Помощь по Теле2, тарифы, вопросы

А история этих боеприпасов началась с немецкого авантюриста времен Второй мировой войны

В четверг при бомбардировке лагеря террористов в Афганистане, в результате чего были уничтожены склады, тоннели, хранилища и не менее 36 боевиков, находившихся в них. американских вооруженных сил. Правда, специалисты высказали серьезные сомнения в военной необходимости такой бомбардировки, говоря, что применение GBU-43, скорее было похоже на демонстрацию России возможностей США. При этом ряд СМИ, в частности, американское издание National Interest напомнило Вашингтону, что у Москвы есть куда мощная неядерная бомба - АВБПМ (Авиационная вакуумная бомба повышенной мощности), которую по аналогии называют «папой всех бомб».

В связи с этим эксперты напоминают, что мериться бомбами с Россией - это не самый выигрышный для США аргумент в споре с Россией о том, кто круче в военном отношении.

Предыстория американской «мамы всех бомб» тянется еще со времен 2-й Мировой войны от проекта (Shvartsenebel - «Черный туман»). Его автором был железнодорожный служащий, по натуре авантюрист Иоганн Энгельке, имевший за плечами всего четыре класса городского училища. В основу проекта им было положено явление, которое позже назвали эффектом объемного взрыва. Он представил свою разработку министерству вооружений 3-го Рейха, которое дало добро на проведение работ, которыми Энгельке занимался до апреля 1945 года.

В 1945-м Энгельке был арестован американцами, которым, выдав себя за доктора-физика, так же предложил свои услуги. Некоторое время он работал в Штатах в центре национальной ядерной программы, но затем был разоблачен и с позором выгнан, а его идея применения эффекта объемного взрыва в военных целях была забыта почти на два десятка лет.

Позже США к ней опять вернулись. На сей раз разработкой занялись конструкторы фирмы «Boeing» (непосредственный автор-разработчик - Альберт Уимортс). В 2003 году авторы презентовали серию испытаний сверхмощного 11-тонного боеприпаса (в тротиловом эквиваленте), достаточного для того, чтобы обеспечить гарантированный радиус поражения в 140 метров, при этом частичные разрушения объектов и строения наблюдаются на удалении до 1,5 километров от эпицентра взрыва. Эту бомбу сразу прозвали «матерью всех бомб».

Длина бомбы - 10 м, диаметр - 1 м. Общая масса - 9,5 тонны, из которых 8,4 т приходится на взрывчатку, состоящую из смеси тротила, гексогена и алюминиевого порошка, которая мощнее тротила в 1,35 раза.

В 2007 году на «матерь всех бомб» последовал ответ из России. По телевидению был показан новостной сюжет, в котором наш дальний самолет Ту-160 сбрасывал огромную бомбу. Она падала на парашюте и взрывалась, после чего место взрыва, напоминало на огромном расстоянии лунную поверхность.

Никаких подробностей об этом боеприпасе не сообщалось. Правда в телесюжете результат испытаний комментировал тогдашний заместитель начальника Генштаба Александр Рукшин. Он рассказал, что новый авиационный боеприпас позволит нашей стране обеспечить свою безопасность и будет способствовать противостоянию международному терроризму в любом регионе мира. По его словам, испытания показали, что бомба по своим возможностям и эффективности соизмерима с ядерными боеприпасами, но при этом, в отличие от всех видов ядерных боеприпасов, эффект от ее действия абсолютно не загрязняет окружающую среду. Он также уточнил, что эта авиабомба может заменить целый ряд разработанных ранее ядерных средств поражения малой мощности (тактических боеприпасов мощностью до 5 кт).

Российскую новинку западные СМИ, по аналогии с американской, сразу окрестили «папой всех бомб». Позже из различных открытых источников стало известно, что российская АВБПМ по размеру меньше своего американского аналога, но при этом мощность ее боеприпаса составляет примерно 40 тонн в тротиловом эквиваленте, а это примерно в четыре раза больше, чем у американской GBU-43. К тому же, по радиусу гарантированного поражения русский «папа» превосходит американскую «маму» в два раза, что, собственно, не удивительно, так как «папа» всегда бывает и больше, и сильнее «мамы».

Термоядерный реактор Е.П. Велихов, С.В. Путвинский

Е.П. Велихов, С.В. Путвинский.
Доклад от 22.10.1999, выполненный в рамках Energy Center of the World Federation of Scientists

Аннотация

В настоящей статье приведен краткий обзор современного состояния термоядерных исследований и изложены перспективы термоядерной энергетики в энергетической системе 21 века. Обзор рассчитан на широкий круг читателей, знакомых с основами физики и инженерии.

По современным физическим представлением, существует всего несколько фундаментальных источников энерги и, которые, в принципе, могут быть освоены и использованы человечеством. Ядерные реакции синтеза - это один из таких источников энерги и. В реакциях синтеза энерги я производится за счет работы ядерных сил, совершаемых при слиянии ядер легких элементов и образовании более тяжелых ядер. Эти реакции широко распространены в природе - считается, что энерги я звезд и, в том числе, Солнца производится в результате цепочки ядерных реакций синтеза, превращающих четыре ядра атома водорода в ядро гелия. Можно сказать, что Солнце - это большой естественный термоядерный реактор, снабжающий энерги ей экологическую систему Земли.

В настоящее время, более 85% энерги и производимой человеком получается при сжигании органических топлив - угля, нефти и природного газа. Этот дешевый источник энерги и, освоенный человеком около 200 - 300 лет назад, привел к быстрому развитию человеческого общества, его благосостоянию и, как результат, к росту народонаселения Земли. Предполагается, что из-за роста народонаселения и более равномерного потребления энерги и по регионам, производство энерги и возрастет к 2050 г примерно в три раза по сравнению с нынешним уровнем и достигнет 10 21 Дж в год. Не вызывает сомнения, что в обозримом будущем прежний источник энерги и - органические топлива - придется заменить на другие виды производства энерги и. Это произойдет как по причине истощения природных ресурсов, так и по причине загрязнения окружающей среды, которое по оценкам специалистов должно наступить гораздо раньше, чем будут выработаны дешевые природные ресурсы (нынешний способ производства энерги и использует атмосферу в качестве помойки, выбрасывая ежедневно 17 млн. тонн углекислого и других газов, сопутствующих сжиганию топлив). Переход от органических топлив к широкомасштабной альтернативной энергетике ожидается в середине 21 века. Предполагается, что будущая энергетика будет более широко, чем нынешняя энергетическая система, использовать разнообразные и, в том числе, возобновляемые источники энерги и, такие как: солнечная энерги я, энерги я ветра, гидроэлектроэнерги я, выращивание и сжигание биомассы и ядерная энерги я. Доля каждого источника энерги и в общем производстве энерги и будет определяться структурой потребления энерги и и экономической эффективностью каждого из этих источников энерги и.

В нынешнем индустриальном обществе более половины энерги и используется в режиме постоянного потребления, не зависящего от времени суток и сезона. На эту постоянную базовую мощность накладываются суточные и сезонные колебания. Таким образом, энергетическая система должна состоять из базовой энергетики, которая снабжает общество энерги ей на постоянном или квазипостоянном уровне, и энергетических ресурсов, которые используются по мере надобности. Ожидается, что возобновляемые источники энерги и такие, как солнечная энерги я, сжигание биомассы и др., будут использоваться в основном в переменной составляющей потребления энерги и. Основной и единственный кандидат для базовой энергетики - это ядерная энерги я. В настоящее время, для получения энерги и освоены лишь ядерные реакции деления, которые используются на современных атомных электростанциях. Управляемый термоядерные синтез, пока, лишь потенциал ьный кандидат для базовой энергетики.

Какие же преимущества имеет термоядерный синтез по сравнению с ядерными реакциями деления, которые позволяют надеяться на широкомасштабное развитие термоядерной энергетики? Основное и принципиальное отличие заключается в отсутствии долгоживущих радиоактивных отходов, которые характерны для ядерных реакторов деления. И хотя в процессе работы термоядерного реактора первая стенка активируется нейтронами, выбор подходящих низкоактивируемых конструкционных материалов открывает принципиальную возможность создания термоядерного реактора, в котором наведенная активность первой стенки будет снижаться до полностью безопасного уровня за тридцать лет после остановки реактора. Это означает, что выработавший ресурс реактор нужно будет законсервировать всего на 30 лет, после чего материалы могут быть переработаны и использованы в новом реакторе синтеза. Эта ситуация принципиально отличается от реакторов деления, которые производят радиоактивные расходы, требующие переработки и хранения в течение десятков тысяч лет. Кроме низкой радиоактивности, термоядерная энергетика имеет огромные, практически неисчерпаемые запасы топлива и других необходимых материалов, достаточных для производства энерги и в течении многих сотен, если не тысяч лет.

Именно эти преимущества побудили основные ядерные страны начать в середине 50 годов широкомасштабные исследования по управляемому термоядерному синтезу. В Советском Союзе и США к этому времени уже были проведены первые успешные испытания водородных бомб, которые подтвердили принципиальную возможность использования энерги и ядерного синтеза в земных условиях. С самого начала стало ясно, что управляемый термоядерный синтез не имеет военного применения. В 1956 г исследования были рассекречены и с тех пор проводятся в рамках широкого международного сотрудничества. Водородная бомба была создана всего за несколько лет, и в то время казалось, что цель близка, и что первые крупные экспериментальные установки, построенные в конце 50 годов, получат термоядерную плазму. Однако, потребовалось более 40 лет исследований для того, чтобы создать условия, при которых выделение термоядерной мощности сравнимо с мощностью нагрева реагирующей смеси. В 1997 г самая крупная термоядерная установка - Европейский ТОКАМАК (JET) получила 16 МВт термоядерной мощности и вплотную подошла к этому порогу.

Что же явилось причиной такой задержки? Оказалось, что для достижения цели физикам и инженерам пришлось решить массу проблем, о которых и не догадывались в начале пути. В течении этих 40 лет была создана наука - физика плазмы, которая позволила понять и описать сложные физические процессы, происходящие в реагирующей смеси. Инженерам потребовалось решить не менее сложные проблемы, в том числе, научиться создавать глубокий вакуум в больших объемах, подобрать и испытать подходящие конструкционные материалы, разработать большие сверхпроводящие магниты, мощные лазеры и источники рентгеновского излучения, разработать импульсные системы питания, способные создавать мощные пучки частиц, разработать методы высокочастотного нагрева смеси и многое другое.

§4 посвящен обзору исследований в области магнитного управляемого синтеза, который включает в себя системы с магнитным удержанием и импульсные системы. Большая часть этого обзора посвящена наиболее продвинутым системам для магнитного удержания плазмы, установкам типа ТОКАМАК.

Объём настоящего обзора позволяет обсудить только наиболее существенные стороны исследований по управляемому термоядерному синтезу. Читателю, интересующемуся более глубоким изучением различных аспектов этой проблемы, можно рекомендовать обратиться к обзорной литературе. Существует обширная литература, посвященная управляемому термоядерному синтезу. В том числе, следует упомянуть как ставшие уже классическими книги , написанные основоположниками управляемых термоядерных исследований, так и совсем недавние издания, как, например, , в которых изложено современное состояние термоядерных исследований.

Хотя ядерных реакций синтеза, приводящих к выделению энерги и довольно много, для практических целей использования ядерной энерги и, интерес представляют только реакции приведенные в Таблице 1. Здесь и ниже мы используем стандартное обозначение изотопов водорода: р - протон с атомной массой 1, D - дейтрон, с атомной массой 2 и Т - тритий, изотоп с массой 3. Все ядра, участвующие в этих реакциях за исключением трития стабильны. Тритий - это радиоактивный изотоп водорода в периодом полураспада 12.3 лет. В результате β-распада он превращается в Не 3 , излучая низкоэнерги чный электрон. В отличие от ядерных реакций деления, реакции синтеза не производят долгоживущих радиоактивных осколков тяжелых ядер, что дает принципиальную возможность создать "чистый" реактор, не обремененный проблемой долговременного хранения радиоактивных отходов.

Таблица 1.
Ядерные реакции, представляющие интерес для управляемого термоядерного синтеза

Все реакции, приведенные в Таблице 1, кроме последней, происходят с выделением энерги и в виде кинетической энерги и продуктов реакций, q , которая указана в скобках в единицах миллионов электронвольт (МэВ),
(1 эВ = 1.6 ·10 –19 Дж = 11600 °К). Две последние реакции играют особую роль в управляемом термоядерном синтезе - они будут использоваться для производства трития, которого не существует в природе.

Ядерные реакции синтеза 1-5 обладают относительно большой скоростью реакций, которую принято характеризовать сечением реакции, σ . Сечения реакций из Таблицы 1 показаны на Рис.1, как функция энерги и сталкивающихся частиц в системе центра масс.

Из-за наличия кулоновского отталкивания между ядрами, сечения реакций при низкой энерги и частиц ничтожно малы, и, поэтому, при обычной температуре смесь изотопов водорода и других легких атомов, практически, не реагирует. Для того, чтобы любая из этих реакций имела заметное сечение, сталкивающимся частицам нужно иметь большую кинетическую энерги ю. Тогда частицы смогут преодолеть кулоновский барьер, сблизиться на расстояние порядка ядерных и прореагировать. Например, максимальное сечение для реакции дейтерия с тритием достигается при энерги и частиц около 80 КэВ, а для того, чтобы DT смесь иметь большую скорость реакций, ее температура должна быть масштаба ста миллионов градусов, Т = 10 8 ° К.

Самый простой способ получения энерги и ядерного синтеза, который сразу приходит в голову, это использовать ускоритель ионов и бомбардировать, скажем, ионами трития, ускоренными до энерги и 100 КэВ, твердую или газовую мишень, содержащую ионы дейтерия. Однако, инжектируемые ионы слишком быстро замедляются, сталкиваясь с холодными электронами мишени, и не успевают произвести энерги ю достаточную для того, чтобы покрыть энергетические расходы на их ускорение, несмотря на огромную разницу в исходной (порядка 100 КэВ) и произведенной в реакции энерги и (порядка 10 МэВ). Другими словами, при таком “способе” производства энерги и коэффициент воспроизводства энерги и,
Q fus = Р синтез /Р затрат будет меньше 1.

Для того, чтобы увеличить Q fus , можно подогреть электроны мишени. Тогда быстрые ионы будут тормозиться медленнее и Q fus будет расти. Однако, положительный выход достигается только при очень высокой температуре мишени - порядка нескольких KэВ. При такой температуре инжекция быстрых ионов уже не принципиальна, в смеси существует достаточное количество энерги чных тепловых ионов, которые сами вступают в реакции. Другими словами, в смеси происходят термоядерные реакции или термоядерный синтез.

Скорость термоядерных реакций можно рассчитать, проинтегрировав сечение реакции, показанное на Рис.1, по равновесной максвелловской функции распределения частиц. В результате, можно получить скорость реакций, К(Т) , которая определяет число реакций, происходящих в единице объема, n 1 n 2 К(Т) , и, следовательно, объемную плотность выделения энерги и в реагирующей смеси,

P fus = q n 1 n 2 K(T) (1)

В последней формуле n 1 n 2 - объемные концентрации реагирующих компонент, Т - температура реагирующих частиц и q - энергетический выход реакции приведенный в Таблице 1.

При высокой температуре, характерной для реагирующей смеси, смесь находится в состоянии плазмы, т.е. состоит из свободных электронов и положительно заряженных ионов, которые взаимодействуют друг с другом за счет коллективных электромагнитных полей. Самосогласованные с движением частиц плазмы электромагнитные поля определяют динамику плазмы и, в частности, поддерживают ее квазинейтральность. С очень большой точностью, плотность зарядов ионов и электронов в плазме равны между собой, n e = Zn z , где Z - заряд иона (для изотопов водорода Z = 1). Ионная и электронная компоненты обмениваются энерги ей, за счет кулоновских столкновений и при параметрах плазмы, типичных для термоядерных приложений, их температуры примерно равны.

За высокую температуру смеси приходиться платить дополнительными энергетическими расходами. Во-первых, нужно учесть тормозное излучение, испускаемое электронами при столкновении с ионами :

Мощность тормозного излучения, также как и мощность термоядерных реакций в смеси, пропорциональна квадрату плотности плазмы и, поэтому, отношение P fus /P b зависит только от температуры плазмы. Тормозное излучение, в отличие от мощности термоядерных реакций, слабо зависит от температуры плазмы, что приводит к наличию нижнего предела по температуре плазмы, при которой мощность термоядерных реакций равна мощности тормозных потерь, P fus /P b = 1. При температуре ниже пороговой мощность тормозных потерь превосходит термоядерное выделение энерги и, и поэтому в холодной смеси положительный выход энерги и невозможен. Наименьшую предельную температуру имеет смесь дейтерия с тритием, но и в этом случае температура смеси должна превышать 3 KэВ (3.5 10 7 °К). Пороговые температуры для DD и DHe 3 -реакций примерно на порядок выше, чем для DT-реакции. Для реакции протона с бором тормозное излучение при любой температуре превышает выход реакции , и, поэтому, для использования этой реакции нужны специальные ловушки , в которых температура электронов ниже, чем температура ионов, или же плотность плазмы настолько велика, что излучение поглощается рабочей смесью.

Кроме высокой температуры смеси, для положительного выхода реакций нужно, чтобы горячая смесь просуществовала достаточно долго и реакции успели произойти. В любой термоядерной системе с конечными размерами существуют дополнительные к тормозному излучению каналы потери энерги и из плазмы (например, за счет теплопроводности, линейчатого излучения примесей и др.), мощность которых не должна превышать термоядерное энерговыделение. В общем случае, дополнительные потери энерги и можно охарактеризовать энергетическим временем жизни плазмы t E , определенным таким образом, что отношение 3nТ / t E дает мощность потерь из единицы плазменного объема. Очевидно, что для положительного выхода необходимо, чтобы термоядерная мощность превышала мощность дополнительных потерь, P fus > 3nТ / t E , что дает условие на минимальное произведение плотности на время жизни плазмы, nt E . Например, для DT-реакции необходимо, чтобы

nt E > 5 ·10 19 s/m 3 (3)

Это условие принято называть критерием Лоусона (cтрого говоря, в оригинальной работе критерий Лоусона был выведен для конкретной схемы термоядерного реактора и, в отличие от (3), включает в себя к.п.д. преобразования тепловой энерги и в электрическую). В том виде, в каком он записан выше, критерий, практически, не зависит от термоядерной системы и является обобщенным необходимым условием положительного выхода. Критерий Лоусона для других реакций на один-два порядка выше, чем для DT-реакции, выше и пороговая температура. Близость устройства к достижению положительного выхода принято изображать на плоскости Т - nt E , которая показана на Рис.2.

nt E

Рис.2. Область с положительным выходом ядерной реакции на плоскости T - nt E .
Показаны достижения различных экспериментальных установок по удержанию термоядерной плазмы.

Видно, что DT-реакции более легко осуществимы - они требуют существенно меньшей температуры плазмы, чем DD-реакции и накладывают менее жесткие условия на ее удержание. Современная термоядерная программа нацелена на осуществление управляемого DT синтеза.

Таким образом, управляемые термоядерные реакции, в принципе, возможны и основная задача термоядерных исследований - это разработка практического устройства, которое могло бы конкурировать экономически с другими источниками энерги и.

Все изобретенные за 50 лет устройства можно разделить на два больших класса: 1) стационарные или квазистационарные системы, основанные на магнитном удержании горячей плазмы; 2) импульсные системы. В первом случае, плотность плазмы невелика и критерий Лоусона достигается за счет хорошего удержания энерги и в системе, т.е. большого энергетического времени жизни плазмы. Поэтому, системы с магнитным удержанием имеют характерный размер плазмы порядка нескольких метров и относительно низкую плотность плазмы, n ~ 10 20 м -3 (это примерно в 10 5 раз ниже, чем плотность атомов при нормальном давлении и комнатной температуре).

В импульсных системах критерий Лоусона достигается за счет сжатия термоядерных мишеней лазерным или рентгеновским излучением и создания смеси с очень высокой плотностью. Время жизни в импульсных системах мало и определяется свободным разлетом мишени. Основная физическая задача, в этом направлении управляемого термоядерного синтеза, заключается в снижении полной энерги и взрыва до уровня, который позволит сделать практический термоядерный реактор.

Оба типа систем, уже, вплотную подошли к созданию экспериментальных машин с положительным выходом энерги и Q fus > 1, в которых будут проверены основные элементы будущих термоядерных реакторов. Однако, прежде, чем перейти к обсуждению термоядерных устройств, мы рассмотрим топливный цикл будущего термоядерного реактора, который в большой степени не зависит от конкретного устройства системы.

1) ТОКАМАК Т-15 пока работал только в режиме с омическим нагревом плазмы и, поэтому, параметры плазмы, полученные на этой установке, достаточно низкие. В будущем, предусматривается ввести 10 МВт нейтральной инжекции и 10 МВт электронно-циклотронного нагрева.

2) Приведенное Q fus пересчитано с параметров DD-плазмы, полученных в установке, на DT-плазму.

И хотя экспериментальная программа на этих ТОКАМАКах еще не закончена, это поколение машин, практически, выполнило поставленные перед ним задачи. ТОКАМАКи JET и TFTR впервые получили большую термоядерную мощность DT-реакций в плазме, 11 МВт в TFTR и 16 МВт в JET. На Рис.6 показаны временные зависимости термоядерной мощности в DT экспериментах.

Рис.6. Зависимость термоядерной мощности от времени в рекордных дейтериево-тритиевых разрядах на токамаках JET и TFTR.

Это поколение ТОКАМАКов достигло пороговой величины Q fus = 1 и получило nt E всего в несколько раз ниже, чем то, которое требуется для полномасштабного ТОКАМАКа-реактора. В ТОКАМАКах научились поддерживать стационарный плазменный ток с помощью ВЧ полей и нейтральных пучков. Была изучена физика нагрева плазмы быстрыми частицами и, в том числе, термоядерными альфа-частицами, изучена работа дивертора и разработаны режимы его работы с низкими тепловыми нагрузками. Результаты этих исследований позволили создать физические основы, необходимые для следующего шага - первого ТОКАМАКа-реактора, который будет работать в режиме горения.

Какие же физические ограничения на параметры плазмы имеются в ТОКАМАКах?

Максимальное давление плазмы в ТОКАМАКе или максимальная величина β определяется устойчивостью плазмы и приближенно описывается соотношением Тройона ,

где β выражено в %, I p – ток, протекающий в плазме и β N - безразмерная константа, называемая коэффициентом Тройона. Параметры в (5) имеют размерность МА, Тл, м. Максимальные значения коэффициента Тройона β N = 3÷5, достигнутые в экспериментах, хорошо согласуются с теор етическими предсказаниями, базирующимися на расчетах устойчивости плазмы. Рис.7 показывает предельные значения β , полученные в различных ТОКАМАКах.

Рис.7. Сравнение предельных значений β , достигнутых в экспериментах со скейлингом Тройона .

При превышении предельного значения β , в плазме ТОКАМАКа развиваются крупномасштабные винтовые возмущения, плазма быстро охлаждается и гибнет на стенке. Это явление называется срывом плазмы.

Как видно из Рис.7 для ТОКАМАКа характерны довольно низкие значения β на уровне нескольких процентов. Существует принципиальная возможность увеличить значение β за счет уменьшения аспектного отношения плазмы до предельно низких значений R/a = 1.3÷1.5. Теор ия предсказывает, что в таких машинах β может достигать нескольких десятков процентов. Первый ТОКАМАК с ультра низким аспектным отношением, START , построенный несколько лет назад в Англии, уже получил значения β = 30%. С другой стороны эти системы технически более напряженны и требуют специальных технических решений для тороидальной катушки, дивертора и нейтронной защиты. В настоящее время строятся несколько более крупных, чем START, экспериментальных ТОКАМАКов с низким аспектным отношением и плазменным током выше 1 МА. Ожидается, что в течении следующих 5 лет эксперименты дадут достаточно данных для того, чтобы понять будет ли достигнуто ожидаемое улучшение плазменных параметров и сможет ли оно компенсировать технические трудности, ожидаемые в этом направлении.

Многолетние исследования удержания плазмы в ТОКАМАКах показали, что процессы переноса энерги и и частиц поперек магнитного поля определяются сложными турбулентными процессами в плазме. И хотя плазменные неустойчивости, ответственные за аномальные потери плазмы, уже обозначены, теор етическое понимание нелинейных процессов еще недостаточно для того, чтобы, основываясь на первых принципах, описать время жизни плазмы. Поэтому, для экстрапол яции времен жизни плазмы, полученных в современных установках, к масштабам ТОКАМАКа-реактора, в настоящее время, используются эмпирическ ие закономерности - скейлинги. Один из таких скейлингов (ITER-97(y)), полученный с помощью статистической обработки экспериментальной базы данных с различных ТОКАМАКов, предсказывает, что время жизни растет с ростом размера плазмы, R, плазменного тока I р, вытянутости сечения плазмы k = b/а = 4 и падает с ростом мощности нагрева плазмы, Р:

t E ~ R 2 k 0.9 I р 0.9 / P 0.66

Зависимость энергетического времени жизни от остальных плазменных параметров довольно слабая. Рис.8 показывает, что время жизни измеренное, практически, во всех экспериментальных ТОКАМАКах хорошо описывается этим скейлингом.

Рис.8. Зависимость экспериментально наблюдаемого энергетического времени жизни от предсказанного скейлингом ITER-97(y).
Среднестатистическое отклонение экспериментальных точек от скейлинга 15%.
Разные метки соответствуют различным ТОКАМАКам и проектируемому ТОКАМАКу-реактору ИТЭР .

Этот скейлинг предсказывает, что ТОКАМАК, в котором будет происходить самоподдерживающееся термоядерное горение, должен иметь большой радиус 7-8 м и плазменный ток на уровне 20 МА. В таком ТОКАМАКе энергетическое время жизни будет превышать 5 секунд, а мощность термоядерных реакций будет на уровне 1-1.5 ГВт.

В 1998 г был закончен инженерный проект ТОКАМАКа-реактора ИТЭР . Работы проводились совместными усилиями четырех сторон: Европы, России, США и Японии с целью создания первого экспериментального ТОКАМАКа-реактора, рассчитанного на достижение термоядерного горения смеси дейтерия с тритием. Основные физические и инженерные параметры установки приведены в Таблице 3, а его сечение показано на Рис.9.

Рис.9. Общий вид проектируемого ТОКАМАКа-реактора ИТЭР .

ИТЭР будет обладать, уже, всеми основными чертами ТОКАМАКа-реактора. Он будет иметь полностью сверхпроводящую магнитную систему, охлаждаемый бланкет и защиту от нейтронного излучения, систему дистанционного обслуживания установки. Предполагается, что на первой стенке будут получены потоки нейтронов с плотностью мощности 1 МВт/м 2 и полным флюенсом 0.3 МВт× лет/м 2 , что позволит провести ядерно-технологические испытания материалов и модулей бланкета, способных воспроизводить тритий.

Таблица 3.
Основные параметры первого экспериментального термоядерного ТОКАМАКа-реактора, ИТЭР .

ИТЭР планируется построить в 2010-2011 г. Экспериментальная программа, которая будет продолжаться на этом экспериментальном реакторе около двадцати лет, позволит получить плазменно-физические и ядерно-технологические данные, необходимые для строительства в 2030-2035 г первого демонстрационного реактора-ТОКАМАКа, который уже будет производить электроэнерги ю. Основная задача ИТЭРа будет заключаться в демонстрации практичности реактора-ТОКАМАКа для производства электроэнерги и.

Наряду с ТОКАМАКами, которые в настоящее время являются наиболее продвинутой системой для осуществления управляемого термоядерного синтеза, существуют другие магнитные ловушки, успешно конкурирующие с ТОКАМАКом.

Кроме ТОКАМАКов и СТЕЛЛАРАТОРов эксперименты, хотя и в меньшем масштабе, продолжаются на некоторых других системах с замкнутыми магнитными конфигурациями. Среди них следует отметить пинчи с обращенным полем , СФЕРОМАКи и компактные торы . Пинчи с обращенным полем имеют относительно низкое значение тороидального магнитного поля. В СФЕРОМАКе или в компактных торах тороидальная магнитная система вовсе отсутствует. Соответственно, все эти системы обещают возможность создания плазмы с высоким значением параметра β и, следовательно, в перспективе могут оказаться привлекательными для создания компактных термоядерных реакторов или же реакторов, использующих альтернативные реакции, такие как DHe 3 или рВ, в которых низкое поле требуется для снижения магнитно-тормозного излучения. Нынешние параметры плазмы, достигнутые в этих ловушках, пока, существенно ниже, чем те, которые получены в ТОКАМАКах и СТЕЛЛАРАТОРах.

Исследование взаимодействия лазерного излучения с веществом показало, что лазерное излучение хорошо поглощается испаряющимся веществом оболочки мишени вплоть до требуемых плотностей мощности 2÷4 · 10 14 Вт/см 2 . Коэффициент поглощения может достигать 40÷80 % и растет с уменьшением длинны волны излучения . Как указывалось выше, большого термоядерного выхода можно добиться, если при сжатии основная масса топлива остается холодной. Для этого нужно, чтобы сжатие было адиабатическим, т.е. нужно избегать предварительного разогрева мишени, которое может происходить за счет генерации лазерным излучением энерги чных электронов, ударных волн или жесткого рентгеновского излучения. Многочисленные исследования показали, что эти нежелательные эффекты можно снизить за счет профилирования импульса излучения, оптимизации таблеток и уменьшения длины волны излучения. На Рис.16, заимствованном из работы , показаны границы области на плоскости плотность мощности - длина волны лазеров, пригодных для обжатия мишеней.

Рис.16. Область на плоскости параметров, в которой лазеры способны осуществлять обжатия термоядерных мишеней (заштрихована).

Первая лазерная установка (NIF) с параметрами лазера, достаточными для получения зажигания мишеней, будет построена в США в 2002 г. Установка позволит изучить физику обжатия мишеней, которые будут иметь термоядерный выход на уровне 1-20 МДж и, соответственно, позволит получить высокие значения Q>1.

Хотя лазеры позволяют проводить лабораторные исследования по обжатию и зажиганию мишеней, их недостатком является низкий к.п.д., который, пока, в лучшем случае, достигает 1-2%. При таких низких к.п.д., термоядерный выход мишени должен превышать 10 3 , что является очень сложной задачей. Кроме того, лазеры на стекле имеют низкую повторяемость импульса. Для того, чтобы лазеры могли служить драйвером реактора термоядерной электростанции их стоимость должна быть снижена примерно на два порядка величины . Поэтому, параллельно с развитием лазерной технологии, исследователи обратились к разработке более эффективных драйверов - ионных пучков.

Ионные пучки

В настоящее время рассматривается два типа ионных пучков: пучки легких ионов, типа Li, с энерги ей в несколько десятков МэВ и пучки тяжелых ионов, типа Рb, с энерги ей до 10 ГэВ. Если говорить о реакторных приложениях, то в обоих случаях нужно подвести к мишени радиусом несколько миллиметров энерги ю в несколько МДж за время порядка 10 нс. Необходимо не только сфокусировать пучок, но и суметь провести его в камере реактора на расстояние порядка нескольких метров от выхода ускорителя до мишени, что для пучков частиц является совсем не простой задачей.

Пучки легких ионов с энерги ей несколько десятков МэВ можно создавать с относительно большим к.п.д. с помощью импульсного напряжения, приложенного к диоду. Современная импульсная техника позволяет получать мощности, требуемые для обжатия мишеней, и поэтому, пучки легких ионов являются наиболее дешевым кандидатом для драйвера. Эксперименты с легкими ионами проводились в течение многих лет на установке PBFA-11 в Сандиевской национальной лаборатории в США. Установка позволяет создавать короткие (15 нс) импульсы 30 МэВ-ных ионов Li с пиковым током 3.5 МА и полной энерги ей около 1 МДж. Кожух из материала с большим Z с мишенью внутри помещался в центре сферически симметричного диода, позволяющего получать большое количество радиально направленных ионных пучков. Энерги я ионов поглощалась в кожухе холраума и пористом наполнителе между мишенью и кожухом и преобразовывалось в мягкое рентгеновское излучение, сжимающее мишень .

Предполагалось получить плотность мощности свыше 5 · 10 13 Вт/см 2 , необходимую для обжатия и поджига мишеней. Однако, достигнутые плотности мощности были, примерно, на порядок величины меньше, чем ожидалось . В реакторе, использующем легкие ионы в качестве драйвера, требуются колоссальные потоки быстрых частиц с высокой плотностью частиц вблизи мишени. Фокусировка таких пучков на миллиметровые мишени представляет собой задачу огромной сложности. Кроме того, легкие ионы будут заметно тормозиться в остаточном газе в камере сгорания.

Переход к тяжелым ионам и большим энерги ям частиц позволяет существенно смягчить эти проблемы и, в частности, уменьшить плотности тока частиц и, таким образом, облегчить проблему фокусировки частиц. Однако, для получения требуемых 10 ГэВ-ных частиц требуются огромные ускорители с накопителями частиц и прочей сложной ускорительной техникой. Положим, что полная энерги я пучка 3 МДж, время импульса 10 нс и область, на которую должен быть сфокусирован пучок, представляет собой окружность с радиусом 3 мм. Сравнительные параметры гипотетических драйверов для обжатия мишени приведены в Таблице 6.

Таблица 6.
Сравнительные характеристики драйверов на легких и тяжелых ионах.

*) – в области мишени

Пучки тяжелых ионов, также, как и легкие ионы, требуют использования холраума, в котором энерги я ионов преобразуется в рентгеновское излучение, равномерно облучающее саму мишень. Конструкция холраума для пучка тяжелых ионов лишь немного отличается от холраума для лазерного излучения. Отличие заключается в том, что пучки на требуют отверстий, через которое лазерные лучи проникают внутрь холраума. Поэтому, в случае пучков, используются специальные поглотители частиц, которые преобразуют их энерги ю в рентгеновское излучение. Один из возможных вариантов показан на Рис.14b. Оказывается, что эффективность преобразования уменьшается с ростом энерги и ионов и ростом размера области, на которой происходит фокусировка пучка . Поэтому, увеличение энерги и частиц свыше 10 ГэВ нецелесообразно.

В настоящее время, как в Европе, так и в США принято решение сосредоточить основные усилия на развитием драйверов, основанных на пучках тяжелых ионов . Предполагается, что эти драйверы будут разработаны к 2010-2020 гг и, в случае успеха, заменят лазеры в установках следующего за NIF поколения. Пока ускорителей, требуемых для инерционного синтеза, не существует. Основная трудность их создания связана с необходимостью увеличивать плотности потоков частиц до такого уровня, при котором пространственная плотность заряда ионов уже существенно влияет на динамику и фокусировку частиц. Для того, чтобы уменьшить эффект пространственного заряда, предполагается создавать большое количество параллельных пучков, которые будут соединяться в камере реактора и направляться на мишень . Характерный размер линейного ускорителя - несколько километров .

Каким же образом предполагается провести ионные пучки на расстояние несколько метров в камере реактора и сфокусировать их на области размером несколько миллиметров? Одна из возможных схем заключается в самофокусировке пучков, которая может происходить в газе низкого давления. Пучок будет вызывать ионизацию газа и компенсирующий встречный электрический ток, протекающий по плазме. Азимутальное магнитное поле, которое создается результирующим током (разницей тока пучка и обратного тока плазмы), будет приводить к радиальному сжатию пучка и его фокусировке. Численное моделирование показывает, что, в принципе, такая схема возможна, если давление газа будет поддерживаться в нужном диапазоне 1-100 Торр .

И хотя пучки тяжелых ионов открывают перспективу создания эффективного драйвера для термоядерного реактора, они имеют перед собой колоссальные технические трудности, которые еще предстоит преодолеть, прежде, чем цель будет достигнута. Для термоядерных приложений нужен ускоритель, который будет создавать пучок 10 ГэВ-ных ионов с пиковым током в несколько десятков КА и со средней мощностью около 15 МВт. Объем магнитной системы такого ускорителя сравним с объемом магнитной системы ТОКАМАКа-реактора и, поэтому, можно ожидать, что их стоимости будут одного порядка.

Камера импульсного реактора

В отличие от магнитного термоядерного реактора, где требуется высокий вакуум и чистота плазмы, к камере импульсного реактора такие требования не предъявляются. Основные технологические трудности создания импульсных реакторов лежат в области драйверной техники, создании прецизионных мишеней и систем позволяющих подавать и контролировать положение мишени в камере. Сама камера импульсного реактора имеет относительно простую конструкцию. Большинство проектов предполагает использовать жидкую стенку создаваемую открытым теплоносителем. Например, проект реактора HYLIFE-11 использует расплавленную соль Li 2 BeF 4 , жидкая завеса из которой окружает область, куда поступают мишени. Жидкая стенка будет поглощать нейтронное излучение и смывать остатки мишеней. Она же демпфирует давление микровзрывов и равномерно передает ее на основную стенку камеры. Характерный внешний диаметр камеры около 8 м, ее высота - около 20 м.

Полный расход жидкого теплоносителя по оценкам будет составлять около 50 м 3 /с, что вполне достижимо. Предполагается, что кроме основного, стационарного потока, в камере будет сделана импульсная жидкая заслонка, которая будет открываться синхронизировано с подачей мишени с частотой около 5 Гц для пропускания пучка тяжелых ионов.

Требуемая точность подачи мишени составляет доли миллиметров. Очевидно, что пассивная подача мишени на расстояние в несколько метров с такой точностью в камере, в которой будет происходить турбулентные потоки газа, вызванные взрывами предшествующих мишеней, представляет собой практически невыполнимую задачу. Поэтому, в реакторе потребуется система управления, позволяющая отслеживать положение мишени и производить динамическую фокусировку пучка. В принципе, такая задача выполнима, но может существенно усложнить управление реактором.

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.

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

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

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

Что такое токамак?

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

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

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

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

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

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

Монтаж Т-15. 1980-е годы

Преимущества и недостатки термоядерных реакторов

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

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

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

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

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

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

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

Самый амбициозный проект современности

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

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

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

Из чего состоит реактор ITER?

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Каждая такая катушка весит примерно 310 тонн

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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.