мы проводим, подтверждаются и проверяются экспериментами, потому что у нас непосредственно экспериментальная лаборатория с несколькими работающими нейтронными генераторами, на которых мы проводим тестирование тех систем, которые сами же и разрабатываем.

У вас в лаборатории есть действующий реактор?

Не реактор, а нейтронный генератор. Нейтронный генератор, по сути, это минимодель тех термоядерных реакций, о которых идет речь. В нем идет все то же самое, только там процесс несколько иной. Он работает по принципу ускорителя - это пучок определенных ионов, ударяющий по мишени. То есть в случае плазмы мы имеем горячий объект, в котором каждый атом имеет большую энергию, а в нашем случае специально ускоренный ион ударяется по мишени, насыщенной подобными же ионами. Соответственно, происходит реакция. Скажем так, это один из способов, которым вы можете делать ту же самую термоядерную реакцию; единственное только, что доказано, что данный способ не обладает высоким КПД, то есть вы не получите положительный энерговыход, но саму реакцию вы получаете - мы непосредственно наблюдаем данную реакцию и частицы и все, что в ней идет.

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.

Уже больше полувека в разных странах идет напряженная работа. Ученые пытаются подобрать ключ к еще одной, самой грандиозной энергетической кладовой. Они хотят добывать энергию из воды. Многим термоядерная электростанция справедливо видится единственным путем освобождения человечества из углеводородной ловушки.

Чем выше температура вещества, тем быстрее движутся его частицы. Но даже в плазме два свободных атомных ядра сталкиваются между собой без всяких последствий. Слишком велики у атомных ядер силы взаимного отталкивания. Но если поднять температуру плазмы до сотен миллионов градусов, энергия быстрых частиц может сделаться выше «барьера отталкивания». Тогда из двух легких атомных ядер при столкновении получится одно, более тяжелое ядро.

И рождение нового вещества произойдет с мощным выбросом энергии

Водород, как самый легкий элемент на Земле, особенно пригоден для участия в термоядерных реакциях. Точнее, не тот водород, который вместе с кислородом составляет обычную воду, а его тяжелый собрат дейтерий, атомный вес которого вдвое больше. Добывать его можно из тяжелой воды, которую он образует, соединяясь с кислородом. На шесть тысяч капель обыкновенной воды приходится в природе одна капля тяжелой. Сперва кажется, что это очень мало, но подсчеты показывают: только океаны нашей планеты содержат около 38 000 млрд. т тяжелой воды.

Если мы научимся эффективно добывать скрытую в ней энергию, человечество будет обеспечено таким запасом на миллиарды лет благодаря термоядерным электростанциям.

Термоядерные реакции (так называют соединения легких атомных ядер с образованием более тяжелых ядер и с выделением энергии) уже проведены искусственно на Земле. Но пока что это были мгновенные, неуправляемые, разрушительные реакции - взрывы водородных (а точнее, дейтериевых) бомб вроде «Кузькиной матери». И если с термоядерным оружием дела обстоят прекрасно, то вот с мирным реактором все не так просто.

Физики многих стран ведут международные исследования, направленные на создание промышленного термоядерного реактора и построения электростанции на его основе. Такой реактор позволит овладеть поистине неисчерпаемыми запасами энергии, выведет человечество на принципиально новый уровень существования. На сегодняшний день, существующие реакторы (токамаки) работают непродолжительное время. За все время исследований было построено порядка 300 термоядерных реакторов. Лишь в 2007 году была впервые произведена безубыточная энергетическая реакция, когда токамак выдал на четверть (1:1,25) больше потребляемой энергии.

В ближайшее время предполагается довести это соотношение до 1:50. В связи с этим, токамаки можно рассматривать только как экспериментальные, но не как промышленные установки. Из всех технических задач современной науки, вопрос промышленного термоядерного синтеза можно без преувеличения назвать самым амбициозным начинанием, способным перевернуть представления о производстве, экологии, строительстве, сельском хозяйстве и транспорте.

Термоядерный синтез способен кардинально перекроить как политическую, так и экономическую карту мира. Если любая страна сможет иметь в своем распоряжении безграничный источник экологически чистой энергии, в скором времени пустыни зацветут, а от бензина и газа придется отказаться. Энергоемкие процессы, вроде плавки металла, или выработки алюминия смогут производиться в любом месте. Станет возможной добыча и разработка ранее невыгодных месторождений металлов и веществ.

Появятся новые быстрые фантастические виды транспорта

Поистине, ни одно изобретение не меняло и не изменит наш мир так, как термоядерный реактор, наше маленькое земное солнце. Ясно, что тормозом развития промышленного термоядерного синтеза является не только сама наука. Фундаментальные исследования ведутся, причем нельзя сказать, что они безуспешны. Однако вопрос ввода в серию рабочего агрегата наталкивается на мощнейшее лобби сырьевых и перерабатывающих корпораций. Стоит учитывать, что бюджеты многих нефтедобывающих консорциумов превышают бюджеты многих стран. И эти монстры не собираются утрачивать свои астрономические доходы и власть.

Поэтому, как бы грустно это не звучало, действующий термоядерный реактор, а тем более, электростанцию, мы увидим либо по исчерпанию нефти и газа, либо по исчерпанию капиталистической модели общества. Причем, даже по окончании нефти и газа, энергетическое лобби вряд ли позволит получать всем подряд доступ к безграничной энергетике. А раз так, то и вывод напрашивается печальный – термоядерная электростанция не может быть построена и запущена в серию капиталистами. Она может быть реализована только в социалистическом обществе. Для корпоратократов такой реактор смертельно опасен и работа над ним не будет завершена никогда.

Просто о сложном – Термоядерные электростанции для производства электроэнергии

• Галерея изображений, картинки, фотографии.
• Термоядерные электростанции – основы, возможности, перспективы, развитие.
• Интересные факты, полезная информация.
• Зеленые новости – Термоядерные электростанции.
• Ссылки на материалы и источники – Термоядерные электростанции для производства электроэнергии.

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.

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.